Полиморфизмы С-3ЗТ, С-59ОТ, G-1098Т в промоторе гена ИЛ-4 при атопической бронхиальной астме

Полиморфизмы С-3ЗТ, С-59ОТ, G-1098Т в промоторе гена ИЛ-4 при атопической бронхиальной астме

Автор: Казначеев, Валерий Александрович

Шифр специальности: 14.00.36

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2005

Место защиты: Москва

Количество страниц: 100 с. ил.

Артикул: 329976

Автор: Казначеев, Валерий Александрович

Стоимость: 250 руб.

Полиморфизмы С-3ЗТ, С-59ОТ, G-1098Т в промоторе гена ИЛ-4 при атопической бронхиальной астме  Полиморфизмы С-3ЗТ, С-59ОТ, G-1098Т в промоторе гена ИЛ-4 при атопической бронхиальной астме 

ОГЛАВЛЕНИЕ
ОБОЗНАЧЕНИЯ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА Г СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ВАЖНОСТЬ ИССЛЕДОВАНИЙ ОБРАЩЕ1ШОЙ МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ
1.1. Концепции термоядерных реакторов
1.1.1. Системы магнитного удержания
. 1.2. Обращенная магнитная конфигурация ТЕС
1.2. Необходимость разработки малорадиоактивного термоядерного реактора и исследований БЛС
ГЛАВА 2. МОДЕЛЬ И ОБЩИЙ АНАЛИЗ Б3Не ПЛАЗМЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ОСНОВЕ ОБРАЩЕННОЙ МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ . .
2.1. Математическая модель Э3Не плазмы обращенной магнитной конфигурации БЕС
2.1.1. Равновесие и макроскопическая устойчивость
2.1.2. Энергетический баланс плазмы
2.1.3. Метод поддержания тока 5
2.2. Описание программного кода
2.3. Исходные данные для расчета
2.4. Оптимальный режим и рабочие параметры реактора на основе ЬЯС
ГЛАВА 3. АНАЛИЗ ПЛАЗМОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ СИСТЕМЫ
3.1. Удержание плазмы БЯС
3.1.1. О критериях удержания частиц плазмы
3.1.2. Зависимости времен удержания энергии и частиц плазмы
стр.
3.2. Влияние правильного учета тормозного излучения в плазме
ГЛАВА 4. ПАРАМЕТРЫ Е3Не ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СРАВНЕНИЕ С ДРУ1 ИМИ КОНЦЕПЦИЯМИ
4.1. Системный анализ и основные параметры реактора
4.2. Проблема получения 3Нс
4.3. Концептуальные проекты термоядерных реакторов и их сравнение
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Однако использование реакции О-Т (дейтерий-тритий) приводит к тому, что радиационная безопасность такого реактора сопоставима с опасностью ядерных реакторов, а стоимость электроэнергии от термоядерных электростанций не ниже стоимости электроэнергии от АЭС. Поэтому, более обещающим и надежным выглядит создание гермоядерных реакторов с малой радиационной опасностью. Такую перспективу открывает использование в качестве топлива смеси дейтерия с гелием-3 (О-3Не). При этом биологическая опасность термоядерных реакторов может быть снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами, полностью отпадает необходимость обработки радиоактивных материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоактивных отходов. До недавнего времени вопрос о О-Не топливе был вне пределов серьезного рассмотрения из-за того, что запасов гелия-3 на Земле недостаточно. Опубликованные данные [3] указывают на то, что на Луне запасы 3Не значительны и при переводе всей современной электроэнергетики мира на сжигание лунного гелия-3 его хватило бы на тысячелетие. Стоимость лунного гелия-3 обусловит наименьшую составляющую электроэнергии (~ 5%). В настоящее время в международном научном сообществе можно выделить лишь несколько институтов, занимающихся исследованием альтернативных топлив. В частности, изучением D-He плазмы занимаются зри центра: МГТУ им. Н.Э. Баумана, National Institute for Fusion Science (Нагойя, Япония), University of Wisconsin (Мэдисон, США). Кроме того, группа МГТУ им. Баумана имеет связи с научно-исследовательскими группами в Niigata University (Япония) и University of Washington (Сиэтл, США), в которых проводится анализ плазмы обращенной магнитной конфигурации. Осуществление зажигания u 1 реакции. Ближе всех к этой цели находятся токамаки. На действующих установках (D1II-D, JET, JT-6O) его достичь не удастся и поэтому одновременно запущено несколько дорогостоящих проектов (ITER, FIRE). Изучение малорадиоактивных/улучшенных топлив (нет трития или минимальное загрязнение) и альтернативных конфигураций (по отношению к токамаку). Получение стабильного плазменного ядра (на данный момент на стеллараторе LHD время удержания конфигурации/ импульса равно с), вопросы равновесия плазмы, включая кинетическую и МГД-устойчивость. Система магнитного удержания плазмы FRC (Field Reversed Configuration; обращенная магнитная конфигурация) - одна из наиболее перспективных рассматриваемых в настоящее время схем. Весьма показательно сравнение принципиальных особенностей FRC с наиболее продвинутыми замкнутыми ловушками - токамаками. В отличие от токамаков, FRC не имеет тороидального магнитного поля, благодаря чему достижимы высокие значения бета плазмы, то есть более высокое удельное энерговыделение в термоядерной плазме (по современным оценкам удельное энерговыделение в термоядерной плазме токамаков примерно в раз ниже, чем в обычном ядерном реакторе, а в FRC возможно достичь и превысить значения, характерные для современных реакторов). Кроме этого, вместо характерной тороидальной геометрии для FRC присуща линейная цилиндрическая схема, обладающая помимо прочего естественным дивертором, что является существенным преимуществом с точки зрения решения ряда инженерных задач. Наконец, реальным является создание сравнительно компактных опытных термоядерных установок на базе обращенной магнитной конфигурации - FRC. FRC), способных работать в широком диапазоне температур, магнитного поля и применяемых топлив. Температура гшазмы, свойства топлива, внешнее магнитное поле существенно влияют как на удержание плазменного образования, так и на теплофизические процессы взаимодействия плазменного ядра с менее плотной коркой и стенкой. Данная работа посвящена исследованию физических процессов обращенной магнитной конфигурации в широком диапазоне температур (Т = . В). Хорошо известно [1, 4], что при увеличении температуры топлива легче получить зажигание, а при большем значении магнитного ноля проще добиться удержания плазмы. Но оба этих случая ведут к увеличению излучения и соответственно большим потерям.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.208, запросов: 198