The approximate parameters of steady-state D-T fusion reactors can be predicted on the basis of present knowledge, provided some interim assumptions are made. The most speculative assumption is plasma confinement: either about 100 Bohm times in a closed magnetic system whose minor plasma radius is several metres; or about 10 effective 90° Coulomb scattering times in an open system of similar size. Almost as serious is the assumption that a flux 3 × 1018 m−2 sec−1 of 14-MeV neutrons will not cause excessive radiation damage to the device. A simple plasma model includes particle injection with or without energy, particles loss, electron bremsstrahlung and synchrotron radiation, thermalization of alpha particles (from fusion) and energy exchange between all species. It predicts equilibrium temperatures T, pressures, fractional burn-up per confinement time fb and other quantities. For open-ended systems fb approaching 0.1 is required, which is several times that obtainable against simple Coulomb scattering; some possibilities for ameliorating this difficulty remain unexplored. Typically Tb ≈ 60 to 80 keV, but Te ≈ 30 to 40 keV because of radiation. For closed systems fb can be lower, but fb ≈ 10% with artificially enhanced bremsstrahlung would be more desirable. In every case, alphas are thermalized in the plasma. Using niobium structural material and mostly lithium moderator, one can obtain a (regenerated triton/incident neutron) breeding ratio between 1.2 and 1.6, depending upon the configuration. Cost per unit power would be very low for large systems. One intermediate example gives $6/kW(th); β = 0.15 (closed system), 0.34 (open system), for a device with 3-m radius and 10 T maximum field. Total power could exceed 10 000 MW(th). The large neutron excess in such devices would be very valuable and there are other advantages.
定常状態のD-T核融合炉の近似的パラメータは、いくつかの暫定的な仮定がなされるならば、現在の知識に基づいて予測することができる。最も推測的な仮定はプラズマ閉じ込めであり、それは、小半径が数メートルである閉磁気系における約100ボーム時間、または、同程度の大きさの開放端系における約10回の実効的な90°クーロン散乱時間のいずれかである。ほぼ同程度に重大なのは、3×10¹⁸ m⁻² sec⁻¹の14-MeV中性子束が装置に過度の放射線損傷を引き起こさないであろうという仮定である。単純なプラズマモデルには、エネルギーを伴うまたは伴わない粒子入射、粒子損失、電子制動放射およびシンクロトロン放射、（核融合からの）アルファ粒子の熱化、および全粒子種間のエネルギー交換が含まれる。このモデルは、平衡温度T、圧力、閉じ込め時間あたりの燃焼割合fb、およびその他の量を予測する。開放端系では、fbが0.1に近づくことが必要であり、これは単純なクーロン散乱に対して得られる値の数倍である。この困難を緩和するいくつかの可能性は未探究のままである。典型的にはTb≈60〜80 keVであるが、放射のためTe≈30〜40 keVである。閉磁気系ではfbはより低くてよいが、人為的に増強された制動放射を伴うfb≈10%がより望ましいであろう。いずれの場合も、アルファ粒子はプラズマ中で熱化される。ニオブ構造材料と主としてリチウム減速材を使用すると、（再生トリトン/入射中性子）増殖比は、構成に応じて1.2から1.6の間で得られる。単位出力あたりのコストは、大型システムでは非常に低くなるであろう。中間的な例の一つは、最大磁場10 T、半径3 mの装置に対して、$6/kW(th)を与える。βは（閉磁気系で）0.15、（開放端系で）0.34である。総出力は10 000 MW(th)を超え得る。そのような装置における大きな中性子過剰は非常に価値があり、他の利点もある。