A discussion is given of the relative merits of the D-D, D-T,or D-3He mirror fusion power systems. As a basis for discussion we have used a simple approach for estimating the ratio of Q(D, He) to Q(D, T). When needed, the value of Q(D, T) is considered to be of the order of that calculated by Marx and by Kuo-Petravic, Petravic and Watson. The systems are compared at different assumed plasma temperatures in the range 200 to 1000 keV on the basis of several criteria: the investment costs in dollars per kilowatt, the ratio of waste power to power output, and the tritium and neutron production. We have concluded, based on the estimates of the ratio of Q-values, that subject to these criteria the D-T system appears the more favoured system. On the other hand, should a means be found to enhance the Q-values the D-3He system would be preferred on all but the first criteria. We consider the three-component D-T-3He system and its optimization. Finally, the possibility of further enhancing the D-T system by utilization of tritium breeding in the plasma is discussed.
D-D、D-T、またはD-3Heミラー核融合発電システムの相対的な利点について議論する。議論の基礎として、Q(D, He)のQ(D, T)に対する比を推定する簡単な手法を用いた。必要な場合、Q(D, T)の値はMarx、およびKuo-Petravic、Petravic、Watsonによって計算された値の程度であると見なされる。システムは、200〜1000 keVの範囲の想定される異なるプラズマ温度で、いくつかの基準、すなわち、1キロワットあたりのドルでの投資コスト、出力に対する廃熱出力の比、およびトリチウムと中性子の生成量に基づいて比較される。Q値の比の推定に基づき、これらの基準に従えばD-Tシステムの方が有利であると思われると結論付けた。一方、Q値を高める手段が見つかれば、D-3Heシステムは最初の基準以外のすべての点で好ましいと思われる。3成分系のD-T-3Heシステムとその最適化について考察する。最後に、プラズマ中でのトリチウム増殖の利用によるD-Tシステムのさらなる強化の可能性について議論する。