Сцинтилляционные спектрометры нейтронного и гамма излучения для диагностики термоядерной плазмы

ИТЭР (ITER — International Thermonuclear Experimental Reactor) -международный проект по созданию термоядерного экспериментального реактора на базе токамака. В соответствии с Соглашением, в сооружении ИТЭР принимают участие Европейский Союз, Россия, США, Япония, Китай, Южная Корея и Индия. Первый в мире экспериментальный термоядерный реактор будет построен на площадке научного центра CEA (Кадараш, Франция). Результаты научных исследований на ИТЭР позволят продемонстрировать мировой общественности техническую осуществимость термоядерной реакции, как надежного и безопасного источника энергии с неисчерпаемыми запасами топлива.

Проект токамака-реактора ИТЭР предусматривает работу с длинным импульсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазменного шнура и дивертором. В номинальном индуктивном режиме работы предполагается достижение мощности термоядерных реакции 400 МВт при длительности импульса «горения» реакции более 300 секунд. При этом в плазму может быть введено до 100 МВт мощности дополнительного нагрева.

Основные программные цели проекта ИТЭР сформулированы в [1]. В области физики плазмы ИТЭР должен обеспечить:

• достижение квазистационарного «горения» в индуктивном режиме поддержания тока плазмы с Q (отношением термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева) не менее 10 и с длительностью импульса достаточной для достижения стационарных условий на временной шкале, характерной для плазменных процессов при температурах «горения» (зажигания);

• демонстрацию стационарного режима работы с использованием неиндуктивных методов поддержания тока плазмы с Q не менее 5 (при этом не исключается возможность достижения контролируемого зажигания термоядерной реакции);

В области инженерных исследований и испытаний ИТЭР должен обеспечить:

• демонстрацию наличия и возможности совместного использования технологий, необходимых для создания термоядерного реактора (таких, как соответствующие сверхпроводниковые магниты, дистанционное обслуживание и др.);

• испытание компонентов будущих энергетических термоядерных реакторов (таких, как системы ввода топлива, система отвода тепла и золы из плазмы, разработка методов диагностики реакторной плазмы и др.);

• испытание различных концепций модулей бланкета, воспроизводящих тритий, которые должны обеспечить в будущих энергетических установках воспроизводство (самообеспечение) трития, отвод тепла и, в конечном счете, производство электроэнергии.

Основные параметры установки ИТЭР представлены в таблице В.1.

В части физики плазмы основные экстраполяции на масштаб токамака-реактора ИТЭР сделаны на базе экспериментальных и расчетно-теоретических исследований, проводимых в рамках национальных программ, выполняемых в странах-участницах проекта. Предсказания удержания плазмы основываются на эмпирических законах подобия (скейлингах), безразмерном анализе удержания и развитии расчетных кодов для математического моделирования транспортных процессов в термоядерной плазме.

Таблица В.1 Основные параметры ИТЭР.

Полная термоядерная мощность Р, МВт 400.

Отношение Р термоядерной к Р дополнительного нагрева, >10.

1 2 ¡-Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м 0,57.

Время горения плазмы в индуктивном режиме работы, сек >300.

Большой радиус плазмы, м 6,2.

Малый радиус плазмы, м 2,0.

Ток плазмы, МА 15.

Вертикальная вытянутость плазмы — отношение вертикального размера к горизонтальному (верх/низ) 1,7/1,85.

Треугольность плазмы (верх/низ) 0,33/0,49.

Тороидальное магнитное поле на оси, Т 5,3.

Объем плазмы, м3 837.

2 ." Площадь поверхности плазмы, м 678.

Мощность дополнительного нагрева, МВт ~ 73.

В качестве базового режима работы токамака-реактора выбран Н-режим с периодически повторяющейся неустойчивостью на границе плазмы. В этом режиме одновременно достигаются достаточно высокие уровни удержания, плотности и газокинетического давления плазмы, обеспечивающие проектные значения выделения термоядерной мощности и отношения выделенной термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева. Тепловые и электромагнитные нагрузки на элементы конструкции реактора, связанные с эффектами магнитной гидродинамики и развитием пучка убегающих электронов, не превышают допустимых пределов. Переход из режима с плохим удержанием (Ь-режима) в Н-режим характеризуется спонтанным формированием транспортного барьера на границе плазмы. Этот переход возможен, если поток тепловой энергии из плазмы через ее границу превышает некоторый необходимый уровень. Предусмотренные в проекте системы дополнительного нагрева и генерации тока позволяют эффективно управлять радиальными распределениями параметров плазмы. Как показали расчеты сценариев разряда, при таком управлении и благодаря использованию бутстреп-тока в реакторе ИТЭР могут быть получены стационарные режимы удержания, улучшенного по сравнению с базовым режимом. Для достижения этих режимов, которые характеризуются формированием в плазме внутренних транспортных барьеров, необходимо применение предусмотренных в проекте систем стабилизации неоклассической тиринг-неустойчивости и неустойчивости плазмы, связанной с конечной электропроводностью стенки разрядной камеры.

Для управления режимами работы токамака-реактора ИТЭР и для получения достоверных данных об интересующих плазменных режимах в проекте предусмотрена разработка и создание необходимых средств диагностики термоядерной плазмы. Одним из важнейших методов диагностики термоядерной реакторной плазмы являются нейтронные измерения, которые должны обеспечить решение всех вышеуказанных научных и инженерных задач. В частности нейтронная диагностика должна обеспечить:

• измерение динамики абсолютного значения нейтронного выхода реактора во всех режимах его работы,.

• измерение выделяемой термоядерной мощности,.

• измерение пространственных распределений ионной температуры, источника термоядерных нейтронов и а-частиц.

Все плазменные параметры, контролируемые методами нейтронной диагностики, разделены на три группы:

1а) — измерения для защиты и базового управления токамака-реактора, (1Ь) — данные для обеспечения продвинутого управления реактором, (2) — данные для оценки производительности и дальнейшего развития физики плазмы.

Более детально измеряемые параметры, диапазоны их изменений, а также требуемая точность измерений представлены в таблице В.2 [2].

Таблица В.2. Требования к нейтронной диагностике ИТЭР.

Группа Плазменные параметры Диапазон изменения Пространствен, разрешение Временное разрешение Погрешность измерений.

1а Термоядерная мощность и полный нейтронный выход <1 ГВт 1014- 5хЮ20 нейтр./с Интегрально 1мс 10% lb Отношение концентрации топлива п</п (в центре шнура 0,1−10 а/10 100 мс 20% lb Профили источников нейтронов и а-частиц 1014−4×1018 л нейтр./(м с) а/10 1 мс 10% la Профиль ионной температуры 0,5 — 40 кэВ а/10 100 мс 10% lb Флюенс быстрых нейтронов на первой стенке 0,1−1 л МВтхгод/м Локально ~ 10 точек Юс 10%.

2 Энергия и пространственное распределение удерживаемых а-частиц 0,1 -4 МэВ (0,1−2) х1018м" 3 а/10 100 мс 20%.

2 Энергия и пространственное распределение быстрых ионов TBD* ТВБ TBD TBD.

• - TBD (to be designed) — требования будут сформулированы в будущем, техническое решение в настоящий момент отсутствует. К технологическим задачам относится контроль интегрального нейтронного потока на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.

Разрабатываемый в настоящее время комплекс нейтронной диагностики ИТЭР состоит из следующих подсистем: радиальный [3] и вертикальный [4, 5] многоканальные нейтронные коллиматоры, внутренний [6, 7], внешний [8,9] и диверторный [10] мониторы нейтронного выхода, нейтронно-активационная система [11, 12, 13] и группа нейтронных спектрометров [14, 15, 16, 17]. Подсистемы диагностик нейтронного излучения и продуктов термоядерного синтеза, а также контролируемые с их помощью плазменные параметры, представлены в таблице В.З.

Таблица В. З. Подсистемы нейтронной диагностики ИТЭР и плазменные параметры, контролируемые с их помощью.

Название подсистемы Контролируемые параметры.

1 Радиальный многоканальный нейтронный коллиматор Полный нейтронный выход, двумерные профили нейтронного и, а источников, термоядерная мощность и плотность мощности, профиль ионной температуры плазмы, интегральный нейтронный поток на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.

2 Вертикальный многоканальный нейтронный коллиматор

3 Микрокамеры деления Полный нейтронный выход, термоядерная мощность, интегральный нейтронный поток на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.

4 Монитор нейтронного выхода.

5 Нейтронно-активационная система.

6 Спектрометры нейтронов Полный нейтронный выход, термоядерная мощность и плотность мощности, ионная температура плазмы и отношение плотности трития и дейтерия в центре плазменного шнура.

7 Спектрометры гамма-излучения Профиль плотности удерживаемых а-частиц, отношение плотности трития и дейтерия в центре плазменного шнура.

8 Детекторы убегающих а-частиц Поток неудерживаемых а-частиц (стационарный и временный).

Прототипы всех элементов подсистем нейтронной диагностики ИТЭР в той или иной мере прошли тестирование в экспериментах на больших токамаках ТБТЯ (США), 1ЕТ (Англия) и 1Т-6011(Япония) и показали принципиальную возможность решения поставленных задач. Однако в случае.

ИТЭР дизайн нейтронной диагностики должен быть приспособлен к длительному (квазистационарному) режиму работы в условиях интенсивных нейтронных потоков (которые на порядок выше максимально достигнутой плотности потоков нейтронов на токамаке JET вовремя экспериментов с d-t плазмой). Высокие потоки нейтронов и длительные импульсы ИТЭР приводят к тому, что детекторы и элементы конструкции будут облучены значительными интегральными флюенсами быстрых нейтронов — более чем в 104 раз превышающими их величины в экспериментах на современных токамаках. Поэтому, в конструкции токамака-реактора предусмотрена радиационная защита в виде массивных железо-водных бланкетов и толстой вакуумной камеры. Такая конструкция оказывает существенное влияние на выбор нейтронных детекторов для измерений в многоканальных нейтронных коллиматорах, погрешность определения термоядерной мощности установки и на пространственное разрешение при измерении профиля нейтронного источника. Указанные факторы, в конечном итоге, определяют требования к нейтронным детекторам, которые планируется использовать для измерений в многоканальных нейтронных коллиматорах.

Необходимость нейтронной томографии при определении профиля нейтронной эмиссии ИТЭР, существенно возрастает в связи с тем, что из-за наличия популяции быстрых ионов в зажигаемой плазме интенсивность нейтронного источника может быть не постоянной на заданной магнитной поверхности, а также поскольку в экспериментах с зажиганием ожидается проявление коллективного поведения рождающихся альфа частиц и быстрых ионов. Особенно отчетливо это может проявиться во время дополнительного нагрева плазмы на ионно-циклотронной частоте или при инжекции пучка нейтралов (энергия нагревного пучка нейтралов Е = 1 МэВ, что существенно выше температуры плазмы Tj). Кроме того, постоянство удельной нейтронной эмиссии на магнитной поверхности может нарушаться в момент пилообразных колебаний, при возникновении Альфеновских мод (АЕ) и при так называемых «advanced tokamak regime» — разрядах с сильно отрицательным магнитным «широм». Как показали недавние результаты пространственных нейтронных измерений на токамаке JET [18,19] популяция быстрых частиц влияет на двумерное распределение профиля плазменного источника термоядерных нейтронов. Нейтронные детекторы наиболее подходящие для применения в радиальном и вертикальном многоканальных нейтронных коллиматорах ИТЭР и их основные характеристики приведены в таблице В.4. 20,21].

Практически все нейтронные детекторы — мониторы нейтронного потока, представленные в таблице В.4. (за исключением быстрого пластика), обеспечивают разделение сигналов от нейтронного и гамма излучения. В органических сцинтилляторах стильбен и NE213 это обеспечивается за счет анализа формы импульсного сигнала, в алмазных детекторах, сцинтилляторах.

ZnS и камерах деления с U — за счет амплитудной дискриминации сигналов (импульсы от гамма-квантов имеют существенно меньшую амплитуду).

Среди существующих нейтронных детекторов, используемых для диагностики горячей плазмы, выделяются органические сцинтилляционные детекторы, поскольку они могут работать как компактные спектрометры термоядерных нейтронов. Их применение в радиальном и вертикальном многоканальных нейтронных коллиматорах ИТЭР обеспечит измерение ионной температуры плазмы, пространственного распределения быстрых дейтонов и тритонов, профиля полоидального вращения плазмы. В отличие от других типов компактных спектрометров термоядерных нейтронов (на основе кремниевых и алмазных ППД), органические сцинтилляторы обеспечивают широкий динамический диапазон измерений (за счет быстрого времени высвечивания и возможности существенного изменения эффективности детекторов) и возможность одновременного измерения спектров d-d и d-t нейтронов. Однако до сих пор при реализации спектрометрии нейтронного излучения с помощью органических сцинтилляторов не учитывались особенности измерений термоядерных спектров и были не реализованы все преимущества данного метода.

Таблица В.4. Нейтронные детекторы для радиального и вертикального многоканальных нейтронных коллиматоров.

Тип детектора Размер 0х/, см3 Чувствительно сть, см2/нейтр Динамический диапазон для временного окна 1 мс Время жизни.

При максимальной плотности потока нейтронов 5×109 нейтр./(смсек).

Органические сцинтилляторы — компактные спектрометры и мониторы нейтронного потока 05×40 Ю^-Ю" 1 10 (Цифровой спектрометр с окном 100 мс) 100 (Цифровой монитор с окном 1 мс) ?

Алмазные детекторы (N00 иСУБ) — компактные спектрометрN00 и СУО мониторы нейтронного потока 01×2 Для одного детектора: 5×10″ 5 10″ 3 -г 2×10″ 2 20 (для временного окна 100 мс) 50 104сек 2×106 сек.

Камеры деления с 238и 03×35 ЗхЮ" 4 20 Все время работы ИТЭР.

Сцинтиллятор — 05×30 КГЧКГ1 1 ?

Сцинтилляторбыстрый пластик 05×30 10'3-П 100−300 7.

В настоящей работе представлены последние достижения в создании и развитии методов спектрометрии нейтронного и гамма излучения с использованием органических сцинтилляторов. Реализация новых методов и применение созданных спектрометров в экспериментах на современных действующих токамаках (Tore-Supra (Франция), FTU (Италия), JET (Англия), JT 60 (Япония)) показали что, разработанные методики практической спектрометрии ионизирующего излучения термоядерной плазмы найдут широкое применение при создании нейтронной диагностики ИТЭР и будут достойным вкладом нашей страны в диагностический комплекс термоядерного токамака-реактора. Поэтому исследования в области спектрометрии нейтронного и гамма излучения термоядерной плазмы, создание новых приборов и методов измерений, несомненно, являются актуальной научной задачей.

Цель настоящей работы — разработка и практическое применение сцинтилляционных спектрометров нейтронного и гамма излучения для исследования характеристик термоядерной плазмы токамаков.

Научная новизна работы заключается в следующем: развиты экспериментальные методы спектрометрии ионизирующего излучения высокотемпературной термоядерной плазмы в экспериментах на токамакахобоснованы и разработаны методологические основы спектрометрии термоядерных нейтронов при помощи детекторов с органическими сцинтилляторами, включая разработку алгоритмов восстановления энергетических спектров термоядерных нейтронов и создание соответствующего комплекса программного обеспеченияполучены экспериментальные данные, подтверждающие природу происхождения ионизирующего излучения в экспериментах на токамаке FTU, что позволило перейти от качественного описания к созданию адекватных моделей формирования пучка убегающих электроновполучены экспериментальные результаты, подтверждающие эффективность сценариев ионно-циклотронного нагрева плазмы в d-t экспериментах на токамаке JETразработаны и впервые применены в экспериментальных исследованиях характеристик ионизирующего излучения термоядерной плазмы токамака нейтронные детекторы на базе органических сцинтилляторов с цифровым разделением сигналов по форме импульса;

Практическая ценность полученных результатов диссертационной работы заключается в следующем: созданные спектрометры нейтронного и гамма излучений нашли практическое применение в экспериментальных исследованиях характеристик термоядерной плазмы практически на всех крупных токамаках мира — TORE SUPRA, JET, JT-60U и FTUизученные особенности спектрометрии термоядерных нейтронов спектрометрами с органическими сцинтилляторами позволяют определять их предельные характеристики, необходимые для создания нейтронной диагностики ИТЭРсистема цифрового разделения сигналов нейтронного и гамма излучений при регистрации сцинтилляционными детекторами позволяет повысить полезную скорость счета, обеспечивая тем самым лучшее временное разрешение и уменьшая погрешность измерений;

Положения, выносимые на защиту: разработанный сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбена обеспечивает энергетическое разрешение 150 кэВ при регистрации d-d нейтронов и 300 кэВ при регистрации d-t нейтронов, что обеспечивает измерение ионной температуры плазмы в диапазоне выше 4 кэВ и удовлетворяет требованиям, предъявляемым к спектрометрам термоядерных нейтронов ИТЭРразработан метод определения ионной температуры и ее погрешности из энергетического спектра термоядерных нейтронов, измеренного спектрометром с органическим сцинтиллятором, удовлетворяющий требованиям ИТЭР по временному разрешению и погрешности измеренийсцинтилляционные спектрометры на основе кристалла стильбена с разделением сигналов нейтронного и гамма излучения по форме импульса обеспечивают скорость счета не менее, чем ~ 1,5×105 импульсов/сек, что является предельной величиной для схем с аналоговой обработкой сигналовв экспериментах с ионно-циклотронным нагревом d-t плазмы сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбена позволяет надежно измерять «эффективную ионную температуру» при различных мощностях и фазировках ВЧ волнсозданная система цифрового разделения сигналов нейтронного и гамма излучения в условиях измерений в смешанных п/у полях позволяет более чем на порядок увеличить скорость счета импульсов разработанных спектрометров.

Апробация работы.

Материалы, вошедшие в диссертацию докладывались и обсуждались на научных семинарах в ГНЦ РФ ТРИНИТИ, РНЦ «Курчатовский институт» и Физико-техническом институте им. А. Ф. Иоффе РАН, а также на научных семинарах зарубежных лабораторий — CEA (Франция, Кадараш), ENEA (Италия, Фраскати), JAERI (Япония, Нака и Токай-мура), JET (Англия, Кэлхэм), VTT (Финляндия, Хельсинки) и Institute Nuclear Research (Чехия, Ржеж).

Полученные результаты неоднократно представлялась и обсуждалась на международных совещаниях по диагностике ИТЭР и в рамках работы экспертной группы по нейтронной диагностике ИТЭР, в которой автор является представителем России.

Результаты и материалы, изложенные в диссертацию, опубликованы в ведущих журналах по экспериментальной ядерной физике и физике плазмы «Nuclear Instruments and Methods», «Review of Scientific Instruments», «Приборы и техника эксперимента», «Fusion Science and Technology» «Fusion Engineering and Design», «Nuclear Fusion» и других.

Часть результатов была представлена на международных и всероссийских научных конференциях:

— 12th HTPD High Temperature Plasma Diagnostic, Princeton, USA, 1998.

— XXVI Звенигородская конференция по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, Звенигород, 1999.

— 27th EPS Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys. Budapest, Hungary, 2000.

— «Frontier Detectors for Frontier Physics», Isola dElba, Italy, May 2003.

— 10-я Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы, Красная Пахра, июнь 2003.

— 31th EPS Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys. London, UK, 2004.

— 15th HTPD High Temperature Plasma Diagnostic, San Diego, USA, 2004.

— 11-я Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы, Троицк — Звенигород, июня 2005 г.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения и списка литературы из 95 наименований. Принята сквозная нумерация литературных ссылок. Параграфы и рисунки нумеруются по главам. Диссертации содержит 177 страницы текста, включающего 10 таблиц и 74 рисунка и приложение на 15 страницах.

Выводы к Главе 5.

Во время ТТЕ кампании на токамаке JET была продемонстрирована возможность эффективного изучения временной эволюции потоков термоядерных нейтронов и их энергетических спектров при помощи нейтронного спектрометра с кристаллом стильбена. Анализ энергетических спектров нейтронного излучения позволил определить «перпендикулярную эффективную температуру» быстрых тритонов во время ионно-циклотронного дополнительного нагрева плазмы. Было показано, что при одинаковой мощности Picrh = 4,5 МВт нагрев с фазировкой волны +90° менее эффективен чем нагрев с дипольной фазировкой волны. Размещение спектрометра с кристаллом стильбена с аналоговой обработкой сигнала в лаборатории над экспериментальным залом токамака JET позволяет проводить измерения в разрядах с нейтронным выходом не более 4×1016 нейт./импульс. При более высоких нейтронных выходах происходит перегрузка спектрометра в силу существующих ограничений по скорости счета для аналоговых схем разделения сигналов по форме импульса. Применение спектрометра нейтронов с кристаллом стильбена для регистрации термоядерных нейтронов на токамаке JET наглядно продемонстрировало необходимость повышения быстродействия систем регистрации и разделения сигналов по форме импульса. Наиболее эффективным способом решения этой проблемы является внедрение системы цифрового разделения сигналов на основе быстрого АЦП. Впервые такая система была испытана во время тритиевых экспериментов на токамаке JET с жидким органическим сцинтиллятором NE213. Этот детектор рутинным образом применяется в измерениях на JET в многоканальных нейтронных коллиматорах для определения профиля плазменного источника нейтронов. Используемые аналоговые модули разделения сигналов по форме импульса имеют предельную скорость счета на выходе не более 200 кГц. Поэтому разработка быстродействующих систем разделения сигналов по форме импульса представляется весьма актуальной задачей. Применение системы цифрового разделения сигналов нейтронного и гамма излучения позволило проводить измерения скоростью счета до 2 МГц и выше во время разрядов с дополнительным нагревом дейтерий-тритиевой плазмы инжекцией пучка нейтралов и радиочастотными методами. Разделение нейтронов и гамма-квантов проводилось программным образом методом сравнения зарядов оцифрованного сигнала сцинтилляционного детектора. В качестве оцифровщика сигналов использовалось коммерческий быстрый АЦП (200 МГц, 12 бит), установленный в PCI расширитель, который связан с персональным компьютером. Кроме высокого быстродействия система цифрового разделения сигналов позволяет проводить многократный анализ данных после окончания измерений, подбирая условия обработки оптимальные для данного эксперимента. Автором разработано и апробировано программное обеспечение, которое позволяет одновременно получать амплитудные спектры нейтронного и гамма-излучения, выделять и проводить анализ наложений импульсов. Это позволяет избежать потери информации и снизить погрешность измерения, связанную с просчетами и мертвым временем. Применение 12 битного АЦП обеспечивает проведение измерений в широком энергетическом диапазоне, регистрируя одновременно D-D и D-T нейтроны. Дальнейшее развитие и совершенствование системы цифрового разделения сигналов делает его наиболее перспективным инструментом нейтронной спектрометрии будущих термоядерных установок, где требуются многоканальные измерения. Спектрометры термоядерных нейтронов на основе органических сцинтилляторов с цифровым разделением сигналов являются относительно дешевыми, компактными и гибкими системами и несомненно найдут применение в экспериментах на международном термоядерном токамак-реакторе ИТЭР.

Заключение

.

В результате проведенных исследований было выполнено следующее.

Разработаны, созданы и апробированы методы спектрометрии нейтронного и гамма излучения термоядерной плазмы токамаков с целью последующего использования новых диагностических средств для исследования характеристик реакторной плазмы в экспериментах на международном термоядерном экспериментальном токамаке-реакторе ИТЭР.

Разработана и внедрена для штатного применения многоканальная система измерений жесткого рентгеновского излучения на базе спектрометрических сцинтилляционных кристаллов Nal (Tl). Разработан программный комплекс восстановления энергетических спектров фотонного излучения позволил не только определять граничную энергию жесткого рентгеновского излучения, но также, используя матричный метод обработки аппаратурных спектров, получать достоверные количественные характеристики поля жесткого рентгеновского излучения (плотность потока фотонов).

Проведен анализ предельного быстродействия спектрометра с разделением сигналов по форме импульса. На основании имеющихся данных об энергетической зависимости световыхода сцинтилляторов определено предельное энергетическое разрешение спектрометров нейтронов с жидким органическим сцинтиллятором NE213 и с кристаллом стильбена. Для кристалла стильбена анализ энергетической зависимости световыхода и прямые измерения энергетического разрешения для d-d и d-t нейтронов, выполненные на нейтронных генераторах, показали лучшие результаты в сравнении с NE213.

Приведены результаты исследования характеристик нейтронного излучения термоядерной d-d плазмы в экспериментах на токамаках FTU, TORE-SUPRA, JET и JT-60U. Спектрометром нейтронов с кристаллом стильбена получены экспериментальные данные, подтверждающие эффективность некоторых сценариев ионно-циклотронного нагрева плазмы во время d-t экспериментов на токамаке JET.

В процессе проведенных исследований были: развиты экспериментальные методы спектрометрии нейтронного и гамма излучения высокотемпературной термоядерной плазмы для применения на токамакахобоснованы и разработаны методологические основы спектрометрии термоядерных нейтронов при помощи детекторов с органическими сцинтилляторами, включая разработку алгоритмов восстановления энергетических спектров термоядерных нейтронов и создание соответствующего комплекса программного обеспеченияпроанализированы особенности спектрометрии термоядерных нейтронов, что позволило определить предельные характеристики спектрометров с органическими сцинтилляторами по быстродействию и энергетическому разрешениюразработаны, созданы и впервые применены в экспериментальных исследованиях характеристик нейтронного и гамма излучения термоядерной плазмы спектрометры на основе органических сцинтилляторов с цифровым разделением сигналов по форме импульса, которые позволили в условиях реальных экспериментов на токамаках более чем в 10 раз поднять полезную скорость счета детектора, обеспечив тем самым лучшее временное разрешение и уменьшив погрешность измеренийобоснованы необходимые технические требования к спектрометру нейтронов на основе органического сцинтиллятора и экспериментально продемонстрирована возможность измерения ионной температуры плазмы с погрешностью и временным разрешением, соответствующим требованиям ИТЭР.

Результаты исследований неоднократно были доложены на Всероссийских и международных конференциях по экспериментальной ядерной физике и физике плазмы, а также на международных совещаниях по диагностике ИТЭР и в рамках работы экспертной группы по нейтронной диагностике ИТЭР. Разработанные методики введены в научный оборот и нашли широкое применение в практической деятельности.

Реакция р (барн-кэВ) у (кэВ" 1) Во (кэВ|/2).

М 52,6 -5,8×10″ 3 31,3970.

М 9821 -2,9×10'2 34,3827.