Разработка диагностики термоядерной плазмы методом анализа профиля источника нейтронов для исследования переходных процессов в токамаке тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Немцев Григорий Евгеньевич

• Немцев Григорий Евгеньевич
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Немцев Григорий Евгеньевич

Введение

Глава 1. Обзор методов диагностики быстрых нейтронов на

токамаках

1.1 Системы диагностики быстрых нейтронов на токамаках

1.2 Термоядерные реакции в плазме

1.3 Спектр быстрых нейтронов

1.4 Динамика выхода нейтронов в термоядерной плазме

1.5 Детекторы быстрых нейтронов на токамаках

1.6 Нейтронные диагностики токамака ИТЭР

1.7 Мониторы нейтронного потока ИТЭР

1.8 Нейтронные спектрометры ИТЭР

1.9 Многоканальные нейтронные коллиматоры ИТЭР

1.10 Выводы к главе

Глава 2. Диагностическая система Вертикальная Нейтронная

Камера

2.1 Общее описание ВНК ИТЭР и измеряемые параметры плазмы

2.2 Описание конструкции диагностики и интеграция системы в

порты токамака

2.3 Вневакуумные компоненты ВНК

2.4 Оптимизация коллиматоров верхней ВНК

2.5 Коллиматоры нижней ВНК

2.6 Система сбора данных диагностики

2.7 Выводы к главе

Глава 3. Исследование отклика диагностической системы ВНК

ИТЭР

3.1 Концепция блока детектирования быстрых нейтронов

3.2 Определение анизотропии чувствительности камер деления для коллиматоров ВНК

3.3 Алмазный детектор ВНК

3.4 Испытания детекторов ВНК при повышенных температурах

3.5 Термоциклические испытания алмазных детекторов

3.6 Радиационные испытания алмазных детекторов

3.7 Исследование влияния линии связи детекторов на параметры сигнала

3.8 Разработка алгоритмов обработки сигналов детекторов ВНК

3.9 Выводы к главе

Глава 4. Исследование динамики выхода быстрых нейтронов в

разрядах токамака JET

4.1 Описание эксперимента

4.2 Расчет отклика детекторов

4.3 Измерение выхода DD нейтронов в различных режимах работы токамака

4.4 Измерение выхода DT нейтронов в различных режимах работы токамака

4.5 Отношение DT и DD нейтронов в различных сценариях плазмы

4.6 Оценка времени замедления ионов трития

4.7 Исследование динамики возникновения тока убегающих электронов по измерениям жесткого рентгеновского излучения

4.8 Выводы к главе

Глава 5. Метод измерения пространственного распределения интенсивности плазменного нейтронного источника токамака TRT

5.1 Токамак TRT

5.2 Многоканальный нейтронный коллиматор TRT

5.3 Модель источника нейтронов и расчет нейтронных потоков в каналах коллиматоров

5.4 Детекторы термоядерных нейтронов для диагностики плазмы

TRT

5.5 Дополнительные линии наблюдения

5.6 Измеряемые параметры плазмы нейтронной камерой TRT

5.7 Выводы к главе

Заключение

Словарь терминов

Список литературы

Список рисунков

Список таблиц

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка диагностики термоядерной плазмы методом анализа профиля источника нейтронов для исследования переходных процессов в токамаке»

Введение

Измерение нейтронов, образующихся при термоядерном синтезе, является одной из наиболее важных диагностических задач высокотемпературной плазмы. Нейтронная диагностика играет ключевую роль в строящемся в настоящий момент токамаке ИТЭР. Благодаря нейтронной диагностике получают информацию о скорости протекания термоядерной реакции, эффективности нагрева плазмы, как с помощью вспомогательных систем ионного и электронного циклотронного нагрева, инжекторов нейтральных частиц, так и нагрева с помощью рожденных в плазме альфа-частиц. Знание выхода нейтронов критично для оценки уровня активации конструкций и проектирования защиты персонала от ионизирующего излучения. По измерениям спектра нейтронов можно определять как температуру ионов, так и эффективность их термали-зации. Компоненты строящихся и проектируемых установок для термоядерной энергетики неизбежно вынуждены будут работать в условиях больших радиационных нагрузок и в условиях большого флюенса нейтронов. Это накладывает ограничение как на спектр применяемых материалов, так и на возможность реализации множества плазменных диагностик. Поэтому измерение нейтронного выхода с высоким временным разрешением становится все более и более критичным для термоядерных установок.

На современных больших токамаках, таких как JET, как правило, реализован целый комплекс нейтронных диагностик: мониторы нейтронного выхода, нейтронно-активационная система, полупроводниковые, времяпролет-ные или сцинтилляционные нейтронные спектрометры [1]. Подобные системы разрабатываются и для строящегося в настоящий момент токамака ИТЭР [2]. Но наиболее полную информацию о плазменном нейтронном источнике могут дать системы, построенные на основе многоканальных нейтронных коллиматоров. Целью нейтронного многоканального коллиматора является измерение пространственного распределения нейтронного источника с временным разрешением в полоидальном сечении плазмы токамака. Это может дать информацию об общем выходе нейтронов, профиле плотности мощности термоядерного синтеза, пространственном распределении интенсивности нейтронного источника. Знание этих профилей необходимо для оценки энергетического удержания частиц, баланса энергии ионов и переноса частиц. Более того, при

наличии мощного дополнительного нагрева плазмы (ион-циклотронный нагрев или инжекция нейтральных пучков), измерение профиля нейтронного источника полезно при определении функции распределения быстрых ионов в плазме. Когда плазма имеет максвелловское или близкое к максвелловско-му распределение ионов, из дополнительного измерения нейтронного спектра можно получить профиль ионной температуры. Особенностью взаимодействия быстрых нейтронов с веществом является большая длина свободного пробега. Поэтому нейтронные коллиматоры в общем случае представляют собой протяженные (свыше 1 м) и тяжелые конструкции (свыше 10 т), что накладывает ограничения на их интеграцию в термоядерную установку. Подобные диагностические системы были созданы для токамаков JT-60 [3], TFTR [4] и JET [5]. В настоящий момент для токамака ИТЭР разрабатываются вертикальная (ВНК) [6] и радиальная (РНК) нейтронные камеры [7]. В данной работе приведены результаты разработки диагностики ВНК. В соответствии с обязательствами Российской Федерации в международном проекте ИТЭР диагностическая система ВНК должна быть изготовлена и поставлена в соответствии с требованиями проекта.

В проекте токамака ИТЭР отсутствуют вертикальные порты [8]. Единственным доступным местом для размещения вертикальных линий наблюдения являются радиальные порты: верхний и нижний. При таком размещении нейтронные детекторы и коллиматоры должны неизбежно заходить вглубь криостата токамака, приближаясь к плазменному источнику. В данной области нейтронные детекторы будут вынуждены работать в условиях высокоинтенсивных потоков ионизирующего излучения, воздействия потоков быстрых частиц из плазмы, в присутствии сильного магнитного поля [9]. Вследствие этого подобная диагностическая система и детекторы будут подвергаться сильным статическим и динамическим механическим нагрузкам, значительному радиационному нагреву, в измерительных каналах будет высокая рабочая температура. Другой проблемой является необходимость размещения нейтронных детекторов в условиях высокого вакуума установки (давление внутри вакуумной камеры менее 10-4 Па [10]), что для подобных систем делается впервые. Это накладывает серьезные ограничения на выбор материалов конструкции и значительно усложняет интеграцию и обслуживание. Еще одной сложностью подобного размещения является ограниченное пространство для размещения достаточного количества нейтронной защиты. Проведенный расчет переноса

нейтронного излучения показал присутствие значительного количества фоновых нейтронов в месте размещения детекторов диагностики [11]. Другой проблемой является размещение компонентов коллиматоров в нижнем порту в трех совершенно независимых друг от друга компонентах: модуле бланке-та, диверторной кассете и диагностическом рэке (стойке, предназначенной для размещения компонентов диагностик в нижнем порту ИТЭР) [6]. Поэтому естественно необходимо, чтобы компоненты коллиматоров, находящиеся в разных конструкциях, были выравнены относительно друг друга. Решение данных проблем приведено в данной работе.

В общем случае различные переходные процессы, происходящие в плазме токамака так или иначе оказывают влияние на выход нейтронов: включение-выключение дополнительного нагрева, пилообразные колебания, развитие неустойчивостей. Поэтому одной из основных задач, стоящих перед токамаком ИТЭР является измерение нейтронного выхода с 1 мс временным разрешением. Это привело к повышенным требованиям к детекторам и системе регистрации. Кроме того, в зависимости от режимов работы токамака и концентрации ионов дейтерия и трития нейтронный выход может меняться на несколько порядков. Это зачастую требует использования нескольких детекторов с различной чувствительностью. В Вертикальной нейтронной камере ИТЭР в качестве детекторов нейтронного излучения предполагается использовать детекторы на основе CVD алмазных пластин. В данный момент в рамках разработки ВНК была выполнена разработка алмазных детекторов высокого спектрометрического разрешения. Поэтому важным является вопрос испытания алмазных детекторов в условиях наиболее близких к условиям эксплуатации ИТЭР. Наиболее подходящим местом является токамак JET, на котором в настоящий момент достигнут наибольший выход термоядерных нейтронов [12]. В 2011 году на JET была установлена бериллиевая первая стенка с вольфрамовым дивертором, так называемая «ITER-like wall» [13]. В период с 2012 года по 2020 токамак работал, в том числе, с DD плазмой и общий выход нейтронов с энергией 2,5 МэВ достигал 1016 [14]. На период кампании на установке JET был установлен монитор выхода нейтронов на основе алмазного детектора с временным и энергетическим разрешением. Результаты измерений выхода нейтронов приведены в данной работе.

В настоящий момент также ведется разработка токамака с реакторными технологиями (TRT). TRT представляет собой квазистационарную термоядер-

ную плазменную установку с длительностью разряда более 100 с. Для нагрева плазмы на токамаке планируется использовать целый ряд систем дополнительного нагрева, включая инжекторы атомов с энергией 0.5 МэВ на базе источников отрицательных ионов, мегаваттные гиротроны с частотой излучения 230-260 ГГц, систему ионного циклотронного нагрева мощностью до 5 МВт в частотном диапазоне 60-80 МГц. Суммарная мощность дополнительного нагрева установки — до 40 МВт [15]. При этом максимальная плотность частиц в установке будет достигать 2 х 1014 см-3. Дополнительно, на установке планируется реализовать комплекс напуска трития. При данных параметрах стоит ожидать значительного нейтронного выхода. В целом, прогнозируется, что полный нейтронный поток будет достигать 5 х 1017 нейтронов/с для ЭЭ плазмы и свыше 1018 нейтронов/с для ЭТ плазмы. Ввиду столь значительного выхода нейтронов и большого объема плазмы возникает необходимость пространственного разрешения нейтронного источника. В данной работе предлагается проект диагностической системы для измерения профиля нейтронного источника [16].

Актуальность данной работы. В настоящее время ведется строительство международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Одной из диагностических систем данного токамака является Вертикальная нейтронная камера (ВНК) - система, предназначенная для измерения пространственного распределения интенсивности нейтронного источника. Другим проектируемым в России в настоящий момент токамаком является токамак с реакторными технологиями ТИТ. Значительный выход нейтронов и большой объем плазмы на данной установке требуют создание диагностической системы для измерения пространственного распределения интенсивности плазменного нейтронного источника. В общем случае различные переходные процессы, происходящие в плазме токамака, такие как включение-выключение дополнительного нагрева, пилообразные колебания, развитие неустойчивостей, так или иначе оказывают влияние на выход нейтронов и их энергетическое распределение. Данная работа посвящена разработке диагностических систем методом анализа профиля источника термоядерных нейтронов для исследования переходных процессов в плазме токамаков ИТЭР и ТИТ.

Основные цели данной работы:

1. Создание диагностической системы Вертикальная нейтронная камера, предназначенной для измерения профиля источника термоядерных

нейтронов с временным разрешением 1 мс, что обеспечит исследование переходных процессов в плазме токамака ИТЭР.

2. Разработка методики пространственного распределения интенсивности источника термоядерных нейтронов для токамака с реакторными технологиями ТИТ, что позволит исследовать эволюцию ионного компонента плазмы.

Для достижения поставленных целей было необходимо решить следующие задачи:

1. Разработать коллиматоры ВНК, обеспечивающие максимальное отношение сигнал/фон в месте расположения детекторов (соотношение между прямыми нейтронами плазменного источника и нейтронами рассеянными на конструкции), и детекторные модули, обеспечивающих позиционирование детекторных узлов и способных выдержать условия эксплуатации внутри вакуумных портов токамака ИТЭР.

2. Создать детекторный узел и линии связи, способные работать в условиях ВНК ИТЭР: высокая температура, высокий вакуум, высокие потоки ионизирующего излучения, сильные статические и динамические механические нагрузки. Исследовать влияние условий эксплуатации на чувствительность к быстрым нейтронам и энергетическое разрешение детекторов ВНК.

3. Создать систему сбора данных диагностики, обеспечивающую минимальную потерю информации о первоначальном сигнале детектора и позволяющую измерять нейтронные потоки на детекторах с временным разрешением в 1 мс в широком динамическом диапазоне измерений.

4. Провести измерения интенсивности нейтронного излучения плазмы на действующем токамаке в процессе развития плазменного разряда. Исследовать переходные процессы, происходящие в плазме токамака, влияющие на полный поток нейтронов и нейтронный спектр.

5. Разработать проект диагностической системы для измерения пространственного распределения интенсивности плазменного нейтронного источника ТИТ, включая коллиматоры, нейтронную защиты и детекторы.

6. Провести моделирование переноса нейтронного излучения плазмы в токамаке ТИТ, определить потоки и спектры нейтронов в местах размещения нейтронных детекторов диагностической системы

«Многоканальный нейтронный коллиматор». Определить диапазоны измеряемых параметров плазмы.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработана диагностика, предназначенная для измерения профиля нейтронного источника плазмы токамака ИТЭР. Предложены решения, позволяющие увеличить отношение сигнал/фон диагностической системы с уровня 0,5 до 5. Созданная система сбора данных диагностики реализует измерение плотности потока нейтронов в реальном времени с временным разрешением 1 мс в динамическом диапазоне термоядерной мощности ИТЭР от 0,1 до 900 МВт.

2. Экспериментально исследован отклик нейтронной диагностики ВНК при работе в условиях токамака-реактора ИТЭР. Измерены параметры нейтронных детекторов ВНК (чувствительность, энергетическое разрешение) при повышенной температуре до 250°С, плотности потока термоядерных нейтронов до 109 н/см2с и флюенсе до 1014 н/см2.

3. Создана диагностическая система токамака JET на основе алмазного детектора, позволяющая измерять динамику выхода нейтронов в режимах с нейтральной инжекцией. Реализована методика одновременного определения выхода DD и DT нейтронов в разрядах токамака. С помощью диагностики исследована динамика возникновения тока убегающих электронов по измерениям жесткого рентгеновского излучения.

4. Исследован процесс удержания и термализации трития, рожденного в DD-реакции. Показано, что в разрядах с высокими значениями тока плазмы (>2,5 МА) выход DT нейтронов зависит от времени электрон-ионных столкновений. Время торможения термоядерных ионов трития в разрядах JET, измеренное экспериментально, соответствует классической теории торможения ионов.

5. Предложен метод измерения пространственного распределения удельной интенсивности нейтронного источника плазмы токамака с реакторными технологиями TRT в диапазоне 108 — 1012н/(см3с) с временным разрешением 1 мс и пространственным разрешением 12 см.

Научная новизна:

1. Разработана диагностическая система для измерения профиля нейтронного источника, с размещением нейтронных детекторов внутри вакуумной камеры.

2. Экспериментально определено влияние воздействия длительных термоциклических нагрузок и влияние длинной линии связи, включающей кабель с минеральной изоляцией, на параметры сигнала алмазного детектора.

3. Разработана и испытана измерительная система, позволяющая обрабатывать в реальном времени сигналы нейтронного детектора со скоростью оцифровки 800 МВыб/с, что позволяет достичь 1 мс временного разрешения.

4. На действующей термоядерной установке показана возможность исследования динамики возникновения тока убегающих электронов по измерениям жесткого рентгеновского излучения алмазным детектором.

5. Предложен проект диагностики для измерения профиля нейтронного источника для токамака ТИТ. Определены динамические диапазоны измеряемых диагностикой плазменных параметров.

Научная и практическая значимость данной работы заключается в следующем:

1. Конструкторские решения, предложенные в данной работе, планируется реализовать при изготовлении и поставке диагностической системы ВНК ИТЭР. Применение данных решений позволило значительно улучшить отношение сигнал/фон диагностики. Используемые при конструировании подходы могут быть применены к аналогичным системам измерения профиля нейтронного источника на других термоядерных установках.

2. Созданные для задачи диагностики ВНК блоки детектирования быстрых нейтронов и элементы системы сбора данных можно использовать на других ядерных установках, где требуется измерение динамики выхода нейтронов в условиях сильных механических нагрузок, высокой температуры, высокоинтенсивных полей нейтронного и гамма-излучения.

3. Измерения на токамаке JET, показали, что диагностическая система на основе алмазного детектора, кроме динамики выхода нейтронов может дать информацию об удержании быстрых частиц в плазме и развитии неустойчивостей, что может быть применено на других термоядерных установках.

4. Разработаны требования к измеряемым физическим параметрам и определены динамические диапазоны измерений для диагностики нейтронного профиля на проектируемом в настоящий момент токамаке TRT.

Степень достоверности полученных результатов обеспечивается успешным проведением многочисленных экспериментов с использованием различных источников ионизирующего излучения. Детекторы нейтронов, линии связи и система сбора и обработки данных испытывались в условиях эксплуатации, приближенных к условиям, ожидаемым на токамаке ИТЭР: высокая температура, высокая плотность потока нейтронов, длинные линии связи с использованием кабелей с минеральной изоляцией. На основе компонентов, разработанных для нейтронной камеры токамака ИТЭР на крупнейшем действующем токамаке JET была создана измерительная система, позволяющая измерять нейтронный выход токамака в различных режимах работы. Результаты измерений полного нейтронного потока согласуются с измерениями, выполненными другими диагностическими системами установки JET.

Апробация работы. Результаты, представленные в диссертации, докладывались и обсуждались на российских и международных научных конференциях:

— International Conference on Fusion Reactor Diagnostics (2013);

— EPS conference on Plasma Diagnostics (2015);

— Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы (2017, 2019, 2021);

— Международная звенигородская конференция по физике плазмы и УТС (2019, 2020, 2021).

— The 7th International Conference on Advancements in Nuclear Instrumentation Measurement Methods and their Applications (2021);

Полученные результаты представлялись и обсуждались на международных и российских совещаниях по диагностикам ИТЭР и TRT, а также на меж-

дународном координационном комитете ITPA (Международная программа, посвященная физике токамаков).

Основные результаты по теме диссертации опубликованы в 18 печатных работах, 8 из которых изданы в виде статей в российских и зарубежных журналах, включённых в перечень ВАК и/или индексируемых в базах данных Scopus и Web of Science, 10 - в тезисах докладов.

Личный вклад. Автор внес определяющий вклад в разработку и интеграцию диагностической системы ВНК в токамак ИТЭР. Автором предложена оригинальная конструкция коллиматоров и детекторов ВНК, позволяющие значительно улучшить отношение сигнал/фон диагностики. Автором проведены испытания детекторов ВНК на различных источниках быстрых нейтронов в условиях, моделирующих условия ВНК, такие, как высокая температура и высокоинтенсивные радиационные поля. Автором выполнено макетирование и проведены испытания линии связи и системы сбора данных диагностики. Автор установил диагностическую систему по измерению нейтронного выхода на токамак JET, обработал и проанализировал данные измерений. На основании опыта, полученного при разработке ВНК ИТЭР автором предложен проект многоканального нейтронного коллиматора для перспективного токамака с реакторными технологиями TRT.

Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и двух приложений. Полный объём диссертации составляет 133 страницы с 67 рисунками и 11 таблицами. Список литературы содержит 81 наименование.

Глава 1. Обзор методов диагностики быстрых нейтронов на

токамаках

1.1 Системы диагностики быстрых нейтронов на токамаках

Диагностики быстрых нейтронов измеряют на токамаках следующие параметры: полный нейтронный выход, интенсивность нейтронного источника, профиль нейтронного источника в полоидальном сечении плазмы токамака и энергетический спектр нейтронов, испущенных вдоль выбранной хорды наблюдения. Основные типы систем нейтронной диагностики, используемые на токамаках [17], приведены в таблице 1.

Таблица 1 — Системы измерения быстрых нейтронов на токамаках

Система Применение

Монитор нейтронного потока Измерение нейтронного выхода во времени.

Нейтронно-активационная система Измерение полного нейтронного выхода в разряде. Калибровка мониторов нейтронного потока.

Многоканальный нейтронный коллиматор (нейтронная камера) Томографическое восстановление профиля нейтронного источника. Измерение полного нейтронного потока

Нейтронный спектрометр (радиальный или тангенциальный) Измерение нейтронного спектра. Изучение термализации нагревного пучка. Разделение нейтронов от D-D и D-T плазменного источника.

На основании данных с нейтронных диагностик можно оценивать такие параметры, как плотность термоядерного топлива и его температуру. Нейтронная диагностика с некоторыми приближениями может быть использована для проверки классической природы времени замедления быстрых частиц и дать информацию о наличии или отсутствии важных магнитогидродинамических эффектов. В конце концов, нейтронное излучение является непосредственной

мерой прогресса по достижению задачи создания термоядерного реактора. Диапазон исследуемых энергий нейтрона, как правило, ограничен узкой полосой около 2,5 МэВ и 14 МэВ. Как было отмечено выше, набор измеряемых плазменных параметров средствами нейронных диагностик довольно ограничен. В принципе, нейтронные диагностики должны быть относительно легко реализуемыми. Однако, на практике, при реализации подобных систем часто возникают практические проблемы, связанные с доступом к плазме, а также с эксплуатацией в условиях повышенных радиационных потоков, сильного магнитного поля, электромагнитных помех, повышенной температуры. В основном, данные проблемы возникают из-за требований к системам по работе в широком динамическом диапазоне с необходимостью проведения измерений в короткие временные интервалы.

1.2 Термоядерные реакции в плазме

В высокотемпературной плазме основными термоядерными реакциями, происходящими с рождением быстрых нейтронов, являются следующие:

В + В = Т(1.011 МэВ) + р(3.022 МэВ) ^ = 4.033 МэВ (1.1)

В + В =3 Яе(0.82 МэВ) + п(2.449 МэВ) ^ = 3.269 МэВ (1.2)

В + Т =4 Яе(3.561 МэВ) + п(14.029 МэВ) Q = 17.589 МэВ (1.3)

Т + Т =4 Не + 2п = 11.332 МэВ (1.4)

Энергии продуктов в скобках даны для нулевой энергии ионов, вступающих в реакцию. Реакция ЭЭ идет по двум равновероятным каналам. Тритий, родившийся в ЭЭ реакции может вступать в ЭТ реакцию с рождением 14 МэВ нейтрона. Сечение ЭЭ и ЭТ термоядерных реакций приведено на рисунке 1.1

1.3 Спектр быстрых нейтронов

По среднему значение энергии и энергетическому распределению нейтронов, родившихся в ЭЭ и ЭТ термоядерных реакциях можно получить

Рисунок 1.1 — Зависимость сечения ВВ и DT реакции от энергии ионов в лабораторной системе отчета

информацию об энергетическом распределении исходных ионов. Для случая термоядерной плазмы, имеющей максвелловское распределение, таким образом можно получить информацию об ионной температуре. Как показано в работе [18] энергетическое распределение нейтронов очень близко к гауссовскому и может быть выражено в виде:

*(г1 ( (Еп- < Еп >)2\ л г\

1 (Еп ) = ^тлехр(--т—(1.5)

где

Ж =(4тп <Еп >Т) 1 . (1.6)

™п + Ша

Полуширина распределения Е = 2W^¡\K2. Смещение средней энергии нейтрона с температурой:

1

< Еп >= -Шп <У>2 +-^ + К). (1.7)

2 Шп + та

Здесь V - скорость центра масс, Ц - энергия, выделяемая в реакции, К -средняя кинетическая энергия взаимодействующих частиц. Таким образом, в максвелловской плазме ионную температуру можно получить из полуширины Е измеренного спектра нейтронов. Для ее определения можно воспользоваться при низких температурах ионов эмпирическими формулами [ ]: F = 82.6л/Т{ для ВВ нейтронов и Р = 177.2л/Т1 для ВТ нейтронов.

1.4 Динамика выхода нейтронов в термоядерной плазме

На абсолютном большинстве современных токамаках доминируют нейтроны с энергией 2.5 МэВ, возникающие при DD реакции. Для нейтронов с данной энергией несколько затруднительно измерить спектр, поэтому в основном диагностические системы токамаков сфокусированы на измерении общего выхода нейтронов. В то же время как видно из уравнения 1.1 в DD реакции рождается тритий, который может вторично вступать в DT реакцию с образованием 14 МэВ нейтрона. Данный процесс носит название «triton burn-up» или выгорание трития. Поскольку доля 14 МэВ нейтронов в DD плазме довольна мала, можно построить детектор, чувствительный к обеим частям нейтронного спектра. Измерение выхода 14 МэВ нейтронов важно, поскольку появление нейтронов говорит об удержании трития в плазме. В общем случае различные переходные процессы, происходящие в плазме токамака так или иначе оказывают влияние на выход нейтронов: включение-выключение дополнительного нагрева, пилообразные колебания, развитие неустойчивостей. Поэтому одной из основных задач, стоящих перед токамаком ИТЭР является измерение нейтронного выхода с 1 мс временным разрешением. Это определяет повышенные требования к детекторам и системе регистрации: отклик измерительной системы на единичное событие не должен превышать 100 мкс, система должна справляться с повышенными загрузками, уметь обрабатывать и записывать большие объемы данных. Кроме того, в зависимости от режимов работы токамака и концентрации ионов дейтерия и трития нейтронный выход может меняться на несколько порядков. Это зачастую требует использования нескольких детекторов с различной чувствительностью.

1.5 Детекторы быстрых нейтронов на токамаках

Как известно, нейтрон не имеет электрического заряда и не может непосредственно ионизировать или возбуждать атомы. При взаимодействии нейтрона с веществом, как правило, идет сложный комплекс ядерных реакций: реакции упругого и неупругого рассеяния, реакции с распадом ядра, с

образованием протонов, альфа-частиц и других продуктов деления, с возбуждением ядра и снятием возбуждения через вторичные гамма-кванты и так далее. При этом так или иначе образуются заряженные частицы, которые и ионизуют тело детектора. Основные детекторы, которые применяются при регистрации нейтронов на действующих токамаках [1]: ионизационные камеры деления, органические и неорганические сцинтилляторы, полупроводниковые детекторы, различные виды времяпролетных нейтронных спектрометров. Рассмотрим преимущества и недостатки данных детекторов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Немцев Григорий Евгеньевич, 2024 год

: -

-

-

' ■ ' , , , , , , , , - , , , .

M: 20.0ns (IGS/s)

Depth:IOK(3-bit)

Тип

CH1:DC-_Г 50.4mV Cox p.

Q20.0mV- -4.22Д9Л 32.2364 Hz

01.00 V- -ГООЛсл

Рисунок 2.17 — Сигнал алмазного детектора после предварительного усиления

(ширина деления 20 нс)

проксимировать сигнал хотя бы минимальным набором из трех синусоид (для подъема, для спада и для максимального значения) и применить теорему Ко-тельникова, то для корректной записи сигнала частота дискретизации должна быть не менее 500 МВыб/с или не менее двух наносекунд на точку, чтобы иметь хотя бы пару точек в области максимума импульса. Поэтому для записи импульсов предполагается использовать двухканальное 12 бит АЦП National Istrument NI 5772, с частотой дискретизации 800 МВыб/с. Вертикальная нейтронная камера имеет 12 блоков детектирования быстрых нейтронов (БДБН). Каждый БДБН состоит из 2 алмазных детекторов и двух камер деления. То есть всего получается 48 измерительных каналов. Общий объем данных, генерируемый диагностической системой в таком случае доходит до 50 Гб/с. Понятно, что даже используя современные вычислительные мощности обработать такой объем данных в реальном времени на программном уровне представляется крайне затруднительной задачей. В архитектуре ВНК для данной задачи используется обработка сигнала на аппаратном уровне с использованием FPGA (в русскоязычной литературе данный модуль еще называют ПЛИС- программируемая логическая интегральная схема). Сигнал с АЦП подается на реконфигуриру-

емую плату цифрового ввода / вывода NI FlexRIO в формате PXIe, который можно использовать для предварительной обработки сигнала и снижения скорости передачи данных. Плата, используемая в системе ВНК, оснащена FPGA Xilinx Kintex-7 и поддерживает скорость передачи данных до 3,2 ГБ / с через прямой доступ к памяти. Сигнал алмазного детектора должен пройти несколько этапов обработки, прежде чем требуемые параметры источника нейтронов станут доступными системе управления установкой. А именно такими параметрами являются:

— коррекция базовой линии;

— обнаружение импульсов и расчет пиков;

— исключение наложений событий;

— расчет скорости счета и амплитудного спектра.

Другим важным фактором, влияющим на выбор оборудования, является то, что по стандартам ИТЭР весь высокоскоростной сбор данных и управление осуществляется с помощью так называемых быстрых контроллеров (Plant Controller Fast, PCF), что является названием для составного устройства, состоящего из промышленного компьютера и шасси ввода/вывода. В нашем случае для системы управления ВНК была выбрана платформа PCI eXtention for Instrumentation (PXIe). Это промышленный стандарт для модульного измерительного оборудования, разработанный компанией National Instruments (NI) и поддерживаемый рядом производителей измерительного оборудования по всему миру. Измерительная стойка с оборудованием показана на рисунке 2.18. В одном модуле шасси NI PXIe 1085 устанавливается до 4 АЦП NI 5772.

Поскольку для задачи восстановления профиля важно использовать показания с разных линий наблюдения одновременно верхней и нижней ВНК, встает задача синхронизации времени между каждым измерительным каналом. Для этого используется сеть синхронизации времени ИТЭР - TCN (time communication network). Все шесть быстрых контроллеров ВНК подсоединены к системе TCN, используя модули синхронизации NI 6683H, расположенные также в PXIe шасси. Для ВНК предполагается схема управления с предварительным планированием событий в соответствии с требованиями ИТЭР. Этот подход основан на концепции запланированных триггеров - событий будущего времени (FTE). Для распределения сигналов FTE по модулям сбора данных планируется использовать внутреннюю шину шасси NI. Сигналы FTE будут использоваться для запуска процесса сбора данных и управления им. Модуль

Рисунок 2.18 — Измерительный канал диагностики ВНК (справа налево: алмазный детектор с калибровочным альфа-источником, предусилитель, волоконно-оптическая развязка, быстрый контроллер на базе PXIe-шасси с АЦП и FPGA, осциллограф, промышленный компьютер)

NI 6683H проставляет отметку времени, полученную от триггеров с других устройств. Данная функция позволяет системе наносить временные метки на массивы данных. Устройство FlexRIO, считывающее данные с АЦП, будет сигнализировать о том, что следующий массив данных сформирован или начал формироваться, что позволяет поместить временную метку в качестве атрибута данных для последующего архивирования или передачи через сеть передачи данных ИТЭР - SDN.

Таким образом аппаратная архитектура системы ввода-вывода диагностики ВНК концептуально состоит из следующих элементов [41]:

1. Блоки детектирования быстрых нейтронов (по 6 блоков верхней и нижней ВНК). Каждый БДБН состоит из 2 алмазных детекторов и двух ионизационных камер деления.

2. Четырехканальные модули предусилителей, расположенные в ячейке порта в специализированном защитном шкафу.

3. Волоконно-оптические приемопередатчики для связи между оборудованием диагностической галереи и оборудованием диагностического здания.

4. Шасси NI PXI-1085 с АЦП и ПЛИС. Каждое шасси обрабатывает 8 сигналов блока детектирования (по одному на два блока детектирования). В шасси установлены 4 модуля 2х-канальных 12-битных АЦП NI5772 с адаптерами NI FlexRIO и модуль синхронизации времени NI 6683H.

5. Промышленные ПК, которые сопряжены с каждым шасси PXIe.

6. Модули мониторинга состояния диагностических кубиклов с оборудованием.

7. Сетевые переключатели L2 для обеспечения подключения к сетям ИТ-ЭР.

8. Хост подключения к системе COD AC - общая система сбора данных и управления ИТЭР.

Аппаратная архитектура ввода-вывода ВНК для верхней подсистемы показана на рисунке 2.19. Архитектура нижней ВНК аналогичная.

Рисунок 2.19 — Аппаратная архитектура ввода-вывода верхней ВНК

2.7 Выводы к главе 2

В токамаке ИТЭР отсутствуют вертикальные порты. Поэтому нейтронные коллиматоры ВНК размещены в горизонтальных патрубках токамака в нижнем 14 порту (нижняя ВНК) и верхнем 18 порту (верхняя ВНК). Для размещения детекторов ВНК были разработаны детекторные модули - сборки детекторов, обеспечивающее позиционирование детекторов относительно линий наблюдения и подвод к детекторам коммуникаций - труб охлаждения, электрических кабелей, труб сервисного вакуума. В качестве детекторов нейтронов в ВНК планируется использовать алмазные детекторы и ионизационные камеры деления на основе 238и.

В верхнем 18 порту совершенно недостаточно пространства для размещения необходимого количества нейтронной защиты. Кроме того, размещение каналов коллиматоров внутри вакуумного объема накладывает ограничение на спектр применяемых материалов. Каналы коллиматоров верхней ВНК проходят в теле диагностической первой стенки и теле диагностического защитного модуля, сделанных из нержавеющей стали. Из-за недостаточного количества защиты на детекторы ВНК приходит значительное количество нейтронов, рассеянных на конструкциях токамака. Поэтому соотношение сигнал-фон — соотношение между нейтронами, пришедшими через коллиматор непосредственно из плазмы, и рассеянными нейтронами — в измерительных каналах верхней ВНК меньше единицы, что затрудняет восстановление удельной интенсивности нейтронного источника. Поэтому была проведена оптимизация линий наблюдения верхней ВНК, позволяющая увеличить уровень сигнала и уменьшить количество фона. Для увеличения сигнала была увеличена апертура коллиматоров в торроидальном направлении, что позволило сохранить пространственное разрешение системы. Была предложена конструкция коллиматоров, которую можно технологически изготовить, при этом не нарушая структурную целостность элементов диагностической первой стенки - наиболее энергетически нагруженного компонента порта. Для уменьшения фона была переработана конструкция блоков детектирования и электрических выводов, что позволило увеличить количество материалов защиты. Кроме того была изготовлена специальная ионизационная камера с прямоугольными электродными

пластинами, повторяющими форму коллиматоров. Данные оптимизации позволили улучшить отношение сигнал-фон со значений 0,3-0,6 до значений 3-5.

В нижней ВНК отношение сигнал-фон несколько выше. Однако там каналы коллиматоров проходят через несколько конструкций, независимо крепящихся к вакуумной камере — диверторную кассету, модуль бланкета и непосредственно тело ВНК, установленное в диагностический рэк. Поэтому было исследовано влияние относительных смещений коллиматоров ВНК на сигналы детекторов. Показано, что наибольшее влияние на сигнал оказывает смещение торроидальное смещение диверторной кассеты относительно модуля бланкета. Это может приводить к потери четверти полезного сигнала, поэтому необходимо измерить точные положения бланкета и дивертора после установки. Для оценки взаимного перекрытия каналов коллиматоров в процессе работы ИТЭР предлагается использовать двенадцатый измерительный канал, не имеющий линии наблюдения. По соотношению уровней сигналов между одиннадцатым каналом, наблюдающим через коллиматор центр плазмы, и двенадцатым каналом можно оценить уровень относительного смещения компонентов коллиматоров.

Для возможности исследования переходных процессов в плазме токамака была разработана и испытана система сбора данных, позволяющая измерять плотность потока на детекторе с временным разрешением в 1 мс. Сигналы детекторов ВНК представляют собой слабые импульсы тока амплитудой до 10 мкА и длительностью 1-100 нс, поэтому их необходимо предварительно усиливать. Для этого был разработан специализированный предусилитель и защитный шкаф для размещения электроники. Сигнал после предусилителя имеет длительность около 30 нс, поэтому для корректной записи импульсов предложено использовать АЦП с частотой дискретизации 800 МВыб/с. Был создан прототип системы сбора данных ВНК, позволяющий измерять плотность потока нейтронов на детекторе с временным разрешением в 1 мс в широком динамическом диапазоне.

Глава 3. Исследование отклика диагностической системы ВНК

ИТЭР

3.1 Концепция блока детектирования быстрых нейтронов

Одной из ключевых задач, стоящих перед диагностикой ВНК является разработка детекторов, обеспечивающих измерение плотности потока нейтронов, меняющейся в широком диапазоне. Окружающие условия внутри порт-плага и диагностического рэка довольно суровые: плотность потока быстрых нейтронов в зависимости от линии наблюдения и режима работы токамака меняется от 105 до 1011 н/(см2 с), рабочая температура составляет около 100° С (до 250° С во время технологического прогрева вакуумной камеры), магнитное поле достигает 1,5 Тл [27]. Кроме того, как уже упоминалось во второй главе, в портах ИТЭР довольно мало места для размещения компонентов диагностики. Поэтому выбор нейтронных детекторов, способных работать в условиях ВНК, довольно ограничен. В частности, при разработке диагностики было принято решение отказаться от использования сцинтилляторов, в первую очередь, из-за наличия высокой температуры и больших потоков быстрых нейтронов. Использование системы активного водяного охлаждения во время технологического прогрева вакуумной камеры очень затратно. Кроме того, подобную систему крайне трудно интегрировать в порты ИТЭР из-за недостатка пространства. В качестве детекторов нейтронов в ВНК ИТЭР планируется использовать только полупроводниковые детекторы на основе синтетического монокристалла алмаза и ионизационные камеры деления на основе 238и. Два алмазных детектора и две ИКД интегрированы в единое изделие, которое называется блок детектирования быстрых нейтронов (БДБН). Данный блок детектирования был разработан в АО «НИИТФА» при участии сотрудников частного учреждения «ИТЭР-Центр». АО «НИИТФА» является поставщиком ИКД для АЭС. Поэтому требования, которые предъявляет АО «НИИТФА» к БДБН аналогичны тем, которые предъявляются к ИКД, используемым на АЭС. Стоит подчеркнуть, что данные требования по ряду позиций оказываются более строгими, чем требуется для работы в условиях ВНК ИТЭР. Согласно Техническим Условиям

Изготовитель гарантирует, что БДБН обладает следующими характеристиками:

1. БДБН должен быть стойким к воздействию атмосферного давления от 1.3.184 до 106,7 кПа по требованиям ГОСТ 29075.

2. БДБН должен сохранять электрические параметры при рабочей температуре (150±10)° С в условиях вакуума не хуже 0,4 Па (3,0• 10-3 торр).

3. БДБН должен сохранять работоспособность после 50 часов прогрева при температуре (250±10)° C.

4. БДБН должен сохранять работоспособность после воздействия повышенной относительной влажности окружающего воздуха до 80% при температуре (40±5)° C.

5. БДБН должен быть сейсмостойким и сохранять работоспособность при воздействии проектного землетрясения интенсивностью 6 баллов, максимального расчетного землетрясения 7 баллов по шкале MSK-64 в соответствии с НП-031.

6. БДБН должен сохранять работоспособность при воздействии одиночных ударов длительностью 7-20 мс с ускорением 10 g.

7. БДБН должен сохранять работоспособность после пяти циклов нагрева до 250° C и охлаждения до (50±20)° C. Скорость нагрева и охлаждения не более 8° в минуту.

8. БДБН обеспечивает измерение плотности потока нейтронов в диапазоне 105 до 1011 н/(см2с).

9. БДБН должен быть пожаробезопасным и отвечать требованиям ГОСТ 12.1.004. Применяемые материалы и комплектующие изделия не должны быть источником возгорания и не должны поддерживать горения.

10. БДБН должен быть герметичным. Показатель герметичности по скорости натекания гелия должен быть не более 10-10 Па/(м3с).

11. БДБН должен быть прочным к воздействию радиационных полей:

— потока нейтронов с флюенсом 3 • 1019 н/см2;

— фотонного излучения с поглощенной дозой до 2 • 105 Гр.

12. Назначенный срок службы БДБН должен быть 20 лет, включая хранение.

Как было отмечено в разделах 2.2 конструкции БДБН верхней и нижней ВНК несколько отличаются. Но перечень испытаний и характеристики ТУ для них одинаковы. БДБН нижней ВНК содержит две камеры деления ИКД

КНТ34 с массами урана-238: 0.1 г и 1 г. БДБН верхней ВНК две камеры деления ИКД КНТ34 с массами урана-238: 0.7 г и 0.045 г. Алмазные детекторы в обоих БДБН одинаковые. Один алмазный детектор представляет собой матрицу из четырех кристаллов СУБ алмаза, размеры каждого кристалла 4 х 4 х 0.5 мм3. Второй алмазный детектор сделан на основе одного кристалла алмаза с размерами 4 х 4 х 0.1 мм3. Геометрические размеры и масса делящегося урана линейно связаны с чувствительностью детекторов. На рисунке 3.1 приведена схема электрических соединений алмазных детекторов (АД) и камер деления (ИК) в БДБН.

Рисунок 3.1 — Схема электрических соединений БДБН

3.2 Определение анизотропии чувствительности камер деления

для коллиматоров ВНК

В разделе 2.4 было сказано, что для верхней ВНК была разработана и изготовлена ИКД с прямоугольной формой пластин электродной системы. Это позволило уменьшить сигнал, возникающий от рассеянных нейтронов, и, таким образом, улучшить отношение сигнал/фон диагностики. В последствии на стенде нейтронной диагностики были проведены испытания по измерению чувствительности ИКД к нейтронам с энергией 14 МэВ, используя нейтронный генератор НГ24М. Были выполнены следующие исследования:

1. Определена анизотропия чувствительности в зависимости от расположения пластин ИКД при осевом вращении ИКД в поле точечного источника быстрых нейтронов.

2. Определена анизотропия чувствительности в зависимости от расположения пластин ИКД при продольном вращении ИКД в поле точечного источника быстрых нейтронов. Для проведения испытаний была собрана измерительная схема с камерой деления ИКД КНТ34-2. Выход камеры подключался на вход зарядочувствительного предусилителя Cremat CR-Z-110, через разделительную емкость на детектор подавалось высокое напряжение. Сигнал с предусилителя, прошедший через усилитель-формирователь ORTEC 575A, регистрировался с помощью АЦП АСПЕКТ PCI 8k. Было подготовлено программное обеспечение, позволяющее контролировать во времени с дискретностью 1 секунда скорость счета регистрируемых событий по всему спектру сигналов измерительного тракта, положение детектора при проведении испытаний, выход нейтронного генератора. Схема измерений показана на рисунке 3.2. Так как пластины электродной системы

АЦП АСПЕКТ PCI8k

п/#

Рисунок 3.2 — Измерительный тракт для радиационных испытаний ИКД

КНТ34-2

ИКД прямоугольные, необходимо убедиться, что при вращении камеры по центральной оси скорость счета регистрации нейтронов не зависит от положения пластин. Исследование проводилось в следующей последовательности:

1. Камера закреплялась в механизм перемещения и вращения. Ось вращения шпинделя совпадала с осью ИКД и перпендикулярна оси источника нейтронов. Расстояние от оси ИКД до поверхности источника нейтронов - 20см.

2. Запускался генератор нейтронного потока со следующими параметрами: ускоряющее напряжение 220 кВ, ионный ток 1 мА, ток датчика давления 195 мкА мощность экстрактора 8%.

3. Запускалось вращение ИКД с одновременной записью значений скорости счета ИКД, скорости счета монитора источника нейтронов, угла

поворота шпинделя системы перемещения и вращения. Скорость вращения - 0,1гр/с.

На рисунке 3.3 приведен график зависимости скорости счета ИКД, нормированной на показания монитора, от угла поворота шпинделя в полярных координатах. Влияние положения ИКД в данной конфигурации не выявлено. Далее определялась анизотропия чувствительности в зависимости от распо-

Угол поборота градусы

Рисунок 3.3 — График зависимости скорости счета ИКД от угла поворота шпинделя в полярных координатах

ложения пластин ИКД при продольном вращении ИКД в поле точечного источника быстрых нейтронов. ИКД закреплялась таким образом, чтобы ось вращения проходила через центр электродной системы и была перпендикулярна центральной оси. Детектор поворачивали так, чтобы ось источника быстрых нейтронов «смотрела» с начала в бок камеры (перпендикулярно оси) а потом в торец (соосно). Схема проведения измерений показана на рисунке 3.4. Исследование проводилось в следующей последовательности:

1. Камера закреплялась в механизм перемещения и вращения. Ось вращения шпинделя совпадала с центром электродной системы ИКД2 и перпендикулярна её центральной оси Расстояние от центра электродной системы ИКД до поверхности источника нейтронов 20 см.

2. Запускался генератор нейтронного потока со следующими параметрами: ускоряющее напряжение 220 кВ, ионный ток 1 мА, ток датчика давления 195 мкА мощность экстрактора

Рисунок 3.4 — Эксперимент по измерению анизотропии чувствительности при продольном вращении ИКД (ЭС - электродная система).

3. Запускалось вращение ИКД с одновременной записью значений скорости счета ИКД, скорости счета монитора источника нейтронов, угла поворота шпинделя системы перемещения и вращения. Скорость вращения - 0,1гр/с.

На рисунке 3.5 представлены графики зависимости скорости счета, нормированной на показания монитора источника быстрых нейтронов. Для электродной системы ИКД1 различие незначительное. Максимальное значение чувствительности наблюдается под углом 0 градусов. Различие составляет 3%. Однако такое отклонение скорее вызвано погрешностью определения центра электродной системы и трудностью установки в шпинделе вращателя. Это подтверждается серией повторных испытаний в фиксированной геометрии без вращения ИКД. Для электродной системы ИКД2 разница в чувствительности вдоль оси и поперёк составляет 18%. При облучении вдоль оси ИКД перед электродной системой расположено большое количество материалов с высоким сечением реакций с нейтронами высокой энергии (14 МэВ).

Рисунок 3.5 — График зависимости скорости счета ИКД1 (слева) и ИКД2 (справа) от угла поворота шпинделя в полярных координатах.

3.3 Алмазный детектор ВНК

В разделе 2.4 было сказано, что для улучшения отношения сигнал/фон необходимо было разработать алмазный детектор с уменьшенными габаритами, кроме того способный работать в условиях ВНК. Конструкция БДБН ВНК предусматривает размещение в одном корпусе камеры деления (КНТ-34 или КНТ-34-2) и сборку из двух алмазных детекторов разной чувствительности. На рисунке 3.6 представлена компоновка БДБН с камерой деления КНТ-34 и сборкой из двух алмазных детекторов. Конструкцией алмазных

1 2 з

Рисунок 3.6 — Компоновка БДБН с камерой деления и сборкой из двух алмазных детекторов (1 и 2 - Алмазные детекторы, 3 - Камера деления)

детекторов предусмотрена их парная установка в один корпус БДБН. Это

позволяет в одном БДБН использовать детекторы с различной чувствительностью, что достигается применением либо кристаллов разных размеров, либо разным количеством кристаллов в каждом из детекторов. Каждый из детекторов представляет собой малогабаритную цилиндрическую конструкцию с двумя электрическими контактами, расположенными на боковой поверхности корпуса детектора и предназначенными для подключения детекторов к линии передачи данных[42]. При этом один из контактов электрически изолирован от корпуса и связан с электрическим контактом на нижней стороне монокристалла алмаза. Второй контакт объединён с корпусом детектора, который электрически соединён с электрическим контактом на верхней стороне монокристалла алмаза. Осевой габаритный размер нижнего алмазного детектора 11,5 мм, верхнего - 13,5 мм, диаметр обоих детекторов составляет 26 мм. Детекторы устанавливаются друг на друга, при этом корпуса детекторов могу быть как объединены электрически, так и изолированы с применением керамического изолятора. Конструкция алмазного детектора показана на рисунке 3.7. Нижний и верхний алмазные детекторы обладают различной чувствительностью, что обусловлено разным количеством идентичных по своим размерам алмазных пластин в каждом из детекторов. В конструкции нижнего детектора предусмотрено 4 алмазные пластины, а в конструкции верхнего - одна (позиция 12 на рисунке 3.7). Размер алмазной пластины 4,5 х 4,5 х 0,5 мм3 для нижнего детектора и 4,5 х 4,5 х 0,1 мм3 для верхнего детектора. Каждая из алмазных пластин имеет по 2 платиновых контакта, образованные методом вакуумного напыления на больших площадях пластин. Посредством этих контактов алмазные пластины подключаются к двум электродам. Один из этих электродов объединён электрически с корпусом алмазного детектора (позиции 4 и 5 на рисунке 3.7), а контакт второго электрода изолирован от корпуса вакуумной керамикой (позиция 6 на рисунке 3.7). Электроды детектора изолированы друг от друга сапфировым изолятором (позиции 10 и 11 на рисунке 3.7), в специальных пазах которого и размещаются алмазные пластины. Сапфировый изолятор имеет сквозные отверстия для обеспечения возможности соединения алмазных пластин с нижним электродом. Также нижний электрод является опорной конструкцией для сапфирового изолятора. Верхний электрод непосредственно прижимает алмазные пластины к сапфировому изолятору. С целью обеспечения надёжного электрического соединения контакты алмазных пластин и электроды объединяются золотой проволокой при помощи микросварки. Конструкцией

Рисунок 3.7 — Сечение малогабаритного алмазного детектора: 1 - нижняя крышка, 2 - Контакт нижнего электрода, 4 - Корпус нижнего детектора, 5 - Корпус верхнего детектора, 6 - Изолятор нижнего электрода, 7, 8 и 7, 9 -Опорные шайбы нижних электродов и нижние электроды, 10, 11 - Сапфировые изоляторы, 12 - Алмазные пластины, 13, 15 и 14, 15 - Верхние электроды и прижимные шайбы, 16 - Держатели источников, 17 - Калибровочные источники, 20 - Фиксирующая крышка

алмазных детекторов предусмотрено проведение указанной микросварки уже после сборки основных элементов детектора для обеспечения технологичности данного процесса. Для калибровки энергетической шкалы предполагается оснастить алмазные детекторы двухкомпонентными калибровочными источниками ионизирующего излучения. Двухкомпонентный калибровочный источник представляет собой круглую металлическую пластину в центре которой нанесен изотопный источник 241 Ат, а по краям изотопный источник 137Сз. Источник 241 Ат испускает а-частицы с энергией около 5.5 МэВ. Источник 137Св испускает гамма-кванты и конверсионные электроны с энергией около 660 кэВ. Это позволяет иметь отклик детектора, состоящий из линий в районе 660 кэВ и 5.5 МэВ, обусловленных взаимодействием электронов и а-частиц, а также полку с краем комптоновского поглощения около 400 кэВ. Для размещения в составе детекторов калибровочных источников (позиция 17 на рисунке 3.7) предусмотрен держатель источника (позиция 16 на рисунке 3.7) который в тоже время

обеспечивает фиксацию верхнего электрода. Калибровочные источники, верхние и нижние крышки, а также установочная крышка (позиция 20 на рисунке 3.7) монтируются в последнюю очередь после операции микросварки.

3.4 Испытания детекторов ВНК при повышенных температурах

Как показали инженерные расчеты рабочая температура в измерительных каналах диагностики ВНК [43], [44] может достигать 100оС (до 250° во время технологического прогрева вакуумной камеры). Поэтому стоит вопрос испытания детекторов ВНК в условиях повышенных температур. Для проведения измерений радиационных характеристик детекторов в составе БДБН под воздействием высокой температуры на макет БДБН монтировался нагревательный элемент, термопреобразователь сопротивления ДТС015 и теплоизоляционный экран. БДБН устанавливался перед мишенью нейтронного генератора. Общий вид стенда для проведения испытаний показан на рисунке 3.8. К выводам алмаз-

Рисунок 3.8 — БДБН с нагревательным элементом и теплоизоляционным экраном, установленный перед мишенью нейтронного генератора

ных детекторов АД1 и АД2 из нержавеющей проволоки, маркированным как «вых3», «вых4» и «вн3» на рисунке 3.1, приваривались 2 серебряных провода (с помощью припоя ПСР40, флюса и газовой горелки). Экраны обоих коаксиальных серебряных проводов сваривались вместе, подсоединялись к выводу «вн3»

и заземлялись на корпус БДБН под защитным кожухом, иначе сигнал терялся в сильной наводке. Использовались 2 линии измерения: с анализатором Ог1ее 926 в составе с алмазным детектором большей чувствительности и с АЦП Парсек в составе с менее чувствительным детектором. Напряжение смещения на детекторах во время измерения спектров -400 В, а во время измерения токов утечки -200 В. БДБН монтировался стационарно. В результате испытаний измерялся отклик алмазных детекторов и ИКД от 14 МэВ нейтронов при различных температурах в диапазоне от комнатной температуры до 300°С. Спектральные отклики алмазных детекторов при различной температуре под действием нейтронного излучения показаны на рисунке 3.9. Как видно из результатов

а) б)

Рисунок 3.9 — Амплитудные спектры алмазного детектора АД2 при различных

температурах БДБН

измерений при температурах до 200°С включительно спектральные отклики алмазного детектора не претерпевают существенных изменений. При температурах выше 250°С (включительно) спектральный отклик уширяется. Тем не менее поскольку во время работы диагностики температура не превышает 150°С, данное изменение формы отклика детектора не критично. По аналогичной схеме испытывались ИКД в составе БДБН. К выводам ионизационных камер деления ИКД1 и ИКД2 из нержавеющей проволоки, маркированным как «вых1», «вых2», «вн1» и «вн2», приваривалось два серебряных провода (с помощью припоя ПСР40, флюса и газовой горелки). Экраны обоих коаксиальных серебряных проводов подсоединялись к соответствующим выводам «вн1» и «вн2» и заземлялись на корпус макета БДБН под защитным кожухом. Использовалась одна линия измерения с анализатором Ог1ее 926. Напряжение

смещения на детекторах во время измерения спектров было 300В. БДБН монтировался стационарно. Время термостабилизации составляло около 30 минут после подъёма температуры оболочки БДБН до требуемого значения. Расстояние от оси БДБН до мишени нейтронного генератора в моменты измерения спектра составляло 88мм, а расстояние от торца БДБН (без разъёмов) до оси генератора 85мм. На рисунке 3.10 представлены амплитудные спектры ИКД1 (масса радиатора на основе 238и - 1 г). Как видно из результатов измерений

а) б)

Рисунок 3.10 — Амплитудные спектры ИКД1 при различной температуре на поверхности БДБН и поданном напряжении смещения -300В

при температурах до 250°С включительно спектральные отклики ионизационной камеры деления не претерпевают существенных изменений[45].

3.5 Термоциклические испытания алмазных детекторов

Из-за значительной активации материалов внутри порт-плага обслуживание диагностики ВНК крайне затруднительно. Поэтому возникает вопрос, насколько разработанные детекторы способны выдержать циклические нагрузки. Одной из таких нагрузок является периодический технологический прогрев вакуумной камеры. Исходя из программы ИТЭР в области размещения диагностических компонентов запланировано 500 циклов прогрева вакуумной камеры до температуры 250° С. Один цикл занимает 72 часа. В разделе 3.1 уже было упомянуто, что БДБН подвергается термоциклическим испытанием с прогревом до 250° С. Однако, общее количество циклов - 5. Поэтому,

дополнительно были проведены полноценные термоциклические испытания алмазного детектора. Испытания проводились с использованием муфельной печи ^ЬегЛегш-Р300. Испытания проводились в следующей последовательности:

1. Алмазный детектор помещался в печь при комнатной температуре.

2. Температура в печи поднималась до 250° С со скоростью роста температуры 60° С/ч.

3. Детектор выдерживался в печи при температуре 250°С в течение 1 ч.

4. Температура в печи снижалась до 70° С при скорости снижения температуры не более 60° С/ч.

5. Выдержать Детектор в печи при температуре 70° С в течение 10 мин.

6. Операции 2-5 повторялись для следующего цикла. Программа нагрева печи показана на рисунке 3.11.

900°С -850°С -800°С -

650°С -600°С-_ 550"С | 500°С -а 450°С -| 400°С -350°С -ЗОО'С-

о°с 4--1--1-

0:00:00 0:00:00 0:00:00 0:00:00 16.07.2021 17.07.2021 18.07.2021 19.07.2021

Дата/Время

Рисунок 3.11 — Программа термоциклических испытаний алмазного детектора

На рисунке 3.12 представлены фотографии алмазных детекторов до и после проведения испытаний.

После завершения 500 циклов испытаний детектор извлекался из печи для проведения измерений тока утечки и проверки на работоспособность. Измерение тока утечки производилось при напряжении до 500 В, приложенным между корпусом и контактом детектора. Измерения проведены с использованием электрометра КЕ1ТЫЬЕУ 6517В. Результаты измерений тока утечки для испытаний после 500 циклов приведены на рисунке 3.13. Как видно из графика ток утечки существенно вырос (первоначальное значение не превышало 20 пА). Это обусловлено загрязнением поверхности детектора после испытаний. Стоит отметить, что все испытания проводились в атмосфере. В корпусе БДБН алмазный детектор находится в среде инертного газа, поэтому в реальной конфигурации стоит ожидать лучших результатов.

Рисунок 3.12 — Алмазные детекторы (вверху - до испытаний, внизу - после 500-го цикла испытаний). Слева детекторы с 4 алмазными пластинами, справа

- детекторы с одной алмазной пластиной

Проверка работоспособности детекторов проводилась с использованием встроенных в корпуса детекторов двухкомпонентных калибровочных источников 241 Ат и 137Сз. Амплитудный спектр детектора с 4 алмазными пластинами представлен на рисунке 3.14. Несмотря на то, что источник оказался тоже загрязненным, пики от а-частиц и конверсионных электронов хоть и ослабли, тем не менее вполне различимы.

Для получения более полной картины алмазные детекторы были испытаны на нейтронном генераторе на стенде в АО ГНЦ РФ "ТРИНИТИ". Несмотря на высокие значения токов утечки проверка работоспособности алмазных детекторов на нейтронном генераторе ИНГ-07Т2 (рисунок 3.15) дала положительные результаты. По результатам испытаний можно заключить, что технологический прогрев вакуумной камеры ИТЭР не является препятствием для работы детекторов.

Рисунок 3.13

Результаты измерения тока утечки детектора с 4 алмазными пластинами (после 500 циклов)

Рисунок 3.14 — Амплитудный спектр от калибровочного источника измеренный

на детекторе с 4 алмазными пластинами

3.6 Радиационные испытания алмазных детекторов

В основном режиме работы токамака в месте расположения детекторов ВНК ожидается крайне высокая максимальная плотность потока нейтронов: свыше 1010 н/см2с для нижней ВНК и свыше 1011 н/см2с для верхней подсистемы. В этом случае надежность алмазного детектора во многом определяется радиационной стойкостью его чувствительного элемента, а именно монокристалла алмаза. Синтетический алмаз обладает уникальным сочетанием

1-ый в двойном корпусе, 5см под ИНГ07Т

2-ой в двойном корпусе, 5см под, ИНГ07Т

20000 3 15000

CD ZT

о I-

о

10000

5000 - 1320 1360 1400

0-1-— T^^T^^i !!т— г'' "> f I

200 400 600 800 1000 1200 1400 каналы

Рисунок 3.15 — Спектральные отклики алмазных детекторов при испытаниях

на нейтронном генераторе ИНГ-07Т

радиационной стойкости ко всем типам излучения. Это объясняет исключительное положение алмазных детекторов по сравнению с другими типами детекторов. Высокая радиационная стойкость, способность работать при повышенных температурах являются наиболее важными свойствами алмаза для применений, связанных с регистрацией ионизирующего излучения и потоков нейтронов [46]. Исследования по радиационной стойкости алмаза имеют долгую историю. Первые исследования по радиационной стойкости еще природных алмазных детекторов начали появляться со второй половине двадцатого века. В работе [47] алмаз облучается электронным пучком с энергией до нескольких МэВ. В работе [48] исследуется радиационная стойкость искусственного алмаза, хотя качество подобного кристалла в то время было еще далеко от идеального. Несколько позднее появляются работы, где исследуется радиационная стойкость природных алмазов к быстрым нейтронам [49], [50]. В последствии развитие технологии выращивания алмазов CVD-методом (методом осаждения из газовой фазы), позволило получать большое количество кристаллов, превосходящих по количеству примесей и дефектов лучшие природные образцы [51]. Поскольку уже в ранних исследованиях отмечалось, что радиационная стойкость алмаза так или иначе связана с первоначальным количеством примесей [47]. Поэтому в последнее время появилось значительное количество работ, посвященных исследованию влияния ионизирующего излучения на работу детекторов на основе CVD-алмазов. В различных работах исследовалась

радиационная стойкость ОУЭ-алмазов к электронам, альфа-частицами и протонам [52], гамма и рентгеновскому излучению [50]. В целом по результатам исследований можно заключить, что алмаз обладает значительной радиационной стойкостью к:

— гамма-излучению (какой-либо значительной деградации не наблюдалось при уровне доз до по 500 кГр);

— альфа-частицам (при облучении 5 МэВ альфа-частицами не обнаружено изменение работы детектора при флюенсе до 1012 см-2, эффективность сбора заряда упала на 20% при флюенсе 2 • 1013 см-2, на 40% при флюенсе 1014 см-2);

— протонам (при облучении 24 ГэВ протонами до флюенса 1015 см-2 длина сбора заряда уменьшилась на 10%);

— нейтронам (деградация спектрального отклика наблюдается при флю-енсах свыше 1014 н/см2).

В то же время в ряде работ отмечалось, что более тонкие образцы обладают лучшим радиационным ресурсом [50]. Эффективность сбора заряда при различных флюенсах 14 МэВ нейтронов и для различных толщин показана на рисунке 3.16. Поэтому толщина кристалла оказывается критичной для радиационной стойкости.

......... ......... ........ ---~---~---—. ~----Fi nm

ССЁ =

- \ \100 цт\ "

- \500 цт \ \

........' ........' ........

1Е13 1Е14 1Е15 1Е16

14 8 MeV neutron fluence (cm2)

Рисунок 3.16 — Зависимость эффективности сбора заряда от толщины кристалла

В условиях ВНК наибольшую обеспокоенность вызывает радиационная стойкость алмаза к быстрым нейтронам. Поскольку, как было указано выше,

характер повреждений образцов зависит от многих факторов: толщины, наличия примесей, спектра нейтронов, материалов электродов, в данной работе дополнительно были проведены исследования радиационной стойкости алмазного детектора, созданного для диагностики ВНК. Испытания проводились с целью измерения радиометрических параметров детектора в аттестованном по-

14 2

ле 14 МэВ нейтронов при наборе флюенса нейтронов до 10 н/см . Объектом испытаний являлся макет алмазного детектора БДБН ВНК (далее алмазный детектор). Алмазный детектор подключался с помощью коаксиального кабеля к быстрому предусилителю CAEN A1426 и к регистратору на основе ADC12500. Размер чувствительного элемента детектора - алмазной пластины (4,5 х 4,5 х 0,5)мм3. Алмазный детектор помещался перед мишенью нейтронного генератора НГ24М максимально близко к фланцу. Общий вид стенда для проведения испытаний показан на рисунке 3.17. Для расчёта пространственного

Рисунок 3.17 — Алмазный детектор, установленный перед мишенью нейтронного генератора НГ24М

распределения плотности потока нейтронов была создана MCNP-модель Стен-

да нейтронной диагностики, нейтронного генератора НГ-24М, и испытываемого детектора. Результат расчета пространственного распределения плотности потока нейтронов от нейтронного генератора НГ-24М с выходом приведен на рисунке 3.18. Радиационные испытания алмазного детектора проводились с це-

Рисунок 3.18 — Пространственное распределение плотности потока нейтронов

вблизи алмазного детектора

лью измерения радиометрических параметров в аттестованном поле 14 МэВ нейтронов при наборе флюенса нейтронов 1014 н/см2, поэтому было необходимо предварительно рассчитать время набора флюенса в точке расположения кристалла алмаза. Результаты расчёта для минимального времени набора необходимого флюенса (детектор расположен вплотную к мишени нейтронного генератора) для нейтронного выхода 5 • 1010н/с приведены в таблице 8. Выход нейтронного генератора НГ-24М, измеренный с помощью монитора на основе ИКД КНТ 54-2-1.

Таблица 8 — Время набора флюенса нейтронов в радиационных испытаниях алмазного детектора на нейтронном генераторе НГ-24М

Флюенс / 2 н/см 5 • 1012 1013 4 • 1013 8 • 1013 1014

Время набора, с 1283 2565 10257 20513 25642

Алмазный детектор имел встроенный двухкомпонентный источник на основе 241 Ат с активностью 500 кБк и шСз с активностью 2,5 кБк. В эксперименте контролировался отклик алмазного детектора на данный двухкомпонентный

источник. Сразу после облучения сигнал от встроенного источника терялся в отклике, возникающем под воздействием гамма-излучения из-за сильной активации окружающих конструкций. Поэтому спектр снимался спустя 20 минут после выключения генератора и спустя 4 дня. Результаты измерений приведены на рисунке 3.19.

-№0^2 before rradiaUon.+300V. LT 591,14s

-Ns5_2 -300V, altar 2Qm¡n, LT 816,025

-№S_E K300V. aña г 4 dayS, LT 893,4&S

80 160 240 320 400 480 560 640 720 800

Каналы АЦП

Рисунок 3.19 — Отклик алмазного детектора на встроенный двухкомпонентный источник 241 Am и 137Cs до и после начала облучения

Для проведения контрольных измерений амплитудного спектра образец отводился от мишени на расстояние 30 см и выжидались сутки, чтобы уровень активации на стенде снизился. После проведения измерений детектор возвращался в исходную позицию. Контрольные измерения проводились при следующих набранных флюенсах: 1013 н/см2, 2 • 1013 н/см2, 4 • 1013 н/см2,

13 / 2 13 / 2

6 • 10 н/см , 8 • 10 н/см . Результаты представлены на рисунке 3.20.

По результатам испытаний видно, что при наборе флюенса до 4• 1013н/см2 спектральный отклик алмазного детектора остается без изменений. При дальнейших наборах флюенса происходит уширение пика (n, alpha) реакции на 12С и уменьшение общей скорости счета [45].

CVD-алмаз, подвергнутый облучению быстрыми нейтронами, был исследован методами оптической спектроскопии (Рамановское рассеяние света, фотолюминесценция, поглощение в диапазоне 220-800 нм). Алмазная пластина представляла собой квадрат со стороной около 4,5 мм и толщиной - 0,5 мм. Спектры поглощения в диапазоне 220-800 нм были получены с помощью спектрометра Lambda 850+ (производство компании Perkin Elmer). Для получения спектров поглощения образцы закреплялись в специальных держателях

До набора флюенса

200 400 600 800 1000 1200 1400 Номер канала АЦП

Рисунок 3.20 — Отклик алмазного детектора при облучении на нейтронном генераторе НГ24М при различных набранных флюенсах.

таким образом, чтобы свет проходил перпендикулярно большой грани алмазной пластины. Рамановские спектры и спектры фотолюминесценции (ФЛ) были получены с помощью рамановского спектрометра 1пУ1аКашапМ1сго8Соре (производство компании Reпishow, Великобритания), имеющим в своем составе микроскоп. Для возбуждения спектров использовался лазер с длиной волны 532 нм в геометрии обратного рассеяния. При сравнении рамановского спектра облученного образца Eg31 со спектром необлученной пластины СУЭ алмаза видно их сходство. То есть нейтронное облучение не вызвало заметных структурных изменений, которые бы привели к сдвигу или уширению основной алмазной полосы в области 1332 см-1 или к появлению новых линий, связанных с появлением отличных от алмаза фаз (например - графита). Вместе с тем анализ спектров фотолюминесценции, полученных при использовании лазера с длиной волны 532 нм показал наличие новой линии с максимумом в области около 739 см-1 (рисунок 3.21), что говорит о появлении вакансий в облученном образце [46]. В спектрах фотолюминесценции образца, полученных при использовании лазера с длиной волны 405 нм наблюдается появление полос с максимумами в области 489, 505, 522 нм на фоне широкой бесструктурной полосы (полоса расположена в диапазоне 500-650 нм с максимумом в области около 550 нм). При этом интенсивность основной алмазной линии (самая сильная линия с

Рисунок 3.21 — Спектр фотолюминесценции алмазного образца после облучения при использовании лазера с длиной волны 532 нм.

максимумом около 429 нм) примерно в 4 раза выше интенсивности люминесцентного фона, что говорит о невысокой концентрации полученных в образце азот-вакансионных комплексов (по грубым оценкам концентрация азот-вакан-сионных комплексов меньше 10 ppb).

3.7 Исследование влияния линии связи детекторов на параметры

сигнала

Принципиальным отличием нейтронных диагностик ИТЭР от подобных диагностик, реализованных на других токамаках является размещение детекторов внутри вакуумной камеры. Помимо этого кабели, по которым осуществляется подача высокого напряжения на детекторы и передача сигнала, размещаются в сильных радиационных полях и подвержены высокой температуре. Поэтому внутри вакуумной камеры для передачи сигналов ВНК могут использоваться только кабели с минеральной изоляцией. В разделе 2.6 уже упоминалось, что сигналы и с алмазных детекторов и с ИКД представляют собой короткие и слабые импульсы тока, а электронику предварительного усиления разместить вблизи детекторов невозможно. Поэтому передача подобных сигналов является весьма трудной задачей. В разделе 2.6 уже было упомянуто, что для передачи высокочастотных сигналов и подачи высокого напряжения используются кабели с триаксильной геометрией. Подобный кабель представляет собой по сути двухслойную трубу из нержавеющей стали с центральной

жилой, заполненную керамическим диэлектриком на основе оксида магния или оксида алюминия. Из теории длинной линии известно, что для передачи высокочастотных сигналов без потерь и отражений необходимо согласовывать входное сопротивление на входе и выходе [53]. Волновое сопротивление коаксиального кабеля определяется его геометрией и равно 2 = 2П 1п Vй, где п = \]Ц-Д -характеристический импеданс диэлектрической среды между проводниками, а а и Ь - диаметры центральной жилы и экрана. В радиотехнике принято использовать кабели с волновым сопротивлением 50 Ом.

Одной из проблем кабеля с минеральной изоляцией является его жесткость, поэтому, как и в случае с металлической трубой, его любые изгибы приводят к деформациям, а следовательно искажению коаксиальной геометрии и изменению волнового сопротивления. Другой проблемой являются концы минерального кабеля. Для широко используемых в радиотехнике кабелей с полиэтиленовой изоляцией типа РК50 или RG58 существует большая номенклатура разъемов, которые позволяют сохранить коаксиальную геометрию и, таким образом, согласовать волновое сопротивление на входе и выходе. Разделка концов минеральных кабелей является гораздо более сложной задачей, и как правило в месте соединения кабеля с металлокерамическим разъемом геометрия будет также нарушена, что приведет к дополнительным потерям и отражениям сигнала. Кроме того, сопротивление минеральной изоляции под воздействием влажности атмосферы может резко падать, поэтому зачастую такие кабели необходимо герметизировать и заполнять инертным газом. Поэтому необходимо исследовать вопрос передачи сигнала детекторов ВНК с использованием кабеля с минеральной изоляцией. Общая длина внутривакуумной линии связи ВНК - около 6-7 м. Непосредственно у фланца порта невозможно разместить предусилители из-за высокой интенсивности ионизирующего излучения в данной области. Как уже говорилось в разделе 2.3, электроника предварительного усиления находится в защитном шкафу в ячейке порта. Длина линии связи здесь составляет около 15 м, но эта часть находится уже вне вакуума установки и значения радиационных полей тут ниже, поэтому нет необходимости использовать кабель с минеральной изоляцией.

Измерительная схема для проведения испытаний представлена на рисунке 3.22. Испытания проводились только с алмазным детектором, поскольку его импульс более слабый и короткий, чем импульс ИКД. Детектор облучался альфа-источником 241 Ат. Для передачи сигнала использовался кабель с мине-

ральной изоляцией РК316 50-3-71. Данный кабель выбран на основе кабельного каталога ИТЭР. Кабель триаксиальный, волновое сопротивление между жилой и внутренним экраном 50±3 Ом. Кабель сделан из нержавеющей стали марки 316L, для уменьшения электрического сопротивления на центральную жилу нанесено медное покрытие. В качестве материала изоляции в кабеле используется оксид магния. Длина кабеля в эксперименте составила 8.4 м. В эксперименте использовалась коаксиальная линия связи, для этого внутренний и внешний экран кабеля закорачивались. К кабелю с минеральной изоляцией подключался радиочастотный кабель RG223U с длинами 1 м и 21,5 м. Использовался преду-силитель CAEN A1426 и оптическая гальваническая развязка PPMtest. Сигнал подавался на АЦП ADC12500 PXIe. В работе исследовалось влияние каждого элемента линии связи в общую погрешность измерительной системы. Измерялась амплитуда и длительность выходного сигнала, энергетическое разрешение системы определялись по уширению спектра от источника 241 Am. Результаты измерений приведены в таблице 9

Рисунок 3.22 — Схема испытаний алмазного детектора и линии связи

Как видно из таблицы, проведены испытания следующих компонентов линии связи ВНК: алмазный детектор, триаксиальный кабель с минеральной изоляцией длиной 8,4 м, коаксиальная линию связи 22 м, аналоговая оптическая гальваническая развязка. По результатам испытаний можно заключить, что наибольший вклад в суммарную относительную погрешность измерений электронным аналоговым трактом, вносит кабель с минеральной изоляцией марки РК316 50-3-71 [54]. Данному кабелю пока нет альтернативы ввиду его значительных радиационной стойкости и способности работать при высоких температурах окружающей среды и внутри вакуума установки. Остается единственный путь улучшения энергетического разрешения - это разработка и усовершенствование разъемов, применяемых на концах кабеля.

3.8 Разработка алгоритмов обработки сигналов детекторов ВНК

Задачей ВНК является расчет профиля нейтронов в реальном времени. Как было упомянуто в разделе 2.6 система ВНК производит колоссальный объем данных (около 50 Гб/с), поэтому предлагается обработка исходных импульсов диагностики с использованием FPGA. В ВНК планируется использовать АЦП N1 5772 с частотой дискретизации 800 МВыб/с сигнал с которого подается на реконфигурируемую плату цифрового ввода / вывода N1 FlexRIO, имеющую модуль FPGA ХШпх Кт1ех-7. Для данной задачи был разработан алгоритм обработки импульсов, включающий в себя следующие операции: коррекция базовой линии; обнаружение импульсов и расчет пиков; исключение наложений событий; расчет скорости счета и амплитудного спектра. Рассмотрим данные операции подробнее. Когда сигнал оцифрован, его базовая линия (нулевой уровень, фон) чаще всего не совпадает с нулевым отсчетом АЦП. Кроме того, этот уровень имеет тенденцию дрейфовать как из-за процессов в электронике АЦП, так и из-за внешних факторов, таких как помехи в электросети, статические заряды, электромагнитное излучение от других устройств в системе. Поэтому был реализован алгоритм коррекции базовой линии. В основе алгоритма лежит разделение сигнала, оцифрованного с частотой 800 МВыб/с на два потока, один из которых подвергается децимации на 40 МГц. Децимированный сигнал используется для вычисления базовой линии. Расчет состоит из двух этапов. Сначала децимированный сигнал проходит через медианный фильтр с шириной окна больше удвоенной длительности импульса. Медианная фильтрация — это известный и испытанный метод, который ранее успешно применялся в других подобных случаях [55]. На втором этапе сигнал проходит через фильтр нижних частот с частотой среза 2.5 МГц, чтобы избежать ненужное искажение регистрируемых амплитуд импульсов из-за шумов. После расчета базовой линии она вычитается из сигнала. Затем используется установленный вручную порог амплитуды. Одновременно вычисляется пик импульса и выполняется подавление наложений на основе длительности импульса. Алгоритм можно представить следующим образом. При превышении порога начинается сбор данных. Затем устанавливается максимальное значение на первоначально полученное значение. Если полученное следующее значение больше максимального, максимальное значение, устанавливается равным вновь полу-

ченному значению. Если импульс не закончился и порог продолжительности не был превышен, то действие присвоения максимального значения повторяется. В противном случае поиск амплитуды импульса завершается. Подобная схема была ранее протестирована для создания анализатора импульса для алмазного детектора нейтральных частиц на токамаке JET [56]. Все этапы обработки сигналов, описанные выше, выполняются на FPGA, в том числе подсчет импульсов (как для одиночных импульсов, так и для импульсов в совокупности с наложениями), и, таким образом, также предоставляется параметр скорости счета. Сигнал на этом этапе обработки представляет собой поток пиковых значений импульсов. Этот поток отправляется на главный компьютер системы, где вычисляется гистограмма амплитуд импульсов, амплитудный спектр, а также частота пропуска импульсов (отношение количества зарегистрированных наложений к общему количеству превышений порога по амплитуде). Для проверки корректности работы алгоритма была собрана измерительная схема на основе алмазного детектора [57]. Алмазный детектор облучался калиброванным источником альфа-частиц 241 Am. Сигнал после предусилителя CAEN A1426 подавался на вход АЦП NI5772, а далее на устройство FlexRIO, установленное в шасси PXIe-1085 и управляющий компьютер. Результаты измерения амплитудного спектра представлены на рисунке 3.23.

Amplitude Spectrum

240- - Л

220200160160140-

t 120-I

100-ÎO-

60«0 500 toco 1500 2000 2500 MOO 3500 ВДВ 4500 5000 550C ЫН'В

Bin (ADC values J

Рисунок 3.23 — Амплитудный спектр алмазного детектора от калиброванного

источника альфа-частиц 241 Am

3.9 Выводы к главе 3

Условия эксплуатации в каналах ВНК ИТЭР так или иначе оказывают влияние на параметры используемых нейтронных дететоров: СУЭ алмазных детекторов и ИКД. Среди всех внешних факторов наиболее критичным является значительная плотность потока на детекторе. В некоторых измерительных каналах она достигает 1011 н/см2 с. Ионизационные камеры деления на основе 238и способны работать при флюенсах до 1019 н/см2, что заведомо перекрывает срок службы ИТЭР. Однако, как показали результаты работы, чувствительность алмазного детектора и энергетическое разрешение начинают деградировать уже при флюенсах от 1013 н/см2. Поэтому, в ряде каналов ВНК алмазные детекторы смогут работать только ограниченное количество разрядов с максимальной термоядерной мощностью. Тем не менее алмазные детекторы, в отличие от ИКД, могут дать информацию об энергетическом распределении нейтронов, что, в свою очередь, необходимо на начальной фазе работы ИТЭР поскольку позволит оценить эффективность нагрева плазмы системами дополнительного нагрева. Воздействие высокой температуры в процессе работы на сигналы детекторов не столь критично. По результатам эксперимента не обнаружено влияние температуры на отклик ИКД во всем испытываемом диапазоне от комнатной температуры, до 250° С. В то же время высокая температура несколько искажает отклик алмазного детектора. При температурах свыше 200° С происходит уширение амплитудного спектра в области пика (п,а1рНа) реакции на углероде. При этом интегральное значение чувствительности не изменяется. Это приводит к ухудшению энергетического разрешения детектора. Тем не менее поскольку во время работы диагностики температура не превышает 150°С [43; 44], данное изменение формы отклика детектора не критично. Воздействие длительных термоциклических нагрузок также не оказывает влияние на работоспособность алмазного детектора. Другим фактором, оказывающим влияние на измерение ВНК является использование длинных линий связи между детектором и электроникой предварительного усиления, и между электроникой предварительного усиления и регистрирующей аппаратурой. В работе были выполнены испытания макета аналогового электронного тракта диагностики ВНК, включающего алмазный детектор, предусилитель, оптическую гальваническую развязку. Как видно из таблицы 9 наиболее существенное влияние на

энергетическое разрешение алмазного детектора оказывает кабель с минеральной изоляцией. Данному кабелю пока нет альтернативы ввиду его значительных радиационной стойкости и способности работать при высоких температурах окружающей среды и внутри вакуума установки. При этом общее энергетическое разрешение системы, измеренное по уширению пика от а-источника, составило 8.4%, что явлется приемлемым для работы диагностики.

Таблица 9 — Испытания аналогового электронного тракта системы сбора дан-

ных ВНК

№ Измерительный тракт Амплитуда сигнала алмазного детектора на выходе, мВ Длительность сигнала алмазного детектора на выходе, с Энергетическое разрешение

1 Алмазный детектор, 1 м кабеля Я0223и, предусили-телель, спектрометр 196 30 4,2%

2 Алмазный детектор, 21.5 м кабеля Я0223и, предусили-телель, спектрометр 170 30 5.2%

3 Алмазный детектор, 1 м кабеля Я0223и, предуси-лителель, спектрометр, оптическая гальваническая развязка, длина 50 м 190 30 4.2%

4 Алмазный детектор, 8,4 м кабеля с минеральной изоляцией, 1 м кабеля КС223И, предусилителель, спектрометр 164 35 7.3%

5 Алмазный детектор, 8,4 м кабеля с минеральной изоляцией, 21,5 м кабеля КС223И, предусилителель, спектрометр, спектрометр 140 40 8.5%

6 Алмазный детектор, 8,4 м кабеля с минеральной изоляцией, 21,5 м кабеля КС223И, оптическая гальваническая развязка, длина 50 м 140 40 8.5%

Глава 4. Исследование динамики выхода быстрых нейтронов в

разрядах токамака JET

В Вертикальной Нейтронной Камере ИТЭР в качестве детекторов нейтронного излучения предполагается использовать детекторы на основе CVD алмазных пластин. В данный момент в рамках разработки ВНК была выполнена разработка алмазных детекторов высокого спектрометрического разрешения. Поэтому важным является вопрос испытания алмазных детекторов в условиях наиболее близких к условиям эксплуатации ИТЭР. Наиболее подходящей площадкой является токамак JET, на котором в настоящий момент достигнут наибольший выход термоядерной мощности. В 2011 году на JET была установлена бериллиевая первая стенка с вольфрамовым дивертором, так называемая «ITER-like wall» [13]. В период с 2012 года по 2020 токамак работал, в том числе с DD плазмой, и общий выход DD нейтронов достигал 1016 [14]. На период кампании на установке JET было поставлено два измерительных канала на основе алмазного детектора. В эксперименте измерялся общий нейтронный выход и по соотношению концентраций DD и DT нейтронов, оценивалась эффективность удержания трития, рожденного в DD реакции при различных режимах работы токамака. Испытания на токамаке JET проводились в рамках договора о сотрудничестве между Европейским сообществом по атомной энергетике (European Atomic Energy Community) и Правительством Российской Федерации в области управляемого термоядерного синтеза. Целью данной работы было проведение нейтронных измерений с алмазными детекторами на самом большом токамаке JET при высоких скоростях счета. Для обеспечения таких скоростей детекторы были помещены в зал установки, где расстояние до центра плазменного шнура составляло около 3 м. Высокий уровень электромагнитных помех в месте нахождения детектора потребовал разработки специальной электроники. Детекторы работали как пороговые счетчики. Использование разных пороговых уровней позволило оценить потоки DD и DT нейтронов. Спектры отклика детекторов получены с использованием расчетов нейтронного транспорта MCNPX спектров нейтронов в их месте расположения. Чувствительность этих детекторов предварительно была определена в лаборатории с использованием AmBe нейтронного источника.

4.1 Описание эксперимента

В данный момент установка JET является крупнейшим действующим то-камаком в мире. В 1997 году во время экспериментов с DT плазмой на ней был получен выход термоядерной мощности в 16 МВт при общей мощности нагрева в 25 МВт[12]. В течение последних лет на установке была проведена масштабная реконструкция, в результате которой была установлена так называемая «Iter-like Wall» (бериллиевая первая стенка и вольфрамовый дивертор) и увеличена мощность нагрева нейтральными пучками до 30 МВт. На период экспериментальной кампании 2014-2020 годов на токамаке JET были достигнуты следующие основные параметры: ток плазмы I = 3,5 МА, плотность плазмы п = 1014 см-3, торроидальное магнитное поле Bt = 3 Тл, общий нейтронный выход свыше N = 1016, время работы инжекторов нейтральных атомов доходило до 10 с, и мощность нагрева составляла 30 МВт [14]. Данные условия эксперимента, а также высокий уровень электромагнитных наводок в результате использования мощных систем нагрева и плазменного тока позволяют достичь условий эксплуатации детекторов максимально приближенных к условиям ВНК ИТЭР. На период экспериментальной кампании на токамаке JET были установлены две измерительные системы на основе алмазных детекторов. Один алмазный детектор был основан на природного кристалла алмаза с толщиной 180 мкм и эффективным объемом 1.95 мм3. Другой детектор был на основе более крупного кристалла CVD алмаза, имел толщину 500 мкм и объем 7 мм3. На поверхности алмазных кристаллов были нанесены 30 нм золотые электрические контакты. Детекторы был оснащен тонкой медной диафрагмой с отверстием диаметром 2 мм с передней стороны для пропуска альфа-излучения. Детекторы были оснащены источниками 241 Am для калибровки энергетической шкалы. Измерительная схема обоих детекторов была построена на основе заря-дочувствительного предусилителя, работающего в непосредственной близости от детектора. Оба детектора были исполнены в коаксиальном корпусе (рисунок 4.1).

Детекторы, оснащенные альфа-источниками и предусилителями были установлены в зале токамака JET в главном горизонтальном порту как можно ближе к порту токамака. В этом случае расстояние от центра плазменного шнура составляет около 3 м. Во время кампании поток нейтронов в месте на-

Алмазный детектор

Пред усилитель

Рисунок 4.1 — Алмазный детектор и его зарядочувствительный предусилитель

хождения детектора составлял до 108 н/(см2 с), а уровень счета на детекторах достигал 105 Гц, что позволило получить низкую статистическую погрешность. Высокий уровень электромагнитных наводок, особенно при включении системы ионно-циклотронного нагрева ИЦР, а также высокая скорость счета, потребовали разработки специализированного зарядочувствительного предусилителя. Сигнал от предусилителя к обрабатывающей электронике передавался по коаксиальному кабелю длиной 150 м. Этот же кабель использовался для подачи высокого напряжения на детекторы. Место расположения детекторов показано на рисунке 4.2.

Сигнал от предусилителя поступал на вход усилителя-формирователя. В эксперименте использовался усилитель Ortec 673 с временем формирования = 0,25 мкс. Детекторы в основном работали в качестве пороговых счетчиков. Были выбраны следующие пороговые уровни: 50 мВ, 320 мВ. Они соответствовали энергии отклика в кристалле: 300 кэВ, 1.8 МэВ. Первый порог выбран для уменьшения шумов в измерительной цепи. Порог 320 мВ использовался для оценки количества DT-нейтронов, возникающих в процессе выгорания трития ("triton burn-up"). Максимальная поглощенная энергия от нейтронов с энергией 2,5 МэВ в кристалле алмаза составляет около 800 кэВ. Для пороговых настроек применялся быстрый дискриминатор CAEN N413. Временное разрешение измерительной системы составило 12 мс [58].

Рисунок 4.2 — Схема расположения детекторов в торроидальной плоскости сечения токамака (место отмечено красным кружком)

4.2 Расчет отклика детекторов

При взаимодействии быстрых нейтронов с ядрами углерода, часть их энергии расходуется на ионизацию атомов и образование электрон-дырочных пар. Основными процессами этого взаимодействия являются упругое и неупругое рассеяние, (п,а) и другие ядерные реакции. При приложении электрического поля в корпусе детектора возникает электрический ток, а его амплитуда линейно зависит от поглощенной энергии. Рассмотрим спектр отклика алмазного детектора. Когда кристалл облучается потоком нейтронов со спектром Р(Е!), общее число нейтронов, взаимодействующих с алмазом, составляет аа^/(Е!)Р(Е!)йЕ!. Здесь Е! - энергия нейтрона, г - процесс взаимодействия, - его полное сечение, а = пУЬ, где п - концентрация углерода, V - объем детектора, I - время экспозиции. Доля нейтронов с энергией Е! которая передается кристаллу Ер:

Е1) -^-Щ (4.1)

Здесь /¡(ц,Е!) - табличная функция вероятности нейтронов рассеяться в косинус угла от ц до ё,ц. Таким образом амплитудный спектр связан с энер-

гетическим спектром нейтронов следующим соотношением [59]:

И/^ = = а Е « Щ*^ <4.2'

йЫ(Ер) гЕ й(Ер) ...... ^

Здесь W(Ер) - количество событий с энергией Ер, К(Ер,Е\) - оператор преобразования энергии нейтронов в поглощенную энергию кристалла алмаза. В данном расчете спектр Е(Е\) был получен с помощью кода МСШРХ. Данный код рассчитывает перенос нейтронного излучения методом Монте-Карло.

Для определения эффективного объема и чувствительности детектора была использована процедура калибровки с использованием АтВе источника нейтронов [60]. В результате данной калибровки было показано, что эффективный объем природного алмазного детектора составляет 1,95 мм3, а объем алмазного детектора СУЭ составляет 7 мм3 или почти весь объем кристалла алмаза, находящегося между электрическими контактами.

4.3 Измерение выхода ВО нейтронов в различных режимах

работы токамака

Как видно из формулы (4.2) для расчета отклика детектора необходимо знать спектр нейтронов Е(Е\) в точке облучения. Спектр был получен с помощью кода МСШРХ. Моделировался плазменный ПО нейтронный источник с уширением, соответствующим температуре 20 кэВ. Спектр нейтронов и рассчитанный по формуле (4.2) отклик алмазного детектора объемом 1.95 мм3 представлены на рисунке 4.3.

Если проинтегрировать отклик от энергии порога, которая в эксперименте соответствовала 300 кэВ, и поделить счет детектора на полученное в результате интегрирования число, то можно пересчитать нейтронный выход токамака. На токамаке для измерения выхода нейтронов установлена система мониторов КШ1 на основе ионизационных камер деления. Три набора детекторов установлены во 2, 6 и 8 октантах зала установки. Каждый набор детекторов состоит из двух ИКД на основе 235и и 238и. Данная диагностическая система была откалиброва-на с использованием 252С/ источника, помещенного внутрь вакуумной камеры

Рисунок 4.3 — Расчетный спектр нейтронов в точке установки детектора в шестом октанте (слева) и построенная на его основе функция отклика детектора (расчеты нормированы на 1 нейтрон источника)

токамака [61]. Дополнительно, показания нейтронных мониторов калибруются с помощью нейтронно-активационной системы KN2 [62]. Выход нейтронов, измеренный диагностической системой на основе алмазного детектора, сравнивался с выходом, измеренным системой KN1. Как видно из рисунка 4.4 для разряда JET №86650 показания двух диагностических систем совпадают с хорошей точностью. Разница в измерениях нейтронного выхода не превышает 20%. Стоит отметить, что сигналы выхода нейтронов, измеренные двумя диагности-

Рисунок 4.4 — Сравнение выхода ЭЭ нейтронов, измеренное системой КШ1 (красная линия) и пересчитанный выход нейтронов, полученный с помощью измерений алмазного детектора объемом 1.95 мм3 (синяя линяя)

ческими системами хоть и несколько отличаются по абсолютной величине, сама форма сигнала практически идентична. Поэтому, если проинтегрировать выходы нейтронов в разрядах с различными плазменными сценариями, показания, измеренные различными диагностическим системами, с хорошей точностью коррелируют между собой (рисунок 4.5).

0,0 4,0x1015 8.0x1015 1.2x10" 1.6х101в 6х1015 7х10'5 8х1015 9х1015

Полный нейтронный выход, измеренный диагностической системой KN1, н/с Полный нейтронный выход, измеренный диагностической системой KN1, н/с

Рисунок 4.5 — Сравнение показаний нейтронного монитора на основе алмазных детекторов (природного и CVD) с полным нейтронным выходом установки, измеренным диагностикой KN1 (камеры деления) в различных разрядах токамака

JET

В то же время выход нейтронов, полученный CVD-алмазом, в некоторых разрядах все же значительно расходился с выходом, измеренным диагностикой KN1. Это, по-видимому, обусловлено влиянием гамма-излучения на сигнал детектора. В области энергий от 30 кэВ до 10 МэВ доминирующем процессом взаимодействия фотонов с атомами углерода является Комптон-эффект. Комптоновские электроны при этом также образуют в полупроводнике электронно-дырочные пары. Однако, из-за маленького объема кристалла алмаза, только часть энергии электронов может быть оставлена в детекторе. Как показано в докладе [63], для детектора с толщиной менее 200 мкм при измерении ^^-нейтронов, вклад гамма-излучения можно минимизировать, используя порог от 300 кэВ. В то же время для более толстых детекторов влияние гамма-излучения необходимо учитывать.

4.4 Измерение выхода DT нейтронов в различных режимах

работы токамака

В данной работе представлены результаты измерения выхода DT нейтронов, полученных в результате рождения ионов трития в DD реакции [64]. Ионы трития рождаются с энергией в 1,01 МэВ используя канал реакции D + D = Т + р. Как известно, ларморовский радиус частицы равен г = mv/qB, где m

- масса частицы, v - компонента скорости частицы, перпендикулярная магнитному полю В, q — ее заряд. Поэтому ионы трития, рожденные в DD-реакции, имеют очень похожие орбиты с 3.5 МэВ альфа-частицами, рожденными в DT плазме. А удержание альфа-частиц и использование их для нагрева плазмы необходимо для работы будущего термоядерного реактора [65]. Поэтому, исследование эффективности удержания трития в различных режимах работы токамака с DD-плазмой очень важно. Максимум реактивности ВТ реакции находится в области энергий около 170-200 кэВ [66], поэтому, если тритоны удерживаются в плазме и замедляются, то они могут вступать в DT реакцию и приводить к рождению 14 МэВ нейтронов. В предыдущих исследованиях, проведенных на JET, было показано, что изменение отношения DT и DD нейтронов меняется в разных сценариях в основном в зависимости от тока плазмы [67].

Подобно расчету отклика алмазного детектора от DD- нейтронов, был рассчитан отклик детектора от ВТ-нейтронов. Спектр DT-нейтронов F(Е\) в точке облучения также был получен с помощью кода MCNPX. Моделировался плазменный ВТ нейтронный источник с уширением, соответствующим температуре 20 кэВ. Исследовались режимы различной работы токамака с различным током плазмы (сигнал MAGN/IPLA), различным торроидальным магнитным полем (сигнал MAGN/BVAC), различной электронной плотностью плазмы (сигнал HRTX/NЕLA) и различной мощностью нагрева нейтральными пучками (сигнал NBI/NBLM ). Динамика выхода В В и ВТ нейтронов в разряде JET №87413 показана на рисунке 4.6. Счет ВВ/М7 — СМЕ5/11 соответствовал выставленному порогу на алмазном детекторе в 300 кэВ. В данную область попадают отклики от ВВ и DT-нейтронов. Счет ВВ/М7 — СМЕ5/12 соответствовал выставленному порогу на алмазном детекторе в 1.8 МэВ. В данную область попадают отклики только от ВТ нейтронов.

4.5 Отношение DT и DD нейтронов в различных сценариях

плазмы

Ионы трития описывают орбиты с ларморовскими радиусами г = л/2Е • m/qB. Для магнитного поля В = 3 Тл радиус г = 8.4 см. Обычно в токамаке ионы двигаются по тору, следовательно ширина орбит обратно про-

Рисунок 4.6 — Основные плазменные параметры и счет алмазного детектора в

разряде JET №87413

порциональна полоидальному магнитному полю. Следовательно, в разрядах с большим током плазмы удержание ионов лучше. Часть ионов трития при этом может уйти из объема плазмы на стенку вакуумной камеры. Такой механизм принято называть прямыми потерями. В работе [67] проводилось моделирование удержания ионов трития, рожденных в DD реакции с помощью кода McOrbit. Данный код считает орбиты ионов метод Монте-Карло, опираясь на профиль интенсивности ионного источника и геометрию магнитных поверхностей. Результаты моделирования показали, что для токов плазмы свыше 3 МА прямые потери перестают быть существенными. В экспериментах величина тока доходила до 3,5 МА. Результаты измерений отношения DT и DD ионов в зависимости от тока плазмы показаны на рисунке 4.7. Точки подписаны числами с номерами разрядов токамака JET.

Как видно из рисунка, в большинстве разрядов сохраняется прямая связь между относительным выходом DT-нейтронов и током плазмы. В то же время разряды с номерами 87526, 87528 заметно выпадают из данной зависимости. Кроме того, заметно, что при росте тока до 3,5 МА отношение между выходом DD/DT нейтронов продолжает расти. Аналогичные измерения, проведенные на токамаке KSTAR, показали, что уже при токах масштаба 1 МА, отноше-

Рисунок 4.7 — Отношение выхода DT/DD-нейтронов в различных сценариях работы токамака в зависимости от тока плазмы (числа указывают на номера

разрядов)

ние выхода DT/DD-нейтронов достигает насыщения [68], чего не наблюдается в разрядах JET. К сожалению, на период экспериментальной кампании не было разрядов с током выше 3,5 МА, чтобы однозначно сказать, достигнут ли предел по отношению DD/DT-нейтронов. Для того чтобы рассмотреть причину относительно малого выхода DT нейтронов в разрядах №№ 87526, 87528, рассмотрим процесс замедления ионов трития, рождающихся в DD-реакции с энергией 1.01 МэВ более подробно.

Как показано в работе [69] среднее время, которое требуется быстрому иону, инжектированному в плазму, для замедления от энергии W до тепловой энергии:

Где:

т=Tf mi + ( )3/21-

3 VVcrit

Л3/2 Z2

Wcnt = 14.8кТе[ —Y,-V- ]2/3,

пе

А,

(4.3)

(4.4)

тч = 6.27 х 10'

>А(кТе)3/2 Z 2пе1пЛ

(4.5)

Здесь А - атомный номер быстрого иона, А^, Zj и - атомный номер, заряд и концентрация ионов в плазме, пе - концентрация электронов, 1пЛ - ку-лоновский логарифм. Выражения (4.4) и (4.5) получены для значений кТе в эВ, т - время электрон-ионных столкновений. Для высоких значений первоначальных энергий ионов W ^ Wcrit доминируют потери энергии на электронах. При приближении к энергии Wcrit потери энергии на ионах плазмы становятся существенными. При W = Ш^ц ионы достигают тепловой энергии за конечное время, тсгц = (т3/3)1п2. В диапазоне энергий ионов от 1 МэВ до 170 кэВ доминирует процесс замедления на электронах и время замедления, как видно

3 /2

из формулы (4.5), пропорционально Те' /пе. Подобная зависимость показана на рисунке 4.8.

3,5-|

3,0

2,5

2,0 ■

о" О

О 1,5

1,0

0,5 ■

8741 2ш

874141 м Iф;

87505« 1 87 443" ...............

г-со 495"

?8и 8 746? ■ 87 444"

* 7526- 87440■

1 - - 1 -1 - 1

0,5 1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 3,5

Время замедления, Те3/2/пе, отн. ед.

Рисунок 4.8 — Отношение выхода ВТ/ВВ-нейтронов в различных сценариях работы токамака в зависимости от времени замедления ионов (числа указывают

на номера разрядов)

Как видно из рисунка разряды 87526 и 87528 отличались малой температурой электронов. Это приводило к тому, что ионы трития быстро теряли свою энергию, что приводило к малому количество нейтронов в ДТ-реакции из-за уменьшения сечения взаимодействия. Таким образом, при росте тока и электронной плотности плазмы улучшаются общие характеристики удержания

плазмы, и уменьшается время термализации трития, рождающегося в ЭЭ реакции с энергией 1 МэВ из-за торможения на электронах. Поэтому число отсчетов в детекторе с энергией выше 1.8 МэВ, которая заведомо выше максимальной энергии, поглощенной в кристалле алмаза от ЭЭ нейтронов, растет в разряде №87413 по сравнению, к примеру, с разрядом №87444. При этом общее число отсчетов в детекторе, определяемое общим нейтронным выходом и зависящее больше от используемой мощности нагрева, в данных разрядах остается практически одинаковым. В обоих разрядах нагрев плазмы шел главным образом за счет инжекции нейтральных пучков. Мощность нейтральной инжекции в данных разрядах составляла Ркв! = 25 МВт.

4.6 Оценка времени замедления ионов трития

Образование нейтронов в процессе ЭТ реакции происходит с некоторой задержкой по отношению к времени рождения ионов трития. Это соответствует времени замедления нейтронов до энергии 1 МэВ до максимума реактивности ЭТ реакции (около 170-200 кэВ). Данную задержку можно также наблюдать в эксперименте. Пример отнормированных на единицу сигналов для разряда № 87413 показан на рисунке 4.9. Данный разряд характеризуется большим током плазмы 1р = 3.5 МА и высокой электронной температурой Те = 5.5 кэВ.

50 51 t, sec

Рисунок 4.9 — Отнормированные на единицу выходы DD и DT нейтронов в

разряде JET №87413

Для получения более точного значения времени была выполнена процедура свертки сигналов выходов ЭЭ и ЭТ нейтронов (рисунок 4.10). В данном разряде время составило т = 0.22 с.

i г i г i i

Т ™

i i

68 66 h 64

С|

Сц 62 *q60 а? 58 56 54 52

-0.6 -0.4 -0.2 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8

г, sec

Рисунок 4.10 — Оценка времени замедления ионов трития в разряде JET №87413 с помощью свертки сигналов выходов DD и DT нейтронов

Стоит отметить, что временное разрешение диагностической системы на основе алмазного детектора составляло 12 мс. Это дало большую погрешность при определении времени замедления ионов трития. Для более точной оценки времени необходимо создание измерительной системы с более коротким временным разрешением. Временное разрешение измерительной системы, проектируемой для диагностики Вертикальная нейтронная камера ИТЭР составляет 1 мс, что позволит исследовать данное явление более детально.

4.7 Исследование динамики возникновения тока убегающих электронов по измерениям жесткого рентгеновского излучения

Если приложить электрическое поле Е к плазме, электроны начнут ускоряться под действием кулоновской силы до скорости дрейфа ад

Ее = теа =-. (4.6)

т

Как известно плотность тока ] связана с электрическим полем через закон Ома ] = аЕ, где а - проводимость плазмы. Если принять, что тс = т - время

электрон-ионных столкновений, можно получить формулу для сопротивления плазмы р = 1/œ [65]:

Р =1.65 х Ю-'^.

е

Однако выражение (4.7) верно только в случае, если скорость дрейфа Vd много меньше тепловой скорости электронов. Для обычных режимов работы токама-ка так и происходит. Например, при плотности тока плазмы jp = 1 МА/м2 и плотности электронов пе = 1014 см-3 дрейфовая скорость электронов Vd = 6 х 106 см/с, а тепловая скорость электронов Vth = 4 х 109 см/с для Те = 10 кэВ. Однако, если электрическое поле Е достаточно большое и скорость дрейфа Vd превышает тепловую скорость электронов, формула (4.7) не верна. В таком случае возникает явление, которое носит название «убегающих электронов». В случае нерелятивистских скоростей электрическое поле, при котором возникает явление убегающих электронов, носит название критического или поле Драйсера и равно [70]:

Ed = 4neVnA (4.8)

mvth

При этом электроны могут достигать в процессе ускорения электрическим полем релятивистстих скоростей и энергий свыше 10 МэВ. Такие электроны неизбежно достигают поверхности вакуумной камеры, что вызывает жесткое рентгеновское излучение. Условия для возникновения убегающих электронов возникали на токамаке JET в разрядах с низкой электронной плотностью при росте тока плазмы. Как уже говорилось ранее, доминирующим процессом взаимодействия фотонов с атомами углерода в области энергий от 10 кэВ до 10 МэВ является комптон-эффект. При этом рождаются высокоэнергетичные электроны, чья энергия может поглощаться в теле детектора, также рождая сигнал в измеряемой области. Уменьшить влияние рентгеновского и гамма-излучения можно используя достаточно тонкий детектор, поскольку длины пробегов электронов относительно велики. Испытываемый CVD алмазный детектор имел толщину 500 мкм, поэтому им удалось зарегистрировать жесткое тормозное излучение, возникшее при развитии значительного тока убегающих электронов. В разряде JET №81640, не было нейтронов, однако на начальном участке роста тока плазмы развился значительный ток убегающих электронов, что было зарегистрировано диагностической системой на основе CVD алмазного детектора (рисунок 4.11). На рисунке приведены сигналы тока тока плазмы (сигнал

MAGN/IPLA), торроидального магнитного поля (сигнал MAGN/BVAC), электронной плотности (сигнал НRTX/NЕLA) и отчеты алмазного детектора (сигнал DD/M7 - СМЕЪ/И).

-81640 MAGNA PI А

Seq-4 (0)

-В1640 MAGN/BVAC

Seq=4 (0)

-31640 HRTX/NELA

Seq=1J8[0)

-31640 QD/M7-CME6/11

Рисунок 4.11 — Возникновение убегающих электронов в разряде №81640, зарегистрированное алмазным детектором

В этом разряде также работала спектрометр жесткого рентгеновского излучения на основе сцинтиллятора NaI(Tl) [71]. Он тоже измерил жесткое рентгеновское излучение в данном разряде. На рисунке 4.12 приведено восстановленное энергетическое распределение убегающих электронов, возникшего на 45 секунде разряда №81640.

Наибольшую проблему режимы с созданием значительного тока убегающих электронов при возникновении неустойчивости срыва тока. Неустойчивость срыва тока является одним из ключевых препятствий для реализации магнитного удержания плазмы на установках типа «токамак». Срыв тока - это резкое прекращение разряда токамака из-за потери стабильности магнитной конфигурации. Срывы тока обычно возникают при достижении эксплуатационных пределов токамака: предела плотности, предела тока, предела параметра в (отношение давления плазмы к давлению магнитного поля) или из-за развития больших магнитогидродинамических (МГД) нестабильностей [72]. Срыв тока - это разрушительное событие, сопровождающееся высвобождением всей

1Е22

q;

ш ai

СО

s о

с 1E21

ш a: ш ТЗ

"D

1E20

2 4 6 8 10 12 14

Ere (МэВ)

Рисунок 4.12 — Восстановленное с помощью гамма-спектрометра NaI(Tl) энергетическое распределение убегающих электронов в разряде № 81640

плазменной тепловой и электромагнитной энергии за очень короткое время по сравнению с продолжительностью разряда. Во время срыва тока в вакуумной камере индуцируются вихревые токи, и большая часть тока плазмы может быть преобразована в убегающие электроны. Все эти факторы приводят к экстремальным тепловым и механическим нагрузкам на компоненты вакуумной камеры. В то время как для машин малого и среднего размера нагрузки во время срывов относительно незначительны, для крупных токамаков, таких как JET и ИТЭР, они могут приводить к серьезному повреждению вакуумной камеры. Поэтому в будущих токамаках срывы тока должны быть ограничены, либо подавляться, например с помощью инжекции нейтрального газа [73].

Установленный алмазный детектор в октанте 6 зала токамака JET оказался способен зарегистрировать значительные вспышки жесткого рентгеновского излучения, сопровождающие срыв тока плазменного шнура. Такая вспышка, например, наблюдалась в разряде №87328 (рисунок 4.13. На рисунке приведены сигналы тока плазмы (сигнал MAGN/IPLA), торроидального магнитного поля (сигнал MAGN/BVAC), электронной плотности (сигнал HRTX/NELA), электронной плотности (сигнал HRTX/TE0), мощности инжекции нейтральных частиц (сигнал NBI/NBLM), выхода нейтронов, измеренные системой KN1

(сигнал Т1Ы/ЯЫТ), отчеты алмазного детектора с порогом 300 кэВ (сигнал ВВ/М7- СМЕ5/11) и с порогом 1.8 МэВ (сигнал ВВ/М7 - СМЕ5/12). Как видно из рисунка на 47 секунде развилась неустойчивость срыва тока. Ей предшествовало некоторое падение электронной плотности, создавшее условия для возникновения тока убегающих электронов. Видно, что в момент срыва нейтронов уже не было. Тем не менее в детекторе (сигнал ВВ/М7 — СМЕ5/11) появился мощный отклик, связанный с возникшим рентгеновским излучением. В сигнале ВВ/М7 — СМЕ5/12 отчетов не зарегистрировано, поскольку максимальный отклик в детекторе, возникающий при взаимодействии фотонов с

-87328 MAGN/IPLA

Seq=105 (0)

-87328 MAGN/BVAC

Seq=105 (0)

-87328 HRTX/NELA

Seq=184 (0)

-87328 HRTX/TEQ

Seq=184 (0)

-87328 NBI/NBLM

Seq=113 (0)

-87328 TIN/RNT

Seq=108 (0)

-87328 DD/M7-CME5/11

-87328 DD/M7-CME5/12

Рисунок 4.13 — Возникновение убегающих электронов в разряде №87328, зарегистрированное алмазным детектором при развитии неустойчивости срыв тока

4.8 Выводы к главе 4

По результатам данной работы на крупнейшем действующем токама-ке JET была создана система диагностики быстрых нейтронов — монитор

ядрами углерода ниже энергии порога в 1.8 МэВ.

JET Data Display

47.30 47.35 47.40 47.45 47.50