ПРИБОРЫ И ТЕХНИКА ЭКСПЕРИМЕНТА, 2004, № 2, с. 5-10
_ ТЕХНИКА ЯДЕРНОГО
- ЭКСПЕРИМЕНТА
МНОГОКАНАЛЬНЫЙ НЕЙТРОННЫЙ КОЛЛИМАТОР
ДЛЯ ТОКАМАКА ITER
© 2004 г. Ä. В. Красильников, C. I. Walker*, Ю. Ä. Кащук, Д. В. Просвирин
ГНЦ РФ "Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований" Россия, 142190, Троицк Московской области *International team ITER, Garching Поступила в редакцию 24.06.2003 г.
После доработки 15.09.2003 г.
Представлена концепция многоканального нейтронного коллиматора ITER, базирующаяся на применении ранее разработанной радиальной нейтронной камеры (12 коллиматоров) и двух дополнительных компактных нейтронных камер. Компактные нейтронные камеры предлагается разместить внутри блоков защиты, находящихся в экваториальном (9 коллиматоров) и диверторном диагностическом (7 коллиматоров) патрубках ITER. Таким образом будет обеспечено полное покрытие плазмы в вертикальном направлении общим числом каналов 21 (12-радиальная камера и 9-компактная камера). Необходимые длина и диаметры коллиматоров, а также оптимальные материалы блоков защиты и внутренних стенок коллиматоров определены из расчетов с применением MCNP-кода. Результаты моделирования показывают, что необходимая коллимация потоков нейтронов может быть обеспечена коллиматорами длиной 1 - 1.5 м с 0внут = 4-5 см, окруженными железоводной защитой. В качестве детекторов предложено использовать пороговые камеры деления с 238U и детекторы из природного и CVD-алмаза. Представленные в работе расчеты показывают, что такие количество и организация каналов радиальной и компактных камер обеспечит измерения двумерного пространственного распределения источника нейтронов и полной термоядерной мощности с погрешностью ~10%.
ВВЕДЕНИЕ
В экспериментах на токамаке-реакторе ITER будет получена плазма с зажиганием, определяемым нагревом термоядерными а-частицами [1]. Кроме того, в результате мощных (по 33 МВт) инжекций нейтральных атомов дейтерия с энергией 1 МэВ и ионного циклотронного нагрева в плазме ITER будут созданы группы быстрых ионов высокой плотности со скоростями, превышающими скорость распространения альфвенов-ских колебаний плазмы. Высокие плотности быстрых ионов могут вызвать развитие различных типов плазменных неустойчивостей, которые в свою очередь могут вызвать существенное перераспределение этих ионов между магнитными поверхностями плазмы ITER и резкое снижение эффективности их удержания в плазме.
Мощным средством экспериментальных исследований динамики пространственных распределений как быстрых, так и тепловых ионов плазмы является нейтронная томография с применением многоканальных нейтронных коллиматоров с конусами регистрации, покрывающими плазму с разных направлений. Конус регистрации - это объем плазменного шнура, из которого нейтронным коллиматором обеспечивается регистрация нейтронного излучения. В экспериментах на объединенном европейском токамаке JET применение многоканальных коллиматоров для томографии нейтрон-
ного и у-излучений плазмы позволило провести исследования динамики двумерных пространственных распределений ионов дейтерия и трития при срыве пилообразных колебаний [2], ионов гелия при ионном циклотронном нагреве [3, 4].
В экспериментах на ITER нейтронная томография с применением многоканальных нейтронных коллиматоров обеспечит проведение следующей программы физических исследований:
- изучение характера перераспределения ионов дейтерия и трития при развитии альфве-новских неустойчивостей, внутренних срывах и срывах пилообразных колебаний в плазме;
- измерение двумерных пространственных распределений резонансных ионов дейтерия и трития при различных схемах ионного циклотронного нагрева;
- определения профиля ввода мощности ионного циклотронного нагрева;
- определения профиля ввода мощности нагрева с применением инжекции нейтралов.
В процессе работ над проектом нейтронной диагностики ITER было предложено несколько вариантов конструкций радиального и вертикального многоканальных нейтронных коллиматоров (радиальная и вертикальная нейтронные камеры). Конструкция радиальной нейтронной камеры (р.н.к.), предложенная в [5] для предыдущей вер-
Рис. 1. Оси конусов регистрации радиальной нейтронной камеры (р < 0.54) и компактной радиальной нейтронной камеры (0.65 < р < 0.87), размещаемой в экваториальном патрубке ITER.
сии проекта ITER-FDR, является ключевым компонентом системы нейтронной диагностики и существующего в настоящее время проекта ITER. Однако в связи с тем, что радиальная нейтронная камера позволяет вести регистрацию потоков нейтронов только из центральной -0.54b < r < 0.54b (b -малый радиус плазмы в вертикальном направлении) области плазмы, а также, поскольку, для обеспечения томографии необходимо вертикальное направление измерений, в ходе работы над проектом ITER было предложено несколько вариантов конструкции вертикальной нейтронной камеры.
Для ITER-FDR была предложена конструкция вертикальной нейтронной камеры [5], покрывающая конусами регистрации в горизонтальном направлении всю плазму от -а до a (а - малый радиус плазмы в горизонтальном направлении). Конусы регистрации всех коллиматоров этой камеры проходили через один вертикальный порт ITER-FDR. Такое решение является технически невозможным для существующего сегодня проекта ITER. Поэтому была предложена конструкция вертикальной нейтронной камеры с распре-
делением системы коллиматоров в четырех сечениях по тороидальному обходу.
Основным недостатком этой конструкции является то, что в процессе эксплуатации конусы регистрации коллиматоров нейтронной камеры будут изменяться из-за относительных движений конструкций вакуумной камеры и криостата, в которых находятся входные и выходные коллиматоры данной нейтронной камеры. Такие изменения конусов регистрации отдельных коллиматоров камеры могут вызывать практически неконтролируемые изменения пространственного разрешения и абсолютной калибровки каналов камеры.
В настоящей работе предлагается проект системы многоканальных нейтронных коллиматоров ITER, базирующийся на применении ранее разработанной радиальной нейтронной камеры и компактных радиальной (к.р.н.к.) и вертикальной (к.в.н.к.) нейтронных камер.
КОНСТРУКЦИЯ КОМПАКТНЫХ НЕЙТРОННЫХ КАМЕР
Компактные нейтронные камеры предлагается разместить внутри экваториального (к.р.н.к.) и диверторного (к.в.н.к.) патрубков ITER, как представлено на рис. 1 - рис. 4. Конструкции камер выполнены в виде блоков железоводной защиты с набором цилиндрических коллиматоров, в конце которых расположены модули детекторов.
В экваториальном порту предлагается разместить девять коллиматоров, четыре из которых будут регистрировать потоки нейтронов из областей плазмы ниже области регистрации радиальной нейтронной камеры (-0.87b < r < -0.65b), а другие четыре - выше (0.65b < r < 0.87b) (см. рис. 1, рис. 3). Девятый коллиматор будет регистрировать нейтроны из приосевой области плазмы и обеспечивать кросс-калибровку к.р.н.к., располагаемой вне патрубка ITER р.н.к. Таким образом, будет обеспечено полное покрытие плазмы в вертикальном направлении конусами регистрации этих двух камер общим числом каналов 21 (12 р.н.к. и 9 к.р.н.к.) и проведение измерений полного выхода нейтронов с требуемой точностью 10%.
Для обеспечения томографии нейтронного излучения плазмы в центральной области плазменного шнура ITER предлагается наряду с радиальными нейтронными камерами применить компактную вертикальную нейтронную камеру, располагаемую в диагностическом диверторном порту. Эта компактная вертикальная нейтронная камера будет иметь семь коллиматоров (см. рис. 2, рис. 4), обеспечивающих измерения потоков нейтронов с магнитных поверхностей с р < 0.5, где р = r/r0 - приведенный малый радиус магнитной поверхности. Схема конструкции к.в.н.к. представлена на рис. 4. Масса такой камеры будет составлять 10-15 т в за-
Отверстие в защитном бланкете для уменьшения
термоядерной плазме
Рис. 2. Оси конусов регистрации и размещение компактной вертикальной нейтронной камеры в диагностическом ди-верторном патрубке ITER.
Соединение Коллиматоры детекторов
Детектор
Рис. 3. Модули компактной радиальной нейтронной камеры в экваториальном патрубке ITER.
висимости от процентного соотношения используемых материалов (нержавеющая сталь, вода и т.д.) и размеров блока защиты, которые будут окончательно определены после детальных МС№-рас-
четов. Для обеспечения прохождения потока нейтронов в коллиматоры к.в.н.к. в нижнем модуле бланкета (№ 18) и треугольной поддерживающей конструкции за ним в соответствующем сечении
Фп, n /см2 с 1011
101(Ч
Линия наблюдения нейтронного спектрометра для определения отношения плотности Б/Т в термоядерной плазме
Рис. 5. Плотности потока нейтронов в местах расположения детекторов радиальной нейтронной камеры (кривая а) и компактных нейтронных камер экваториального (кривая Ь) и диверторного (кривая с с номерами с каналов 1-6) патрубков.
Рис. 4. Модули компактной вертикальной нейтронной камеры в диагностическом диверторном патрубке ITER. Второй слева коллиматор может быть использован для нейтронной спектрометрии.
ITER необходимо обеспечить либо отдельные отверстия 0 40-50 мм, либо, как показано на рис. 1, одно общее конусообразное отверстие с поперечным размером 40-50 мм.
Длина и диаметр модулей для размещения детекторов определяются размерами последних и в предлагаемых компактных нейтронных камерах выбраны равными 350 и 60 мм, соответственно.
Длина коллиматоров обеих компактных камер ограничена вертикальными размерами экваториального и диагностического диверторного патрубков. С учетом размеров детекторных модулей в предлагаемых конструкциях обеих компактных нейтронных камер могут быть применены коллиматоры длиной >140 см. Диаметр коллиматоров может быть 4-5 см. При диаметре коллиматора 4 см диаметры поперечных сечений конусов регистрации в центральных областях плазмы будут равны 15-20 см.
Для представленных геометрий р.н.к., к.р.н.к. и к.в.н.к. были рассчитаны значения плотности потока термоядерных нейтронов в местах размещения детекторов. Расчеты были проведены для принятого сценария работ
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.