Устройство для измерения распределения потоков быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы

 

Изобретение относится к физике плазмы, более конкретно - к диагностике плазмы, что необходимо при управлении работой термоядерной установки, а также при определении степени выгорания топлива в ней. Цель изобретения - повышение точности измерения. В устройстве для измерения распределения быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы выполнена полость с переменным сечением вдоль продольной оси корпуса устройства, которая имеет форму двух подобных равнобедренных треугольников с основаниями, размещенными с торцов корпуса устройства, и общей вершиной, лежащей на продольной оси симметрии корпуса, сечение полости вдоль продольной оси симметрии, перпендикулярно ей, имеет форму прямоугольников, причем размер большей стороны прямоугольника с торца корпуса со стороны отверстия патрубка определяется из соотношения 1 = 2ah/(h+h_F+δ_w+r_w), где 2a - диаметр регистрируемого шнура плазмы; h - высота треугольника, определяемая замедляющей способностью материала устройства из таблиц; h_F - высота фланца вакуумной камеры термоядерной установки; δ_W, r_W - толщина и внутренний радиус стенки вакуумной камеры соответственно, размер большей стороны прямоугольника с противоположной стороны lʹ не менее d n, где d - диаметр детектора; n - количество этих детекторов, достаточное для получения кривой распределения потоков быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы, причем для регистрации нейтронов Д - Д-реакции пороговая энергия детекторов равна 2 МэВ, а для нейтронов Д-Т-реакции пороговая энергия детекторов равна 13 МэВ. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к физике плазмы, конкретнее к диагностике плазмы, что необходимо при управлении работой термоядерной установки, а также при определении степени выгорания топлива в ней. Целью изобретения является повышение точности измерения. На фиг. 1 схематично изображено предлагаемое устройство; на фиг. 2 - сквозная полость в корпусе устройства, общий вид; на фиг. 3 - сечения А-А и Б-Б на фиг. 1 (сечения полости на торцах корпуса); на фиг. 4 - расчетная зависимость угловой плотности потока рассеянных нейтронов в месте расположения детекторов. Устройство содержит металлический корпус 1 прямоугольной формы, имеющий фланец 2 с одной стороны, посредством которого устройство крепится к фланцу 3 патрубка вакуумной камеры 4 корпуса токамака, в котором выполнено отверстие для прохождения излучения от шнура плазмы 5. В корпусе 1 вдоль его продольной оси симметрии выполнена полость с переменным сечением, имеющим форму двух равнобедренных треугольников, примыкающих один к другому вершинами. В поперечном сечении эти полости имеют форму прямоугольников. С торцовой стороны корпуса 1, противоположной камере, установлена пластина 6 из листового железа, при этом размер большой стороны прямоугольника в месте крепления устройства к фланцу 3 вакуумной камеры 4 определяется выражением 1=2a , где 2а - диаметр регистрируемого шнура плазмы 5; h - высота треугольника, определяемая замедляющей способностью материала устройства по таблицам нейтронов и γ-квантов; h_F - высота фланца вакуумной камеры термоядерной установки; δ_w, r_w - толщина и внутренний радиус стенки вакуумной камеры соответственно. В поперечном сечении эти полости имеют форму прямоугольников. Две стороны ab и a^lb^l прямоугольника неизменны, а две другие переменны в зависимости от сечения. Размеры неизменных сторон ab и a^lb^l определяются из условия возможности размещения нейтронно-активационных и гамма-детекторов, так что ab > d (a^lb^l > d), где d - диаметр используемых нейтронно-активационных и гамма-детекторов. Размер переменной стороны прямоугольника в поперечном сечении продольной оси при движении от торца устройства со стороны плазмы 5 к месту расположения детекторов 7 постепенно уменьшается, стремясь к нулю при приближении к фокусу "0" устройства, а далее возрастает (см. фиг. 2). В фокусе "0" возможно использование стальной пластины, обеспечивающей вакуум в полости устройства со стороны плазмы 5. После прохождения сечением точки "0" устройства переменные стороны прямоугольника увеличиваются и достигают на торце размеров a^lb^l и d^lc^l(см. фиг. 3). С торцовой стороны корпуса 1, противоположной камере, установлена пластина 6 из листового железа, на которой снаружи установлены детекторы 7, причем для регистрации нейтронов Д-Д-реакции пороговая энергия детекторов равна примерно 2 МэВ, а для нейтронов Д-Т-реакции пороговая энергия детекторов равна примерно 13 МэВ. Это ограничение по энергии позволяет не регистрировать рассеянные материалом устройства нейтроны, которые после сброса энергии могут вызывать активацию детекторов. Диаметр нейтронно-активационных детекторов стандартный, равный примерно 10 мм. Толщина нейтронно-активационных детекторов зависит от вещества детектора. Так, например, для серных детекторов, представляющих собой диски, спрессованные из порошкообразной смеси серы и графита (их весовой состав 99 и 1% соответственно), толщина составляет примерно 2 мм (реакция b³²S (n, p)³²P, порог ≈2 мЭВ). Для никелевых детекторов диаметром 10 мм толщина фольги составляет 0,1-0,5 мм [реакция ⁵⁷Ni(n, 2n)⁵⁷Ni, порог ≈13,5 МэВ]. Детекторы устанавливают либо вплотную друг к другу, либо с некоторым шагом (равномерным либо переменным), априорно определяемым из теоретических оценок кривой распределения потоков быстрых нейтронов. Поэтому размер большей стороны прямоугольника с торцовой стороны, противоположной патрубку, должен быть не менее l^l = d˙n, где d - диаметр детектора; n - их количество. Шнур плазмы (см. фиг. 1) расположен в зоне видимости внутренних полостей предлагаемого устройства, его центр S находится на одной прямой с продольной осью симметрии устройства. Корпус изготовляют из железа как в случае использования дейтериевого топлива (Д-Д-реакции), так и в случае использования дейтерий-тритиевого топлива (Д-Т-реакции). Выбор материала обусловлен тем, что у железа - наибольшее макроскопическое полное сечение взаимодействия с быстрыми нейтронами в области термоядерных нейтронов, которое приводит к ослаблению энергии и потока нейтронов, проходящих сквозь материал корпуса 1. Так, у железа макроскопическое полное сечение взаимодействия с нейтронами равно 0,5089 N_A˙10^-24 см^-1 и 0,3348˙N_A˙10^-24 см^-1 для энергий 2,45 и 14,1 МэВ соответственно, в то время как, например, для свинца эти значения равны 0,3820˙N_A˙10^-24 см^-1 и 0,3002˙N_A˙10^-24 см², где N_A - число Авогадро. Измерение распределения потоков быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы осуществляют следующим образом. Поток нейтронов и гамма-излучения со всего сечения шнура плазмы 5 поступает через полость устройства на детекторы 7, установленные на торцовой поверхности 6 - пластине, например, из листового железа, перекрывающей указанную полость и позволяющей сохранять вакуум внутри вакуумной камеры 4 термоядерной установки. Термоядерные нейтроны проходят без взаимодействия с материалом металлического корпуса 1 и производят активацию пороговых нейтронно-активационных детекторов 7. Рассеянные термоядерные нейтроны, прошедшие сквозь материал корпуса 1, не активируют пороговые нейтронно-активационные детекторы. При этом получают информацию - распределение потоков быстрых (термоядерных) нейтронов с толщины шнура плазмы 5, равной ab (dc) меньшей стороне прямоугольника abcd (см. фиг. 3). После проведения облучения (активации) проводят измерение наведенной радиоактивности пороговых нейтронно-активационных детекторов 7, например, с помощью сцинтилляционных спектрометров. По измеренной наведенной радиоактивности рассчитывают поток быстрых (термоядерных) нейтронов для каждого детектора и строят кривую распределения потоков быстрых нейтронов по сечению пластины 6 с учетом геометрических мест размещенных пороговых нейтронно-активационных детекторов 7 во время облучения. Полученная кривая является перевернутым изображением распределения потоков быстрых (в данном случае термоядерных) нейтронов по сечению шнура плазмы 5. На фиг. 4 представлена расчетная зависимость угловой плотности потока F(α)_x нерассеянных нейтронов в месте расположения детекторов для различных расстояний Х пластины от оси DS (см. фиг. 1). Угол α отсчитывается от нормали к поверхности детектирования в месте расположения детектора. Расчет F(α)_x проводили по методу лучевого анализа: F(d)_x=C , где r - расстояние от середины хорды плазмы, определяемое лучом ХР, до точки детектирования Х; d_x - толщина устройства по лучу ХР; b_x - интенсивность участка плазмы, задаваемая лучом ХР; С - нормировочная константа. Как видно из фиг. 4, для каждой точки Х (позиции 8, 9 и 10) основной вклад в плотность потока нерассеянных нейтронов вносят нейтроны, идущие под определенным углом α_o. При этом луч, идущий под таким углом, проходит через фокус "0" предлагаемого устройства (см. фиг. 1). Позиции 8 соответствует точка D, позициями 9 и 10 - точки, лежащие над точкой D. Таким образом, в плоскости расположены детекторы, плотность потока нерассеянных нейтронов F(α)_x [нейтрон/см²˙с˙МэВ˙рад], представляет собой перевернутое "изображение" плазмы 5 как источника нейтронов или гамма-квантов. Полный поток Ф_х нерассеянных нейтронов в точке Х (позиции 8, 9 и 10) находят путем интегрирования кривой F(α)_x по углу α Ф_x= F(α)_xdα ≡ SF(α)_xdα, [нейрон/Δα/см²·с·МэВ]. Как видно из кривой распределения потоков быстрых (термоядерных) нейтронов, полученной расчетным путем (см. фиг. 4), перекрытие различных участков плазмы незначительно. Это достигается благодаря предложенному сечению полости устройства. По аналогии с приведенным описанием измерения распределения потоков быстрых (термоядерных) нейтронов проводят измерение распределения потоков гамма-излучения. При этом блоки, регистрирующие гамма-излучение, располагают на пластине 6 вместо пороговых нейтронно-активационных детекторов или совместно с ними, поскольку эти детекторы не искажают информацию распределения потоков гамма-излучения. Полученные с помощью предлагаемого устройства данные по распределению потоков позволяют управлять работой термоядерной установки, т.е. регулировать ее мощность. В связи с тем, что предлагаемое устройство позволяет получить потоки с незначительным перекрытием различных участков плазмы, достигается повышением точности измерения пространственного распределения потоков быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы. Предлагаемое устройство позволяет также определить полный выход нейтронов и гамма-квантов за один импульс термоядерной установки. Поскольку устройство позволяет получить информацию от участка плазмы, определяемого диаметром 2а плазмы и толщиной ab (dc) прямоугольника abcd (см. фиг. 3), т.е. прямого цилиндра, то, зная длину окружности всей плазмы 2π R и разделив ее на длину ab, а также умножая на общее количество нейтронов или общее число гамма-квантов, излучаемых прямым цилиндром (участком плазмы "видимым" детекторами), получают полный выход нейтронов и гамма-квантов за один импульс.

Формула изобретения

1. УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ПОТОКОВ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ И ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПО СЕЧЕНИЮ ШНУРА ПЛАЗМЫ, содержащее металлический корпус с выполненной в нем сквозной полостью, предназначенной для прохождения излучения, выходящего из источника излучения, с торцовой стороны корпуса, противоположной отверстию патрубка, установлена защитная пластина, перекрывающая указанную полость, с наружной стороны которой установлены детекторы излучения, отличающееся тем, что, с целью повышения точности измерения, сечение указанной полости выполнено переменным вдоль продольной оси корпуса устройства и имеет форму двух подобных равнобедренных треугольников с основаниями, размещенными с торцов корпуса, и общей вершиной, лежащей на продольной оси симметрии корпуса, сечение полости вдоль продольной оси симметрии, перпендикулярно ей, имеет форму прямоугольников, причем размер большей стороны прямоугольника с торца корпуса со стороны отверстия патрубка определяется соотношением

где 2a - диаметр регистрируемого шнура плазмы;
h - высота треугольника, определяемая замедляющей способностью материала устройства;
h_f - высота фланца вакуумной камеры термоядерной установки;
δ_w, r_w - толщина и внутренний радиус стенки вакуумной камеры соответственно,
меньшие стороны прямоугольников одинаковы и не меньше d, где d - диаметр детектора, размер большей стороны прямоугольника со стороны, противоположной фланцу, l¹≥d·n, где n - количество детекторов для получения кривой распределения потоков быстрых нейтронов и гамма-излучения по сечению шнура плазмы, причем для регистрации нейтронов Д-Д-реакции пороговая энергия детектора равна 2 МэВ, а для нейтронов Д-Т-реакции 13 МэВ. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что защитная пластина выполнена из железа.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4