2
ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ------------------------------------------------------------------------5
Глава 1 Термоядерная плазма токамака как источник нейтронного и гамма
излучений......................................................................18
1.1 Термоядерные реакции с образованием нейтронов..........................18
1.2 Сечения и скорости реакций синтеза.....................................20
1.3 Энергетический спектр термоядерных нейтронов...........................28
1.4 Погрешность определения ионной температуры плазмы из анализа
энергетического спектра термоядерных нейтронов...............................31
1.4.1 Погрешность ТС при измерениях классическим спектрометром.........31
1.4.2 Погрешность определения ТС при измерениях сцинтилляционным
спектрометром нейтронов................................................34
1.5 Механихмы, влияющие на формирование нейтронного поля термоядерной
установки....................................................................40
1.6 Механизмы образования жесткого гамма излучения в токомаках.............43
Выводы к Главе 1...... ........................................................45
Глава 2 Исследование характеристик ионизирующего излучения термоядерной
плазмы токамака РТи............................................................47
2.1 Токомак Ш/ и модернизация диагностических систем регистрации
нейтронного и гальма излучений...............................................47
2.2 Исследование убегающих электронов на токомаке РТС системой
спектрометров гамма-излучения................................................53
Выводы к Главе 2...............................................................59
Глава 3 Развитие ецшггилляционных методов спектрометрии термоядерных
нейтронов 61
3.1 Сцинтилляционные детекторы, применяемые в термоядерных
исследованиях................................................................61
3.1. 1__Неорганические сцинтилляторы..................................61._______
3.1.2 Органические сцинтилляторы.....................................62
3.2 Физические основы регистрации нейтронов с использованием
органических сцинтилляторов..................................................67
3.2.1 Функция отклика спектрометра и эффекты, влияющие на её
формирование...........................................................67
а) нелинейность световыхода и краевые эффекты........................67
б) многократное рассеяние на водороде и другие реакции...............71
в) энергетическое разрешение.........................................73
г) суммарная функция отклика.........................................74
3.2.2 Эффективность регистрации......................................75
3.3 Спектрометрия термоядерных нейтронов с использованием
органических сцинтилзяторов..................................................78
3.3.1 Разделение сигналов нейтронного и гамма-излучения по форме
импульсов..............................................................78
2
з
3.3.2 Сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбеиа................85
3.3.3 Оценка предельного быстродействия детектора с разделением
сигналов нейтронного и гамма-излучения по форме импульсов................88
3.3.4 Оценка предельного энергетического разрешения органических
сцинтилляторов...........................................................90
3.3.5 Методика измерения спектров термоядерных нейтронов...............97
а) Градуировка энергетической шкалы спектрометра нейтронов с органическим сцинтиллятором........................................................97
б) Определение энергетического порога................................100
в) Восстановление энергетического спектра нейтронов..................103
3.4 Особенности измерений термоядерных нейтронов спектрометром с органическим сцинтилляторам,..................................................109
3.4.1 Устройство сцинтилляционного спектрометра нейтронов для
измерений на токамаках..................................................109
3.4.2 Экспериментальная проверка характеристик детекторов............110
а) Измерения на нейтронных генераторах НГМ-17 и ИНГ-07 (ГНЦ РФ
ТРИНИТИ, РФ).........................................................110
б) Измерения на нейтронном генераторе FNG (ENEA, Италия)...........113
в) Измерения на токамаке Тоге Supra (СЕА, Франция).................114
г) Измерения на нейтронном генератор FNS (JAERI, Япония)...........119
Выводы к Главе 3........................... -..................................122
Глава 4 Исследование характеристик нейтронного излучения термоядерной D-D
плазмы детекторами с органическими сцинтилляторами..............................124
4.1 Спектрометрия нейтронов с помощью сцинтилляционного детектора NE213 на токамаке FTU.......................................................124
4.2 Измерение нейтронной эмиссии плазмы токомака TORE-SUPRA...................128
4.3 Нейтронные измерения детектором с кристаллом стильбеиа на токамаке JT60U..............................................................133
4.3.1 Многоканальный монитор профиля нейтронного потока...............133
4.3.2 Учет ослабления и рассеяния нейтронов..........................135
4.3.3 Особенности измерений в экспериментах с максимальным
нейтронным выходом......................................................139
4.3.4 Измерение профиля нейтронной эмиссии плазмы токамака JT60U.... 145
Выводы к Главе 4................................................................150
Глава 5 Исследование характеристик нейтронного излучения термоядерной
плазмы в тритиевых экспериментах на токамаке JET................................152
5.1 Применение нейтронного спектрометра с кристаллом стильбеиа в тритиевых экспериментах на токамаке JET.....................................152
5.1.1 Постановка нейтронных измерений спектрометром с кристаллом
стильбеиа на токамаке JET...............................................153
5.1.2 Результаты измерений спектрометром с кристаллом стильбеиа во
время тритиевых экспериментов на токамаке JET...........................156
5.2 Применение системы цифрового разделения сигналов NE213 в тритиевых экспериментах на токамаке JET...............................................162
5.2.1 Устройство системы цифрового разделения сигналов для измерений
на токамаке JET.........................................................163
3
4
5.2.2 Первые результаты измерений детектором NE213 с системой цифрового разделения сигналов во время тритиевых экспериментов на
токамаке JET..........................................................167
Выводы к Главе 5..............................................................173
Приложение 1..................................................................178
Приложение 2..................................................................180
Кинематика упругого рассеяния нейтронов...............................180
Энергетическое распределение ядер отдачи..............................181
Приложение 3..................................................................188
Приложение 4..................................................................190
Список литературы.............................................................193
4
5
ВВЕДЕНИЕ
ИТЭР (ITER - International Thermonuclear Experimental Reactor) -международный проект по созданию термоядерного экспериментального реактора на базе токамака. В соответствии с Соглашением, в сооружении ИТЭР принимают участие Европейский Союз, Россия, США, Япония, Китай, Южная Корея и Индия. Первый в мире экспериментальный термоядерный реактор будет построен на площадке научного центра СЕЛ (Кадараш, Франция). Результаты научных исследований на ИТЭР позволят продемонстрировать мировой общественности техническую осуществимость термоядерной реакции, как надежного и безопасного источника энергии с неисчерпаемыми запасами топлива.
Проект токамака-реактора ИТЭР предусматривает работу с длинным импульсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазменного шнура и дивертором. В номинальном индуктивном режиме работы предполагается достижение мощности термоядерных реакции 400 МВт при длительности импульса «горения» реакции более 300 секунд. При этом в плазму может быть введено до 100 МВт мощности дополнительного нагрева.
Основные программные цели проекта ИТЭР сформулированы в [1].
В области физики плазмы ИТЭР должен обеспечить:
• достижение квазистационарного «горения» в индуктивном режиме поддержания тока плазмы с Q (отношением термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева) не менее 10 и с длительностью импульса достаточной для достижения стационарных условий на временной шкале, характерной для плазменных процессов при температурах «горения» (зажигания);
• демонстрацию стационарного режима работы с использованием неиндуктивных методов поддержания тока плазмы с Q не менее 5 (при этом
5
6
не исключается возможность достижения контролируемого зажигания термоядерной реакции);
В области инженерных исследований и испытаний ИТЭР должен обеспечить:
• демонстрацию наличия и возможности совместного использования технологий, необходимых для создания термоядерного реактора (таких, как соответствующие сверхпроводниковые магниты, дистанционное обслуживание и др.);
• испытание компонентов будущих энергетических термоядерных реакторов (таких, как системы ввода топлива, система отвода тепла и золы из плазмы, разработка методов диагностики реакторной плазмы и др.);
• испытание различных концепций модулей бланкета, воспроизводящих тритий, которые должны обеспечить в будущих энергетических установках воспроизводство (самообеспечение) трития, отвод тепла и, в конечном счете, производство электроэнергии.
Основные параметры установки ИТЭР представлены в таблице ВЛ.
В части физики плазмы основные экстраполяции на масштаб токамака-реактора ИТЭР сделаны на базе экспериментальных и расчетнотеоретических исследований, проводимых в рамках национальных программ, выполняемых в странах-участницах проекта. Предсказания удержания плазмы основываются на эмпирических законах подобия (скейлингах), безразмерном анализе удержания и развитии расчетных кодов для математического моделирования транспортных процессов в термоядерной плазме.
6
7
Таблица В.1 Основные параметры ИТЭР
Г- ■ - — {Полная термоядерная мощность Р, МВт 400
.Отношение Р термоядерной к Р дополнительного нагрева, > 10
л Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м 0,57
•Время горения плазмы в индуктивном режиме работы, сек >300
і іБольшой радиус плазмы, м 6,2
;Малый радиус плазмы, м 2,0
|Ток плазмы, МА 15
ІВертикальная вытянутость плазмы - отношение вертикального размера к горизонтальному (верх/низ) 1,7/1,85
|Треугольность плазмы (верх/низ) 0,33/0,49
[Тороидальное магнитное поле на оси, Т 5,3
*Объем плазмы, м3 837
Площадь поверхности плазмы, м 678
Мощность дополнительного нагрева, МВт -13
В качестве базового режима работы токамака-реактора выбран Н-режим с периодически повторяющейся неустойчивостью на границе плазмы. В этом режиме одновременно достигаются достаточно высокие уровни удержания, плотности и газокинетического давления плазмы, обеспечивающие проектные значения выделения термоядерной мощности и отношения выделенной термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева. Тепловые и электромагнитные нагрузки на элементы конструкции реактора, связанные с эффектами магнитной гидродинамики и развитием пучка убегающих электронов, не превышают допустимых пределов. Переход из режима с плохим удержанием (Ь-режима) в Н-режим характеризуется спонтанным формированием транспортного барьера на границе плазмы. Этот переход возможен, если поток тепловой энергии из плазмы через ее границу превышает некоторый необходимый уровень. Предусмотренные в проекте системы дополнительного нагрева и генерации тока позволяют эффективно управлять радиальными распределениями параметров плазмы. Как показали
7
8
расчеты сценариев разряда, при таком управлении и благодаря использованию бутстреп-тока в реакторе ИТЭР могут быть получены стационарные режимы удержания, улучшенного по сравнению с базовым режимом. Для достижения этих режимов, которые характеризуются формированием в плазме внутренних транспортных барьеров, необходимо применение предусмотренных в проекте систем стабилизации неоклассической тиринг-неустойчивости и неустойчивости плазмы, связанной с конечной электропроводностью стенки разрядной камеры.
Для управления режимами работы токамака-реактора ИТЭР и для получения достоверных данных об интересующих плазменных режимах в проекте предусмотрена разработка и создание необходимых средств диагностики термоядерной плазмы. Одним из важнейших методов диагностики термоядерной реакторной плазмы являются нейтронные измерения, которые должны обеспечить решение всех вышеуказанных научных и инженерных задач. В частности нейтронная диагностика должна обеспечить:
• измерение динамики абсолютного значения нейтронного выхода реактора во всех режимах его работы,
• измерение выделяемой термоядерной мощности,
• измерение пространственных распределений ионной температуры, источника термоядерных нейтронов и а-частиц.
Все плазменные параметры, контролируемые методами нейтронной диагностики, разделены на три группы:
(1а) - измерения для защиты и базового управления токамака-реактора, (1Ь) - данные для обеспечения продвинутого управления реактором,
(2) - данные для оценки производительности и дальнейшего развития физики плазмы.
8
9
Более детально измеряемые параметры, диапазоны их изменений, а также требуемая точность измерений представлены в таблице В.2 [2].
Таблица В.2. Требования к нейтронной диагностике ИТЭР.
Г руппа Плазменные параметры Диапазон изменения Пространствен. разрешение Временное разрешение Погрешность измерений
1а Термоядерная мощность и полный нейтронный выход <1 ГВт 10,4-5хЮ20 нейтр./с Интегрально 1мс 10%
1Ь Отношение концентрации топлива П(*/п{ в центре шнура 0,1-10 а/10 100 мс 20%
lb Профили источников нейтронов и а-частиц 10,4-4х1018 нейтр./(м3с) а/10 1 мс 10%
la Профиль ионной температуры 0,5 - 40 кэВ а/10 100 мс 10%
lb Флюенс быстрых нейтронов на первой стенке 0,1-1 МВтхгод/м2 Локально ~ 10 точек Юс 10%
2 Энергия и пространственное распределение удерживаемых а-частиц 0,1 - 4 МэВ (0,1-2) х1018м'3 а/10 100 мс 20%
2 Энергия и пространственное распределение быстрых ионов TBD* ТВБ TBD TBD
• - TBD (to be designed) - требования будут сформулированы в будущем,
техническое решение в настоящий момент отсутствует.
К технологическим задачам относится контроль интегрального нейтронного потока на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.
Разрабатываемый в настоящее время комплекс нейтронной диагностики ИТЭР состоит из следующих подсистем: радиальный [3] и вертикальный [4, 5]
9
10
многоканальные нейтронные коллиматоры, внутренний [6, 7], внешний [8,9] и диверторный [10] мониторы нейтронного выхода, нейтронно-активационная система [11, 12 ,13] и группа нейтронных спектрометров [14, 15, 16, 17]. Подсистемы диагностик нейтронного излучения и продуктов термоядерного синтеза, а также контролируемые с их помощью плазменные параметры, представлены в таблице В.З.
Таблица В.З. Подсистемы нейтронной диагностики ИТЭР и плазменные
параметры, контролируемые с их помощью.
№ Название подсистемы Контролируемые параметры
1 Радиальный многоканальный нейтронный коллиматор Полный нейтронный выход, двумерные профили нейтронного и а источников, термоядерная мощность и плотность мощности, профиль ионной температуры плазмы, интегральный нейтронный поток на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.
2 Вертикальный многоканальный нейтронный коллиматор
3 Микрокамеры деления Полный нейтронный выход, термоядерная мощность, интегральный нейтронный поток на первой стенке вакуумной камеры токамака-реактора.
4 Монитор нейтронного выхода
5 Нейтронноактивационная система
6 Спектрометры нейтронов Полный нейтронный выход, термоядерная мощность и плотность мощности, ионная температура плазмы и отношение плотности трития и дейтерия в центре плазменного шнура.
7 Спектрометры гамма-излучения Профиль плотности удерживаемых а-частиц, отношение плотности трития и дейтерия в центре плазменного шнура.
8 Детекторы убегающих а-частиц Поток неудерживаемых а-частиц (стационарный и временный)
Прототипы всех элементов подсистем нейтронной диагностики ИТЭР в той или иной мере прошли тестирование в экспериментах на больших токамаках ТРТЯ (США), №Т(Англия) и ГГ-бОи(Япония) и показали принципиальную возможность решения поставленных задач. Однако в случае
10
11
ИТЭР дизайн нейтронной диагностики должен быть приспособлен к длительному (квазистационарному) режиму работы в условиях интенсивных нейтронных потоков (которые на порядок выше максимально достигнутой плотности потоков нейтронов на токамаке JET вовремя экспериментов с d-t плазмой). Высокие потоки нейтронов и длительные импульсы ИТЭР приводят к тому, что детекторы и элементы конструкции будут облучены значительными интегральными флюенсами быстрых нейтронов - более чем в 104 раз превышающими их величины в экспериментах на современных токамаках. Поэтому, в конструкции токамака-реактора предусмотрена радиационная защита в виде массивных железо-водных бланкетов и толстой вакуумной камеры. Такая конструкция оказывает существенное влияние на выбор нейтронных детекторов для измерений в многоканальных нейтронных коллиматорах, погрешность определения термоядерной мощности установки и на пространственное разрешение при измерении профиля нейтронного источника. Указанные факторы, в конечном итоге, определяют требования к нейтронным детекторам, которые планируется использовать для измерений в многоканальных нейтронных коллиматорах.
Необходимость нейтронной томографии при определении профиля нейтронной эмиссии ИТЭР, существенно возрастает в связи с тем, что из-за наличия популяции быстрых ионов в зажигаемой плазме интенсивность нейтронного источника может быть не постоянной на заданной магнитной поверхности, а также поскольку в экспериментах с зажиганием ожидается проявление коллективного поведения рождающихся альфа частиц и быстрых ионов. Особенно отчетливо это может проявиться во время дополнительного нагрева плазмы на ионно-циклотронной частоте или при инжекции пучка нейтралов (энергия нагревного пучка нейтралов Е = 1 МэВ, что существенно выше температуры плазмы Tj). Кроме того, постоянство удельной нейтронной эмиссии на магнитной поверхности может нарушаться в момент
11
12
пилообразных колебаний, при возникновении Альфеновских мод (АЕ) и при так называемых «advanced tokamak regime» - разрядах с сильно отрицательным магнитным «широм». Как показали недавние результаты пространственных нейтронных измерений на токамаке JET [18, 19] популяция быстрых частиц влияет на двумерное распределение профиля плазменного источника термоядерных нейтронов. Нейтронные детекторы наиболее подходящие для применения в радиальном и вертикальном многоканальных нейтронных коллиматорах ИТЭР и их основные характеристики приведены в таблице В.4.[20,21].
Практически все нейтронные детекторы - мониторы нейтронного потока, представленные в таблице В.4. (за исключением быстрого пластика), обеспечивают разделение сигналов от нейтронного и гамма излучения. В органических сцинтилляторах стильбен и NE213 это обеспечивается за счет анализа формы импульсного сигнала, в алмазных детекторах, сцинтилляторах ZnS и камерах деления с U - за счет амплитудной дискриминации сигналов (импульсы от гамма-квантов имеют существенно меньшую амплитуду).
Среди существующих нейтронных детекторов, используемых для диагностики горячей плазмы, выделяются органические сцинтилляционные детекторы, поскольку они могут работать как компактные спектрометры термоядерных нейтронов. Их применение в радиальном и вертикальном многоканальных нейтронных коллиматорах ИТЭР обеспечит измерение ионной температуры плазмы, пространственного распределения быстрых дейтонов и тритонов, профиля полоидального вращения плазмы. В отличие от других типов компактных спектрометров термоядерных нейтронов (на основе кремниевых и алмазных ППД), органические сцинтилляторы обеспечивают широкий динамический диапазон измерений (за счет быстрого времени высвечивания и возможности существенного изменения эффективности детекторов) и возможность одновременного измерения спектров d-d и d-t нейтронов. Однако до сих пор при реализации спектрометрии нейтронного
12
13
излучения с помощью органических сцинтилляторов не учитывались особенности измерений термоядерных спектров и были не реализованы все преимущества данного метода.
Таблица В.4. Нейтронные детекторы для радиального и вертикального
многоканальных нейтронных коллиматоров.
Тип детектора Размер 0х/, см3 Чувствительно сть, см2/нейтр Динамический диапазон для временного окна 1 мс Время жизни
При максимальной плотности потока нейтронов 5x109 л нейтр./(см -сек)
Органические сцинтилляторы - компактные спектрометры и мониторы нейтронного потока 05x40 0 1 т 1 о 10 (Цифровой спектрометр с окном 100 мс) 100 (Цифровой монитор с окном 1 мс) ?
Алмазные детекторы (N00 иСУО)- компактные спектрометр; N00 и СУЭ мониторы нейтронного потока 01x2 Для одного детектора: 5х 10'5 10'3 -ь 2x10’2 20 (для временного окна 100 мс) 50 104 сек 2x106 сек
Камеры деления с 238и 03x35 ЗхКГ4 20 Все время работы ИТЭР
Сцинтиллятор -гпБ 05x30 О ■I* Г*> О 1 ?
Сцинтиллятор -быстрый пластик 05x30 10*3 + 1 100-300 ?
В настоящей работе представлены последние достижения в создании и развитии методов спектрометрии нейтронного и гамма излучения с
13
14
использованием органических сцинтилляторов. Реализация новых методов и применение созданных спектрометров в экспериментах на современных действующих токамаках (Tore-Supra (Франция), FTU (Италия), JET (Англия), JT 60 (Япония)) показали что, разработанные методики практической спектрометрии ионизирующего излучения термоядерной плазмы найдут широкое применение при создании нейтронной диагностики ИТЭР и будут достойным вкладом нашей страны в диагностический комплекс термоядерного токамака-реактора. Поэтому исследования в области спектрометрии нейтронного и гамма излучения термоядерной плазмы, создание новых приборов и методов измерений, несомненно, являются актуальной научной задачей.
Цель настоящей работы - разработка и практическое применение сцинтилляционных спектрометров нейтронного и гамма излучения для исследования характеристик термоядерной плазмы токамаков.
Научная новизна работы заключается в следующем:
развиты экспериментальные методы спектрометрии ионизирующего излучения высокотемпературной термоядерной плазмы в экспериментах на токамаках;
обоснованы и разработаны методологические основы спектрометрии термоядерных нейтронов при помощи детекторов с органическими сцинтилляторами, включая разработку алгоритмов восстановления энергетических спектров термоядерных нейтронов и создание соответствующего комплекса программного обеспечения; получены экспериментальные данные, подтверждающие природу происхождения ионизирующего излучения в экспериментах на токамаке FTU, что позволило перейти от качественного описания к созданию адекватных моделей формирования пучка убегающих электронов;
14
15
получены экспериментальные результаты, подтверждающие эффективность сценариев ионно-циклотронного нагрева плазмы в d-t экспериментах на токамаке JET;
разработаны и впервые применены в экспериментальных исследованиях характеристик ионизирующего излучения термоядерной плазмы токамака нейтронные детекторы на базе органических сцинтилляторов с цифровым разделением сигналов по форме импульса;
Практическая ценность полученных результатов диссертационной работы
заключается в следующем:
созданные спектрометры нейтронного и гамма излучений нашли практическое применение в экспериментальных исследованиях характеристик термоядерной плазмы практически на всех крупных токамаках мира - TORE SUPRA, JET, JT-60U и FTU; изученные особенности спектрометрии термоядерных нейтронов спектрометрами с органическими сцинтилляторами позволяют определять их предельные характеристики, необходимые для создания нейтронной диагностики ИТЭР;
система цифрового разделения сигналов нейтронного и гамма излучений при регистрации сцинтилляционными детекторами позволяет повысить полезную скорость счета, обеспечивая тем самым лучшее временное разрешение и уменьшая погрешность измерений;
Положения, выносимые на защиту;
> разработанный сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбена обеспечивает энергетическое разрешение 150 кэВ при регистрации d-d нейтронов и 300 кэВ при регистрации d-t нейтронов, что обеспечивает измерение ионной температуры плазмы в диапазоне выше 4 кэВ и удовлетворяет требованиям, предъявляемым к спектрометрам термоядерных нейтронов ИТЭР;
15
16
> разработан метод определения ионной температуры и ее погрешности из энергетического спектра термоядерных нейтронов, измеренного спектрометром с органическим сцинтиллятором, удовлетворяющий требованиям ИТЭР по временному разрешению и погрешности измерений;
> сцинтилляционные спектрометры на основе кристалла стильбена с разделением сигналов нейтронного и гамма излучения по форме импульса обеспечивают скорость счета не менее, чем ~1,5х105 импульсов/сек, что является предельной величиной для схем с аналоговой обработкой сигналов;
> в экспериментах с ионно-циклотронным нагревом d-t плазмы сцинтилляционный спектрометр с кристаллом стильбена позволяет надежно измерять “эффективную ионную температуру” при различных мощностях и фазировках ВЧ волн;
> созданная система цифрового разделения сигналов нейтронного и гамма излучения в условиях измерений в смешанных n/у полях позволяет более чем на порядок увеличить скорость счета импульсов разработанных спектрометров.
Апробация работы.
Материалы, вошедшие в диссертацию докладывались и обсуждались на научных семинарах в ГНЦ РФ ТРИНИТИ, РНЦ «Курчатовский институт» и Физико-техническом институте им. А.Ф. Иоффе РАН, а также на научных семинарах зарубежных лабораторий - СЕА (Франция, Кадараш), ENEA (Италия, Фраскати), JAER1 (Япония, Нака и Токай-мура), JET (Англия, Кэлхэм), VTT (Финляндия, Хельсинки) и Institute Nuclear Research (Чехия, Ржеж).
Полученные результаты неоднократно представлялась и обсуждалась на международных совещаниях по диагностике ИТЭР и в рамках работы
16
17
экспертной группы по нейтронной диагностике ИТЭР, в которой автор является представителем России.
Результаты и материалы, изложенные в диссертацию, опубликованы в ведущих журналах по экспериментальной ядерной физике и физике плазмы «Nuclear Instruments and Methods», «Review of Scientific Instruments», «Приборы и техника эксперимента», «Fusion Science and Technology» «Fusion Engineering and Design», «Nuclear Fusion» и других.
Часть результатов была представлена на международных и всероссийских научных конференциях:
- 12th HTPD High Temperature Plasma Diagnostic, Princeton, USA, 1998
- XXVI Звенигородская конференция по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, Звенигород, 1999
- 27th EPS Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys. Budapest, Hungary, 2000
- «Frontier Detectors for Frontier Physics», Isola dElba, Italy, May 2003
- 10-я Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы, Красная Пахра, июнь 2003
- 31 th EPS Conference on Contr. Fusion and Plasma Phys. London, UK, 2004
- 15th HTPD High Temperature Plasma Diagnostic, San Diego, USA, 2004
- 11-я Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы, Троицк - Звенигород, июня 2005 г.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения и списка литературы из 95 наименований. Принята сквозная нумерация литературных ссылок. Параграфы и рисунки нумеруются по главам. Диссертации содержит 177 страницы текста, включающего 10 таблиц и 74 рисунка и приложение на 15 страницах.
17
- Київ+380960830922