Fuzijski reaktorji, ki delujejo na osnovi zlivanja jeder devterija (D) in tritija (T), sprostijo velike količine nevtronov z energijo 14 MeV. Pri vsaki reakciji zlivanja devterija in tritija se sprosti en nevtron, zato so meritve števila sproščenih nevtronov, oziroma meritve pridelka nevtronov, najbolj neposreden način za merjenje sproščene energije. V bodočih fuzijskih elektrarnah bodo meritve izseva nevtronov pomembne za meritve fuzijske moči med obratovanjem, spremljanje in nadzor količine tritija v sistemu, ocene poškodb komponent kot posledice interakcije z nevtroni ter ocene hitrosti doz v delih naprave, kjer je predviden dostop delavcev. Poleg tega je natančno poznavanje nevtronskega izseva pomembno tudi pri analizi fuzijske plazme.
Disertacija vsebuje uvod v problematiko in tri poglavja, ki opisujejo avtorjevo delo povezano s kalibracijo detektorjev nevtronov tokamaka JET. Čeprav je bila večina dela opravljenega v podporo kalibraciji detektorjev nevtronov tokamaka JET na nevtrone sproščene v DD in DT fuzijskih reakcijah, so rezultati in izkušnje relevantne tudi za druge velike fuzijske reaktorje. Delo se tako osredotoča na izračune v podporo kalibracijam detektorjev nevtronov velikih fuzijskih naprav. Predstavljeno je simuliranje produkcije nevtronov v generatorju DT nevtronov, izračuni v podporo kalibracijskim eksperimentom in testiranje relativno novega programa ADVANTG za pospeševanje simulacij Monte Carlo na geometrijah relevantnih za JET, ki lahko bistveno zmanjša računsko zahtevnost simulacij v podporo kalibraciji detektorjev nevtronov. Avtorjevi glavni prispevki, predstavljeni v disertaciji, pa so reprodukcija lastnosti generatorja nevtronov v nevtronskih simulacijah, računska kvantifikacija popravkov izmerjenih kalibracijskih faktorjev in eno od prvih neodvisnih testiranj programa ADVANTG na modelu tokamaka.
|
