W tokamaku ITER źródłem mocy grzewczej będą reakcje fuzji jądrowej. Najtrudniejszym zadaniem stojącym przed naukowcami jest kontrolowanie i utrzymanie plazmy przez ok. 400-600 s. Oszacowanie parametrów plazmy (takich jak: szybkość reakcji fuzji, gęstość strumienia mocy uzyskiwanej z fuzji, temperatura jonów, skład paliwa oraz rozkład energii prędkich jonów i ich rozkład przestrzenny), które można wykonać za pomocą różnych metod diagnostycznych, jest niezbędne ze względów bezpieczeństwa. Wśród produktów reakcji fuzji jądrowej DD i DT są neutrony o energii odpowiednio 2,5 MeV i 14 MeV. Pomiar neutronów uwalnianych z plazmy oraz unoszących niezakłóconą informację o swoim źródle umożliwia określenie m.in. mocy wyprodukowanej na drodze syntezy jądrowej.

Radialna Kamera Neutronów (RNC) dla tokamaka ITER ma na celu pomiar rozkładu emisyjności neutronów i związanej z nim gęstości mocy syntezy jądrowej. RNC dostarczy również informacji o temperaturze jonów, proporcji izotopów paliwa i pozycji plazmy. RNC będzie się składać z dwóch systemów, do których będą należały elementy diagnostyki zlokalizowane wewnątrz portu i poza portem. Obie części składają się z kolimatorów wyposażonych w detektory neutronów. Część wewnątrz portu zawiera sześć detektorów umieszczonych w strukturze portu w ścianie tokamaka obserwujących krawędzie plazmy. System poza portem monitoruje emisję neutronów w rdzeniu plazmy i jest oddalony od komory tokamaka. Pomiar wzdłuż skolimowanych linii widzenia przez 22 detektory pozwala na rekonstrukcję emisyjności neutronów w poloidalnym przekroju plazmy.

Schemat diagnostyki

Konsorcjum RNC jest na końcowym etapie projektowania elementów diagnostyki zlokalizowanych wewnątrz portu i przejścia do etapu produkcji. Zespół badawczy zaangażowany w pracę nad tą diagnostyką jest kierowany przez ENEA i składa się z naukowców z IFPiLM, IST i IFJ PAN. Zadaniem zespołu z IFPiLM było przygotowanie kodu komputerowego umożliwiającego rekonstrukcję dwuwymiarowego rozkładu emisyjności neutronów w tokamaku ITER. Narzędzie to służy do weryfikacji czy zmiany zaimplementowane w diagnostyce nie uniemożliwiają określenia parametrów plazmy z wymaganą dokładnością.

Na końcu kolimatorów w części wewnętrznej portu zostaną umieszczone dwa detektory: diamentowy (sCD) i komora rozszczepieniowa zawierająca ²³⁸U (FC). Wstępny projekt zakładał system chłodzenia wodą do ochrony detektorów diamentowych. Ze względu na surowe wymagania ITER opracowano i przetestowano odporny na wysokie temperatury sCD. Wyeliminowanie systemu chłodzenia w pobliżu ściany tokamaka zmniejsza ryzyko związane z bezpieczeństwem pracy urządzenia. Zakończenie produkcji tej części systemu planowane jest na rok 2025.

Przykładowa dokładność tomografii		Przykładowy wynik tomografii

Źródło: IFPiLM, https://fusionforenergy.europa.eu