Fusion power measurements provide one of the key benchmarks for any successful reactor-scale magnetic confinement fusion facility. In a deuterium–tritium fuel mix, neutrons carry about 4/5 of the produced fusion power outside the plasma volume. Thus, the 14 MeV neutron yield provides the primary direct measurement of the fusion power of a machine. The challenge of determining uncertainty in total neutron yield measurements is solved using several strategies: detailed detector assessment in a metrological neutron laboratory, in situ calibration using a mobile neutron source (typically 252Cf), and cross-calibration using a well-characterized detector in a well-known discharge. Transition to reactor-scale devices, such as BEST, ITER, and DEMO, will require the use of neutron sources with yields of 1010–1011 s−1 and above. Multiple diagnostics systems fall within this scope: neutron counters, neutron activation systems, and multi-collimator systems. Together, they provide fusion power measurements with up to 10% accuracy and 1 ms time resolution for the case of ITER, across a broad dynamic range of fusion power. Two methods for in situ calibration are considered: (1) using multiple neutron generator (NG) positions to emulate a circular or ‘ring’ source of fusion neutrons for calibrating the permanent detector set, and (2) making use of multiple temporary detectors at various locations inside the vacuum vessel during calibration, thereby allowing us to obtain more reference points for further Monte Carlo model validation with the same (or less) irradiation duration. This study details the results of neutron detector characterization under laboratory conditions using compact NGs, showing that the use of powerful (up to 1011 s−1 D–T and 109 s−1 D–D) yet compact NGs with sealed tubes raises the challenge of steady-source metrological assurance, especially when considering said sources for in situ calibration.
核融合出力測定は、成功する炉規模の磁気閉じ込め核融合施設にとって重要なベンチマークの一つを提供する。重水素–トリチウム燃料混合では、中性子は生成された核融合出力の約5分の4をプラズマ体積の外へ運ぶ。したがって、14 MeV中性子収量は、装置の核融合出力の主要な直接測定を提供する。全中性子収量測定における不確かさの決定という課題は、いくつかの戦略を用いて解決される：計量中性子実験室における詳細な検出器評価、移動式中性子源（通常は252Cf）を用いたその場較正、および特性が十分に把握された検出器を既知の放電で用いた相互較正。BEST、ITER、DEMOなどの炉規模装置への移行には、10¹⁰～10¹¹ s⁻¹以上の収量を持つ中性子源の使用が必要となる。複数の診断システムがこの範囲に該当する：中性子計数装置、中性子放射化システム、マルチコリメータシステム。これらは一体となって、ITERの場合、広い核融合出力のダイナミックレンジにわたり、最大10%の精度と1 msの時間分解能で核融合出力測定を提供する。その場較正のための2つの方法が検討されている：(1) 複数の中性子発生装置（NG）位置を用いて、核融合中性子の円形または「リング」状線源を模擬し、常設検出器セットを較正する方法、および (2) 較正中に真空容器内の様々な位置に複数の一時検出器を使用し、それにより同じ（またはより短い）照射時間で、さらなるモンテカルロモデルの検証のためのより多くの参照点を得ることを可能にする方法。この研究は、コンパクトなNGを用いた実験室条件下での中性子検出器の特性評価の結果を詳述し、密封管を備えた強力（最大10¹¹ s⁻¹ D–Tおよび10⁹ s⁻¹ D–D）かつコンパクトなNGの使用が、特にそれら線源をその場較正に使用する場合、定常線源の計量学的保証という課題を提起することを示している。