«Нейтронные источники»

источники нейтронных пучков. Применяются в ядерно-физических исследованиях и в практических приложениях (см., например, Нейтронный каротаж, Нейтронография).Все Н. и. характеризуются: мощностью (число нейтронов, испускаемых в 1 сек), энергетическим и угловым распределением, поляризацией нейтронов и режимом испускания (непрерывным или импульсным). В первых Н. и. для получения нейтронов использовались Ядерные реакции(α, n) на ядрах ⁷Be или ¹⁰B, а также фоторасщепление дейтрона или ядра Be, т. е. реакция (γ, n). В первом случае Н. и. представляет собой равномерную механическую смесь порошков ⁷Beи радиоактивного изотопа, испускающего α-частицы (Ra, Po, Pu и др.), запаянную в ампулу. Соотношение количеств Be и, например, Ra Нейтронные источники ¹/₅ (по весу). Их мощность определяется допустимым количеством α-активного препарата. Обычно активность ≤ 10 кюри, что соответствует испусканию Нейтронные источники 10⁷—10⁸нейтронов в 1 сек (см. табл.). Н. и. со смесью Ra + Be и Am + Be являются одновременно источниками интенсивного γ-излучения (10⁴—10⁵ γ-квантов на 1 нейтрон). Н. и. со смесью Po + Be и Pu + Be испускают только 1 γ-квант на 1 нейтрон.

В случае фотонейтронного ампульного источника ампула содержит полый цилиндр или шар из Be или с тяжёлой водой D₂O, внутри которого размещается источник γ-излучения. Энергия γ-квантов должна быть выше пороговой энергии фоторасщепления ядер D или Be (см. Фотоядерные реакции). Недостаток такого Н. и. — интенсивное γ-излучение; применяется в тех случаях, когда нужно простыми средствами получить моноэнергетические нейтроны. В ампульных Н. и. используется также спонтанное деление тяжёлых ядер (см. Ядра атомного деление).

После появления ускорителей заряженных частиц (См. Ускорители заряженных частиц) для получения нейтронов стали использоваться реакции (р, n) и (d, n) на лёгких ядрах, а также реакции (d, pn). В специальных ускорительных трубках протоны и дейтроны ускоряются в электрическом поле, создаваемом напряжением Нейтронные источники 10⁵—10⁷в. Такие нейтронные генераторы разнообразны по размерам и характеристикам (см. рис.). Некоторые из них размещаются на площади 50—100 м² и обладают мощностью — 10¹²—10¹³ нейтронов в 1 сек (энергию можно варьировать от 10⁵ до 10⁷ эв). Существуют и миниатюрные ускорительные трубки (диаметры 25—30 мм), испускающие 10⁷—10⁸ нейтронов в 1 сек, которые используются в нейтронном каротаже.

Для получения нейтронов с энергиями 2—15 Мэв наиболее употребительны реакции D (d, n)³He и T (d, n)⁴He. Мишенью служит гидрид металла (обычно Zr или Ti) с дейтерием или тритием. В реакции D + d значительный выход нейтронов наблюдается уже при энергии дейтронов Нейтронные источники 50 кэв. Энергия нейтронов при этом Нейтронные источники 2 Мэв и растет с ростом энергии протонов. Для нейтронов с энергией 13—20 Мэв предпочтительнее реакция Т + d, дающая больший выход нейтронов. Например, при энергии дейтронов 200 кэв из толстой тритиево-циркониевой мишени вылетают нейтроны с энергией Нейтронные источники 14 Мэв в количестве 10⁸ в 1 сек на 1 мккдейтронов.

Характеристики наиболее распространённых ампульных нейтронных источников.

------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

| Ядерная реакция   | Период    | Число        | Энергия нейтронов в   |

|      | полураспа-     | нейтронов в 1    | Мэв     |

|      | да           | сек на 1 кюри    |     |

|-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

| Реакция (α, n)        | 1620 лет         | 10⁷     | Сплошной спектр от    |

| Ra + Be Rn + Be    | 3,8 сут     | 10⁷     | 0,1 до 12 с   |

| Po + Be         | 139 сут    | 10⁶     | максимумом в      |

| Pu + Be         | 24 тыс. лет     | 10⁶     | области 3—5        |

| Am + Be        | 470 лет    | 10⁶     |     |

|-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

| Реакция (g, n)        | 1620 лет         | 10⁴—10⁵     | 0,12     |

| Ra + D₂O       | 6,7 года   |   | 0,83     |

| MsTh + Be     | 6,7 года   |   | 0,2       |

| MsTh + D₂O   | 40 ч         |   | 0,62     |

| ¹⁴⁰La + Be      | 40 ч         |   | 0,15     |

| ¹⁴⁰La + D₂O    | 60 сут      |   | 0,024    |

| ¹²⁴Sb + Be      | 14,1 ч      |   | 0,13     |

| ⁷²Ca + D₂O     | 14,8 ч      |   | 0,83     |

| ²⁴Na + Be       | 14,8 ч      |   | 0,22     |

| ²⁴Na + D₂O     |        |   |     |

|-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

| Спонтанное деление     |        | Число        | Сплошной спектр        |

|      |        | нейтронов на 1  | 0,1—12 с максимумом |

|      |        | мг      | в области 1, 5      |

|----------------------------------------------------------------------------------------|     |

| ²³⁶Pu      | 2,9 года   | 26      |     |

| ²⁴⁰Pu      | 6,6․10³ лет      | 1,1     |     |

| ²⁴⁴Cm     | 18,4 года        | 9․10³          |     |

| ²⁵²Cf      | 2,6 года   | 2,7․10⁹       |     |

------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

Реакция (р, n) на ядрах ⁷Li и др. удобна для получения моноэнергетических нейтронов в широком диапазоне энергии. Она обычно используется в электростатических ускорителях (См. Электростатический ускоритель). Для получения нейтронов более высоких энергий (Нейтронные источники 10⁸ эв) используются реакции (р, n) и (d, pn) на пучках протонов и дейтронов высоких энергий. Реакция (р, n) осуществляется за счёт непосредственного выбивания нейтрона из ядра (без промежуточной стадии возбуждения ядра), а также за счёт перезарядки летящего нуклона в поле ядра. Нейтроны вылетают в этом случае преимущественно вперёд (по направлению протонного пучка), они монохроматичны при фиксированном угле вылета. Реакция (d, pn) (развал дейтрона в поле ядра) приводит к генерации нейтронов с энергией, равной ¹/₂ энергии дейтрона.

В качестве Н. и. используются также электронные ускорители. Интенсивные пучки быстрых электронов направляются на толстые мишени из тяжёлых элементов (Pb, U). Возникающие тормозные γ-кванты (см. Тормозное излучение) вызывают реакцию (γ, n) или деление ядер, сопровождающееся испусканием нейтронов. Все нейтронные генераторы могут работать как в непрерывном, так и импульсном режимах.

Самые мощные источники нейтронов — ядерные реакторы (См. Ядерный реактор). Нейтронный пучок, выведенный из реактора, содержит нейтроны с энергиями от долей эв до 10—12 Мэв. В мощных реакторах плотность потока нейтронов в центре активной зоны реактора достигает 10¹⁵ нейтронов в 1 секс 1 см² (при непрерывном режиме работы). Импульсные реакторы (См. Импульсный реактор), работающие в режиме коротких вспышек, создают более высокую плотность потока нейтронов, например импульсный реактор на быстрых нейтронах в Объединённом институте ядерных исследований (ИБР) имеет в момент вспышки в центре активной зоны 10²⁰ нейтронов в 1 сек с 1 см².

Лит.: Власов Н. А., Нейтроны, 2 изд., М., 1971; Портативные генераторы нейтронов в ядерной геофизике, под ред. С. И. Савосина, М., 1962.

Б. Г. Ерозолимский.

Нейтронные генераторы.

НЕЙТРОННЫЕ ИСТОЧНИКИ - устройства, в которых идут ядерные реакции с образованием нейтронов. Наряду с ампульными источниками (в запаянной ампуле смесь ?-активного нуклида с 9Ве + ? = 12С + n) нейтронными источниками служат ускорители заряженных частиц и ядерные реакторы.

НЕЙТРОННЫЕ ИСТОЧНИКИ

Действие всех типов Н. и. основано на использовании ядерных реакций, сопровождающихся вылетом нейтронов. Простейшие Н. и. (ампульные) содержат либо спонтанно делящееся ядро (напр., 252Cf), либо однородную смесь порошков Be и a-активного нуклида (напр., 210Ро, 226Ra, 239Pu, 241Am), излучающую нейтроны в результате реакции 9Ве+4Не=12С+n.

Макс. мощность таких Н. и. (=107 нейтрон/с) ограничена допустимой активностью радиоактивных препаратов (?10 Ки). Достоинства ампульных Н. и.— малые габариты, портативность и стабильность (хотя мощность источника плавно меняется в соответствии с периодом полураспада радиоактивного нуклида). Их недостатки — низкая интенсивность, широкий сплошной энергетич. спектр нейтронов (=0,1— 12 МэВ) и высокий уровень сопровождающего g-излучения.

Более интенсивные Н. и., испускающие до 1012 нейтрон/с,— небольшие электростатич. ускорители заряж. ч-ц (н е й т р о н н ы е г е н е р а т о р ы), в к-рых ядра дейтерия, ускоренные до энергии =200 кэВ, бомбардируют мишень, содержащую тритий. В результате реакции 2Н+3Н® 4Не+n образуются почти моноэнергетич. нейтроны с энергией 14 МэВ. Нейтронные генераторы широко используются для нейтронного активационного анализа материалов и для нейтронного каротажа геологич. пород.

Самыми мощными Н. и. явл. ядерные реакторы, испускающие-5
• 1016 нейтрон/с на каждый МВт мощности реактора. Для хар-ки реактора как Н. и. более употребительно не полное кол-во испускаемых нейтронов, а макс. плотность N их потока (яркость) внутри активной зоны или замедлителя реактора. В спец. исследовательских реакторах яркость достигает =1015 нейтрон/с с 1 см2. Хотя в реакции деления ядер ср. энергия образующихся нейтронов составляет =2 МэВ, в результате замедления нейтронов в конструкц. элементах и замедлителе спектр нейтронов обычно сильно обогащён тепловыми нейтронами (максимум в области 0,06 эВ). Ещё большая яркость =1017 нейтрон/с с 1 см2 (в импульсе длительностью =100 мкс) достигается в импульсных реакторах, к-рые удобны для спектрометрич. исследований (см. НЕЙТРОННАЯ СПЕКТРОСКОПИЯ).

Высокая импульсная яркость получается также при использовании пучков мощных электронных или протонных ускорителей. В электронных ускорителях нейтроны получаются в результате фотонейтронной реакции от тормозного излучения эл-нов, падающих на вольфрамовую или урановую мишень. При энергии эл-нов 30 МэВ генерируется 1 нейтрон на 100 эл-нов. В протонных ускорителях нейтроны непосредственно выбиваются протонами из ядер. При энергии протонов 1 ГэВ каждый протон выбивает из урановой мишени до 30 нейтронов.

,

устройства или в-ва, излучающие нейтроны. Самые мощные Н. и.-ядерные реакторы, испускающие до 5^.10¹⁵ нейтронов в секунду с 1 см ² активной зоны реактора. Благодаря наличию замедлителей обычно получают значит. кол-во в потоке тепловых нейтронов с энергией ок. 0,06 эВ. В т. наз. н е й т р о н н ы х г е н е р а т о-р а х-электростатич. ускорителях заряженных частиц -получают почти моноэнергетич. потоки нейтронов в интервале энергий от 1,5 до 20 МэВ с интенсивностью до 10¹⁰ нейтрон/с в результате р-ции ² Н + ³ Н ⁴ Не + п. Нейтронные генераторы широко используют для нейтрон-но-активац. анализа материалов, нейтронного каротажа геол. пород. В нейтронографии используют в качестве Н. и. ядерный реактор, работающий в импульсном режиме.

Простейшими Н. и. являются радионуклиды, излучающие нейтроны в результате спонтанного деления атомных ядер. Наиб. распространены ²⁵²Cf, ядра к-рого делятся спонтанно с испусканием большого кол-ва нейтронов-2,34^.10¹² с ^-1 г ^-1, и однородные смеси, состоящие из порошка Be, Li (или др. в-ва) и излучателя a-частиц (²¹⁰ Ро, ²²⁷ Ас, ²²⁸Th, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴¹Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm) либо источника g-излучения (²⁴Na, ⁵⁶Mn, ¹²⁴Sb). Под действием a-излучения из ядер, напр. Be, испускаются нейтроны по р-ции (a, п):⁹ Ве + ⁴ Не ¹² С + п +5,704 МэВ или по р-ции (g, п):⁹ Ве + g⁸ Ве + п Ч1,666 МэВ. Поток нейтронов ра-дионуклидных источников составляет от 1Х10³ до 2Х10¹⁰ с ^-1 в угле рассеяния 4p.

В т. наз. а м п у л ь н ы х Н. и. радиоактивный материал заключают в герметичные оболочки (ампулы) из прочного и химически стойкого материала (нержавеющая сталь, платина, тантал, цирконий). Осн. достоинства ампульных Н. и.: компактность, портативность, возможность контролирования потока нейтронов определенной интенсивности, надежность и безопасность. Их применяют в приборах для измерения влажности материалов, толщины нанесенных слоев, для неразрушающего контроля качества изделий, для пуска ядерных реакторов, в научных исследованиях. Наиб. миниатюрные калифорниевые Н. и. используются в медицине для лечения злокачеств. опухолей.

Лит.: Карелин Е. А., Владимирова Н. А., Калифорниевые источники нейтронов, Димитровград, 1982; Владимирова Н. А. [и др.], Радионуклид-ные (a, n-источники нейтронов, М., 1988. Е. А. Карелин.

нейтро́нные исто́чники

устройства, в которых идут ядерные реакции с образованием нейтронов. Наряду с ампульными источниками (в запаянной ампуле смесь α-активного нуклида с бериллием: ⁹Ве + α = ¹²C + n) нейтронными источниками служат ускорители заряженных частиц и ядерные реакторы.

* * *

НЕЙТРО́ННЫЕ ИСТО́ЧНИКИ, устройства, в которых идут ядерные реакции с образованием нейтронов. Наряду с ампульными источниками (в запаянной ампуле смесь a-активного нуклида с ⁹Ве + a = ¹²С + n) нейтронными источниками служат ускорители заряженных частиц и ядерные реакторы.

устройства, в к-рых идут ядерные реакции с образованием нейтронов. Наряду с ампульными источниками (в запаянной ампуле смесь ос-активиого нуклида с бериллием: ⁹Ве + альфа= ¹²С + n) Н.и. служат ускорители заряж. частиц и ядерные реакторы.