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 ⁷Be и 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—10⁸ нейтронов 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—10⁷ в. 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 мкк дейтронов.

         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 сек с 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.