- НЕЙТРОННЫЙ ГЕНЕРАТОР
- НЕЙТРОННЫЙ ГЕНЕРАТОР
-
- установка для получения нейтронных пучков высокой интенсивности, состоящая из сильноточного ускорителя заряж. частиц (протонов, дейтронов, электронов) и мишени - конвертора. Интенсивные импульсные потоки нейтронов получают с помощью протонных ускорителей - т. н. мезонных фабрик, в к-рых нейтроны непосредственно выбиваются протонами из ядер. При энергии протонов 1 ГэВ каждый протон выбивает из урановой мишени до 30-50 нейтронов. Напр., Лос-Аламосская мезонная фабрика (США) с накопит. кольцом генерирует пучки нейтронов (при длительности импульса 250 нc и частоте повторения 12 Гц) интенсивностью ок. 1016 с -1.
Генерирование мощных нейтронных потоков предусматривается также в нек-рых проектах каонных (ад-ронных) фабрик. Так, в адронной фабрике в Японии планируется, в частности, получение потока нейтронов в надтепловой и холодной областях спектра (на единичный интервал энергии) в ср. более 1017 см -2c-1 эв -1, а в ультрахолодной области более 105 см -2 с -1.
В электронных ускорителях нейтроны получаются в результате фотонейтронной реакции (g, n )от тормозного излучения электронов, падающих на вольфрамовую или урановую мишень. При энергии электронов 30 МэВ генерируется 1 нейтрон на 100 электронов. Наиб. крупным электронным ускорителем, используемым для получения интенсивных импульсных потоков нейтронов (до 3.1014 с -1), является линейный ускоритель "ORELA" (Ок-Ридж, США) с энергией электронов 140 МэВ, импульсным током до 20 А, длительностью импульса 7-20 нc, частотой повторения 103 Гц.
Перспективны H. г. на основе мощных линейных ускорителей протонов и дейтронов на энергии 1 - 1,6 ГэВ с током 0,1 - 1 А. В мишенях таких H. г. реализуются ядерные реакции расщепления дейтрона на протон н нейтрон, к-рые дают высокий выход нейтронов p возможность управления их потоками. Напр., при токах протонов ~ 100 мА энергии 1 ГэВ на мишенях из Pb, Bi, U генерируются потоки нейтронов до 10 19 с -1. H. г. типа предполагается использовать для исследования радиационной стойкости материалов, исследований в области ядерной физики и химии. Обсуждаются возможности их применения с мишенями из делящихся материалов для получения ядерного горючего (239Pu, 233U) в пром. масштабах. Мощные H. г. предполагается также использовать для перевода долгоживу-щих радионуклидов, содержащихся в "отходах" ядерных реакторов, в короткоживущие (т р а н с м у-т а ц и я), для "наработки" трития (через мишень, содержащую отходы, прокачивают жидкий Li), а также для получения трансурановых элементов (напр., 252Cf).
Лит.: Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива, под ред. Г. Бауэра, А. Мак-дональда, пер. с англ., M., 1988. Б. П. Мурин.
Физическая энциклопедия. В 5-ти томах. — М.: Советская энциклопедия. Главный редактор А. М. Прохоров. 1988.
.
