Нейтронные источники

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 (a, n) на ядрах ⁷Be или ¹⁰B, а также фоторасщепление дейтрона или ядра Be, т. е. реакция (g, n). В первом случае Н. и. представляет собой равномерную механическую смесь порошков ⁷Be и радиоактивного изотопа, испускающего a-частицы (Ra, Po, Pu и др.), запаянную в ампулу. Соотношение количеств Be и, например, Ra ~ ¹/₅ (по весу). Их мощность определяется допустимым количеством a-активного препарата. Обычно активность £ 10 кюри, что соответствует испусканию ~ 10⁷-10⁸нейтронов в 1 сек (см. табл.). Н. и. со смесью Ra + Be и Am + Be являются одновременно источниками интенсивного g-излучения (10⁴-10⁵ g-квантов на 1 нейтрон). Н. и. со смесью Po + Be и Pu + Be испускают только 1 g-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 g-излучения. Энергия g-квантов должна быть выше пороговой энергии фоторасщепления ядер D или Be (см. Фотоядерные реакции). Недостаток такого Н. и. - интенсивное g-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 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 ~ 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 ~ 50 кэв. Энергия нейтронов при этом ~ 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 ~ 14 Мэв в количестве 10⁸ в 1 сек на 1 мкк дейтронов. Характеристики наиболее распространённых ампульных нейтронных источников. Ядерная реакция Период полураспа-
да Число нейтронов в 1 сек на 1 кюри Энергия нейтронов в Мэв Реакция (a, n) Ra + Be Rn + Be Po + Be Pu + Be Am + Be   1620 лет 3,8 сут 139 сут 24 тыс. лет 470 лет   10⁷ 10⁷ 10⁶ 10⁶ 10⁶ Сплошной спектр от 0,1 до 12 с максимумом в области 3-5 Реакция (g, n) Ra + D₂O MsTh + Be MsTh + D₂O ¹⁴⁰La + Be ¹⁴⁰La + D₂O ¹²⁴Sb + Be ⁷²Ca + D₂O ²⁴Na + Be ²⁴Na + D₂O   1620 лет 6,7 года 6,7 года 40 ч 40 ч 60 сут 14,1 ч 14,8 ч 14,8 ч 10⁴-10⁵   0,12 0,83 0,2 0,62 0,15 0,024 0,13 0,83 0,22 Спонтанное деление   Число нейтронов на 1 мг Сплошной спектр 0,1-12 с максимумом в области 1, 5 ²³⁶Pu ²⁴⁰Pu ²⁴⁴Cm ²⁵²Cf 2,9 года 6,6×10³ лет 18,4 года 2,6 года 26 1,1 9×10³ 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. Для получения нейтронов более высоких энергий (~ 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 g-кванты (см. Тормозное излучение) вызывают реакцию (g, 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. 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, 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.