Большой энциклопедический словарь:
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.
Большая советская энциклопедия:
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 (, n) на ядрах 7Be или 10B, а также фоторасщепление дейтрона или ядра Be, т. е. реакция (, n). В первом случае Н. и. представляет собой равномерную механическую смесь порошков 7Be и радиоактивного изотопа, испускающего -частицы (Ra, Po, Pu и др.), запаянную в ампулу. Соотношение количеств Be и, например, Ra ~ 1/5 (по весу). Их мощность определяется допустимым количеством -активного препарата. Обычно активность 10 кюри, что соответствует испусканию ~ 107—108 нейтронов в 1 сек (см. табл.). Н. и. со смесью Ra + Be и Am + Be являются одновременно источниками интенсивного -излучения (104—105 -квантов на 1 нейтрон). Н. и. со смесью Po + Be и Pu + Be испускают только 1 -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 -излучения. Энергия -квантов должна быть выше пороговой энергии фоторасщепления ядер D или Be (см. Фотоядерные реакции). Недостаток такого Н. и. — интенсивное -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 ~ 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 | Число | Энергия нейтронов в |
| | полураспа- | нейтронов в 1 | Мэв |
| | да | сек на 1 кюри | |
|-----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|
| Реакция (, 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 | 6,6103 лет | 1,1 | |
| 244Cm | 18,4 года | 9103 | |
| 252Cf | 2,6 года | 2,7109 | |
------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
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 (~ 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 -кванты (см. Тормозное излучение) вызывают реакцию (, 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.
Физический энциклопедический словарь:
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.
© «СловоТолк.Ру» — толковые и энциклопедические словари, 2007-2020