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 7 Be 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 7 Li 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 см 2 (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 см 2 .
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.