Нейтронні джерела, джерела нейтронних пучків. Застосовуються в ядерно-фізичних дослідженнях і в практичних додатках (див., наприклад, Нейтронний каротаж, Нейтронографія ) . Все Н. і. характеризуються: потужністю (число нейтронів, що випускаються в 1 сік ) , енергетичним і кутовим розподілом, поляризацією нейтронів і режимом випускання (безперервним або імпульсним). По-перше Н. і. для здобуття нейтронів використовувалися ядерні реакції (а, n) на ядрах 7 Ве або 10 B, а також фоторозщеплення дейтрона або ядра Ве, тобто реакція (g, n). У першому випадку Н. і. є рівномірною механічною сумішшю порошків 7 Ве і радіоактивного ізотопу, що випускає а-частки (Ra, Po, Pu і ін.), запаяну в ампулу. Співвідношення кількостей Ве і, наприклад, Ra ~ 1 / 5 (по вазі). Їх потужність визначається допустимою кількістю а-активного препарату. Зазвичай активність £ 10 кюрі, що відповідає випусканню ~ 10 7 —10 8 нейтронів в 1 сік (див. таблиці.). Н. і. з сумішшю Ra + Ве і Am + Ве є одночасно джерелами інтенсивного g-віпромінювання (10 4 —10 5 g-квантів на 1 нейтрон). Н. і. з сумішшю Po + Ве і Pu + Ве випускають лише 1 g-квант на 1 нейтрон.
В разі фотонейтронного ампульного джерела ампула містить порожнистий циліндр або кулю з Ве або з важкою водою D 2 O, усередині якого розміщується джерело g-віпромінювання. Енергія g-квантів має бути вище за порогову енергію фоторозщеплення ядер D або Ве (див. Фотоядерні реакції ) . Недолік такого Н. і. — інтенсивне g-віпромінювання; застосовується в тих випадках, коли потрібно простими засобами отримати моноенергетичні нейтрони. У ампульних Н. і. використовується також спонтанне ділення важких ядер (див. Ядра атомного ділення ) .
Після появи прискорювачів заряджених часток для здобуття нейтронів стали використовуватися реакції (р, n) і (d, n) на легких ядрах, а також реакції (d, pn). У спеціальних прискорювальних трубках протони і дейтрони прискорюються в електричному полі, що створюється напругою ~ 10 5 —10 7 ст Такі нейтронні генератори всілякі по розмірах і характеристиках (див. мал. ). Деякі з них розміщуються на площі 50—100 м 2 і володіють потужністю — 10 12 —10 13 нейтронів в 1 сік (енергію можна варіювати від 10 5 до 10 7 ев ). Існують і мініатюрні прискорювальні трубки (діаметри 25—30 мм ) , випускаючі 10 7 —10 8 нейтронів в 1 сік, які використовуються в нейтронному каротажі.
Для здобуття нейтронів з енергіями 2—15 Мев найбільш споживані реакції D (d, n) 3 He і T (d, n) 4 He. Мішенню служить гідрид металу (зазвичай Zr або Ti) з дейтерієм або тритієм. У реакції D + d значний вихід нейтронів спостерігається вже при енергії дейтронів ~ 50 кев. Енергія нейтронів при цьому ~ 2 Мев і зростає із зростанням енергії протонів. Для нейтронів з енергією 13—20 Мев переважно реакція Т + d, що дає більший вихід нейтронів. Наприклад, при енергії дейтронів 200 кев з товстої тритієво-цирконієвої мішені вилітають нейтрони з енергією ~ 14 Мев в кількості 10 8 в 1 сік на 1 мкк дейтронів.
Характеристики найбільш поширених ампульних нейтронних джерел.
Ядерна реакція
Період полураспа- та
Число нейтронів в 1 сік на 1 кюрі
Енергія нейтронів в Мев
Реакція (а, n)
Ra + Ве
Rn + Ве
Po + Ве
Pu + Ве
Am + Ве
1620 років
3,8 сут
139 сут
24 тис. років
470 років
10 7
10 7
10 6
10 6
10 6
Суцільний спектр від 0,1 до 12 з максимумом в області 3—5
Реакція (g, n)
Ra + D 2 O
Msth + Ве
Msth + D 2 O
140 La + Ве
140 La + D 2 O
124 Sb + Ве
72 Ca + D 2 O
24 Na + Ве
24 Na + D 2 O
1620 років
6,7 років
6,7 років
40 ч
40 ч
60 сут
14,1 ч
14,8 ч
14,8 ч
10 4 —10 5
0,12
0,83
0,2
0,62
0,15
0,024
0,13
0,83
0,22
Спонтанне ділення
Число нейтронів на 1 міліграма
Суцільний спектр 0,1—12 з максимумом в області 1, 5
236 Pu
240 Pu
244 Cm
252 Cf
2,9 років
6,6×10 3 років
18,4 років
2,6 років
26
1,1
9×10 3
2,7×10 9
Реакція (р, n) на ядрах 7 Li і ін. зручна для здобуття моноенергетичних нейтронів в широкому діапазоні енергії. Вона зазвичай використовується в електростатичних прискорювачах . Для здобуття нейтронів вищих енергій (~ 10 8 ев ) використовуються реакції (р, n) і (d, pn) на пучках протонів і дейтронів високих енергій. Реакція (р, n) здійснюється за рахунок безпосереднього вибивання нейтрона з ядра (без проміжної стадії збудження ядра), а також за рахунок перезарядки нуклона, що летить, в полі ядра. Нейтрони вилітають в цьому випадку переважно вперед (по напряму протонного пучка), вони монохроматічни при фіксованому вугіллі вильоту. Реакція (d, pn) (розвал дейтрона в полі ядра) приводить до генерації нейтронів з енергією, рівною 1 / 2 енергії дейтрона.
Як Н. і. використовуються також електронні прискорювачі. Інтенсивні пучки швидких електронів прямують на товсті мішені з важких елементів (Pb, U). Виникаючі гальмівні g-кванті (див. Гальмівне випромінювання ) викликають реакцію (g, n) або ділення ядер, що супроводиться випусканням нейтронів. Всі нейтронні генератори можуть працювати як в безперервному, так і імпульсному режимах.
найпотужніші джерела нейтронів — ядерні реактори . Нейтронний пучок, виведений з реактора, містить нейтрони з енергіями від доль ев до 10—12 Мев. В потужних реакторах щільність потоку нейтронів в центрі активної зони реактора досягає 10 15 нейтронів в 1 сік з 1 см 2 (при безперервному режимі роботи). Імпульсні реактори, що працюють в режимі коротких спалахів, створюють вищу щільність потоку нейтронів, наприклад імпульсний реактор на швидких нейтронах в Об'єднаному інституті ядерних досліджень (ІБР) має у момент спалаху в центрі активної зони 10 20 нейтронів в 1 сік з 1 см 2 .
Літ.: Власов Н. А., Нейтрони, 2 видавництва, М., 1971; Портативні генератори нейтронів в ядерній геофізиці, під ред. С. І. Савосина, М., 1962.
