Источники нейтронов. Классификация нейтронов по энергии

 

 

 

 

ОГЛАВЛЕНИЕ

 

 

1. Общие характеристики нейтронов………………………………….…3

       1.1 Классификация нейтронов…………………………………….…3

       1.2 Быстрые нейтроны………………………………………………..6

       1.3 Медленные нейтроны………………………………………….…8

2.  Источники нейтронов……………………………………………….…10

       2.1 Изотопные (ампульные) источники нейтронов………………...11

       2.2 Ядерные реакторы………………………………………………..12

       2.3 Нейтронные генераторы…………………………………………15

       2.4 Использование ускорителей для генерации нейтронов…….….17

       2.5 Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах….…21

Заключение………………………………………………………………...22

Список использованных источников…………………………………….24

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1. ОБЩИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ НЕЙТРОНОВ

 

Нейтрон – это нейтральная (z=0) частица со спином s=l/2 и отрицательным магнитным моментом μn ≈ -1,9μB, который в основном определяет электромагнитное взаимодействие нейтрона. Так же как и протону, нейтрону приписывают единичный барионный заряд Вn=+1, изотопический спин Т=1/2 (с проекцией Tζ= -1/2) и положительную внутреннюю четность РB=+1. Масса нейтрона составляет mn = 1,00867 а. е. м. = 939,6 МэВ = 1838,6 mе, что на 1,3 МэВ (2,5mе) больше массы протона. В связи с этим нейтрон является β-радиоактивной частицей. С периодом полураспада T1/2≈10 мин он распадается по схеме .

 

1.1 Классификация нейтронов

 

Энергетический ход сечений нейтронных реакций (сечение взаимодействия нейтронов с ядрами) сильно и нерегулярно меняется от ядра к ядру при изменении А (число нуклонов) или Z (число протонов). Несмотря на это, все же удается провести полезную для практики классификацию нейтронных энергий, т. е. выделить различные области энергий так, что для каждой области оказываются характерными определенные типы реакций.

Таким образом, условно нейтроны делятся на:

– ультрахолодные (Е £ эВ);

– очень холодные ( £ Е £ эВ);

– холодные ( £ Е £ 0,025 эВ);

– тепловые (0,025 эВ £ Е £ 0,5эВ);

– резонансные (0,5 эВ £ Е £ 1кэВ)

– промежуточные (1 £ Е £ 500 кэВ);

– быстрые (500 кэВ £ Е).

Первые пять видов нейтронов иногда называют медленными, т.е. нейтроны с кинетической энергией, меньшей 100 кэВ. Приведенные значения граничных энергии условны. В действительности эти границы различны и зависят от типа явлений и конкретного вещества.

Из теории ядерных реакций известно, что сечения взаимодействий нейтронов с ядрами в среднем резко растут по закону «1/v» (v – скорость нейтрона) при уменьшении энергии нейтрона. Именно по этому свойству нейтроны разделяются на две большие группы — медленных и быстрых нейтронов. Граница между этими группами не является строго определенной. Она лежит примерно в области 10 – 100 кэВ. Медленные нейтроны сильно взаимодействуют с ядрами. Для быстрых нейтронов это взаимодействие значительно слабее. Однако, «медленность» медленных нейтронов весьма относительна. Даже нейтрон с энергией 0,025 эВ имеет, как нетрудно подсчитать, скорость 2 км/с.

У холодных, очень холодных и ультрахолодных нейтронов крайне велико сечение захвата ядрами (согласно закону «l/v»). У них также очень сильно проявляются волновые свойства, так как длина волны таких нейтронов намного больше межатомных расстояний. Однако использовании данных нейтронов затруднено сложностью их получения.

Энергия =0,025 эВ определяет порядок энергий тепловых нейтронов. В температурной шкале

 

= kT,                                                                                   (1.1)

где k – постоянная Больцмана, для абсолютной температуры, соответствующей энергии тепловых нейтронов, получается значение Т – 300 К, т. е. комнатная температура. Таким образом, энергия соответствует наиболее вероятной скорости нейтронов, находящихся в тепловом равновесии со средой при комнатной температуре. В ядерных энергетических установках температура может значительно превышать комнатную. Кроме того, находящиеся в тепловом равновесии нейтроны имеют разброс по скоростям, в результате чего энергии довольно большой части нейтронов могут быть заметно больше kT. Поэтому к тепловым обычно относят нейтроны с энергиями примерно до 0,5 эВ. Сечения поглощения ядрами достаточно велики и для тепловых нейтронов. Получение этих нейтронов даже в очень больших количествах является хорошо освоенным процессом. Поэтому тепловые нейтроны широко используются в ядерной технике.

Нейтроны с энергиями от 0,5 эВ до 1 кэВ называют резонансными, потому что в этой области для средних и тяжелых ядер полное нейтронное сечение довольно велико и график его зависимости от энергии представляет собой густой частокол острых резонансов.

Нейтроны с энергиями от 1 до 100 кэВ называют промежуточными. Часто в промежуточные включают и резонансные нейтроны. В этой области энергий отдельные резонансы сливаются (исключением являются легкие ядра) и сечения в среднем падают с ростом энергии.

К быстрым относят нейтроны с энергиями примерно от 100 кэВ до 14 МэВ. Сечения взаимодействия таких нейтронов с ядрами уже намного меньше, чем для медленных нейтронов. Прикладное значение быстрых нейтронов обусловлено тем, что основным техническим источником нейтронов является реакция деления ядер, порождающая нейтроны мегаэлектронвольтных энергий. Далее эти быстрые нейтроны деления иногда используются непосредственно, а чаще превращаются в медленные путем специального процесса замедления.

Нейтроны с энергиями выше 14 МэВ из-за дороговизны их получения широкого практического применения не получили и пока используются главным образом для исследований в физике ядерных реакций и элементарных частиц.

В ядерной энергетике в основном приходится иметь дело с нейтронами, обладающими энергиями примерно от 0,025 эВ до 10 МэВ.

 

1.2 Быстрые нейтроны

 

 

В ядерных реакциях, образуются, как правило, быстрые нейтроны (с энергией 0,1-1МэВ). Быстрые нейтроны при соударениях с атомными ядрами теряют энергию большими порциями, расходуя её, главным образом, на возбуждение ядер или их расщепление. В результате энергия нейтрона становится меньше минимальной энергии возбуждения ядра (от десятков кэВ до нескольких МэВ в зависимости от свойств ядра). После этого рассеяние нейтрона ядром становится упругим, т.е. нейтрон расходует энергию на сообщение ядру скорости без изменения его внутреннего состояния. При одном упругом соударении нейтрон теряет в среднем долю энергии, равную 2A/(A+1)2, где А – массовое число ядра-мишени. Эта доля мала для тяжёлых ядер (1/100 для свинца) и велика для лёгких ядер (1/7 для углерода и 1/2 для водорода). Поэтому замедление нейтронов на лёгких ядрах происходит гораздо быстрее, чем на тяжёлых.

Полное сечение взаимодействия быстрых нейтронов с ядрами представляет собой сумму сечений неупругого рассеяния и сечения дифракционного рассеяния :

 

,                                                                          (1.2)

,                                                                         (1.3)

,                                         (1.4)

 

где – длина волны де Бройля нейтрона, р — импульс налетающего нейтрона.

Оценим радиус ядра:

 

                                                                                (1.5)

Экспериментально показано, что радиус ядра зависит от массового числа А:

 

.                                                            (1.6)

 

Для легких ядер

 

.                                            (1.7)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1.3 Медленные нейтроны

 

Энергия медленных нейтронов в ядерной шкале близка к нулю. Поэтому они не могут вызывать неупругого рассеяния и других эндотермических процессов. Действительно, например, первый возбужденный уровень у ядер обычно имеет энергию порядка десятка кэВ, а часто и больше. Ясно, что нейтрон с энергией меньше 10 кэВ рассеиваться с возбуждением ядра не может. Таким образом, для медленных нейтронов возможны только упругое рассеяние на ядрах и экзотермические реакции. Наиболее универсальной (идущей на всех ядрах, кроме и ) экзотермической нейтронно-ядерной реакцией является радиационный захват.

Сечение рассеяния медленных нейтронов ~ .

Сечение захвата медленных нейтронов в области резонансов описывается формулой Брейта-Вигнера:

 

,                                                (1.8)

,                                                (1.9)

где – энергия уровня, Г – ширина уровня составного ядра, Гn/Г и Гγ/Г – вероятности перехода ядра в основное состояние с испусканием нейтрона или γ-кванта.

Спиновый множитель представляет собой вероятность образования 2J + 1 состояний составного ядра со спином s при взаимодействии медленных нейтронов с l=0 и спином sn = Ѕ и ядра мишени со спином I:

 

.                                                                     (1.10)

 

При >>

~ υ = const.                                                                        (1.11)

При низких энергиях нейтронов из (1.11) следует, что << и

 

Г= + ≈ .                                                                             (1.12)

 

Медленные нейтроны и, в частности, тепловые имеют огромное значение для работы ядерных реакторов. Большие потоки тепловых нейтронов в ядерных реакторах широко используются также для получения радиоактивных изотопов. Исследования неупругого рассеяния тепловых и холодных нейтронов дают важные сведения о динамике атомов в твёрдых телах и жидкостях и о свойствах молекул. Сечение захвата холодных нейтронов ядрами очень большое, поскольку у них сильно проявляются волновые свойства (длина волны де Бройля больше межатомных расстояний).

Тепловые и холодные нейтроны, очевидно, не возбуждают атомные ядра и даже отдельные атомы. Но даже медленные нейтроны имеют энергии, достаточные для того, чтобы возбуждать кванты акустических колебаний кристаллической решетки – фононы.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. ИСТОЧНИКИ НЕЙТРОНОВ.

 

Радиево-бериллиевые источники. Впервые нейтроны были получены с помощью α-частиц радиевых препаратов. Реакция (α, n): 24He + 49Be → 612C + n.

Фотонейтронные источники. Реакция (γ, n): γ + 12H → p + n – фоторасщепление дейтона на протон и нейтрон.

Реакции типа (d, n) в ускорителях (реакции срыва): d + 49Be → 510B + n.

При энергии дейтонов Ed ≈ 16 МэВ получают ≈ 109 n/(см2∙с) с энергией En ≈ 4 МэВ. При энергии дейтонов ≈ 200 МэВ в реакциях срыва на средних и тяжёлых ядрах получают пучки нейтронов с En ≈ 100 МэВ.

Ядерные реакции (деление ядер урана в реакторе). При захвате нейтрона тяжёлым ядром, последнее делится на осколки, испуская при этом 2-3 нейтрона. В осколках число нейтронов больше числа протонов, как и в исходных ядрах. Выделившиеся нейтроны, сталкиваясь с ядрами, снова вызывают их деление и т.д., т.е. возникает цепная реакция. Образующиеся в этой реакции нейтроны имеют энергию ≈ 0–13 МэВ (плотность потока нейтронов ≈ 1019 n/(см2∙с)).

Источниками нейтронов могут быть и другие процессы (реакции) при варьировании, например, ядер мишени или типа ускоренных частиц. Это тесно связано с проблемой искусственного получения нуклидов (ядер с различными Z и A). В настоящее время известно около 3000 нуклидов (т.е. ядерный мир богаче мира химических элементов или атомов). Среди необычных ядер, полученных искусственно, такие как 210He; 68C; 812O; и т.д. до 118293M. Известно 285 стабильных и долгоживущих (T1/2 > 5∙108 лет) нуклидов и около 2700 радиоактивных с меньшими T1/2. Вообще оценивают, что искусственно может быть получено 5000 – 6000 ядер.

 

 

2.1 Изотопные (ампульные) источники  нейтронов

 

    В изотопных источниках  нейтроны получаются либо в  результате спонтанного деления (252Cf), либо в результате ядерных реакций (α,n) на легких ядрах, например 9Be(α,n)12C. В качестве источников альфа-частиц используются альфа-активные изотопы 210Po, 226Ra, 239Pu, 241Am. Интенсивность потока нейтронов от изотопных источников ограничена активностью препарата и обычно заметно меньше 108 нейтронов в секунду. Кроме того, такие изотопные источники имеют сплошной спектр нейтронов (~0.1 - 12 МэВ) и высокий фон гамма-излучения.  Изотопные источники монохроматических нейтронов небольших энергий можно создать, использовав реакцию (γ,n). Для этого используется реакции d(γ,n)p (энергия реакции Q = -2.23 МэВ) с монохроматическим источником гамма-квантов на основе 208Tl (Eγ = 2.62 МэВ), энергия нейтронов 200 кэВ и 9Be(γ,n)24He (Q = -1.65 МэВ) с источником гамма-квантов на основе 214Bi (Eγ ≈ 1.78 МэВ), энергия нейтронов 110 кэВ.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2.2 Ядерные реакторы

 

1. Станционарные реакторы

    Первый ядерный реактор  был создан под руководством  Э. Ферми в 1942 г. в Чикаго. Первый  реактор, предназначенный для пучковых  исследований (HFBR), был создан в 1965 г. в Брукхэйвене. Сегодня в мире работает несколько десятков исследовательских реакторов.

Для использования времяпролетной методики на станционарных реакторах устанавливаются прерыватели. С помощью двух прерывателей возможно формирование монохроматического пучка нейтронов. Первый прерыватель служит для получения импульсного пучка. Второй, установленный на некотором расстоянии от первого - для его монохроматизации. Нейтроны больших энергий долетают до второго прерывателя быстрее, чем нейтроны меньших энергий. Подобрав соответствующим образом скорости вращения прерывателей, можно добиться ситуации, когда второй прерыватель будет пропускать нейтроны, только в определенном энергетическом дапазоне. На реакторе ПИК (ПИЯФ) механический монохроматор состоит из 4-х однотипных модулей, которые размещены вдоль коллимированного пучка нейтронов. Каждый модуль представляет собой ротор, изготовленный из прочного стального сплава. Энергетическое разрешение прибора зависит от скорости вращения роторов и энергии пропускаемых нейтронов. В частности, при скорости 15000 об./мин и энергии нейтронов, равной Е ≈ 1 эВ, на которую настроен монохроматор, ΔЕ/Е ≈ 0.05.

    Ядерные реакторы с  непрерывным потоком нейтронов  имеют ограничения по потоку, связанному в основном с проблемой охлаждения. В импульсных реакторах при той же средней мощности выход используемых для исследований нейтронов многократно возрастает. В последнее время число исследовательских реакторов уменьшается и будущее интенсивных  нейтронных источников связано с использованием ускорителей.

2. Импульсные реакторы

    В импульсных реакторах  цепная реакция развивается на  мгновенных нейтронах. С помощью  так называемых модуляторов реактивности  реактор на короткий промежуток  времени (от ~10-4 с до нескольких секунд) переводится в надкритическое состояние, когда коэффициент размножения нейтронов без учета запаздывающих нейтронов k > 1. В реакторе быстро развивается цепная реакция деления. Затем реактор переводится в подкритическое состояние и процесс затухает. В результате генерируются импульсные нейтронные потоки большой интенсивности.

    Различают три типа  импульсных реакторов: самогасящиеся  импульсные реакторы, периодические  импульсные реакторы и бустеры.

    В самогасящихся импульсных  реакторах цепная реакция деления гасится за счет отрицательной обратной связи различных процессов, связанных с выделяющимся теплом, с коэффициентом размножения нейтронов. Одним из первых импульсных реакторов был однократный реактор на быстрых нейтронах "Леди Годива", созданный в 1951 в Лос-Аламосской лаборатории в США. Длительность нейтронных импульсов в таких реакторах от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд.

    В периодических импульсных  реакторах нейтронные импульсы  инициируются и гасятся за  счет периодического движения части активной зоны, части отражателя либо замедлителя. В периодическом мощность в каждом импульсе меньше, чем в однократном.

       Первый периодический  импульсный реактор  ИБР-1 (Импульсный  Быстрый Реактор) был запущен  в ОИЯИ (Дубна) в 1960 г. Идея ИБР-1 была предложена Д.И. Блохинцевым: между двумя частями плутония вращается диск с урановым вкладышем. При совпадении всех трех частей возникает мощная цепная реакция, которая быстро затухает.

В дальнейшем в ОИЯИ был построен более мощный импульсный реактор ИБР-2 (официальная эксплуатация с 1984 г.). Активная зона ИБР-2, объемом 22 л содержит 82 кг двуокиси плутония и охлаждается жидким натрием. Модуляция реактивности осуществляется с помощью подвижного отражателя.  С момента пуска работал стальной отражатель, который состоял из двух частей: основной и вспомогательной (так называемый "трезубец"). Эти две части вращались с разными скоростями (1500 и 300 об/мин) около активной зоны. Когда они оказывались одновременно напротив зоны генерировался нейтронный импульс. В 2004 году был пущен новый решетчатый отражатель из никелевого сплава, который состоит из двух частей, вращающихся в противоположных направлениях с медленной скоростью (600 об/мин). Длительности импульса мощности при этом сохраняется. Этот отражатель будет работать и на модернизированном реактореИБР-2М.    Исследовательский импульсный реактор ИБР-2 является одним из самых эффективных в мире источников для исследований на выведенных пучках медленных нейтронов.

В бустере мишень-конвертер из тяжелого металла помещена в подкритическую сборку. Импульс мощности инициируется импульсом нейтронов от внешнего источника. В качестве внешних источников используются сильноточные ускорители электронов (30-200 МэВ). Электроны из ускорителя рождают в мишени тормозные гамма-кванты, которые в свою очередь вызывают фотоядерные реакции (xn). Фотоядерные нейтроны инициируют цепную реакцию в сборке, что приводит к увеличению потока нейтронов в 10-30 раз. После выключения внешнего источника размножение нейтронов прекращается. В супербустере есть возможность модуляции реактивности в размножающей мишени.

2.3 Нейтронные генераторы

 

    В нейтронных генераторах  обычно используются реакции t(d,n)4He и d(d,n)3He, максимумы сечения которых  находятся при небольших энергиях. Это позволяет использовать небольшие ускорители, например, каскадные генераторы. Энергия дейтронов 130 кэВ в с.ц.и., при которой достигается максимум сечения реакции d(t,4He)n соответствует энергии в л.с. ~220 кэВ. Энергия ускоренных частиц в таких нейтронных генераторах обычно 100-300 кэВ. Как правило, ускоряются дейтроны.

Так как энергия этих реакций заметно больше энергии ускоряемых частиц, нейтроны вылетают из мишени почти с одинаковыми энергиями. При энергии дейтронов 200 кэВ энергия нейтронов во всем диапазоне углов варьируется от 15.1 до 13.2 МэВ.  Нейтронный генератор может быть точечным моноэнергетическим источником нейтронов. Нейтроны из реакции d-t вылетают из мишени практически изотропно. Угловое распределение нейтронов из реакции d-d имеет небольшой максимум в направлении дейтронного пучка.

    При небольших энергиях  дейтронов альфа-частицы из реакции d(t,4He)n вылетают из мишени-конвертера под углами близким к 1800 относительно направления вылета нейтронов. Если регистрировать альфа частицы, то соответствующие им нейтроны оказываются как бы "меченными". Энергии и направления вылета из мишени-конвертера нейтронов через кинематические соотношения однозначно связаны с энергиями и углами вылета альфа-частиц. Таким образом можно осуществить электронную коллимацию нейтронного пучка. Момент вылета нейтрона из мишени также фиксируется с помощью детектирования сопутствующих альфа-частиц, что может быть использовано во времяпролетной методике.

    Ускорители, используемые  в таких нейтронных генераторах, обычно непрерывного действия. Чтобы получить импульсный пучок используют импульсные ионные источники или устройства отклонения и группировки.

Мишени-конвертеры нейтронных генераторов, позволяющих получить высокоинтенсивные потоки нейтронов, обычно твердотельные, и представляют собой тонкие слои (до нескольких десятков мкм) титана, скандия или цинка, нанесенные на медную подложку.

Эти металлы способны образовывать так называемые металлические гидриды. Так гидриды титана или скандия способны удерживать до двух атомов изотопов водорода на один атом металла. Это свойство металлических гидридов позволяет использовать их в качестве аккумуляторов изотопов водорода и в частности изготовлять из них мишени-конвертеры. Энергия, теряемая пучком заряженных частиц в мишени может достигать больших величин (до десятков кВт на квадратный сантиметр). Это требует эффективного охлаждения. Обычно используется водяное охлаждение. Кроме того, мишень часто представляет быстро вращающийся диск. Таким образом увеличивается эффективная площадь, на которую попадает пучок.

    На нейтронных генераторах, использующих реакцию d(t,4He)n удается получить потоки нейтронов до ~1014 нейтронов/с на телесный угол 4π. У "стандартных" нейтронных генераторов они заметно меньше (~1010 нейтронов/с). Нейтронные генераторы могут быть весьма малогабаритными, например, для работы в скважинах.

 

 

 

 

 

 

 

 

2.4 Использование ускорителей для генерации нейтронов

 

   Зависимость энергии нейтронов образующихся в реакции d(t,4He)n от энергии дейтронов для двух углов вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка.

   В рассмотренных выше  нейтронных генераторах, ускорители  на небольшие энергии используются  только для получения нейтронов. За счет большой положительной энергии реакции d(t,4He)n, ее большого сечения и небольшой энергии, инициирующих реакцию дейтронов, удается получать интенсивные потоки нейтронов с энергией ~14 МэВ и довольно незначительным разбросом по энергии. Если необходимы нейтроны больших энергий, используют ускорители с более высокоэнергетичными пучками. Обычно, они используются не только для получение нейтронов, но и для других задач.

    Для получения нейтронов  на ускорителях также используются  реакции 9Be(p,n)10B,9Be(d,n)9B,7Li(p,n)7Be, 7Li(d,n)8Be и  другие. Однако получение моноэнергетических нейтронов в этом случае связано с дополнительными трудностями, т.к. по мере роста энергии появляются нейтроны, связанные с возбужденными состояниями конечных ядер.

1. Реакция развала

Высокоинтенсивные источники быстрых нейтронов можно получить при использовании реакции развала дейтронов средних энергий (~20-50 МэВ) на легких ядрах.

Получающиеся в результате развала нейтроны летят в довольно узком конусе вперед. Разброс их энергий довольно большой (МэВы). Основные проблемы, возникающие при повышении выхода нейтронов - получение сильноточных пучков и отвод тепла от мишени-конвертера. Пока интенсивность потока нейтронов у таких источников не превышает 1014 нейтронов/c. Однако под эгидой МАГАТЭ во Фраскати (Италия) силами Европейского Союза, Японии, России и США соружается установка IFMIF (International Fusion Material Test Facility), на которой должна быть получена интенсивности до 1017 нейтронов/c. Установка будет включать в себя два линейных дейтронных ускорителя (35-40 МэВ/5МВт) и струйную мишень их жидкого лития.

2. Фотоядерные реакции

    Имульсные источники  нейтронов на базе электронных  ускорителей впервые начали создаваться  в 50-е годы в Харуэлле (Великобритания).

    Нейтроны получаются  в результате фотонейтронных  реакций (γ,xn) от тормозного излучения электронов, падающих на мишень из тяжелых ядер. При энергии электронов 100 МэВ на 20 электронов образуется 1 нейтрон.    Примером нейтронного источника такого типа может служить нейтронный источник на линейном ускорителе электронов ORELA (Oak Ridge Electron Linear Accelerator). Максимальная энергия электронов у ORELA 180 МэВ, длительность импульсов - 4-30 нс, частота - 12-1000 Гц. В качестве мишени-конвертера в основном используется Ta. В каждом нейтронном сгустке содержится 1011 нейтронов в широком энергетическом диапазоне от 10-3 до 108 эВ. Интенсивность нейтронов разных энергий составляет 4·1013 МэВ-1с-1 при энергии нейтронов 1 МэВ и 4·1010 МэВ-1с-1при 14 МэВ. Для получения нейтронов тепловых энергий используется водяной модератор.

    Выход нейтронов из  фотоядерных реакций мал. Для  повышения выхода нейтронов используется  размножающая мишень из делящегося  материала (бустер).

3. Реакция скалывания

Когда высокоэнергетичный протон попадает в ядро, он последовательно взаимодействует с его нуклонами, передавая им часть своей энергии. Получившие энергию нуклоны, в свою очередь взаимодействуют с другими нуклонами. В результате такого внутриядерного каскада, энергия налетевшего протона перераспределяется по все большему количеству нуклонов ядра и через некоторое время образуется составное ядро. Часть нуклонов в процессе развития внутриядерного каскада вылетает из ядра. Такой процесс называется скалыванием или выбиванием. Кроме нуклонов из ядра могут вылетать кластеры (альфа-частицы, дейтроны). Вылетают также -мезоны, если энергия выше порога их образования. Частицы вылетают ("испаряются") также на стадии составного ядра. В случае использования толстой мишени формируется также внешний каскад, когда высокоэнергетические частицы из реакции скалывания в свою очередь попадают в ядра мишени.

    Для толстых мишеней  и энергий налетающих протонов  до ~1 ГэВ выход нейтронов на  толстых мишенях подчиняется  простой эмпирической закономерности

Y(E,A) = 0.1(E - 0.120)(A + 20) для неделящихся  мишеней,

Y(E,A) = 50(E - 0.120) для 238U, 

где энергия протонов E в ГэВ, A - массовое число. При более высоких энергиях линейная зависимость выхода от энергии нарушается. Это связано с возрастающим сечением образования π0-мезонов, которые из-за малого времени жизни практически не участвуют во внутриядерном каскаде. Фотоядерные реакции, которые вызывают  гамма-кванты из распада π0-мезонов, вносят лишь незначительный вклад в выход нейтронов.

В линейном ускорителе отрицательные ионы H- ускоряются до энергии 1 ГэВ. Затем ионы проходят через обдирочную мишень, лишаясь электронов и превращаясь в протоны. Протоны затем поступают в накопительное кольцо, в котором в течение 1060 оборотных циклов происходит их накопление. После чего они выводятся из накопительного кольца. Сформированные таким образом сгустки протонов с частотой 60 Гц и длительностью 0.7 мкс падают на мишень-конвертер, в которой в результате реакции скалывания образуются нейтроны. В импульсе содержится 1.5·1014 нейтронов.

    В качестве мишени  используется ртуть. Ртуть была выбрана из следующих соображений. Как у элемента с большой атомной массой, у ядер ртути на 80 протонов в среднем приходится 120 нейтронов; ртуть - жидкость и не испытывает радиационных повреждений как твердое тело; она лучше может рассеивать быстро выделяющееся тепло и выдерживать ударные нагрузки, возникающие от коротких высокоэнергетичных протонных импульсов.

     Для получения тепловых  и холодных нейтронов используются  водные модераторы и модераторы  с жидким водородом.

    В установке n-TOF (CERN) используется  протонный синхротрон (20 ГэВ/c). Длительность  протонного сгустка ~6 нс, в каждом  сгустке 7·1012 протонов. Реакция скалывания происходит на свинцовой мишени толщиной 40 см, охлаждаемой водой. Вода служит также модератором. В результате образуются нейтроны в широком энергетическом диапазоне, от 1 эВ до 250 МэВ. Каждый протонный сгусток преобразует нейтронный импульс со среднеквадратичным значением длительности ~7 нс и содержащим 4.2.1015 нейтронов. Нейтроны поступают в нейтроновод, который расположен под углом 10о по отношению к направлению протонного пучка. В нейтроноводе имеются коллиматоры и магнит, который производит очистку нейтронного пучка от остаточных заряженных частиц. Для регистрации энергии нейтронов применяется времяпролетная методика. Пролетная база составляет 182.5 м. Для получения стартовой временной отметки используются гамма-кванты, образующиеся в реакции скалывания. Энергетическое разрешение времяпролетного спектрометра составляет 2.10-4. На конце пролетной базы в нейтронном импульсе 106 нейтронов/см2.

 

 

 

 

2.5 Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах

 

    Недавно появились сообщения о создании малогабаритного нейтронного источника, в котором используется свойство пироэлектрических кристаллов создавать сильные электрические поля при их нагревании и охлаждении.

В камере, заполненной дейтерием на расстоянии 15 мм размещались два пироэлектрических кристалла (10×20 мм LiTaO3). Каждый кристалл нагревался с помощью термоэлектрического нагревателя (10 Вт) за 350 с до температуры 130о С, а затем, после выключения питания нагревателя, охлаждался до комнатной температуры. Поверхность одного из кристаллов, который приобретает положительный заряд при нагревании и отрицательный заряд при охлаждения был покрыт слоем 50 мкм дейтерированного полистирола (C8D8)n. Другой кристалл приобретал при нагревании отрицательный заряд, а при охлаждении - положительный. Под действием электрического поля между кристаллами происходила ионизация газа и ускорение ионов дейтерия. Максимальная энергия ускоренных таким образом дейтронов была 215 кэВ. В результате взаимодействия ускоренных ионов дейтерия с дейтериевой мишенью (дейтерированный полистирол) возникали нейтроны. Было зарегистрировано около 104 нейтронов в одном цикле нагрева-охлаждения. Авторы отмечают, что использование реакции d(t,4He)n вместо d(d,3He)n позволит на более чем 2 порядка повысить выход нейтронов.