Нейтронный генератор - установка для получения нейтронных пучков высокой интенсивности, состоящая из сильноточного ускорителя заряж. частиц (протонов, дейтронов, электронов) и мишени - конвертора. Интенсивные
импульсные потоки нейтронов получают с помощью протонных ускорителей - т. н.
мезонных фабрик, в к-рых нейтроны непосредственно выбиваются протонами
из ядер. При энергии протонов 1 ГэВ каждый протон выбивает из урановой мишени
до 30-50 нейтронов. Напр., Лос-Аламосская мезонная фабрика (США) с накопит.
кольцом генерирует пучки нейтронов (при
длительности импульса 250 нc и частоте повторения 12 Гц) интенсивностью ок.
1016 с-1.
Генерирование мощных нейтронных потоков предусматривается
также в нек-рых проектах каонных (ад-ронных) фабрик. Так, в адронной фабрике
в Японии планируется, в частности, получение потока нейтронов в надтепловой
и холодной областях спектра (на единичный интервал энергии) в ср. более 1017см-2c-1эв-1,
а в ультрахолодной области более 105 см-2 с-1.
В электронных ускорителях нейтроны получаются
в результате фотонейтронной реакции (g, n)от тормозного излучения
электронов, падающих на вольфрамовую или урановую мишень. При энергии электронов
30 МэВ генерируется 1 нейтрон на 100 электронов. Наиб. крупным электронным ускорителем,
используемым для получения интенсивных импульсных потоков нейтронов (до 3.1014
с-1), является линейный ускоритель "ORELA" (Ок-Ридж,
США) с энергией электронов 140 МэВ, импульсным током до 20 А, длительностью
импульса 7-20 нc, частотой повторения 103 Гц.
Перспективны H. г. на основе мощных линейных ускорителей протонов и дейтронов на энергии 1 - 1,6 ГэВ с током 0,1 - 1 А. В мишенях таких H. г. реализуются ядерные реакции расщепления дейтрона на протон н нейтрон, к-рые дают высокий выход нейтронов p возможность управления их потоками. Напр., при токах протонов ~ 100 мА энергии 1 ГэВ на мишенях из Pb, Bi, U генерируются потоки нейтронов до 10 19 с-1. H. г. типа предполагается использовать для исследования радиационной стойкости материалов, исследований в области ядерной физики и химии. Обсуждаются возможности их применения с мишенями из делящихся материалов для получения ядерного горючего (239Pu, 233U) в пром. масштабах. Мощные H. г. предполагается также использовать для перевода долгоживу-щих радионуклидов, содержащихся в "отходах" ядерных реакторов, в короткоживущие (т р а н с м у-т а ц и я), для "наработки" трития (через мишень, содержащую отходы, прокачивают жидкий Li), а также для получения трансурановых элементов (напр., 252Cf).
Б. П. Мурин
|
|
 |
