Нейтро́нные исто́чники (НИ), технические устройства для производства потоков нейтронов на основе ядерных реакций, в результате которых нейтроны высвобождаются из атомных ядер. Наибольшее применение имеют три типа НИ: радиоизотопные, реакторные и на основе ускорителей заряженных частиц или ионов с мишенью.

Способы производства нейтронов

Существует несколько типов ядерных реакций, с помощью которых в настоящее время получают свободные нейтроны, необходимые для решения научных или технологических задач. Тип реакции и техническое оформление процесса получения нейтронов определяют тип НИ. Основные характеристики нейтронного излучения – интенсивность (поток, скорость излучения – число нейтронов в единицу времени), распределение по энергии и режим испускания: непрерывный или импульсный. Кроме того, иногда важно учитывать наличие сопутствующих излучений и угловое распределение нейтронного потока.

В радиоизотопных НИ используются реакция $( α ,n),$ индуцированная естественным радиоактивным нуклидом $(Po-210, Rn-222, Ra-226, Pu-239, Am-241),$ и спонтанное деление $(Cm-244, Cf-252).$ Излучатель альфа-частиц смешивается с порошком, обычно $Ве-9,$ реакция с которым даёт один нейтрон и выход энергии 5,7 МэВ. НИ представляет собой устройство (цилиндр с типичными размерами Ø20x40 мм), обеспечивающее интенсивность изотропного нейтронного излучения от ~10⁶ до ~10⁸ н/с. В реакции спонтанного деления на каждый акт деления приходится 3–4 нейтрона. Такой источник может быть очень эффективным. Например, $Cf-252$ с периодом полураспада 2,6 лет имеет выход нейтронов 2,7 10¹² н/(г·с). Радиоизотопные источники используются для тестирования детекторов нейтронов, градуировки дозиметров, каротажа нефтяных скважин и др.

Для экспериментов с использованием выведенных пучков нейтронов используются более интенсивные реакторные и ускорительные источники нейтронного излучения. В таблице 1 приведены примеры наиболее используемых реакций. В реакторных НИ используется реакция деления. Остальные три используются на ускорителях электронов $(e^-)$ протонов $(p)$ и дейтронов $(d)$. Во втором столбце указаны примеры энергии ускоряемых частиц и мишеней, в третьем и четвёртом столбцах – выход нейтронов и выделяемая при этом энергия соответственно. Более подробное описание дано в соответствующих разделах.

Реакторные НИ с непрерывным потоком (непрерывные реакторы) для исследований на выведенных пучках, как работающие в настоящее время, так и создаваемые, подошли к технологическому пределу в получении плотности потока (число нейтронов в единицу времени на единицу площади сечения пучка). Так, лидеры: реактор HFR, работающий в Европейском центре нейтронных исследований – Институте имени Лауэ и Ланжевена (таблица 2) и сооружаемый в Петербургском институте ядерной физики имени Б. П. Константинова НИЦ «Курчатовский институт» реактор ПИК имеют среднюю по времени плотность потока тепловых нейтронов, доступных для исследований на выведенных пучках, 1,3 и 1,2 ⋅ 10¹⁵н см^–2·с^–1 соответственно, что фактически является технологическим пределом для реакторов такого типа.

В настоящее время основная тенденция в создании НИ с выведенными пучками – это комбинация ускорителя протонов высокой энергии (около 1 ГэВ) с мишенью из тяжёлого металла. Лидеры среди работающих таких НИ – SNS (Spallation Neutron Source – испарительный НИ, Ок-Ридж, США) и JSNS (Japan SNS, Ибараки, Япония) – после достижения проектных параметров будут давать потоки нейтронов с поверхности внешнего замедлителя в импульсе $см^{–2}·с^{–1}$, что также близко к пределу технических возможностей для этого типа источников. В создаваемом в Лунде (Швеция) Европейском испарительном источнике ESS (European Spallation Source) с ускорителем протонов до энергии 2,5 ГэВ и мощностью пучка на мишени до 5 МВт пиковый поток будет примерно такой же величины. В последние годы всё большее внимание привлекают компактные НИ на ускорителях низкой энергии (меньше 100 МэВ) с мишенью из лёгкого металла.

Особое место среди источников нейтронов в мире занимает пульсирующий реактор ИБР-2М в Объединённом институте ядерных исследований (ОИЯИ, Дубна). По импульсному потоку нейтронов он является сегодня лидером среди действующих импульсных источников (см. таблицу 3), но и после достижения проектных параметров на установках SNS, JSNS и ESS реактор ИБР-2М останется среди ведущих источников. У реакторов этого типа имеются перспективы развития.

Существующий сегодня технологический предел непрерывных реакторов можно преодолеть и повысить поток примерно на порядок переходом к давно запатентованным устройствам с жидким циркулирующим топливом или устройствам типа уранового «циклокотла». Однако стоимость сооружения будет, вероятно, не ниже стоимости ускорителей с такими же возможностями. Заметим, что для неделящейся мишени из вольфрама принцип циклокотла фактически реализован в мишенной станции ESS, где мишень (вращающийся круг) состоит из 33 вольфрамовых секций.

Среди альтернативных вариантов принципиального повышения потока нейтронов в выведенных пучках отметим схему инерциального управляемого термоядерного синтеза, инициируемого импульсными лазерами, которая может дать, в принципе, плотность потока нейтронов на несколько порядков выше достижимой сегодня. Реализация этой схемы сдерживается проблемой радиационной стойкости материалов. Эта же проблема сдерживает создание промышленного термоядерного реактора. При интересе к этой проблеме в наши дни, возможно, она будет решена в течение ближайших десятилетий, что откроет путь к сверхмощному источнику нейтронов и для исследований на выведенных пучках.

Исследовательские непрерывные реакторы

По определению МАГАТЭ, исследовательские реакторы – это ядерные реакторы, используемые в сферах научных исследований, разработок, образования и подготовки кадров. Исследовательские реакторы активно начали строиться в конце 1950-х – начале 1960-х гг.

Ядерный реактор – это устройство, в котором производятся нейтроны для физических исследований в результате управляемой цепной реакции деления ядерного топлива, помещённого внутри реактора в активной зоне. Ядерное топливо в традиционных реакторах содержится в тепловыделяющих элементах (твэлах) – цилиндрических трубках, обычно собираемых по несколько штук в топливные кассеты (тепловыделяющие сборки, ТВС). Минимальная масса топлива, в которой возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления, называется критической массой. На величину критической массы влияют замедлители (устройства, замедляющие нейтроны до необходимой энергии) и отражатели нейтронов, возвращающие нейтроны в активную зону. Распределение нейтронов деления по энергиям (спектр нейтронов деления, или спектр деления) простирается от практически нулевой энергии до 10⁸ эВ, он хорошо аппроксимируется распределением Максвелла с максимумом около 1 МэВ. Их средняя энергия равна примерно 2 МэВ. Ядерные реакторы бывают трёх типов в зависимости от области спектра, наиболее эффективно участвующей в процессе деления: реакторы на тепловых (с энергией от 10^–2 до 10^–1 эВ), резонансных (10^–1 – 10⁵ эВ) и быстрых (10⁵ – 10⁸ эВ) нейтронах (см. Нейтронная физика). Нужный спектр получают, замедляя более энергичные нейтроны до нужных энергий, создавая повышенную плотность в заданном интервале. В качестве замедлителей используют материалы, содержащие лёгкие ядра, такие как водород, дейтерий, углерод, бериллий. В реакторах на быстрых нейтронах замедлителей в составе реакторной установки нет. Большинство исследовательских ядерных реакторов работают на тепловых нейтронах.

В ядерных реакторах используются делящиеся после захвата нейтрона ядра, обычно это уран-235 или плутоний-239. Возбуждённое ядро распадается на две части (два осколка) с числом нейтронов, близким к магическим числам 50 и 82 (такие ядра наиболее устойчивы к ядерным превращениям), поэтому в большинстве случаев происходит деление на два осколка с отношением масс около 1,5. Осколки – новые составные ядра, находятся в возбуждённом состоянии, при релаксации которого излучаются нейтроны. Происходит это в два этапа: примерно через 10^–15 с (мгновенный процесс) и через несколько секунд (запаздывающий процесс) после деления. Первый определяется сильным и электромагнитным взаимодействиями, второй – $\beta$-распадом радиоактивных осколков деления.

В результате мгновенного процесса «испарения» испускается в среднем 2,5 (2 или 3) нейтрона с поверхности возбуждённых осколков – мгновенные нейтроны. Примером наиболее вероятной реакции деления составного ядра $U-236$ c учётом испускания двух мгновенных нейтронов может служить реакция вида:

$$n +   _{92}^{235} ​ U    →      _{92} ^{236} ​ U     →    _{38} ^{95} ​ Sr   +   _{54} ^{139} ​ Xe   + 2n.$$Характеристической величиной цепной реакции деления является эффективный коэффициент размножения k_эф нейтронов, равный отношению числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При $k_{эф} = 1$ (режим реакции называется критическим) цепная реакция идёт стационарно, нейтроны из реактора выходят в каналы непрерывным потоком. Такие реакторы называют стационарными реакторами (steady state reactors) или реакторами с непрерывным потоком. При $k_{эф}< 1$ (режим подкритический) реакция затухает, при $k_{эф} > 1$ (режим надкритический) интенсивность реакции возрастает. Ещё один важный параметр – реактивность системы. Уменьшение (например, при введении поглощающего стержня в активную зону) соответствует вводу отрицательной реактивности. Обратный случай соответствует вводу положительной реактивности.

Из 2,5 нейтронов один в течение его времени жизни до $\beta$-распада после замедления до необходимой энергии может быть захвачен делящимся ядром, что обеспечивает возможность самоподдерживающейся цепной реакции. Из оставшихся нейтронов в среднем 0,5 нейтрона поглощается неделящимися материалами в активной зоне и в её окружении. Остается один нейтрон, который может быть использован для облучений или выведен из реактора для экспериментов. Антинейтрино уносит 10 МэВ. Таким образом, примерно 190 МэВ энергии на один произведённый мгновенный нейтрон выделяется в виде тепла.

В качестве примера реактора с непрерывным потоком рассмотрим реактор ПИК. Этот реактор имеет конструкцию, оптимальную для получения предельно возможной для стационарных реакторов плотности потока тепловых нейтронов.

Реактор ПИК работает на резонансных нейтронах с водяным охлаждением. Тепловая мощность по проекту 100 МВт. Реактор оснащён каналами вывода пучков тепловых нейтронов, энергия которых лежит в интервале от $10^{–2} до 10^{–1} эВ$, с начальной плотностью потока на уровне 1,2·10¹⁵ н·см^–2·с^–1 и тепловой ловушкой (наполненной обычной лёгкой водой) в центральном канале активной зоны для облучений с плотностью потока 5·10¹⁵ н·см^–2·с^–1.

Рис. 1. Реакторный комплекс ПИК.Рис. 1. Реакторный комплекс ПИК.В качестве отражателя и замедлителя используется тяжёлая вода, которая обеспечивает наилучшее по сравнению с другими замедлителями отношение плотности потока тепловых нейтронов к мощности. В тяжёлой воде длина диффузии тепловых нейтронов порядка метра. При большом объёме бака отражателя (диаметр 2,4 м, высота переменная 2 и 2,5 м) плотность потока тепловых нейтронов достаточно велика вдали от активной зоны, где фон быстрых нейтронов, а также $\gamma$-квантов мал.

Активная зона размещена в корпусе реактора и охлаждается лёгкой водой под давлением. Корпус реактора, в свою очередь, помещён в бак отражателя, заполненный тяжёлой водой, который охлаждается тяжёлой водой. В баке отражателя размещаются экспериментальные каналы и источники холодных (с энергией от 10^–4 до 10^–2 эВ) и горячих (с энергией от 10^–1 до 1 эВ) нейтронов (рис. 2).

Рис. 2. Схема экспериментальных каналов реактора ПИК.Рис. 2. Схема экспериментальных каналов реактора ПИК.Реактор ПИК имеет 1 центральный, 10 горизонтальных, 6 наклонных и 6 вертикальных каналов для вывода пучков нейтронов и облучения образцов. Нейтроноводные системы позволяют транспортировать нейтроны к экспериментальным установкам, расположенным в нейтроноводном зале в бесфоновых условиях. Всего в трёх экспериментальных залах комплекса возможно обеспечить до 50 позиций на пучках, на которых одновременно могут вести эксперименты различные исследовательские группы.

Физический пуск (включение управляемой цепной реакции деления на мощности, не требующей принудительного охлаждения, обычно 100 Вт) реактора ПИК был проведён в 2011 г., работы по выводу реактора на мощность были начаты в 2018 г. Энергетический пуск (работа реактора на мощности с принудительным охлаждением) был проведён 8 февраля 2021 г.

 В настоящее время в мире работает около сорока исследовательских реакторов, на которых проводятся исследования на выведенных пучках нейтронов. В конечном счёте эффективность работы исследовательского реактора определяется работой экспериментальных установок (станций). В таблице 2 приведены наиболее цитируемые исследовательские непрерывные реакторы, используемые для исследований на выведенных пучках. На каждом горизонтальном канале располагается одна, чаще две экспериментальные станции. Например, на реакторе HFR-ILL 47 станций, на реакторе FRM II – 30.

Исследовательские импульсные реакторы

В импульсном реакторе с помощью специальных устройств на короткое время, от 10^–4 до 10^–1 с, создаётся надкритическое состояние, и интенсивность процесса деления на мгновенных нейтронах быстро нарастает. Затем система переводится в подкритическое состояние и процесс затухает.

С 1950-х гг. большое развитие получили самогасящиеся (апериодические, взрывные) импульсные реакторы, которые работают в режиме редких апериодических вспышек мощности. В реакторах на быстрых нейтронах импульс может развиваться за счёт быстрого введения в активную зону уранового стержня, в реакторах на тепловых нейтронах – за счёт выведения поглощающих нейтроны стержней. Гашение импульса происходит за счёт влияния выделившейся энергии на коэффициент размножения нейтронов. В настоящее время такого рода системы достигают интенсивностей порядка 10¹⁸ нейтронов в импульсе. Поскольку при этом выделяется колоссальная энергия, то требуется от нескольких часов до нескольких суток для охлаждения реактора. Такие реакторы используются главным образом для технологических и специальных задач, когда требуются предельные дозы нейтронного облучения. На таких сверхмощных реакторах российских федеральных ядерных центров ВНИИТФ (Снежинск) и ВНИИЭФ (Саров) были выполнены фундаментальные исследования по рассеянию нейтрона на нейтроне и по определению времени жизни нейтрона соответственно (см. Нейтронная физика).

Принципиально новый реактор – периодический импульсный реактор (пульсирующий реактор) на быстрых нейтронах с топливом на основе $Pu-239$ был создан в 1960 г. в ОИЯИ. Реактор получил название «импульсный быстрый реактор» – ИБР. Это был первый в мире реактор, в котором импульсы генерировались периодически с частотой 5 и 50 Гц за счёт вращения части активной зоны – модулятора реактивности с вкладышем из $U-235$ (рис. 3), и он был предназначен для исследований только на выведенных пучках. При средней мощности реактора всего 1 кВт поток нейтронов был выше, чем на непрерывных реакторах мощностью в 10 МВт с прерывателем потока для экспериментов по времени пролёта.
Рис. 3. Принцип генерации импульсов в реакторе ИБР и реакторе НЕПТУН.Рис. 3. Принцип генерации импульсов в реакторе ИБР и реакторе НЕПТУН.Успешная работа реактора ИБР и его модификаций стимулировала дальнейшее развитие этого направления. В середине 60-х гг. появилось несколько новых проектов. Из всех предложений новых пульсирующих реакторов был реализован только проект реактора ИБР-2 в ОИЯИ. Пульсирующий реактор ИБР-2, принятый в эксплуатацию в 1984 г., имеет самый высокий в мире импульсный поток тепловых нейтронов – 10¹⁶ см^–2·с^–1 при средней мощности 2 МВт. При этом мощность в импульсе равна 1860 МВт. В то же время это исключительно экономичная установка – время эксплуатации активной зоны реактора с топливом на основе двуокиси плутония составляет около 20 лет. Особенностью реактора ИБР-2 является сравнительно большая длительность импульса тепловых нейтронов: больше 300 мкс. Реактор ИБР-2 оказался весьма эффективным для проведения экспериментов по рассеянию методом времени пролёта. С 2006 по 2011 гг. была проведена модернизация, и в настоящее время на реакторе ИБР-2М реализуется обширная программа исследований по физике конденсированного состояния. Параметры реактора ИБР-2М приведены в таблице 3.

Главное и оригинальное отличие реактора ИБР-2 от первого варианта ИБР состоит в периодической модуляции реактивности и создании импульсов мощности с помощью подвижного отражателя (рис. 4). Подвижный отражатель является сложным техническим устройством общей массой до 60 т. Он примыкает к наибольшей грани активной зоны и состоит из модулятора реактивности основного (МРО) и модулятора реактивности дополнительного (МРД). Собственно отражателем являются длинные выступы роторов в виде решётки, выполненной из никелевого сплава. МРО и МРД расположены соосно. Ротор МРО изготовлен из высокопрочной стали и вращается с частотой 10 Гц (600 об/мин), линейная эффективная скорость МРО относительно активной зоны равна 62,8 м/с. Дополнительный модулятор реактивности имеет аналогичную конструкцию и предназначен для модуляции реактивности с частотой 5 Гц (300 об/мин).

Рис. 4. Схема генерации импульсов мощности.Рис. 4. Схема генерации импульсов мощности.Импульс пиковой мощностью с потоком тепловых нейтронов на задней поверхности замедлителей свыше 10¹⁶ см^–2с^–1 развивается при одновременном прохождении МРО и МРД вблизи зоны реактора. После вывода отражателей от зоны реактор находится в подкритическом состоянии до следующего импульса мощности. Длительность импульсов определяется временем жизни быстрых нейтронов, а также конфигурацией и скоростью вращения роторов.

В настоящее время в ОИЯИ разрабатывается новый вариант пульсирующего реактора – реактор НЕПТУН (серийный номер ИБР-3) (рис. 3) с новым для исследовательских реакторов ядерным топливом на основе изотопа нептуния-237, что позволит увеличить на порядок плотность потока нейтронов по сравнению с реактором ИБР-2М. Одно из следствий особенностей процесса деления нептуния – это возможность использования для модулятора реактивности материалов, замедляющих нейтроны, например гидрида титана. Замедление на ядрах водорода с высоким сечением рассеяния (около 4 барн для спектра деления) и сбросом энергии нейтрона в среднем на 50 % на одно рассеяние приводит к быстрому выводу нейтрона из зоны деления нептуния. По сути, водород в нептуниевой зоне «работает» как поглотитель нейтронов. Расчеты показывают, что удаление водородсодержащего вещества (например, гидрида титана) из активной зоны нептуниевого реактора даёт изменение реактивности, сравнимое с вводом делящегося вещества. Такого эффекта нельзя достичь перемещением эквивалентного объёма отражателя, как в реакторе ИБР-2. Таким образом, в отличие от реактора ИБР, модуляция реактивности осуществляется не вкладышем из ядерного материала, а выемкой части материала модулятора.

Фотоядерные нейтронные источники. Бустеры

Первый импульсный НИ на ускорителях был создан в начале 1950-х гг. в Харуэлле (Великобритания) с использованием линейного ускорителя электронов. Хотя линейные ускорители электронов относительно просты в изготовлении, в настоящее время они используются мало (из-за большого энерговыделения, таблица 1) и в основном для нейтронной спектроскопии атомных ядер, для которой нужны источники с очень короткой длительностью импульса.

Процесс образования нейтронов с помощью быстрых электронов происходит в несколько этапов. Вначале ускоренные электроны тормозятся в кулоновском поле тяжёлого ядра конвертора-мишени и при этом испускают тормозные гамма-кванты, которые инициируют фотоядерную реакцию $(\gamma, n).$ Основным механизмом этой реакции является поглощение гамма-квантов ядром с возбуждением ядра. Далее происходит испарение нейтронов из такого нагретого компаунд-ядра.

Наиболее известные в качестве центров коллективного пользования НИ на базе электронных ускорителей представлены в таблице 3:

Все эти источники используют линейные ускорители электронов, так как только в таких ускорителях можно получать в импульсах ток вплоть до сотен ампер. Такие токи необходимы, поскольку в среднем на 20 ускоренных электронов можно получить один нейтрон. Типичный выход нейтронов на таких ускорителях 10¹³ – 10¹⁴ н/с.

Для увеличения выхода нейтронов можно использовать принцип нейтронного бустера. Нейтронным бустером (от англ. to boost – усиливать, поддерживать) называют ядерный реактор в подкритическом состоянии на мгновенных нейтронах, импульс мощности в котором развивается за счёт размножения нейтронов от внешнего импульсного источника, обычно ускорителя частиц. Первый нейтронный бустер был создан в 1959 г. в Харуэлле (Великобритания), в нём пучок электронов падал на урановую мишень, она же и была подкритической сборкой с коэффициентом размножения, равным 0,9. Плотность потока фотонейтронов умножалась сборкой в 10 раз. Таким образом, такая система существенно повышала эффективность ускорителя.

В 1964 г. в Дубне эта схема была использована в первом пульсирующем реакторе ИБР. Мишень из вольфрама была установлена в активной зоне, под воздействием электронов из микротрона с током 80 мА, она производила 10¹ н/импульс с частотой 50 Гц. Реактор умножал это количество на 200. Средняя мощность была ничтожно малой – 1,2 кВт. Главное достижение состояло в уменьшении длительности импульса нейтронов с 40 мкс от реактора до 4 мкс от пульсирующего бустера при той же и даже большей плотности потока нейтронов. Следующий пульсирующий нейтронный бустер – ИБР 30 – на базе линейного ускорителя электронов был создан в 1969 г. и проработал до 2001 г. Идея использования периодического нейтронного бустера на ускорителе электронов дальнейшего развития не получила из-за проблем с отводом энергии при увеличении мощности источника. Определённое развитие получили комплексы апериодических импульсных реакторов и мощных линейных ускорителей электронов. Такие апериодические нейтронные бустеры используются для решения задач, сходных с задачами для самогасящихся (апериодических) импульсных реакторов.

Испарительные нейтронные источники

В настоящее время наиболее мощные НИ создаются на основе сильноточных (с током в десятки миллиампер в импульсе и сотни микроампер в среднем) протонных ускорителей с энергией порядка 1,2 – 1,3 ГэВ. Протоны с такой энергией сталкиваются с нуклонами тяжёлого ядра мишени и генерируют каскадно-испарительный процесс.

Реакции каскадно-испарительного процесса представляют собой множественное рождение нейтронов и других частиц в различных материалах протяжённых мишеней, состоящих из нейтронно-избыточных ядер $(Pb, W, Hg, U)$ под действием нуклонов (в первую очередь протонов) высоких энергий (~ 1 ГэВ) в реакциях $(p, xn)$ или $(d, xn)$. Этот процесс происходит в два этапа. Первый этап – внутриядерный каскад. Влетающая в ядро высокоэнергичная частица взаимодействует с отдельными нуклонами ядра, выбивает из ядра быстрые $n, p, π, d, T, α$ и другие частицы, оставляя ядро-остаток в сильно возбуждённом состоянии. Доля каскадных частиц в общем балансе несколько процентов, они имеют сильную угловую анизотропию – вылетают преимущественно вперёд, по направлению исходного нуклона (протона). Спектр каскадных частиц и в первую очередь нейтронов простирается от ~ 10 – 20 МэВ вплоть до энергии бомбардирующей частицы. С практической точки зрения это приводит к высокой толщине радиационной защиты нейтронных источников (~ 10 м), значительно большей, чем защита непрерывных реакторов.

Второй этап [испарительная (spallation) стадия процесса] – снятие возбуждения ядра-остатка за счёт эмиссии $n, p, d$ и более сложных частиц, а также излучения γ-квантов. Спектр испарительных нейтронов близок к спектру деления со средней энергией ~ 2,0 – 2,2 МэВ. Угловое распределение изотропно.

Выбитые из ядра каскадные частицы повторяют аналогичный процесс при более низких энергиях. Заряженные частицы быстро теряют свою энергию на ионизацию. Основной размножающей компонентой оказываются нейтроны. В делящихся средах такая цепь ядерных реакций включает также и деление ядер вещества мишени как нуклонами высоких энергий, так и нейтронами спектра испарения. За счёт деления высвобождается значительно больше энергии в мишенях по сравнению с мишенями из неделящихся ядер, а также появляются запаздывающие нейтроны. Для импульсных НИ это нежелательные явления, т. к. увеличивается фон между импульсами.

Поскольку для НИ важен выход нейтронов, который происходит после второго этапа, то этот тип источников получил название испарительных. В русскоязычной литературе используется также термин «НИ от расщеплений».

Протоны с начальной энергией 1 ГэВ производят в толстой вольфрамовой мишени ~ 18 нейтронов на один протон, т. е. ~ 1 нейтрон на 56 MэВ протонной энергии. Примерно 60 % протонной энергии пучка выделяется в качестве тепла в мишени. Энергия исходного протона должна находиться в интервале от (0,4–0,45) ГэВ до (2,5–3) ГэВ. При такой кинетической энергии первичной ускоренной частицы её ионизационный пробег в веществе мишени существенно больше её пробега относительно ядерного взаимодействия в той же среде. В этом случае значительная часть начальной энергии пойдет на возбуждение ядер и, следовательно, на образование нейтронов. Для таких веществ, как $Pb, Bi, Hg, W, U,$ это условие начинает выполняться лишь при энергиях 400–450 МэВ и выше.

При энергии 2,5–3 ГэВ плотность потока тепловых нейтронов на поверхности внешнего замедлителя не увеличивается из-за снижения плотности взаимодействия первичного протона с веществом и расширения конуса каскадной части; увеличения оттока энергии в электронно-фотонный каскад (прежде всего за счёт интенсивного рождения и распада нейтральных пионов – $\pi^0$); возрастания средней энергии вторичного излучения, покидающего мишень ограниченных размеров. Расчёты и опыт показывают, что оптимальная энергия протонного ускорителя примерно равна 1,3 ГэВ.

Типичная схема импульсного НИ с коротким импульсом на основе протонного синхротрона показана на рис. 5.

Рис. 5. Схема нейтронного источника с коротким импульсом на основе ускорителя протонов.Рис. 5. Схема нейтронного источника с коротким импульсом на основе ускорителя протонов.Протонные ускорители для импульсных НИ начали использоваться в начале 1970-х гг. В 1973 и 1975 гг. были сконструированы прототипы ZING и ZING-P´ в Аргоннской национальной лаборатории США, а затем там же с 1981 по 2008 гг. работал источник IPNS. Аналогичные установки были сделаны в Лос-Аламосе в 1977 г., где с 1985 г. работает мощный источник LANSCE, недавно переименованный в LNSC. В 1980 г. был приведён в действие источник KENS (работал до 2009) в Национальной лаборатории высоких энергий, КЕК, в Японии. Все эти источники нейтронов первого поколения создавались на ускорителях, предназначенных для ядерной физики.

Первый импульсный протонный НИ второго поколения, для которого протонный ускоритель был построен специально, – ISIS, начавший работать в 1985 г. в Лаборатории Резерфорда – Эпплтона (Великобритания). В настоящее время ISIS – интенсивный, наиболее оборудованный и приспособленный для использования импульсный НИ. В 2006 и 2009 гг. были приняты в эксплуатацию протонные источники нейтронов в США (SNS) и Японии (J-SNS) соответственно. Это самые мощные и самые интенсивные (в импульсе) НИ третьего поколения, с которыми может конкурировать только реактор ИБР-2М в Дубне.

Перечисленные НИ относятся к классу импульсных источников с малой длительностью нейтронного импульса – источники с коротким (< 50 мксек) импульсом (SPS – Short Pulse Source). В последнее время становятся популярными источники с длинным (> 300 мксек) импульсом (LPS – Long Pulse Source). Дело в том, что создание протонных накопителей с энергией в несколько ГэВ, необходимых для повышения потока нейтронов, весьма дорого. Гораздо дешевле построить мощный линейный протонный ускоритель, но при этом длительность нейтронного импульса увеличивается. Длительность импульса определяет разрешающую способность экспериментальной установки: при стандартном подходе чем меньше длительность импульса, тем лучше разрешение. Однако развитие техники эксперимента на первом LPS – реакторе ИБР-2 – показывает, что при длинном импульсе с использованием современной электроники и математического обеспечения возможно формирование нейтронных импульсов с необходимой длительностью, что позволяет получить разрешение на уровне лучших SPS как для упругого, так и неупругого рассеяния. Но при этом поток нейтронов будет на порядок больше. Этот опыт использован при конструировании LPS на протонных ускорителях. Такого типа источник начал работать в 1999 г. на линейном ускорителе протонов Московской мезонной фабрики.

К НИ с длинным импульсом на основе линейного протонного ускорителя относится ESS. Расчетные характеристики ускорителя ESS: длительность протонного импульса 2,86 мс (длинный импульс); энергия протонов до 2 ГэВ; частота импульсов 14 Гц; мощность пучка 5 МВт. Мишень: цилиндрический сосуд из вольфрама, заполненный охлажденным жидким гелием (4 т). Конструкция оптимизирована под реализацию как можно большего числа нейтронных пучков, что позволит осуществлять в будущем поэтапное развитие ESS в отношении окружающей приборной базы и, таким образом, непрерывно повышать статус и конкурентоспособность источника.

В таблице 3 приведены имеющие международное признание интенсивные импульсные НИ, используемые для исследований на выведенных пучках.

Компактные нейтронные источники

Постоянно обсуждаемая тема в нейтронном сообществе – необходимость иметь компактные НИ, которые, аналогично рентгеновским установкам, могли бы быть размещены в университетских лабораториях. Самый простой источник такого типа – это нейтронный генератор на ускорителях дейтронов прямого действия (ускорение в постоянном электрическом поле). Ускоряющее напряжение составляет 100–400 кВ. Мишень представляет собой водородсодержащее соединение, например титан, скандий, цирконий. Эти металлы поглощают до двух атомов водорода (¹$H$, ²$H$, ³$H$) на один атом металла. В реакции $d + d → n + ^3He$ вылетает нейтрон с энергией примерно 2,5 МэВ, угловое распределение нейтронов изотропно. В реакции $d + t → n + ^3He$ вылетает нейтрон с энергией примерно 14,2 МэВ, угловое распределение слегка вытянуто вперед. Нейтронные генераторы бывают с постоянным потоком и импульсные. Современные генераторы дают до 10¹² н/импульс с длительностью импульса до 10 нс. Основной элемент нейтронного генератора – нейтронная трубка, состоящая из ускоряющей системы и мишени. Характерные размеры ускоряющей трубки генераторов такой интенсивности: 90×110×140 см. Ресурс трубки ограничен. Обычные промышленные трубки выдерживают порядка 1000 включений, после чего они подлежат замене.

Нейтронные генераторы являются компактными приборами для активационного анализа, нейтронного каротажа, радиационной медицины, неразрушающего контроля инженерных изделий, исследования критических характеристик реакторов на быстрых нейтронах, моделирования параметров термоядерных установок, моделирования воздействия нейтронных источников на различные объекты, для обучения студентов. В последнее время получили распространение нейтронные генераторы, в ускорительную трубку которых встроен детектор альфа-частиц. Регистрация альфа-частицы позволяет точно определить время рождения нейтрона (меченые нейтроны).

В конце 1950-х гг. под руководством Э. Теллера был разработан и введён в эксплуатацию в Университете Сан-Диего абсолютно безопасный самогасящийся реактор на тепловых нейтронах TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics), который может быть установлен без здания защитной оболочки. Впоследствии реакторы такого типа получили широкое распространение для использования в университетах, они могут работать как в непрерывном (на небольшой мощности 1,5 МВт), так и в апериодическом импульсном режиме с плотностью потока до 10¹⁷ н см^–2·с^–1.

В экспериментах по рассеянию нейтронные генераторы и реакторы типа TRIGA используются редко, поэтому в настоящее время во многих лабораториях активно ведутся разработки т. н. компактных ускорительных НИ (в английской аббревиатуре CANS – Compact Accelerator-based Neutron Sources). В таком источнике используется реакция скалывания (таблица 1), для которой характерен «прожекторный» эффект – нейтроны вылетают преимущественно в направлении ускоряемых частиц (эффект Оппенгеймера – Филлипс). Энергия ускоряемых протонов или дейтронов может быть в широком интервале до 100 МэВ, ток в импульсе до 100 мА, длительность импульсов от 50 мкс до 2 мс, частота повторения импульсов от 10 до 300 Гц. В качестве мишени используется пластина из лёгких металлов, например $Li$ и $Be,$ охлаждаемая водой или жидким металлом. Максимальная мощность мишени 100 кВт. Ускоритель может быть с постоянным током и импульсным, хотя по современным представлениям более эффективными являются импульсные ускорители для реализации в экспериментах метода времени пролёта. Создание сильноточных ускорителей протонов пока представляет собой определённую проблему, но над её решением идёт интенсивная работа.

Термин «компактный» относится в первую очередь к мишенному блоку, состоящему из мишени для ускорителя и замедлителя. Объём мишенного блока может быть в несколько литров. Для сравнения, объем активной зоны реактора, включая отражатель, или мишенная станция испарительного источника на протонном ускорителе могут достигать 1000 л. Протонный ускоритель тоже может быть компактным: 10–30 м. Для сравнения, линейный ускоритель ESS имеет длину 600 м. Такой источник должен быть значительно дешевле (больше чем на два порядка относительно реакторов и ускорителей высоких энергий), иметь небольшие размеры. Принципиальные требования: отсутствие ядерных делящихся материалов и простые технологии эксплуатации. При этих условиях такие источники могут размещаться в университетских и подобных лабораториях.

Компактный ускорительный НИ благодаря «прожекторному» эффекту будет иметь плотность потока в заданном направлении, эквивалентную плотности потока от реактора средней мощности. Отличие состоит в том, что поток нейтронов будет направлен на ограниченное количество спектрометров в заданном направлении. В традиционной парадигме главным параметром НИ считается плотность потока нейтронов. Однако при уменьшении размеров образцов, что особенно важно для биологических объектов, более показательным параметром становится яркость. Максимальная яркость

$$B = \frac{нейтроны}{с⋅мм^2⋅мрад^2⋅0,1{\%}( \Delta E/E)}$$достигается для выделенных нейтронных пучков. В этом и состоит новая концепция компактного источника, главная идея которой заключается в том, что подстраивается источник под конкретный небольшой набор спектрометров.

Параметры ускорителя (частота и длительность импульсов ускоряемых частиц) и параметры замедлителя (геометрия, вещество и температура) подстраиваются под определённую методику и даже под конкретный эксперимент. На этом пути достигается максимальная оптимизация системы источник – спектрометр, а соответственно, и максимальная оптимизация затрат на исследования. Можно сказать, что философия компактных ускорительных НИ состоит в том, чтобы производить нейтроны для конкретного круга задач и стремиться к максимальной эффективности источника. Эта философия получает всё большее распространение. Из работающих отметим НИ LENS в США, из создаваемых – НИ HBS в Юлихе на базе ускорителя протонов с энергией 70 МэВ и током в импульсе 100 мА, который на мишени из тантала при мощности 100 кВт будет давать в импульсе 10¹⁵ н/с. Там же планируется построить НИ NOVA-ERA на базе промышленного ускорителя протонов с энергией 10 МэВ, с током в импульсе 1 мА, мишенью из $Be$ и средней мощностью 1 кВт. Такой источник будет давать на два порядка меньше нейтронов, чем HBS, но стоить будет в 10–40 раз меньше (10 млн евро).