Значения констант формулы 5.28.

нуклид	233U	235U	239Pu	241Pu
C	0,755	0,770	0,733	0,733
	1,96±0,06	1,94±0,05	2,00±0,05	2,00±0,05

Реальный спектр нейтронов в активной зоне ядерного реактора отличается от описанных выше, поскольку энергетическое распределение нейтронов формируется разными нуклидами, входящими в состав ядерного топлива, а также накоплением нейтронов низких энергий в процессе замедления быстрых нейтронов деления в отражателе и конструктивных элементах активной зоны. На рис.5.14 показан типичный спектр нейтронов в активной зоне реактора на тепловых нейтронах с указанием отдельных энергетических групп.

Рис.5.14. Спектр нейтронов деления (1) и в активной зоне реактора на тепловых нейтронах (2).

При использовании реакторных установок для экспериментальных исследований использованием различных замедлителей формируют спектры нейтронов под определенную задачу; тогда действующий спектр может сильно отличаться от спектра нейтронов деления.

Атомный реактор является самым мощным стационарным источником нейтронов. В зависимости от типа реактора плотность потока нейтронов деления в активной зоне достигает 10¹⁷ - 10²⁰ м^-2 с^-1.

Запаздывающие нейтроны, доля которых составляет не более 1%, играют определяющую роль в управлении цепной самоподдерживающейся ядерной реакцией. Природа их образования описана выше (см. разд. 5.2.4) и их временные параметры связаны с периодами β-распада их предшественников. Обычно идентифицируется 6 временных групп запаздывающих нейтронов с некоторыми усредненными периодами полураспада. Выходы запаздывающих нейтронов в каждом временном интервале для различных тяжелых нуклидов приведены в табл.5.6.

Таблица 5.6.

Доля запаздывающих нейтронов деления на 1 деление

№	Т1/2, с	233U	235U	238U	232Th	239Pu	E,МэВ
1	54 – 56	0,0006	0,0005	0,0005	0,0017	0,0002	0,25
2	21 – 23	0,0020	0,0035	0,0056	0,0074	0,0018	0,56
3	5 – 6	0,0017	0,0031	0,0067	0,0077	0,0013	0,43
4	1,9 – 2,3	0,0018	0,0062	0,0160	0,0221	0,0020	0,62
5	0,5 – 0,6	0,0003	0,0018	0,0093	0,0085	0,0005	0,42
6	0,17 – 0,27	0,0002	0,0007	0,0031	0,0021	0,0003	-

Здесь же приведены средние энергии каждой группы запаздывающих нейтронов, образующихся при делении ²³⁵U тепловыми нейтронами.

Видно, что помимо небольшого выхода на одно деление энергия запаздывающих нейтронов значительно ниже энергии мгновенных нейтронов деления.

Мощным источником нейтронов является ядерный взрыв. В цепной реакции деления при взрыве образуется 2·10²³ нейтронов на 1 кт тротилового эквивалента (количество тротила, эквивалентное по энергии взрыва). При термоядерном взрыве образуется примерно в 10 раз больше нейтронов в расчете на 1 кт тротилового эквивалента. Ядерный взрыв, образующий 10²⁴ нейтронов, на расстоянии 100 м создает интегральный по времени поток нейтронов (флюенс) ~ 10¹⁰см^-2.

Ускорители заряженных частиц, как источники нейтронов. Нейтроны могут быть получены в результате ядерных реакций, происходящих при взаимодействии ускоренных заряженных частиц с материалом мишени, если энергетически такие реакции возможны. В таких реакциях существует однозначная связь между энергией нейтрона E , энергией налетающей частицы E_d и углом вылета нейтрона относительно первоначального направления полета налетающей частицы θ:

(1+m_n/M)E - (1-m/M)Е_d–(2/M) =Q (5.38).

В выражении (5.38): m_n,, m, M –масса нейтрона, налетающей частицы и ядра мишени соответственно, Q- энергия реакции.

Такие источники позволяют получить моноэнергетические нейтроны в широком диапазоне энергий в зависимости от энергии ускоренной частицы и угла вылета нейтрона из мишени. Для получения моноэнергетических нейтронов используются эндоэнергетические реакции. Например:

p + ⁷Li → ⁷Be + n - 1,65 МэВ (5.39).

При энергии протонов возле порога (Е_p = 1,88 МэВ) образуются нейтроны с энергией 30 кэВ, движущиеся в узком конусе. При увеличении энергии протонов угол раствора конуса растет. Изменяя энергию протонов от порога до 5 МэВ и угол θ, с помощью этой реакции можно получать моноэнергетические нейтроны с энергией от 30 кэВ до 3,3 МэВ.

Реакция

p + ³H→ ³He + n - 0,764 МэВ (5.40)

почти вытеснила приведенную выше реакцию на литии. При пороговом значении энергии протонов Е_p = 1,019 МэВ, она позволяет получать моноэнергетические нейтроны с энергией от 64 кэВ до 4 МэВ.

Близкие к моноэнергетическим нейтроны с энергией 2,5 МэВ и 14,1 МэВ можно получать с помощью реакций ²₂Н(d,n)³₂Нe и ³₂Н(d,n)⁴₂Не при сравнительно низких энергиях дейтронов. Эти реакции получения нейтронов реализуются на специальных сравнительно низковольтных (0,1-0,3 МВ) ускорителях дейтронов, которые получили название нейтронных генераторов. Нейтронные генераторы небольших габаритов, работающие как в стационарном, так и импульсном режимах находят широкое применение в различных отраслях промышленности и научных исследованиях.

Э нергетические характеристики нейтронов в описанных реакциях представлены на рис.5.15.

Рис.5.15. Зависимость энергии вылетающих под углами 0⁰ и 150⁰ нейтронов в разных реакциях от энергии заряженных частиц.

Выходы нейтронов на ускорительных установках тяжелых заряженных частиц составляют 10⁹-10¹¹ нейтр./с.

Для получения нейтронов можно использовать и тормозное излучение, возникающее на мишени электронных ускорителей.

При соответствующем выборе мишени при энергии электронов, превышающей энергию связи нейтронов в ядрах мишени, из нее выходят фотонейтроны. В отличие от радионуклидных (γ,n)-источников, где в качестве мишеней могут использоваться только дейтерий и бериллий, на электронных ускорителях используются мишени из тяжелых материалов: U, Bi, Pb. Выходы фотонейтронов из различных мишеней электронных ускорителей приведены на рис.5.16.

Р ис.5.16. Выходы фотонейтронов из различных мишеней электронных ускорителей на разные энергии

Учитывая непрерывное энергетическое распределение тормозного излучения, спектр образующихся фотонейтронов тоже имеет непрерывное распределение, которое приближенно можно получить по формуле (5.25), если известен спектр фотонов тормозного излучения.

Термоядерные реакторы. Характеристики быстрых нейтронов термоядерного синтеза определяются описанными выше реакциями с заряженными частицами. Наиболее вероятными для практического использования на термоядерных установках являются реакции:

(5.41)

Спектр образующихся в плазме нейтронов, учитывая разнообразные углы между налетающей частицей и образующимися нейтронами, представляет непрерывное распределение в диапазоне от примерно 12 до 15 МэВ в первой реакции и от 2,2 до 2,5 МэВ по второй. Однако этот спектр будет существенно смягчаться в результате взаимодействия нейтронов с конструкционными элементами установки. Тем не менее, особенно в первой реакции, спектр нейтронов термоядерного реактора значительно жестче спектра нейтронов в активной зоне ядерного реактора, что накладывает отпечаток на расчеты защиты термоядерного реактора, учитывая мощные потоки нейтронного излучения. Анализируются различные схемы практической реализации такого типа установок: токамаки с магнитным удержанием плазмы и инерционный термояд с «поджегом» мощными лазерными или электронными (ионными) пучками. Мощность таких источников нейтронов сопоставима с мощностью реакторов деления, поэтому требуются крупногабаритные защитные конструкции, обеспечивающие радиационную безопасность.

Контрольные вопросы к § 5.4

1. Чем отличается спектр электронов, получаемых на ускорителе от спектра радионуклидного β-излучателя?

2. Укажите природу появления характеристического излучения на рентгеновской установке.

3. Чем отличается угловое распределение фотонов, вылетающих из мишени на рентгеновской установке от аналогичного на высокоэнергетичном ускорителе?

4. Какие виды фотонного излучения можно выделить на реакторных установках?

5. Назовите средние энергии фотонов каждой группы фотонов, возникающих на ядерном реакторе.

6. Назовите источники фотонов реактора, дающие наибольший вклад в радиационную обстановку при работающем и остановленном реакторе?

7. Какая реакция приводит к возможности использования реактора в качестве энергетической установки?

8. В чем разница между мгновенными и запаздывающими нейтронами?

9. Чему равна средняя энергия нейтронов деления?

10. Чему равно примерно среднее число нейтронов, испускаемых на 1 акт деления?

11. Чем обусловлено отличие реального спектра нейтронов в активной зоне реактора от спектра нейтронов деления?

12. Сколько групп запаздывающих нейтронов выделяется, и чем они отличаются друг от друга?

13. Чем отличается ядерный взрыв от термоядерного с точки зрения характеристик источника нейтронов?

14. Как связана энергия нейтрона, вылетающего из мишени ускорителя заряженных частиц, с углом его вылета?

15. Назовите реакции с заряженными частицами, наиболее широко используемые для получения нейтронов.

16. Назовите возможные способы получения нейтронов на термоядерных установках?

17. Чему равны энергии нейтронов, получаемые на термоядерных установках?

18. К какой энергетической группе принадлежат нейтроны, получаемые на различных установках?