Для получения свободных нейтронов используют различные ядерные реакции. Широко применяется в портативных нейтронных источниках реакция
(см. §4.6). Источники нейтронов такого типа имеют сплошной энергетический спектр в диапазоне ~ 1 — 10 МэВ из-за ионизационного торможения первоначально моноэнергетических α-частиц.
Монохроматические нейтроны можно получать с помощью реакции (4.6.18) (Тn = 2,5 МэВ) и (4.6.19) (Тn = 14.1 МэВ). Реакция (4.6.19) широко используется для получения монохроматических нейтронов (Тn = 14,1 МэВ) в специальных сравнительно низковольтных (0,1 - 0,3 МВ) ускорителях дейтонов, которые получили название генераторов нейтронов.
Для получения моноэнергетических нейтронов используются эндоэнергетические реакции. Например:
p + 7Li → 7Be + n, Q = -1,65 МэВ.
(4.9.10)
При энергии протонов возле порога (Тр = 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 отбора нейтронов с помощью этой реакции можно получать моноэнергетические нейтроны с энергией от 30 кэВ до 3,3 МэВ.
Реакция
p + 3H→ 3He + n, Q = -0,764 МэВ
(4.9.11)
почти вытеснила реакцию (4.9.10) на литии. Пороговое значение энергии протонов Тр = 1,019 МэВ, при которой образуются нейтроны с энергией 64 кэВ. Достоинством этой реакции является отсутствие возбужденных состояний ядра 3Не, что позволяет получать моноэнергетические нейтроны с энергией от 64 до 4 МэВ.
Для получения нейтронов используют фотоядерные реакции, например (энергии нейтронов указаны вблизи порога):
Еn
= 200 кэВ,
,
En
= 110 кэВ.
(4.9.12)
При изменении энергии γ-квантов с помощью реакций (4.9.12) можно получать почти монохроматические нейтроны с энергиями ~ 0,1 ÷ 1 МэВ.
Свободные нейтроны можно получать при делении тяжелых ядер. Нейтроны деления образуются либо в актах спонтанного распада ядер, либо в результате реакций деления (вынужденное деление).
В настоящее время получили большое распространение источники нейтронов, использующие спонтанное деление
, дающих большой удельный поток нейтронов ~ 2,5×106 нейтронов в секунду на 1 мкг
. Энергетический спектр нейтронов источника
Большие потоки нейтронов возникают при работе ядерных реакторов. Через поверхность активной зоны реактора проходит до 1017 — 1018 нейтронов в секунду. В центральной части активной зоны реакторов на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов может достигать ~ 1016 (см2 с)-1.
Мощным источником нейтронов является ядерный взрыв. В цепной реакции деления при взрыве образуется 2×1023 нейтронов на 1 кт тротилового эквивалента (количества 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 (флюэнс) ~ 1010см-2.
Для получения нейтронов используются электронные ускорители (см. §4.8) в качестве генераторов тормозного излучения с последующим образованием нейтронов в (g,n) реакциях (§4.8).
При облучении тяжелымизаряженными частицами нейтроны можно получать из любой мишени при достаточной (> 10 MэB) энергии частиц р, a, d.
