Взаимодействие нейтронов с веществом
Поток нейтронов – корпускулярное, косвенно ионизирующее излучение.
Нейтрон 
- тяжелая электронейтральная частица, масса покоя примерно в 1836 раз больше массы покоя электрона. Скорость движения в веществе существенно меньше скорости света.
1. Масса нейтрона mn= 1,008 @ 1,0 а.е.м.
2. Энергия массы покоя mnc2 = 939,57 МэВ
3. Кинетическая энергия En и скорость движения v
En = mnc2 
= 939,55 , где c – скорость света, 
(3.27)
| En, МэВ | 1,0 | 4,7 | |
| 0,046 | 0,1 | 0,31 |
4. Скорость теплового нейтрона (En = 0,025 эВ) равна 2200 м/с, длина волны такой частицы λ=1,8·10-10 м
5. Свободный нейтрон является нестабильной частицей: период полураспада T½ =
12,4 мин., Eβ,max = 782 кэВ.
Среднее время жизни свободных нейтронов tср = T½/ln2 = 17,7 мин.
Характер (процессы) взаимодействия нейтронов с веществом во многом определяется их кинетической энергией. Поэтому принято классифицировать нейтроны в зависимости от их энергии.
1. Тепловые (0,01 <En ≤ 0,1 эВ). Средняя энергия таких нейтронов равна энергии теплового движения атомов среды. (En = 8,62·10-5T, где энергия в эВ, температура T в К). При 293К En ≈ 0,025 эВ.
2. Надтепловые (0,1 эВ <En ≤ 1,0 кэВ), в том числе резонансные[1] для ядер тяжелых элементов.
3. Медленные (1 кэВ <En ≤ 100 кэВ), в том числе резонансные1 для ядер легких элементов.
4. Быстрые (100 кэВ <En ≤ 50 МэВ).
Следует отметить, что указанные энергетические границы весьма условны. При обсуждении основных процессов взаимодействия выделяют, прежде всего, «быстрые» и «тепловые» нейтроны.
Источники быстрых нейтронов
В лабораторных источниках нейтроны появляются в результате протекания ядерных (α,n)- или (γ,n)–реакций. Такой источник представляют собой герметичную ампулу, содержащую смесь радионуклида (источника α–частиц или γ-квантов) и вещества мишени. Используют также капсулы, содержащие нуклид 252Cf, при спонтанном делении ядра которого в среднем образуется 3,8 нейтронов. Энергетический спектр альфа-нейтронных источников непрерывный (рис. 3.24), фотонейтронные источники испускают моноэнергетические нейтроны.
|
|
Величина потока быстрых нейтронов, испускаемых лабораторным источником, определяется количеством радиоактивного вещества (точнее его активностью) и составляет от 104 до 107 с-1.
Для получения потока нейтронов в настоящее время широко используют генераторы – ускорители заряженных частиц. С их помощью проводят реакции ускоренных дейтонов с мишенью из тяжелой воды или трития, протонов с 7Li и другие. Генераторы позволяют получать потоки нейтронов 108¸1010 с-1. Для получения тепловых нейтронов облучаемую мишень помещают в парафин или другой замедлитель.
Ядерные реакторы являются источниками больших нейтронных потоков. Каждый акт спонтанного деления ядер 235U (239Pu), вызванного захватом нейтрона, сопровождается образованием осколочных ядер и испусканием 2-3 новых нейтронов. Нейтроны деления имеют непрерывный энергетический спектр с максимумом в области 1-2 МэВ (рис. 3.25).
Таблица 3.5
Характеристики некоторых нейтронных источников
| Источник | Реакция | En, МэВ | F, с-1 | Ф, см-2·с-1 |
| 226Ra-α-Be | 9Be(α,n)12C | 0,1-13; (Ēn = 3,6) | 104-107 | ~105 |
| 238Pu-α-Be | 9Be(α,n)12C | 0,1-11; (Ēn = 4,5) | ||
| 226Ra-γ-Be | 9Be(γ,n)8Be | 0,6 | ||
| 228Ra-γ-D20 | 2H(γ,n)1H | 0,2 | ||
| Дейтоны, 1 МэВ | 2H(d,n)3He | ~4* | 108-1010 | 107¸108 |
| Протоны, 2,4 МэВ | 7Li(p,n)7Be | ~0,4* | ||
| Дейтоны, 15 кэВ | 3H(d,n)4He | ~14* | ||
| Реактор 239Pu, 235U | Спонтанное деление | ~0,1-18 | 1012¸1014 |
|
|
* - максимум энергетического распределения
F – поток нейтронов
Ф- плотность потока тепловых нейтронов
 |
Замедление (рассеяние) быстрых нейтронов. Ионизация среды
Быстрые нейтроны, прежде чем подвергнуться захвату или самопроизвольному распаду, быстро теряют свою энергию при столкновениях (упругих и неупругих) с ядрами среды. В элементарной теории замедления предполагается, что потеря энергии происходит в результате упругих соударений.
 |
Передача энергии En (mn= 1,0 а.е.м.) ядру массой А:
(3.28)
(3.29),
где En, Ej - энергия нейтрона до и после столкновения; ΔE = En – Ej; А в а.е.м.
Средняя энергия нейтрона после столкновения (Ej) равна:
Ej= E n∙ e -ξ (3.30),
где En – энергия до взаимодействия; 
- средняя логарифмическая потеря энергии при одном столкновении.
Для изотропного рассеяния средняя энергия (ΔE= En – Ej ), переданная ядру отдачи массой А, равна:
(3.31),
Из уравнений (3.30, 3.31) следует, что при столкновении нейтрона с ядрами водорода (A=1) потери энергии максимальны (ξ=1 или ΔE=0,5·En) и, напротив, при рассеянии на тяжелых ядрах (A>>1) потери незначительны (ξ→0илиΔE<< En).
Число соударений Nст c ядрами массой А, необходимое для замедления нейтронов от энергии En до энергии Ej, равно:
(3.32)
В табл. 3.6 приведены значения ξ и Nст для случая замедление быстрых нейтронов (En=2 МэВ) до тепловых (Ej = 0,025 эВ), а также усредненное значение угла φ.
|
|
Таблица 3.6
Замедляющая способность различных элементов
| 1H | D (2H) | He | C | O | U | |
| A, а.е.м | ||||||
| x | 0,725 | 0,425 | 0,158 | 0,120 | 0,00838 | |
| Nст | ||||||
| φ | 47,9 | 70,7 | 80,4 | 86,8 | 87,6 | 88,4 |