ОДНОПРОХОДНЫЙ УСИЛИТЕЛЬ МОНОХРОМАТИЧЕСКИХ КОЛЛИМИРОВАННЫХ ПОЛЯРИЗОВАННЫХ НЕЙТРОНОВ Российский патент 2019 года по МПК G21C1/00 

Изобретение относится к разработке новых источников излучения, в частности, новых источников ядерных нейтронов и может быть использовано для проведения экспериментов в области нейтронной физике, при геохимических поисковых исследованиях и при бор-захватной технологии в медицине.

1. Впервые о существовании нейтральных частиц с массой равной массе протона сообщил Розенфорд еще в 1920 году на основе анализа работ Генри Мозли. В дальнейшем два немецких физика Боте и Беккер, облучая альфа-частицами бериллий обнаружили, что из бериллия исходят лучи, обладающие огромной проникающей способностью. Было сделано предположение, что излучение Боте-Беккера есть новый вид электромагнитных волн. Фредерик Жолио-Кюри и Ирен Кюри на основании собственных опытов сообщили что излучение Боте-Беккера совсем не электромагнитные волны и это блестяще подтвердил в 1932 году Джеймс Чедвиг показав, что это новый вид элементарных частиц, которые не имеют электрического заряда и имеют массу равную массе протона.

Развитие нейтронной физики привело к практическому использованию атомной энергии, а первым источником нейтронов явился бериллий, бомбардируемый альфа-частицами которые при попадании в его ядра выбивали из них нейтроны. / Храмов Ю.А, Чедвик Джеймс // Физика: Библиографический справочник / Под ред. А.И. Ахиезера - Изд. 2-е, испр. и дополн. - М.: Наука, 1983. - 400 стр. / В дальнейшем большинство исследований было направлено на использование нейтронов в различных областях науки и техники а также и в разработке новых источников нейтронов.

2. Известен источник нейтронов, выполненный в виде атомного реактора в котором осуществляется цепная реакция деления ядер урана. В результате делений ядер урана или плутония помимо нейтронов образуются и ядерные осколки, которые представляют собой многократные ионы, разлетающиеся с огромными скоростями и обладающие большой кинетической энергией. Если осколки разлетаются в сравнительно холодной и плотной среде то создаются условия образования интенсивно рекомбинирующей плазмы и разработки лазера-реактора Лазер-реактор состоит из набора параллельно положенных трубок - энерговыделяющих элементов (эвэлов) омываемых теплоносителем. Каждый эвэл заполнен смесью из газообразного соединения урана (например, гексафторида урана UF₆) и лазерного активного компонента (например гелия). Трубка имеет на концах оптический резонатор. При концентрации UF₆ порядка 10¹⁹ см^-3 может быть достигнута критическая масса горючего, т.е. могут быть достигнуты условия существования цепной реакции деления ядер урана. Концентрация активного лазерного элемента (гелия) должна составлять 10²¹ см^-3. В таком плотном газе осколки-ионы будут эффективно ионизировать гелий, а охлаждение плазмы обеспечит теплоноситель. Таким образом, создается в каждой трубке эвэле интенсивно рекомбинирующая плазма, накачивающая лазерные переходы в гелии. / Тарасов Л. В Физика в генераторах когерентного оптического излучения - М.: Радио и связь, 1981. - 439 с./ В результате эвэлы превращаются в лазерные активные элементы. В этом техническом решении лазеры реакторы являются источниками оптического излучения, которое является монохроматическим, когерентным, поляризованным, обладает острой направленностью и высокой яркостью. Ядерный реактор в этом техническом решении используется как источник ядерных осколков деления урана-235 (20-кратные ионы стронция и 22-кратные ионы ксенона), а не как источник нейтронов.

3. Известен также источник нейтронов, выполненный с использованием физических концепций лазерного термоядерного синтеза, содержащий мишень из дейтерия и трития расположенную в реакторе и облучаемую одним лазерным пучком. Расчеты авторов показали возможность достижения при однопучковом облучении без сжатия температуры ионов 10 и даже 20 кэВ (L=0,35 мкм, интенсивность 10¹⁵ Вт/см²). На этой основе были рассмотрена возможность генерации нейтронов при лазерном облучении такой среды. Оказалось, что выход для содержащих дейтерий и тритий материалов достаточно высок и составляет 10¹⁰-10¹¹ нейтр/Дж. Таким образом, при однопучковом облучении без требований к симметрии облучения и качеству пучка при лазерной энергии 300 кДж был прогнозирован выход 3⋅10¹⁵-3⋅10¹⁶ нейтронов. Следует отметить также, что указанный нейтронный источник содержит мишень у которой абсорбер выполнен из пены а физика нагрева ионов через столкновения пучков и ионную вязкость близка к физике мишени со взрывающейся оболочкой. / Розанов В.Б. Лазерный термоядерный синтез: исследование в ФИАНЕ схем и концепций лазерных мишений. Квантовая электроника 24 №12, 1997. В этом техническом решении излучение нейтронов является результатом прохождения реакции синтеза дейтерия и трития при лазерном облучении сферических мишеней. Эта задача до настоящего времени является сложной и содержит много нерешенных проблем. 4. Прототипом предлагаемого изобретения выбран источник нейтронов, содержащий ядерный реактор, в котором потоки нейтронов генерируются в активной зоне содержащей уран-238 или плутоний. /Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы М.: Атомиздат, 1972. 219-стр./

С целью транспортировки нейтронов на расстоянии до 100 м применяют зеркальные нейтроноводы (вакуумированные прямые и изогнутые трубы), изготовленные из меди (стекла, стали), внутренняя поверхность которых отражает нейтроны /В.К. Игнатович «Физика ультрахолодных нейтронов» М.: Наука, 1986. - 216 с./ Принцип действия зеркального нейтроновода основан на полном отражении нейтронов, которое имеет место при углах скольжения ϕ<ϕ_крит (критического). В этом случае

где ϕ_крит определяется из

где n - показатель преломления.

Зеркальный нейтроновод, как система транспортировки нейтронов, является коллимирующей системой и обеспечивает формирование параллельного пучка нейтронов. Внутри нейтроновода дополнительно располагают кристаллический нейтронный монохроматор, который используют для выделения пучков нейтронов с определенной энергией из сплошного спектра ядерного реактора. Работа кристаллического нейтронного монохроматора основана на брэгговском отражении от монокристаллов, например, от кристаллов свинца, магнетита (Fe₃O₄), германия и т.п. Кристаллический монохроматор выделяет пучки нейтронов, скорости которых, а следовательно энергии лежат в узкой полосе. Представляет интерес в области экспериментальной физики возможность получения коллимированного пучка монохроматических поляризованных нейтронов. Поляризация пучка нейтронов обусловлена возможностью ориентации спинов нейтронов вдоль некоторого направления, т.е. является задачей разделения двух возможных спиновых состояний из неполяризованного пучка нейтронов. Существует в настоящее время целый ряд методов получения поляризованных нейтронных пучков.

Выделение частично поляризованного пучка может быть осуществлено за счет пропускания пучка через намагниченное железо, поскольку эффективное сечение для намагниченного железа различно для обоих спиновых состояний. Для получения поляризованных пучков нейтронов используют также различие в значениях критических углов для разных спиновых состояний, а также зависимость амплитуды рассеяния от направления намагниченности при дифракции на кристаллах. Более широкое применение получили нейтронные зеркала, изготовленные из кобальта, которые позволяют добиться полной поляризации пучка независимо от угла падения не только для монохроматических пучков, но и для пучков с максвелловским распределением по скоростям. Применение кобальтовых зеркал более эффективно для пучков быстрых нейтронов. Таким образом, рассмотренный источник нейтронов содержит ядерный реактор, систему коллимации (нейтроновод), внутри которой расположен кристаллический нейтронный монохроматор, а выход нейтроновода закрыт кобальтовым отражательным зеркалом. В рассмотренном устройстве усилителем нейтронов является ядерный реактор, в котором увеличение количества нейтронов обеспечивается прохождением цепной реакции. Для начала цепной реакции (как показали К.И. Петржак и Г.Н. Флеров) всегда найдутся первые нейтроны, их дадут самопроизвольно (спонтанно) разваливающиеся ядра урана. / Открытие №33 от 14.06.1940./

Основным условием для протекания цепной реакции необходимо, чтобы определенная доля освобождающихся нейтронов попала в другие ядра урана. Я.Б. Зельдовичем и Ю.Б. Харитоном были установлены две возможности поддержания цепной реакции: нужно увеличить размеры куска урана, чтобы выросла вероятность попадания освободившихся нейтронов в новые ядра. Такой минимальный размер куска урана называется критическим. Вторая возможность предполагает использование изотопа урана-235, который обладает удивительными свойствами. Этот изотоп жадно поглощает нейтроны. Стоит нейтрону приблизить к ядру изотопа уран-235 как почти наверняка нейтрон поглотиться ядром и ядро развалится, освобождая новые нейтроны.

Если ядер урана-235 будет больше, будет больше делений и будет больше новых нейтронов и не нужно увеличивать размеры куска урана. Следовательно для осуществления цепной реакции главное увеличить число попаданий нейтронов в ядра урана. А уж как это сделать - путем увеличения размеров куска урана или путем использования ядер урана-235 не так важно. / Зельдович Я.Б., Харитон Ю.Б. О цепном распаде урана под действием медленных нейтронов // ЖЭТФ, т. 10, вып. 1, 1940. - с. 29-36./ Освобождающиеся при делении ядер урана нейтроны имеют большую энергию и плохо поглощаются другими ядрами урана. Э. Ферми обосновал теорию замедления нейтронов на ядрах легких элементов, одним из которых является графит. Графит также практически не поглощает замедленные нейтроны. При проектировании ядерного реактора Э. Ферми графитовую кладку реактора с расположенными в ней кусками урана со всех сторон окружил слоем чистого графита. Благодаря этому слою часть нейтронов, вылетающих из зоны, где происходит цепная реакция в результате многократных соударений с ядрами графита отражается обратно в активную зону. / Ферми Э. Лекции по атомной физике / Ферми Э: Пер. с ит. А.С. Компанейц. М.: Гос. изд-во иностр. лит., 1952. - 124 стр./

Для регулирования работы реактора путем поглощения избыточных нейтронов Э. Ферми выбрал кадмий. Погружая в реактор стержни из кадмия или извлекая их, можно увеличить или уменьшить количество нейтронов принимающих участие в цепной реакции. Рассмотренные физические концепции используются при конструировании и проектировании большинства ядерных реакторов.

Вместе с тем, принятый за прототип источник нейтронов является стационарной системой, в которой активная зона размещена в ядерном реакторе, имеющем значительную массу и габариты.

Задачей, на решение которой направлено создание предлагаемого технического устройства, является разработка портативного однопроходного усилителя коллимированных монохроматических поляризованных нейтронов без использования ядерного реактора. Поставленная задача решается за счет того, что в предлагаемом источнике нейтронов активная зона, в которой ядерное топливо кольцевыми слоями металлического урана-235, размещено между гребнями на внутренней поверхности, выполненной в виде гребенки, вакуумного нейтроновода изготовленного из чистого графита и снабженного с двух сторон медными нейтроноводами, на внутренней поверхности которых установлены под углом с одной стороны активной зоны кольцевые элементы из бериллия и изотопа 211At или 227Ас, а с другой стороны активной зоны установлены кристаллический монохроматор и кобальтовое зеркало в обмотках электромагнита, дополнительно внутри кольцевой гребенчатой активной зоны размещен кадмиевый стержень в трубке из графита, а с противоположной излучению стороны медный нейтроновод закрыт отражательным гамма-зеркалом в виде косой плоскости покрытой золотом при этом все устройство дополнительно размещено в цилиндрической оболочке из чистого графита.

Дополнительным отличием в предлагаемом устройстве является то, что внутри медного зеркального нейтроновода между кольцевым элементом из изотопа 211At (или 227Ас) и кольцевым элементом из бериллия дополнительно установлен диск со щелями (прерыватель) соединенный с датчиком угловых перемещений, что обеспечивает импульсный режим излучения с регулируемой длительностью излучения. Дополнительным отличием является также то, что часть нейтроновода, в которой размещено ядерное топливо, при расходе всего топлива подлежит замене. Дополнительным отличием является также то, что поверхность, окружающая ядерное топливо с заданным объемом ядерного топлива, определяющая потери на излучение, выбрана с учетом превышения количества рождающихся запаздывающих нейтронов над количеством нейтронов теряемых на излучение. Техническим результатом изобретения является источник нейтронов без ядерного реактора, у которого активная зона с ядерным топливом размещена внутри графитового нейтроновода, что привело к значительному уменьшению габаритов и массы устройства. Сущность изобретения рассматривается на примере.

В качестве ядерного топлива, в котором можно обеспечить управляемую цепную реакцию медленными нейтронами предлагается использовать уран-235, который более эффективно поглощает нейтроны, чем уран-238, и освобождает 2-3 новых нейтрона в результате распада ядра. Освобождающиеся при делении ядер урана-235 нейтроны имеют большую энергию и плохо поглощаются слоями урана-235 в графитовой гребенке (гетерогенная система). Для замедления нейтронов толщину гребня выбирается такой (7-15 см.), чтобы количество графита было достаточным для замедления нейтронов по энергии. Первыми нейтронами для инициирования цепной ядерной реакции являются нейтроны, которые дадут самопроизвольно (спонтанно) разваливающиеся ядра урана-235. Для обеспечения поджига цепной ядерной реакции к тонким (2-5 мм.), массой по 0,25 г, кольцевым слоям из металлического урана-235, размещенного между гребнями внутри графитового нейтроновода, на внутренней поверхности медного нейтроновода, соединенного с графитовым, установлены под углом 9,5 град (для меди) кольцевые элементы из бериллия и изотопа 211At или 227Ас. При бомбардировке бериллия альфа-частицами, источником которых является изотоп 211At или 227Ас, бериллий излучает нейтроны, которые в медном нейтроноводе формируются в виде коллимированного пучка и направляются на тонкий слой металлического урана-235. С другой стороны активной зоны устройства, внутри второго медного нейтроновода, установлены кристаллический монохроматор, изготовленный из кристаллов свинца, основанный на брегговском отражении от монокристаллов, что позволит выделить пучки нейтронов, скорости которых и энергии лежат в узком диапазоне. Для получения коллимированных монохроматических поляризованных нейтронов предлагается использовать нейтронные зеркала, изготовленные из кобальта, которые позволяют разделить нейтроны по спинам, т.к. они характеризуются двумя возможными ориентациями магнитного момента относительно вектора магнитной индукции кобальтовых зеркал в обмотках электромагнитов.

Для обеспечения биологической защиты предполагается всю составную систему нейтроновода разместить в цилиндре из чистого графита, а со стороны противоположной излучающей нейтроны, дополнительно установить гамма-зеркало в виде косой плоскости покрытой золотом.

Дополнительно внутри кольцевой активной зоны, содержащей слои урана-235 для регулирования цепной реакции путем поглощения избыточных нейтронов, установлен кадмиевый стержень в трубке из чистого графита так что, закрывая гребенку с внутренней стороны графитового нейтроновода, он образует систему «миниядерных котлов». Погружая вовнутрь или извлекая его можно увеличить или уменьшить количество нейтронов, принимающих участие в цепной реакции. В предлагаемом устройстве положение кадмиевого стержня должно быть таким, чтобы количество рождающихся запаздывающих нейтронов, которое пропорционально объему делящегося вещества, было несколько большим количеству теряемых нейтронов на излучение, которое пропорционально поверхности окружающей делящееся вещество. Достигаемый положительный эффект обусловлен тем, что предлагаемый источник нейтронов не связан с ядерным реактором и его использование представляется более удобным в полевых условиях, в медицинских клиниках и на летательных аппаратах.

Однопроходный (отсутствует резонатор) усилитель коллимированных монохроматических поляризованных нейтронов может найти применение при проведении экспериментов в области нейтронной физике, в горно-технологических процессах при геохимических поисковых исследованиях и в медицине при использовании технологии бор-захватной терапии при онкологических заболеваниях. По указанным характеристикам излучения предлагаемое устройство (по формальной аналогии с мазером, лазером, гамма-лазером) может быть представлено как «квазиназер». Механизм работы устройства - спонтанное и вынужденное излучение нейтронов при деление ядер. У лазеров - спонтанное и вынужденное излучение фотонов при накачке от постороннего источника энергии.

Изобретение относится к излучателям нейтронов. Устройство содержит составной зеркальный нейтроновод, часть которого выполнена из чистого графита и соединена с двух сторон нейтроноводами, изготовленными из меди. Активная зона размещена на внутренней поверхности графитового нейтроновода, изготовленного в виде гребенки, между гребнями которой тонкими кольцевыми слоями размещен уран-235 (гетерогенная система). Толщина графита после первого и последующих слоев урана-235 выбрана достаточной для замедления нейтронов до энергии, при которой происходит интенсивное поглощение нейтронов ураном-235. Внутри активной зоны с ураном-235 установлен кадмиевый стержень, размещенный в трубке из чистого графита для регулирования количества нейтронов, принимающих участие в цепной реакции. Для инициирования цепной реакции на внутренней поверхности медного нейтроновода, имеющего конусность по всей длине и соединенного с графитовым нейтроноводом, установлены кольцевые элементы из бериллия и изотопа 211At или 227Ас, между которыми размещен (прерыватель) диск со щелями. С другой стороны активной зоны внутри медного нейтроновода установлены кристаллический свинцовый монохроматор и кобальтовое зеркало в обмотках электромагнита. Техническим результатом является портативность однопроходного усилителя коллимированных монохроматических поляризованных нейтронов. 5 з.п. ф-лы.

1. Однопроходный усилитель коллимированных монохроматических поляризованных нейтронов, включающий активную зону с ядерным топливом (ядерный реактор), окруженную отражателями нейтронов, систему регулирования цепной реакции, радиационную защиту, зеркальный вакуумный нейтроновод, один торец которого размещен в активной зоне реактора, а внутри зеркального нейтроновода установлены коллиматор и монохроматор, отличающийся тем, что активная зона с ядерным топливом тонкими кольцевыми слоями металлического урана-235 размещена между гребнями на внутренней поверхности, выполненной в виде гребенки составного зеркального вакуумного нейтроновода, изготовленного из чистого графита (гетерогенная система) и соединенного с двух сторон медными нейтроноводами, на внутренней поверхности которых установлены с одной стороны активной зоны кольцевые элементы из бериллия и изотопа 211At или 227Ас, с другой стороны - кристаллический монохроматор и кобальтовое зеркало в обмотках электромагнита, дополнительно внутри кольцевой гребенчатой активной зоны установлен кадмиевый стержень в трубке из графита, с противоположной излучению стороны второй медный нейтроновод закрыт отражательным гамма-зеркалом в виде косой плоскости, покрытой золотом, при этом все устройство размещено в цилиндрической оболочке из чистого графита.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в медном зеркальном нейтроноводе кольцевые слои бериллия и изотопа установлены на внутренней поверхности нейтроновода под углом для обеспечения критического угла скольжения нейтронов от бериллия к урану-235.

3. Устройство по пп. 1, 2, отличающееся тем, что внутри зеркального составного нейтроновода между изотопом 211At или 227Ас и бериллием дополнительно установлен диск с щелями для прерывания излучения и обеспечивания импульсного режима излучения с управляемым временем излучения.

4. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что содержит нейтроновод, графитовая часть которого подлежит замене при расходе всего топлива.

5. Устройство по пп. 1 и 4, отличающееся тем, что гребни из графита между слоями урана-235 гетерогенной системы выполнены с толщиной, достаточной для замедления нейтронов до энергии, при которой происходит более интенсивное поглощение нейтронов ядрами урана-235.

6. Устройство по пп. 1, 4 и 5, отличающееся тем, что поверхность, окружающая ядерное топливо с заданным объемом ядерного топлива, определяющая потери на излучение, выбрана с учетом превышения количества рождающихся запаздывающих нейтронов над количеством излучаемых нейтронов.