Неизотопные источники интенсивных и стабильных потоков быстрых нейтронов для ядерно-физических и радиационных исследований тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

Г Г 6 од

1 4 ИЮН 1993

АКАДЕМИЯ НАУК УКРАИНЫ ИНСТИТУТ ЯДЕРНЫХ ИИСЛЕДОВАНИЙ

На правах рукописи ПРИМЕНКО ГЕОРГИЙ ИВАНОВИЧ

НЕИЗОТОПНЫЕ ИСТОЧНИКИ ИНТЕНСИВНЫХ И СТАБИЛЬНЫХ

ПОТОКОВ БЫСТРЫХ НЕЙТРОНОВ ДЛЯ ЯДЕРНО - ФИЗИЧЕСКИХ И РАДИАЦИОННЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

01.04.16 - физика ядра и элементарных частиц

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора физико - математических наук

Киев - 1993

Работа выполнена з Киовском университете им.Тараса Шевченко. Официальные ошоненты: - академик АН Украины,

доктор физико-математических наук, профессор НЕНЕЦ О.Ф.

- член-корреспондент АН Украины, доктор физико-математических наук, профессор СТОРИЖКО В.Е.

- доктор физико-математических наук СИКОРА Д.И.

Ведущая организация: Харьковский государственный университет

на заседании специализированного совета Д 016.03.01 при Институте ядерных исследований АН Украины по адресу: 252С28, г.Киев, проспект Науки, 47.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке 'ЛЯИ АН Украины

Зашита состоится

года

Автореферат рр^ослан

Ученый секретарь Специализированного совета канд. фаз. - мат. наук

В.Д.ЧЕСНОКОВА

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность проблемы. Все возрастающая гг "робност1 различных областей науки и производства в найтронном 'излучении стимулирует исследования и разработку интенсивных, простых в обращении, управляемых и транспортабельных источников нейтронов. В ряду традиционных источга. эв нейтронного излучения, таких как ядерные, реакторы, ускорители заряженных частиц, радионуклидные, наилучшее удовлетворение указанных требований при решении "многих задач реализуется в низковольтных генераторах неИрон^в. Эти устройства представляют собой относительно малогабаритную разновидность ускорителей прямого действия, в которых специальная мишень под действием ускоренных.ионов с энергией до 0,2 - 0,6 МэВ испускает ...¡йтроны. Такие генераторы, использующие для получения нейтронов ядерные1 реакции Т(с1,п)4Не и 0(с1.п)3Не. характеризуются • возмс иостью измено1шя в широких пределах интенсивности нейтронного излучения, достаточно высокой его монохроматичностью, безопасностью установк ■ в выключенном Состоянии.

Генераторы нейтронов нашли широкое гг4 ¡менение в таких областях, как нейтронная физика, физика реакторо", дефектоскопия, медицина, радиационное, материаловеде]-:еядерггч техника.

Однако, постановка новых задач в назвашшх областях^ и появление новых сфер . исп?льзования нейтронного излучения требуют 1ких выходных параметров приборов класса нейтронных генераторов, достижение которых либо невозможно, либо может осуществит >ся за ".чет значительно! э ухудшения других важных характеристик - ресурса мишени и стабильности источит т нейтронов.

Улуп п'ше выходных характеристик генераторов нейтронов нп наряд' к и вше и повышение стабильно!, .и их работы может «•уч-лать гх но-ряду параметров вполне конкуронтноспособяими с иотр'ягкг»«!. нал • 7ЯЩИМИСЯ на более высокой иерархической

ступени, вплоть до мощных ускорителей (циклотроны, линейные ускорители электронов), реактороЕ низкой мощности.

Реализация указанных параметров в приборах класса генератор нейтронов требует: проведения комплексного исследования физичеашх процессов, протекающих в твердотельных мишенях, изготовленных из различных материалов, при работе и хранении их, использования нетрадиционных новых способов аффективного управления ресурсом нейтронообразуюцей мишени, исследования, ■ разработки и создания мощних источников ионов дейтерия (трития) и устройств их ускорения до энергии в несколько сотен кэВ, разработки методов и средств для метрологического обеспечения нейтронных измерений.

Необходимость комплексных исследований с целью получения интенсивных и стабильны., во времени пучк.ш 14 МэВ нейтроно!, проработка совокупности физических вопросов, направленных на создание эффективных излучателей нейтронов, новые методики измерения физических параметров генораторов быстрых нейтронов, вовне . физические идеи определили направленность и содержание диссертационной работы, которая выполнялась в соответсвии с планами и научными программами Государственного Комитета »крпины по народному образованию, Академии Наук Украины, Государственного комитета ССОР по науке и технике, Государственного ¡Сомитета СССР по народному образованию, Минатомэнергопрома СССР.

Цель работы состояла в исследовашш фигшческих процессов, определяющих' работу устройств для генерации интенсивного и стабильного во времени нейтронного излучения, установлении основных физических закономерностей сорбции и десорбции чзотопов водорода (дейтерия,, три- ля) п твердотельных структурах нойтронообразуадих 'мишеней генераторов нейтро1ив, создании и исследовании методов и приемов, обеспечивавдих стабильность нейтронного излучения при высокой интенсивности последнего, методик измерения в широком диапазоне основных параметров источников нойцюноп, п • 1Кхо в практической реализации результате» физических

исследований в виде.макетов генераторов и эксплуатациои'шх приборов.

Метод исследования включал:

а) Экспериментальный анализ выходных мишешш устройств, ионных пучков и 'Энергетического обеспечения генераторов нейтронов на основе схем каскадного умножения напряжения с использованием электродинамических, -.¡йтронной и масс-спектрометрической методик исследования, аксь рнг ментальный анализ поля термоядерных нейтронов на осново методов активации, протонов отдачи, предварительного замедления, сопутствующих частиц данной реакции.

0) Теоретический анализ физических свойств процессов взаимодействия быстрых ионов дейтерия 'и трития с поверхностью твердотельной мишени с "пользованием аппарата численного решения на ЭВМ дифференциальных уравнений.

Достоверность полученных в диссертации результатов подтверждается совпадением основных выводов эксперимента и теории, а также практикой разработок и испытаний новых источников термоядерных нейтронов, базирующихся на данных проведенных исследований.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. Аналитически решена задача о термедиффузионном перераспределении дейтерия и тргтия в многослойной мишени генератора нейтронов, а также о потоке быстрых ' нейтронов проанализированы различные предельные случаи.

2. Пред.»- жена и реализована методика экспериментального определении коэффициента и скорости десорбции дейтерия и трития в условиях облучения по результату измерения потока нейтронов в зависимости от времени,имплантации.

3. Предложен, исследован и реализован метод увеличения ресурса работы металл-тритиовой мишени путем распыления ее поверхности тяжелыми ионами в режимах смешанного "дейтерий-тяжелый ион" пучка и периодического распыления поверхности чганони тлжолкчи ионами.

4. Исследованы и' онредолоны основные характеристики набивных мишеней чз различных материалов. Показана их

пригодность для генераторов быстрых нейтронов.

Б. Исследованы, разработаны и изготовлены малогабаритные высоковольтные источники постоянною тока в сжатом газе, что позволило разрешить проблему создания малогабаритного, Транспортабельного генератора нейтронов.

6. По результатам проведенных исследований разработан и реализован в виде действующих приборов сильноточный ускорительный комплекс специального электрофизического оборудования для проведения нейтронно-активационного определения ряда элементов и проведения ионнолучевой сварки металлов.

7. Исследованы и определены основные режимы работы генератора нейтронов на смешанном тритий-дейтериевом пучке и перкодическоь подпитке мишени тритием. Разработан и реализован в виде действующего прибора генератор нейтронов, имепций замкнутую систему откачки, что • позволило применить тритиевый пучок для пополнения убыли трития в мишени.

8. .Разработан И реализован комплекс образцовых средств измерений для метрологического обеспечения нейтронных измерений по методу сопутствующих частиц и нейтронно-активационному методу в соответствии с ГОСТ 8.105-80 и проведена его Государственная метрологическая аттестация.

Практическая ценность работы состоит в том, что ее результаты составили физическую основу для создания серии высокоинтенсивных и относительно стабильных генераторов нейтронов нового поколения.

Разработанные опытные образцы генераторов нейтрюноь успешно апробированы в различные организациях Советского Союза (бывшего) при решении задач нейтронной физики, моделировании нейтронных полей термоядерных реакторов, нейтронно-активационного элементного анализа, изучении воздействия нейтронных полей на специальные конструкционные материалы и полупроводниковые приборы.

Результаты диссертации включена - в курс' лекций "Источники нейтроноь", читаемых в киевском университете им.

Тараса Шевченко, монографию "Вопросы физики быстрых нейтронов. Мишени для получения нейтронов", а также в учебное пособие "Источники' нейтронов". Положения выносимые на защиту:

1. Результаты исследований, физически обосновывающие реализацию эффективного использования набивных .мишеней для прибора класса генератор нейтронов и Еключающив:

- опрс деление закономерности Екедрения быстрых ионов тритип в различные металлы и пленки на металлических подложках;

- выявление возможности сохранения практически постоянным выхода термоядерных нейтронов при самопроизвольной десорбции трития;

- определение выхода нейтронов при различных" температурах набивных мишеней.

2.Результаты теоретических исследований термодиффузнойного перераспределения концентрации имплантированных дейтерия и трития в многослойной нейтронообразующей мишени генератора нейтронов.

3.Результаты теоретических исследований по определению потока быстрых нейтронов с учетом термодиффузионного перераспределения концентрации изотопов водорода в многослойной структуре набивной мишени генератора нейтронов.

4. Реализация способов стабилиза ли потока термоядерных ней тронп во времени из нейтронообразующг' мишеней генераторов нейтронов:

- путем использования смешанного тритий-дейтериевого пучка;

- путем распыления поверхности нейтронообразующей мишени тяжелыми ионакя;

- путем использования многослойной конструкции мишени.

5. Результаты исследований режимов работы генератора нейтронов, на смешанном тритий-доПтериевом пучке и не его основе реализация первого источника нейтронов с постоянным во времени потоком термоядерных нейтронов.

6. Гопультаты расчета, моделирования, макетирования, практической реализации и исследования физико-технических характеристик генератора нейтронов о потоком (Б+хСЫО" с'1.

7. Разработка и создание малогабаритных генераторов в скатом газе с размещением элементов схси умножения на электродах ускорительной трубки.

8. Реализация комплекса образцовых средств измерений в соответствии с ГОСТ 8.105-80 для метрологического обеспечения нейтронных измерений и его аттестация.

9. Реализация комплекса, аппаратуры на основе сверхслаботочного ускорителя для градуировки и калибровки детекторов заряженных частиц, комплекса аппаратуры для. нейтронно-активационного анализа на'основе сильнопоточного гсшгэтора нейтронов, а также комплекса аппаратуры для ионно-лучевой сварки на основе сильнопоточного ускорителя ионов.

Апробацт'я работы была осуществлена в ' процессе практического использования генераторов нейтронов и ускорителей в КГУ, ХГУ, МИФИ, ИФ АН Украины, ЭНШ^ им.Г.М.Кржижановского, ИКИ АН СССР, ВГУ, ИФ ГрССР, ИФ ЛССР, РИАН СССР,.БГУ, Гиредмете, ЮШХП.НИИПЭ "Пульсар", Институте литья АН Украины, Институте физики металлов АН Украины и ляде других организаций.

Основные результаты диссертации докладывались на: Всесоюзной научно-технической конференции "20 лет производства и применения изотопов и источников ядерных излучений в народном хозяйстве СССР" (г.Минск, 1968г.); 2 и 3 Всесоюзном совещании по активационному анализу (Ташкент, 1968г., 1972г.); 22, 26, 36 Вс зоюных совещаниях по ядерной спектроскопии и структуре атомного ядра (1972,1976,1986г.); Всесоюзном совещании по ускорителям низких и средних энергий (Киев, 1981); 2 и 3 Всесоюзных научно-технических совещаниях "Вопросы разработки и применении портативных генэраторов неЛдэодов". (Москва, 1987; Киев, 1988); I Всесоюзном чмтювадфиии "Ядерно-физические метода анализа в контроле окружавшей среда" (Та, ,ент, 1С Э); Всесоюзном сггч'нзнии по метрологии.нейтронного излучения на реакторах и ускорь ^лях (Москва, 1990); 5 Всесоюзной научной конференции П"; защите от иоштзируицих ;>лучений ядернотехнических .установок (Протвино, 1989); 4 и 6 Всесоюзных конфоретшпх чо

нейтронной физике (Киев, 1977, 1983); I Международной кнференции по нейтрон, ой физике (Киев, 1987); Международной конференции по нейтронной физике (Добрецен, ВНР, 1978); Международной конференции "Источники нейтронов" (Ленинград, 1986); б Международном симпозиуме по радиационной физике (Дубровник, Югославия, 1991); Международной юлференции "Структурно-динамические процессы в неупорядоченных срвг х" (Самарканд, 1992).

Компактный генератор в сжатом газе демонстрировался на ВДНХ СССР и отмечен золотой медалью выставки. Г:-.д результатов физических исследований и разработок нёйтронннх излучателей включены в работу, удостоенную Государственной премии Украины за 1986г, в облисти науки и техники.

ПубликацииОсновные результаты диссертационной работы изложены в 67 научных.публикацк с, в том числе в центральных изданиях:"Атомная энергия", "Приборы и техника ^э^пери-мента", "Известия вузов СССР", "Вопросы атомной к^уки и техники", "Украинский физический журнал",- "Известия АН СССР" и Трудах Всесоюзных и Международных кга „оренций. „ .

Структура диссертации.Работа состоит из введения, семи глав, заключения, списка литературы. Общи* объем диссертации 363 страницы, включая 85 рисунков, 24 таблицы и списка литературы из 290 наименований. .

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

Р

В грвой глоьв диссертации на основе анализа

современного состояния разработок источников ' 14 МэВ

нейтронов различного типа тенде*~щй их развития, а тэгаке

собственных исследован^, обосновывается важность "и

всевозрастающая потребность в.излучателях класса генераторов

нейтронов.оВ существующей иерархии источников нейтронов по

величине интенсивности их излучеш': (гздионуклидные

ис очники, 'ускорители 'заряженных частиц, реакторы)

излучатели класса генераторов нейтронов становятся все более

продпо I тигельными, для решетя мнопгх задач ввиду гмсокой

о

радиационной, безопасности в выключенном состоянии, сравнительной простоты использования, низкой энергетической "цены" нейтрона, обеспечивая при этом поток нейтронов на уровне 10'° - 10" с"1 и выше.

Одной из главных проблем при получении нейтронных потоков > 10*° с*1 является сохранение стабильности выхода нейтронов в течении длительных интервалов времени (6+8 часов). Еместе с тем, вромя жизни стационарной металло-тритиевой мишени очень мало.

Возможность создания эффективного и стабильного во Бремени источника 14 МэВ нейтронов определяется пониманием физических процессов происходящих в мишенях при бомбардировке их дейтронами.

На основании анализа опубликованных работ и собственных исследований нами осуществлена систематизация способов повышения выхода нейтронов и стабилизации его во времени. (рис.1).11,2)

При исследовании работы генератора нейтронов в режиме периодической подпитки мишени тритием показано, что выход 14 МэВ нейтронов максимален при замещении дейтерия тритием в резонансной области взаимодействия дейтронов атомарного компонента пучка с ядрами трития (рис.2). Снижение концентрации дейтерия и увеличение концентрации трития происходит в областях, соответствующих концам пробегов атомарных и компонентов молекулярных ионов трития Л23,241

Независимые исследования распределения концентрации трития и дейтерия по глубине мишени, проведенные г, лабораториях Ливермора (США, Дзвис) и ФИАН России (Барит И.Я., Кузьмин Л.Е.., Макаров С.А., Проьман И.М.) показали, что падение выхода нейтронов с энергией 14 М&В происходит в результате снижения концентрации трития и возрастания концентрации. дейтерия в 'ластях, зоответсвущих кскнпм пробегов компонентов молекулярных ионов дейтерия. Прл этом обедненный тритием слой приходятся на резонансную область взаимодействия дей"гонов атомарного компонент? пучка с ядрами трития. Следовательно, падающий на "".'шонь пучок

дейтронов приводит к непрерывному обеднению мишени тритием.

Одним из путей решения проблемы получения итенсивнсго, стабильного во времени потока 14 МзВ нойтронов является применение быстрых ионов, которые, внедряясь, увод "шв&кт ресурс мишени. Например, использование смешанных тритий-дейтериевых пучков, периодической подпитки мишени тритием с целью пополнения убыли из нее последнего или тяжелых попои, производящих распыление поверхности мишени и пег-меиц;1 щих такго.< образом обедненный тритем слой мишони вглубь. В и г см случае необязательно применять твердотельные тритий-содеркащие мишени, полученные путем сорбции, целесообразнее, по-видимому, применять набивные мишени.13,5,11,17-201

Во второй главе проведено теоретическое исследование внедрения ионов изотопов водорода в многослойные мишени, изучено диффузионное перераспределение концентраций имплантированиях ионов изотопов водорода в однородные и многослойные твердотельные структуры, рассчитан поток. нейтронов из набивной мишени.

При теоретическом исследовании влияния магориала активного слоя и подложки мишени на выход нейтронов используется диффузионная модель. Получены аналитические выражения, оиисыватие концентрацию имплантированных ионов в активном слое и подложке мишони в зависимости от таких параметров ка, коэффициент диффузии в различных слоях мишени, скорост дес( "нии их из поверхности мишени в иПК'/умную систему, а такке толщина активного слоя мишони, энергия пучка ионов. Аналитические формулы удобны для быстрых численных расчетов концентрации изотопов водорода для достаточно длительного времени облучения мишеней ионами в..случае, если все основные перечисленные выше физические параметры известны.

В случае, если эти параметры неизвестны, предложен метод 'экспериментального определения этих коэф!ициентов.

Предлагаемый метод может применяться для любых металлов и, в частности, позволяет получать сводения о коэффициентах дим'уг'ии и скорости десорбции в вакуум для малорастворящих изотопы шдоролз V -таилов, таких как медь, алюмшшй, молиО-

ден, используемых как подложки г ,-.; „-¡¡ой.

Метод извлечения информации о коэффициентах диффузии и скорости десорбции дейтерия из металлов, находящихся под облучением, основан на измерегаш выхода продуктов ядерной реакции, зависящего от коэффициента диффузии и скорости десорбций как от параметров, и на ого теоретическом моделировании. Далее решается задача идентификации параметров, от которых зависит экспериментальная кривая, с параметрами теоретической модели.

Для идентификации построена теоретическая модель определения концентрации внедряемых в мишень дейтронов как для толстых мишеней так и для мишеней нанесенных на подложку.

. ' Для случая толстой мишени она приводит к выражению для гож ta D-D нейтронов [121:

Wit) - aj (B,n(q) -t ~ (B2n.,(q)i Cn(G),

' JT^oSF D

a —---e = — t

Dq П1

где J - плотность тока дейтроног , R - cpp"ний проективный пробег дейтрона, S -■ сечет"' пучка, D - коэффициент диффузии дейтрона в мишени, q * А/Ео""2, А « 44,4 КэЗ"'1, Ео - начальная анергия дейтронов, Сп(6) - функция зависящая от концентрации внедренных ионов и определяемая развитием процесса

диффузии от времени. Члены ряда

00 _

Bn(q)<■= gf Jo(t - -ц)*-0 а»

очень быстро сходятся. На рис.3 представлена рассчитанная на ЭШ скорость счета нейтронов из реакции D-D в зависимости от времени наоивки мишони из меди. Следует о\„ютить хорошее согласие с экспериментальными данными (точки на рис.3 -экспериментальные результаты). Иа этом же рисунке приводен выход D-D нейтронов для мишони, толщина которой L несколько больше пробега дейтронов R (L = I.01R) с подложками из различных материалов. Услови" были выбраны такио же, как и для сплошной медной мишени. Из рио.З еигцю, что, выбран

энергию пучка, при которое кипень простреливается почти ло подложки, можно увеличить пшеол нейтронов по сравнению с толстой мишенью, всль выбрать годяоику, коэффициент ди$фузкй в которой меньше, чем в активном слое мишениЛ121

Следует отметить, что выражение для потока нейтронов, а, следовательно, и выход нейтронов в зависимости оч времени набивки кипени несколько видоизменится при нали":ш страгглшго, т.е. статистического разброса потерь энерпш и пробегов частиц в веществе. В диссертации показано, что наличие страгглинга приводит к увеличению уровни насыщения нейтронного выхода и большей скорости приближения г' уровни насыщена.1. Качественно подобным образом на выход нейтронов влияет немонохроматичность пучка дейтронов.

. Деградация мишени, а, следовательно, и. падение выхода Т-1) нейтронов происходит из-за вымывания трития .^в конце пробега компонентов молекуляр ■ гх ионов дейтерия. ' Область вымывания по порядку величины равна страгглингу ионов дейтерия и практически неподвижна относительно поверхности мишени (для ионов изотопов водорода с энергией в несколько сотен кэВ коэффициент распыления ' значительно- меньио единицы). При ' бомбардировке мишени тяжелыми . ионами происходит заметное распыление материала мишени ^ широком диапазоне энергий. Это означает, что не зш порш'ч молекулярных (атомарных) дейтронов внедряются с нсвоЯ поверхности и положение максимума распределения отдельных порций не совпадет, профйь распределения шс искажается. Обеднены;^ тритием слой мкаени будет перемещаться вглубь с такой скоростью, которая обеспечит квазкстябильккЯ поток нейтронов -я как ледствие отсутствие глубокого вымывания трития. С этой целью про, ,'агается идея, использования пуч," тяжелых ионов, способного рлепылкть поверхность кишениЛ671 Схэматичегон процесс показан на рис.л.

Начдпьноо положение поверхности - ьрямвя "а". За время, пока рпст»лтозтЯ ну "ок тяжелых ионов "передвинет" поверхность •• отметке "б" - пучок дейтерия уменьшат концритрш'лп трктая О'х.И п соответствии с 0(хД) -= Сго<?хр'ф(;;Ы;>

пунктирная кривая I. (I - время. = > - скорость убывания трития в пересчете на единичную его концентрат™)- Новая порция дейтерия внедряется с поверхности "б" и распределяется по тому же закону (пунктирная кривая 2). За это время поверхность перемещается в лолокение "в" и все повторяется.

В результате получается однородная и мало отличающаяся от начальной пространственная зависимость концентрации трития (сплошная линия рис.4) - мишень генератора работает без деградации.

Поиск оптимума распыления поверхности мишени предполагает формулировку соответствующих уравнений динамики концентрации трития в мишени при распылении, решение этих уравнений и выбор усливий работы генератора нейт]юнов (соотношение между потоками и норгиямп дейтерия и тяжелых ионов и т.д.).

Режим работы генератора нейтронов может бить таким,

что:

1. Газ, производящий распыление мишени подается в основной источник ионов одновременна- с дейтерием. Тогда в мишени наряду с генерацией Т-В нойтронов идёт распылении по-ьерхности материала мишени.

2. Газ, производящий распыление мишени и дейтерий подаются в разрядную камеру источника ионов поочередно. Когда подается дейтерий, то генерируются нейтроны из Т-Б' реакции, поток которых со времзнем падает из-за вымывания трития и конце пробега молекулярных ионов дейтерия. При достижпнии потока нейтронов определенного, наперед заданного уровня, 'подача дейтерия в камеру-источника ионов прекращается, а полнится только тяж'-аый газ, который распыляет поверхность мишонн, смещая или ликвидируя полностью область с вымытым дейтири»м тритием. Нейтроны в втот период работы генорп'ора но генерируются.

3. Имеется дополнительный источник ионов, который моч;>>т находиться пбд потенциалом равным или ниже осимпюго, обеспечивая бимбардироику мишини по одному из о;.»манных нише

режимов.

В третьей глзве диссертации приведены результаты экспериментального исследования кинетшш накопления и обратного выделения имшшнтированых изотопов водорода в 'металлы.

Для исследования процессов внедрения ионов трития в различные материалы была применена методика, основанная ta регистрации нейтронов, получающихся в реакции T(t,2n). Для регистрации нейтронов применялись сцинтилляшганкые счетчики.

Результаты исследований мишени из титана, хрома, мэди, циркония, ниобия и ураю представлены нэ рис.5 '"а" ' а для мишеней лз скандия, иттрия, неодима, празеодама и эрбия на рис. 5 "О".Г17-20] Мишени набивались ионами трития с током 100 мкА при ускорящем напряжении 120 кВ. Из рис.5 видно, что вначале наблюдается линейное увеличение выхода нейтронов со временем. Этот временной ir -ервал различен для' ,разных материалов, для ниобия он равен 2 минутам, -для ур ча 20 минутам. Линейный ход этого участка кривой свидетельствует о том, что в начале облучения тритий из мишени .фактически ле выделяется, насыщение, т.е. достижение постоянного выхода нейтронов, достигается у разных металлов за разное врэкя (при одинаковой плотности тока). Наибольший выход чейтрснов наблюдается на мииенях из титана, циркония и метилов группч редких земель, т.е. на мииенях 1.з металлов, образующих с изотопами водорода прочные химические связи, • •

Броменнсй х^.д насыщения металлических мнзеней можно удовлэтв рительно объяснять, считая, что распределение трития в мишени удовлетворяет уравнении диффузии.

Внедрение бгстрых тритонов е металлическую титановую мишень и титановую мил нь, 'напыленную пч молибденовую подложку, происходит по разному.t221 Титан, напыленный на молибденовую подложку, насыпается значительно быстрее, ч"м чистый титан (рис.в), так .как в п;к~'.-кнке титана бсиобардарукгое тритоны проникают в металл и диффундируют как вглубь металла, тпк.и к его поверхности. Ди'|фуз:?я триютое на глубину, превышающую глубину пробега их в „тчтэтт,

Приводит К Обеднению новорхь С t:& тритием ¡1 и

уменьшэнкю выхода нейтронов. Дял продо "вращения диффузии тритонов из зоны реакции вглубь мтилла пиан следует наносить ь Еиде тонкого елок на подло::..из металла с малой растворимостью изотопов водорода, напр/'up: кюлиодвн,

, В соответствии с зи|фузиоиной ыс,чальк даышч экспериментального иссдадовашы достаточно кэплохо описываются следующим уравнением:

at = Sj - SIJO7 * - 2jfc где dc/dt - скорость накопления тритонов (дейтронов) в активном слоо мишени, 5 - сеченио пучка, J - скорость поступления тритонов (дейтронов) на единицу площади мишени, 7; - ковффициент,зависящий от геометрии мишени, о - сечение яде_ной реакции, С - концентрация тритонов (дойтроноп). Тогда логарифм разности скорости гчота ней', еоноь при насыщении шшони К® - joC*. и е любой другой момент времени II = Oja от времени бомбардировки t зависит линейно:

Indfe, - ii) = inil - (2ja + SD'y"}t ¡to pre.7 псстроань тикая : в£шмость для ышеной из титана, мода и урона. Как видно si •перишнтшг до и расчетные результата хороню соыш.цаг .

Шли проведены кзмероии.ч, н&кааы; ацио пзмг'Ноюы содвряогая трития при нагреве «саОшшт мишнвй. 1161 Томператусь миоони изморилась теимсвероЗ. бомбардировка шмвня проводилось пучком ионов дййтарая с силой тока 5 «кА, что hckj .чало практически падонмо выхода зн счет пацамцего на мишень дэйте'риевого пучка за врзмя намерения.

Выход Т(й,п) нейтронов при этом позволил «У ЮЛЬ о концентрации трития ь мишени. Результаты измерений шхода ? (d,п) нейтронов г, зависимости от тегстерач j ры шва-«ней из титана, циркония, ниобии и im~и нривэдони на рис.Ь "а". Из циркониевой .4 ¡.ьдной - ,i:;iaiiu ьчхо;; i(d,n; Играна и и, г-^-ииватолько, количество трития в иязыих при томи-ч-птуро .'ОС-ВПСТС уменьшается в рааа по сраьнии'.к. с '-емчпратурой г"й"С. Содержание тргт'.'я г мишенях из ока>'"ия. ичтрпя.

празеодима, неодима и эрбия при температуре 400°С для всех исследованных металлов составляет, примерно 65-7056 от начального. Для тритий-скандиевой мишени даже при температуре 500°С содержание трития составляет более 60% от 'начального, что значительно больше чем. для тритий-циркониевой и тритий-титановой мишеней (рис.8 "б").

Некоторое уменьшение количества трития, внедренного в материал мишени, наблюдается при перерывах в облучени" на несколько часов, что связано, как с самопроизвольной десорбцией трития, внедренного в поверхностный слой, так и с диффузией его вглубь металла. Так, перерыв 'в облучении медной 1. титановой мишеней на пять часов уменьшает выход нейтронов из медной мишени на 10%, а из титановой на 6%Л161

На мишенях,, получение- при бомбардировке металлической поверхности пучком тритонов, были измерен» выходы нейтронов из Т(а.п) реакции. Результат п эдставлен в табл.ГЛйЬ^ Таблица I. •

Материал мишени выход нейтронов - (нейтр /мк кулон)107

Скандий (молибден) Титан (молибдон)" Титан (молибден)** Титан (диск) Иттрий (молибден) ром (модь) Медь Ниобий Празеодйм Неодим (молибден) 0 Эрбий (молиюден) Тантал •Набивная мишень . **Сорбированная мишень 6,5 -10 4,5 ■ 1,8 4,г> 4,0 • 2,7 • 0,4 5,5 г 4,5 . 4,5 . 1,5

Таким образом, исследования показали, что набивнке гапени по такому важному параметру, как выход нейтронов, в рядп случав превосходят обычно используемые сорбированшшэ миш"ни. п тиболее перспективными метпл.т для. мтаганой, pfj ,отаетшх !'. кпсткнх температурных режимах, являются скандий и эрбий, т-ж кпк их тритиды вндержипопт более высокие rrMUPj" iTVpfí rtr».-» ^шгкряия выхода нейтронов По срзпнпнию п

тритидами титана и циркония.

Четвертая глава посвящена исследованию режимов работы генератора нейтронов, работающего на смешанных тритий -дейтериевых пучках.

Подпитка мишени тритием повышает качество мишени. Обнаружено, что подпиткой новых мишеней можно повысить выход нейтронов. Кроме того, подпитка мишени имеет преимущество перед заменой мишени и в экономическом отношении.

При работе на смешанных тритий-дейтериевых пучках в источнике ионов в результате' ионизации образуются ионы D% Т, D%, Т*21 DT", TD*, а если имеются остатки водорода, то еще и ионы ШГ, ИГ*, Н*, 1

Если доля протия по сравнению с долей других компонентов ионного пучка мала, а концентрация остановившихся изотопов водорода С(х) по глубине мишени величина постоянная, то плотность потока Ф 14 - МэВ нейтронов с поверхности бомбардируемого участка можно представить:

:Ф = С| JoO(E) J СБ

Нидно, что величина В, а следовательно, и плотность потока нейтронов, зависит от энергии пучка ионов, бомбардирующих мишень, и тормозной способности мишени:

з Ео Ео

Ф = ЦКГк.1Ь«н( - ) + blD( - )] + fdT.fbdTfOHEo) 4

к к

2Eq' 3

-t bdT(0,6Ko) 1 + fd T-[?'dT( - ) + btD( - Ео) f

г .К 7

Ео 3

J far tbdT( - ) + 2bld( - Eo)l

2 4 8

где fdT + fdT + fd T f Z£ = 1

2 2 К ■ I

"К" принимает значение 1,2,3 соответственно для IV,, С'г, II*, компонентов; fl: - доля К - компонента.

J'^„(E)(- V"SE где К, 1 - индэи'л' налетающей частицы и ядр? мишени

соответственно.

С помощью смешанных пучков удается держать потек нейтронов постоянным; что весьма важно для ядерно-физических исследований и промышленного применения.

Результаты исследования работы генератора нейтронов на смешанных тритий-дейтериевых пучках с использованием титановой мишени толщиной 2 мг/сы1 приведены на рис.9. Измерения проводились на смеси трития и дейтерия в utholohhh 1:1. Кривая I снималась при токе I мА, кривая 3 при токе О,Б мА,ускоряющее напряжение в обоих случаях равнялось 150 кВ, кривая 2 снималась на смеси трития и дейтерия в отношении 2:3 при токе I мА. Видно, что при падении на мишень около 0,4 кулона смешанного тритий-дейтериевого -пучка устанавливается стабильный во времени выход нейтронов с энергией 14 МэВ, что связано с достижением равновесия концентраций трития и дейтерия в мишени.

Исследования показали, что поток 14 НаВ нейтронов пропорционален току смешанного тритий-дой"чриевого пучка (концентрация тритий-дейтерий 1:1), а величина выхода нейтронов на микрокулон тока практически не зависит от значения тока смешанного пучка.

При работе генератора на смешанных тритий-дейтеривих пучках получен выход 14 МеВ нейтронов 1,8»107 мккулон"'..

При работе генератора нейтронов в режиме периодическ й подпитки убыль трития в мишени пополняется путем, замены дойтроиного учка, бомбардирующего мишень, тритиевнм пучком. С помощью этого способа можно получить выход нейтронов близкий к максимальному Вот. Выход относится к начальному моменту бомбардировки мишени пучком дейтронов. При постоянной анергии дейтронного'пучка изменение выхода 14 МэВ нейтронов зависит только от изменения концентрации трития 6 мишени.

Единичный цикл подпитки состоит из бомбардировки мишени пучком дейтронов (с зарядом Qj) и следующей зв этим -подпитки мишени тритием ( с зарядом От). В случае, если произошло большое число циклов(п •» <о)подпитки, Ьыражоние для

концентрации три.ия в мишени:

•С^ = [1 - Iexp(- OtQt)]• {1 - expf ал <0,0x1 где а - постоянный коэффициент, определяемый свойствами материала мишени' и пучка.

В режиме периодической подпитки мишени тритием наступает насыщение, при котором выход T-D нейтронов в начале каждого цикла постоянен, так как при всех режимах подпитки мишени достигается постоянство концентрации трития. Выход T-D нейтронов увеличивается с ростом отношения Qr/Qj.

Выход 14 МэВ нейтронов существенно зависит от энергии ионов трития, подпитывающих мишень. Он максимален, когда обогащаемый тритием слой приходится на глубину, соответствующую резонансной анергии для атомар1шх ионов дэйтория, вступающих в T-D реакцию (рис.2, энергия . ионов дейтерия Ed = 150 кэВ = const)

0co6l шостыо конструкции генератора, работающего на смешанных 'тритий-дойтерие выа пучках, является зам1снутая вакуумная система отка«чи. Тритий в источник ионов подавался посредством нагрева насыщенной им титановой пластики.

Пятая глава посвящена- исследованию и оптимизации фи з ико - те хшч а ских характеристик .низковольтных ускорителей для генерации нейтронов из ^оакций T(d.n) и D(d.n). В этой Х'лаве сформулированы задачи, возникащио при разработке генераторов нейтронов, и те требования, которые должны быть положены в основу или учтены при разработке' важнейших узлов низковольтного ускорителя.

В процессу исследова!шя, разработки и создания генераторов нейтронов разработаны насколько вариантов ускорительных трубок, ряд типов, источников ионов и устройств питания их. источников .высокого няпряжони' для питания ускорительных трубок, различных типов мишешшх устройств и т.д.127 32,39,661

Проведен расчет траекторий ионоп 'ырвз электростатическую ускорительную трубку с учетом поля пространственного заряда пучка и поля элоктродов о.гмааюй конфигурации, который базируется на основе численного

решения уравнений движения ионов.{353 Результата расчета полей были использован^ при моделировании ряда новых типов ускорительных трубок (НГ-300).[36,40] Расчеты показали, что важным фактором, влияющим но фокусировку пучка, кроме его объемного заряда яьляется внешний диаметр вытягивающего электрода-экстрактора.

По результатам расчетов изготовлена, испытана л експлуатирузтся ускорительная трубка для ускорения ионов изотопов водорода или гелия с силой тока 1Б+20 мА и энергией до 250 кэВ. Трубка установлена на генератора нейтронов НГ-300, который обеспечивает поток 14 МэВ нейтронов более 5-10" с"1 [403

Для питания ускорительных грубок генератора нейтронов разработаны ряд чысоковольтных источников напряжения 2^0600 кВ и ток нагрузки 1+50 мА и рабо.зющие как в. скатом газе, так и при атмосферном давлении. _

Разработанная и . практически реализованная высоковольтная установка для компактного генератора нейтронов представляет собой каскадную схему умножеш: I напряжения., работающую в сжатом "азе, помещенную в горизонтально расположенном стальном баке диаметром 500+'X) мм и длиной 10001-1500 мм. Наполнение - углекислота. Рабочее давление внутта бака - 7-10я ПаЛ27,29,ЗП . • .

Питание высоковольтной усттновки осуществляется от генератора . ШСМ-&50 кГц. Питание источника ионов осуществляется чор--з распре->.е лигельнун емпостную колонну Г

В кнераторах нейтронов, работающих па воздухе, с качестве источника высокого напряжения использовались схемы Кокрсфта-.У',,1тона "а полупроводнико-их диодах.

Проведены исследован* л работы в оптимальных режима^' источников ионов различного типа (высокочастотного типа, типа "дуогг^мэтрон", типа иеннинга). Изучены зависимости атомарного, молекулярного и трехатомного компс ;ентов тока, сфокусированного чп мишени, от расхода дейтерия» тока электромагнита, мощности разряда, напряжений нп .электродах фокусирующей системы .Для регулировки и подачи трития в -

6 19

источник разработано специальное устройство, в котором используется титановая пластинка, предварительно насыщенная тритием и нагреваемая электрическим током до нужной температуры. Экспериментально установлено, что наиболее благоприятным коэффициентом насыщения титана для рабочих давлений источника является N£1.

Разработано и создано специальное мишенное устройство, которое предназначено для работы с мишенью диаметром 270 мм и активным слоем в виде' кольца шириной 30 мм. [661

Тыльная поверхность мишени охлаждается водой. Ск рость вращения - 100 об/мин. При начальном потоке нейтронов Б* 10" с"1 выход нейтронов падал в два раза при флюенсе нейтронов - Г,8*Ю,в.[40]

Описана серия лабораторых генераторов нейтронов для ядерно-физических и радиационных исследований. Было создан^ свыше 20 установок разного типа, начиная от- генератора нейтронов с штоком нейтронов 10е с*1 и кончая серией генераторов, позволяющих получать поток нейтронов до 10" з"1. [23,24,28,32,36,37,39,411

О целью -повышения ресурса работы иишени и, следовательно, повышения эффективности использования генератора нейтронов разработаны и применены несколько способов увеличения интегрального потока нейтронов: способ подпитки мишени тритием, способ распкления поверхности мишени ионами тяжелых элементов, слособ малоуглового разделения- пучка дейтронйв по массам, одновременно падающих на мишень, но на различные ео участки.

Для повышения КЦЦ ускорения ионов в ускорительной трубке генераторов нейтронов используются магнитные поля для ограничения электронной проводимости трубки. МяГххитн из самарий-кобальтового сплава (или электромагнит) устанавливались сразу за ускорительной трубкой и слуюглм, кроме подавления электронной проводимости, для малоуг-ового разделения пучка по массам.

В шестой главе обсуадаются вопросы метрологического обеспечения нейтронных измерений, радиационной защиты и

безопасности генераторов нейтронов. Для метрологический) обеспечения нейтронных измерений создан комплекс образцсып. средств измерений в соответствии с ГОСТ 8.105.80. В ка^т.Ь' основных методов измерений приняты нейтронно-активацио н;..л и сопутствующих частиц.

Государственная метрологическая аттестация комплекса образцовых средств измерений была выполнена совместят с НПО ВНГСНТРИ Госстандарта СССР с использованном uyíujoi u>: средств характеристик нейтронных полей и активности нуклидов.

В качестве детекторов для измерения плотности потока и (флюенса быстрых нейтронов использовались реакции: 7®Nb(n.2n)"mNh, 'JBIn<n,n' )'">nIn. '*7Al(n,a)34Na.

187Au(n,2n)t9eAu, "C(n,p)"B.

Измерение активностей продуктов активации ниобия, индия, алюминия, золота и углерода нейтронами проводились на гамма-спектрометре с кристаллами Nal(Tl) шш Са(ТХ) и гамма-споктрометре с Ge(Ll) детектором типа ДГ ДК-4СА с многоканальным анализатором АН-А-02ф1.[49,51)

Для определения качества потока 14 МэВ нейтронов предлагается использовать в качестве монитора тонкие фольги из химически чистого золота, облучая их в поле нейтронов, а затем в гамма-спектрах продуктов активации наблюдать линии распада ядер ,э<иАи, ,BemAu, образующихся в реакциях (п,2п) и я«ра 19*Аи, образующегося в реакции (п.т) на - ,В7Аи, сечения котор' х известны с достаточной точностью. О величине потока 14 МэВ нейтронов судят по интенсивности наиболее сильных линий ,BemAu или ,ввчАи.

Сравнение интенсивностей близколежащих линий гамма-квантов с анергией 426 кг>В ,BemAu и гамма-квантов с энергией 41? кэВ l'J<Au позволяет определить вклад нойтроИов меньших энергий.(42,461

При импульсном режиме работы генератора нейтронов трудно получать стабильный поток нейтронов и поэтому погрешности измерений будут существенно зависить от выбора монитора. Часто и пользуемые в качестве монитора борная

кислота или серебряная фоа.-гг; а водородосодержащем замедлителе обладают большой инерционностью. Нами использовался практически безынерционный монитор нейтронного потока, работа которого осноьана на акт: нации углерода по реакции 1гС(п,р)"В с последующим измерением радиоактивности ядра,--продукта .кристаллом Са(Т1) Л 48,52] В качестве конструкционного материала датчика применен висмут, изомер ,овВ1 которого после облучения очень быстро распадается. Для поглощения р -- частиц нуклидов "Н и "В, использовался светопровод-экран, установлошшй между кристаллом Сз1(Т1) и фстокатодом ФЭУ,' из кристалла Св1. В диапазоне энергий нейтронов 16-Ю МэВ измерена функция возбуждения реакции "С(п,р)"В (рис.Ю).149]

Используя методику регистрации и счета а - частиц, сопутствующих вылету нейтроноь, можно установить <. позначное соответс-п ¡о мевду количеством г.олучь аихся в результате реакции нейтронов и числом зарегистрированных а - частиц.

В качестве детектора используется пленочный кристалл 081 (И) в сочетании с фотоэлектронным умножителем ФЭУ-87. Выбор элементов устройства производился с учетом минимизации длительности импульса с анода фотоэлектронного умножителя с целью увеличения скорости ¿чета а - частиц детектором. Абсолютное измерения флюопса первичных нейтронов производились с точностью Ь.-..

Принцип создания и метрологической аттестации образцовых источников (Ой) регламентируется соответствующими нормативными документами ■ и включают в себя образцовые источники нейтронов, создаваемые нг, отдельных ядерно-физических установках, нейтронные радиометры, обеспечивающие мониторироР'1Ниэ нейтронтшх полей при реализац; и практических задач на установках. Источники типа ОИ-Г включают и собя опорное лейтронное пола (0Г1) и сродства мониторироьания Флшкса нейтронов. .

Метрологическая аттестация в качестве образцового средства измерения 2 разряда (ГОСТ 8Л05.-ВО) источника 14-'5 МэВ .нейтронов с ьыходом 10й н/с проводе...1 с помощью

НПО ВШ1И5ТРИ. [471

Аттестация образцового источника нейтронов производилась путем сличения его с Государствегашм спеютлыта эталоном единиц плотности потока и флпенса най'.-глюп. Использовались активациошше детекторы на основе ядерных реакций 27Al(n,a)"Na и ВЗНЬ(п,2п)вггтЧ.гЪ с регистрацией гамма-линий 1368 и 934,6 кэВ соответсвенно.

Дополнительно для мониторирования на источго""Э I* -15 МэВ . зйтронов используются детекторы на основе реакций ,97Au(n,2n )10вчАи, ,97Au (n, 2п)13emAu, ,B7Au(n,n')ie7Au, а для нейтронов от D(d,n) реакции "BI(n,n,)"BmIn о пороговой энергией'1,2 МэВ. Применяемый в активационных исследованиях на образцовом источнике нейтронов гамма-спектрометр содержит GeLi детектор типа ДРДК и многоканальный анализатор АМ-А-02ф2 или АМА-ОЗФ1. Обработка гаша-спектров выполнялась автоматически на ЭВМ по специальной программе.

Повышение потока нейтропов на ядерно-физических установках от апробированных значений (Юв-ТО*° н/с) до необходимого для радиационно-физических исследований уровня Ю"-Ю,я с"' связано с изучением и модернизацией его радиационной защиты.[431

При изучении защити источников нейтронов нашли применение целый ряд программ расчетов на ЭВМ полег нейтронного и вторичного фотоньлч) излучений (одномерные двум рные, трехмерные), кспользущис, системы групповых констант, сформированные на основе файлов оцененных ядерных данных. ■ •

Предварительно для модельной сферической железо-полиэтиленовой композиции с.центральным источником 14 МэВ нейтронов осуществлено сравнение относительно экспрессных одномерных программ типа ANISN, BLANK Я P03-S.3 многогрупповых расчетов полей нейтронного и. вторичного фотонного излучения на ЭВМ с библиотеками групповнх ядерных констант типа DLS-23/CASK, ЕМРЬ-75 и РНАВ-70 соответственно. Надо отметив удовлетворительное ' согласие.' результатов расчетов по разным программамЛ44,45] ' ■ .

■ Определенную радиационную опасность представляет активность, • наведенная быстрыми нейтронами в конструкционных материалах генератора нейтронов. В таблице 2 представлены результаты вкспйримэнтально измарянной удельной активности конструкционных материалов на расстоянии 10 см от мишени после часа' работы генератора о потоком нейтронов 2,6-10»' с"'. Таблица 2 .

Реакция Удельная активность на расстоянии 10 см от мишени генератора мк Си (кг-1 час"1) Период полураспада продукта активации

"Al(n,p)"Mg *Ш(п,&)»4Йа в»С"(п,2п)"Сц. e"Cu(n,2n)e*Cu Б2 ¡é7 • 15 9,Б мин 14,9 час 9,8 мин 12,8 ас

В се д.,мой главе представлены экспериментальные комплексы оборудования для ядерно-физических исследований, в также некоторые результаты апробирования их в экспериментах.

А. Ионно-лучевая установка.

Для СЕарки ионным пучком в первую очередь необходимо: I) располагать соответствующим источником ионов; 2) правильно выбрать систему извлечения и формирования ионного пучка; 3\ решить проблему фокусировки и транспортировки пучка с необходимой удельной мощностью к месту соприкосновения его с изделием.

Существенно повысите удельную мощность пучка можно путем уменьшения,-ого поперечника за счет компенсации объемного, заряда ионного пучка ионизацией этим пучком атомов остаточного газа в системе и простым увеличением энергии ионов.,

О целью проведения глубишюй • сварки металлов разработана и изготовлена установка для получения сфокусированных ионных пучков с энергией -200 кэВ и током -30 мА, которая обеспечивает среднюю удельную мощность на мишени ~104 Вт/см2, а-максимальную удельную мощность в центре пучка i 1С 1 Вт/с(лг.Г38,401

По предложению института электросварки им.Е.О.Патона совместно с институтом физики АН Украины, на территории которого установлена разработанная нами установка, проведена сварка образцов из титанового сплава BT-I-IO. Образцы сваривались токами ионов водорода и аргона. Исследования сварных соединений, проведенных в ИЗО им. Е.о.Патона показали, что пористость шва при сварке ' ионным пучком водорода не превышает пористости при электронно-лучевой сварке. Содержание водорода в шва при этом в 1,6+2 раза ниже, чем в основном металле. Сварка 1 пучком исгав аргона дает меньшую пористость, чем сварка электронным пучком. Б. Аппаратурный комплекс для проведения калибровочных

измерений детекторов зарлиенных частиц. ' ' Разработан , и эксплуатируется . прецизионный сверхслаботочный ускоритель тчжелых ионов, который используется для калибровки детекторов заряженных • чздтиц, ионного легирования и других физических исслэдов&шй, требующих небольших потоков ионов. , Основные технические характеристики сверхслаботочного ускорителя приведены в табл.3.133,341 Таблица 3

Параметр Зяачеш'т

Максимальная энергия ионов, кэВ' . Точность установки напряжения . по.току делителя.кВ по ЯМР.В Максимальный то« нагрузки Пульсацг;.-' выходного напряжения,В Интенсивность потока ионов плавно,' регулируемая,А Габаритный Ьазмелн.мм Изолирую^. у\- сре,м Давление газа в котле.Пг Потребляемая мощность,кВт ' 540 ' ■ ±1 , ±76 v ю-* 76 Ю"1Т -'3-Ю"9 320*610 . 9S% Со2 + 5% SFe 7,6-10я 3,5

На у*-зрителе выполнен цикл работ по калибровке различных тицов детекторов (полупровод,. икс»внх, сцинтил-ляционных), изучению светоЕнхода различных рдг туияторов и эффектигности счет! ионов низких и средних эноргий различного типа канальными электронными умножителями. (,57-59]

Ускоритель .укомплектован необходимой ядерно-физической аппаратурой и ЭВМ. Сверхслаб' ¡очный ускоритель зарекомендовал себя в течении всего времени работы надежным и удобным в эксглуатации.

В качестве иллюстрации практического использования комплекса аппаратуры, в состав которой входит сверхслаботочный ускоритель, приведем, результвт исследования сции-тилляционного спектрометра РШ1-806, применявшегося на спутниках "Ореол" и "Ореол-2" по советско-французскому эксперименту "АРКАД", для измерения'спектра протонов, Еысыпа. лихся в авроральной зоне из плазменного слоя и пояса кольцевого тока.

Реальные измерени на спутниках "Ореол" и "Ореол-2" в области протонного кольцевого тока на Ь - оболочках 4,604,65 на высотах 2000-3000 км достаточно хорошо совпадают, между собой; сравнение их с данными протонного -детектора, полученными со спутника 076 В на тех же оболочках, также свидетельствует о согласовании измерений как по абсолютной интенсивности протонов, так и по наклону спектров (рис.П). [57)

В.Применениа нейтронных пучков для активационного анализа состава вещества.

Разработанное способы стабилизации потока нейтронов позволяют улучшить чувствительность определения ряда элементов и снизить гр^.шцу определяемых содержаний веществ в металлах, минеральном сырье, а также увеличить производительность метода при анализе по короткокивущим изотопам. Увеличение интегрального потока нейтронов дало возможность уменьшить пклад случайной погрешности анализа.

Для быстрого и точного определения углерода в сталях, сплавах и других материалах с относительно высоким содержанием углерода применен ; ;тивационный анализ с помощью внсокоинтенсивного источника быстрых нейтронов.

Основным источником фона п"и определении по .реакции "С(п,р)"В является, т-давным образом, изотоп '"И - продукт реакции 1в0(п,р) Основным источником кислорода является

стеклянный баллон ФЗУ- Ясно, что между кристаллом Сэ1(Т1) и фотокатодом ФЭУ должен находиться светопровод - экран, поглощающий бета-излучение изотопов "И и ''В, образующихся под действием быстрых нейтронов на материалах ФЭУ. Нпмл в качестве светопровода использовался кристалл Сз1, который без таллия не является сцинтиллирупцим веществом. 'Толщина светопровода (-Б см) выбрана из расчета полного поглощения жесткого бета-излучения и гамма-квантов средних анер1 .¡й.

Гри расположении детектора вблизи источника нейтронов происходит активация защитных и конструкционных материалов, что вносит дополнительный вклад в общий фон и приводит к увеличении общих загрузок ФЭУ и нестабильности работа установки в целом.

Анализ веществ,-пригодных к использованию в качества конструкционного и защитного материала, проведешшй шЛи, показал пригодность для этой роли висмута. Определение содержания углерода и изучение функции возбуждения, в реакции "С(п,р)"В проводилось в лабораторных условиях на ускорителе Киевского госуниверситета нами совместно с В.Т.ТустановскинЛ 49,49,52]

Анализировались следутцие материалы: стили, твердые сплавы. Для ксадого образца проводилось семь параллельных измерений. Через квадые три-четыре измерения регистрировалась активность фс .а и эталона. В качество этшг >а использовался образец стали с содержанием углерода 0,6 1 0,001*.

В табл.4 показаны результаты нейтрошю-активационного и других методов определения углерода в образцах стали. Как видно из табл.4 получена хорошая сходимость результатов нойтронно-актшзационного мотода и других методов определений углерода: сжигания, окислительного плавления в вакууме. Таблица 4

* Содержание углерода,ж наа Другие методы

1. 2. 3. 4. о.эй ± 0,03 0,т4 * 0,11 0,16 ± 0,1 0,43 ± 0,05 " 0,95 ± 0,05 0,16 ± 0,02 0д6 *. 0,02 0.45 ± 0,02

„.Комплекс ядэрногФизической аппаратуры и метод нейтронно-активационного анализа использовался нами также для определения различных примесой в моторных маслах отечественного и зарубежного производства.[601

Измерения наведенной быстрыми нейтронами активности производились на германий-литиевом спектрометре в комплекте о анализатором АМ-А-02Ф1. Разрешение спектрометра составляло 3,5 кэВ на линиях воСо.

Плотность потока 14/6 МэВ нейтронов определялась по активности алюминиевой фольги по линиям Еу, = 1368 МэВ и Е7а = - 2764 КэВ изотопа 74Иа из реакции г7А1(п,а)*4На.

Результаты исследования элементного состава некоторых м^сел представлены в табл.5. Таблица 5

0> разец I Образец 2

Элемент Масса элемента, г/кг вещества Элемент Масса элемента, г/кг вещества

Са А1 Ва Бг 13,5±0,7 0,112±0,007 • (7,8±1,3)*10"я . (3,940,6)-10"» (б,5±0,9).'10'» Са А1 С1 Ва 8г гп Ге 3,01±0,33 0.594±0,035 1,^110,09 (4,9±0,7)-10"* (2,26±0,43)-10-* (5,2*1,2)-10-* (9,3±0,5)-10-»

Перечисленные примеры свидетельствуют о больших возможностях метода с . использованием ядерно-физических комплексов при ^ошонии самых разных проблем. Общий итог работы сводится к следующему:

1. Проведен анализ' современного состояния разработок в области не"зотопных источников нейтронов. Систематизированы метода увеличения выхода и повышения стабильности во времени потока термоядерных нейтронов из мишенгашх узлов генераторов нейтронов.

2. Аналитически решена задача о термодиффузионном перераспределении концентрации изотопов водорода (дейтерия, тр гия) в. многослойной струи.уре мишени генерат .ра нийт{юнов и изучена эволюция термодинамически неравновесных

послеимплантационных распределений.

3. Аналитически решена задача о потоке быстрых нейтронов с учетом термодиффузиошюго перераспределения изотопов водорода в многослойной набивной мишени генератора'нейтронов

•и проанализированы различные предельные случаи. Показано, ч.о наличие статистического разброса пробегов дейтронов в веществе мишени (страгглинга) приводит к увеличению уровня насыщения выхода нейтронов.

4. Предложена и экспериментально реализована . методика вычисления коэффициентов диффузии и скорости десорбции, определяющих утечку имплантированных в мишень ионов йзотопов водорода в условиях облучения по измерению потока "ейтронов в'зависьиости от времени имплантации. ■'

5. Предложена модель нахождения профилей изотопов водорода (и любых других примесей) при больших дозах внедрения с учетом распыления поверхности мишени "тяжелыми*>: ррнами. Показано, что путем распыления поверхности металл-трЛ'тиевой мишени "тяжелыми"' ионами можно стабилизировать выход термоядерных нейтронов во времени.

6. Проведены исследбвания набивных мишенеЛ, показавшие пригодность их для Генераторов нейтройов. Максимальный выход нейтронов из набивных мишеней получен в с..учае использования материалов, хорошо растворяющих избтопы во'дорода, эких как тит^н, цирконий, скандий, иттрий, эрбий и группы редких 'земель. Для предотвращения диффузии изотопов водорода вглубь металла -необходимо использовать металлы, образующие с водородом прочные химические связи, чанесенные в Биде тонкого >;лоя на подложку с малой растворимостью изотопов водорода и большой теплопроводностью. В мишенях из хрома и ниооия обн^ружет: особенности при имплантации трития.

7. Проведенн исследоваш .1 выхода термоядерных нейтронов в мишенях и? циркония, меди, тантала, ниобия,' скандия, иттрия, празеодиму эрбия до и после высок^текперят'-'рного отжига. Подученные результаты свидетельствуют о гом, что мишени" из эибия, празеодима, иттрия и скандия являются более термостойкими пс сравнению с титаном.

8. Проведено исследование самопроизвольной десорОции внедренного трития из титанов, л мишени при комнатной температуре. Анализ экспериментальных результатов свидетельствует об относительно небольшой подвижности внедренного трития.

9. Разработана и создана экспериментальная установка -генератор нейтронов, имеющий, замкнутую систему откачки, что позволило применить тритиевый пучок для пополнения убыли трития в мишени. Разработана система подачи трития в источник ионов. • ■' .

Исследованы режимы работы генератора нейтронов на смешанном тритий-дейтериевом пучке и при периодической подпитке мишс и тритием.'

Достигаемый в экспериментальном генераторе средний поток нейтронов из реакции Т-Б (5+10)•10,° н/с поддер живается на одном уровне не менее 3*10" с.

10. Разработаны и созданы свыше двадцати генераторов нейтронов разных типов с потоком термоядерных нейтронов в

иапазоне от (5Л0)-Ш7 н/с до (5*10)-Ю11 н/с, которые успешно работали и работают в ряде организаций бывшего Советского Союза. '

В процессе создания и совершенствования генераторов нейтронов были разработаны несколько вариантов ускорительных трубок, ряд типов источников 'ионов и мишенных устройств, различные варианты вакуумных систем и систем питания источников ионов.

11. Разработаны и изготовлены источники постоягаюго высокого напряжения в сжатом газе (250 кВ, ?50 кВ, БОТ кВ,), которые, имея малые габариты, легко транспортируются, не требуют специальных помещений. Размещение элементов схемы умножения напряжения на электродах ускорительной . трубки, позволяет разрешить, проблему создания малогабаритного генератора нейтронов.

12. Для метрологического обеспе :епия нейтронных 1'Керепий разработан и создан «гоюкс образцовых средств измлрпииЯ в соогвотигаш с г"хл' •\i0P-80. в качестяе оспорим* ммтслов

измерений принят НйЛтрошп-ик'птациошшй а сопутствующих части.

ГЗ. Для миниторировопия потока быстрых нейтронов при р«о.г.£0 генератора нейтронов в импульсном режиме пред по»: и а разработав монитор на ссноьо реакции 'гС(п,р)"В. 1Ь< функция возбуждения этой роакшга в дианозоне -лмртй нейтронов 16+18 ЫзВ. Уточнены сечения реакций. 1<1. РаараСютаи и создан на базе ускорителя сверхсл«-"-;* 1' м;; (1С"17, J аппаратурный комплекс для проведения ка^г'роьочььх измерений детекторов заряженных частиц.

15. Разработан и создан на база разработанных сильноточных ускорителей (удолышя мощность пучка -10° вт/см*) экспериментальный комплекс специального электрофизического оборудования для проведения по?шой лучевой сварки металлов. Исследоваш1я сварных соединений, ироьидешшх п ИЭС им.Е'.О. Патона, показали, что пористость шва при сварке ионным пучком водорода не превышает пористости при электронно-лучевой сварке.

16. На базо сильнопоточного геноратора нейронов создан комплекс аппаратуры для ¡юйтронно-актисационного определения углорода в сталях, твердых сплавах и других материалах, а тпкжй кальция, алюминия, хлора и других элементов в моторных маслах.

Основные положения диссерта;, -и изложонл п следующих литературных исто шиках:

1. Применко 1.И., Белкхмнко H.A., Коломной Н.Ф. Методы увеличения выхода и пог'лчюннл стабильности потока термоядерных нойтроноп мии. чпшх узлов нейтронных генераторов //Лойтронно-эноргетичоскне проблема термоядерных устпновоК.М.': ЭНИН. 1989-с.65-72.

2. Применко Г.И., Стрийпк H.Ii., Велюсенко H.A. и др. Некоторые попроси оптимизации использования мижшей для генераторов неПтронои. //Украинский физический йурнпл. -11)89.- I2.--c.I7G7-T773.

3. Применко Г.И., СтрижакВ.И., Чикаи И. и др.. 14 МэВ нейтроны • пути увеличения выхода нейтронов и стабильности ого ьо времени. //Изв.Вузов. «Тизика. -1938.-Т.ЗТ. Г).-с.'.7-31.

4. Применко Г.И., Стрижак В.П., Белюсенко II.А'., Бродер Д.Л.. Некоторпэ вопрос" разработки мияонай для . генератора

нейтронов.. //Вопросы,отомной науки и техники. Радиационная техника.-1990.-Вып.I (41).-с.Р 14.

5. Стриквк В.И., Степаненко В.А., Применко Г.И. //Вопросы физики быстрых нейтронов. Мишени для получения нейтронов. К.: КГУ. 1972-с.140.

6. Применко Г.И., Кухленко A.C., Тараканов В.К. Экспериментальное обеспечение решения ' инженерных проблем бланкета и радиациошюй защиты термоядерного роактора. Киев. 1985. Заключительный отчет. Госрегистрации

* 8I00I363.

7. Применко Г.И.. Стризкак В1И., Белюсенко H.A. и др. //Тезисы 2 Всесоюзного научно-технического совещания "Вопросы разработки и применения портативных, генераторов нейтронов : 1987-с. 51г52,

8. Коломиец Н.Ф., Применко Г.Й., Стрикак В.И., Белюсещсо .H.A., Шиканов А.БГ., Цыбин A.C. Источники нейтронов. К.: 'Высшая школа. 1993.-240 с.

9-Tsybin A.S.,Вс1узепко N.A..Koloraiela N.F..Prlmenko G.I. . Now Source. Of 14 Mev Meutrons For Radiation Physics And Thermonuclear ПезеагсЪез.//5-th International Sin.poulyn On Radiation Fhy3ics. Yugoslavia.-1991.-p.11-47.

10. Дехтяр М.И., Применко Г.И., Стрижак В.И. О многослойных набивных мишенях для получения Д-Д нейтронов У/ Атоштя энергия-1978.-Т 44 Вып. 6.-C.5IS-5I3.

11. дахтяр М.И., Применко Г.И., Стргосак' В.И.; Набивнеыэ двухслойные мишени для Д-Д реакции //Нейтронная физика.М: ЦНИМатоминформ.I980.-Т 4.-С.146-148.

"2. Дехтяр М.If., Ежов С.Н., Применко Г.И. Распределение дейтронов и выход нейтронов из набивных мишеней с подложкой //Нейтронная физика .М:ЩШатоминформ. 1984.-Т 4-с.261-263.

13. Бобырь В.В., Гуртовой М.Е., Применко Г.И. и -др. Взаимодействие быстрых нейтронов с атомными ядрами. Заключительный отчет. КиевЛЭте.Госрегистг.ащш № 7I07I408.

14. Гулько В.М., Коломиец Н.Ф., Применко Г.Н., Ииканоз А.Е. Пространственно-временные зависимости температуры и концентрации нуклидоь водорода в плазмообразундой мишени лазерного источника дейтронов.// Изв.Вузов.Физика.1988.-Т 31.-JS 5.-С. ¿9-53.

15. Дехтяр М.И., НвплюевВ.М., Применко Г.И., Солов Ю.А., Тараканов В.К. Измерение коэффициентов диффузии и скорости десорбции в вакуум дейтерия в условиях облучения металлических мишенг1 ионными пучками водорода // Материал Международной конференции. "Структурна-лшшч/ческиа процессы в неупорядоченных средах". ■ Опчорканд: СГУ.1992.-с.132. ■

15. Стриггпк В.И., Пр; юнко Г 'Л.; К вопросу '> досорбцяи трития," внедренного в металлы// Украине,rsn' t^-iK'ifcrvfl журнал. I970-T.T5.JH.с.169-17[.

IV. Стрижак В.И., Применко Г. И.. Пронман H.H.. 0""/!nn;w и ксследогэшю нп^ппшх мишеней для реакции Д-7.7 кто»т~,л энергия.1970. 3.-с.251-2П2.

18. Кнцяуров JI.H. .Стрижак D.H., Применко Г.П., Пр<"'п!пн U.V. Иабшчп трит. мгачшя из екм'лия, итгр»-, vi •tvomwi >•

неодима// Атомная .энергия. 1Э70-Т. 28- Бип.З.-с. 249-251.

19. Кацауров Л.Н., Применко Г.И., Степаненко В.А. и др. Исследования условий насыщения тритием набивных мишене? v-i титана, циркония, тантала, ниобия// Производство изотопов М. :АтомиЗдат. 4.I-I973.-с.261-263.

20. Применко .Г.И., Стрижак В.И. Исследование н; мишеней для реакции Т~ц // .Вестник Киевского у-та.сэр. Физика.1985.-* 26-C.II5-II7.

21. Применко ;Г.И.. Голубев В.Н..Наплюев П.М., и др. Многослойзше мишени - один из способов стабилизации потока Д-Т нейтронов //Нейтронная физика.М.: ЦНИИат-" -лшформ. 1988.-Т 4-с.ЗЭ.

22. /рикак В.И., Применко Г.И., Тустановский В.Т.. Исследованид взаимодействия быстрых ионов трития с титаном. // Атомная энергия. 1969-т 27.-Вып. 2.-c.I58-I60.

23. Применко Г.И.., Неплюев В.М., Стрижак В.И. Генераторы 14 МэВ нейтронов-ггроблемы и решения. //Тезисы третьего Всесоюзного совещания. "Вопросы разработки и применения портативных генераторов нейтронов -М.: ВНИИрт, 19БЗ.-С.2.

24. Барит И.Я., Дуев Л.Т., Кацауров Л.Н., Применко Г.И. и др. нейтронный генератор на смеппг ;чх дейтерий-тритиевых пучках для активационного анализа /,Активационный анализ. Ташкент:ФАН-1971.с.279-281.

25. Применко Г.И., Непл¡ооIi В.М., Стрижак В.И., Генераторы нойтронов с набив!шми мишенями.// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная физика. 1990.Вып.2(42).-с.13-16.

26. Применко Г.И., Неплюев В.М., Стрижак L.11. Генерация быстрых нейтронов набивными мишенями // Нейтронная физика. 1988.-Т 4.-с.35-38.

27. Вобырь В.В., Taiwan В.П., Крыштаб Г.С., Посохов H.A., Применко Г.М. Источник нойтронов на основе 350 кзВ ускорителя заряженных частиц.//Вестник Киевского гос~та.-1967.-.* 8-е.65-67.

28. Бобырь В.В., Применко Г."., Прокопец Г.А., и др. Нейтронные генераторы для физических исследований i шг.»¡анионного анализа //Активации.ный анализ.Ташконт.: SAH-T977.-с. 273-274.

29. Стрижак Г '1.,Посохов H.A.,Приметсо Г.И., и др. Каскадный ускоритель заряженных частиц - источник быстрых нейтронов //Вестник Киевского гос-тз.Сор. Физка.-1975-Ж 6.-с.49.51.

30. Коломиен В.Н., Применко Г.И., Стрижак В.И., Усиков . П.И. Простой способ регенерации насосоа НЭМ-300// Приборы и техника эксперименты. -1975. - * '6. ;С. 225.

31. Стрижак П.И., Посохов H.A., Применко Г.И., Тараканов В.К. 500 кэВ ускоритель ионов - источник быстрых нейтронов I/ Приборы и тохника эксперимента.-1975.-* G.-с.15-16.

32. Стрит,-ж П.И., Лощонко П.К., Применко Г.И., Нейтронные генераторы для промышленного применения // Atomki Kor, 1 сmeriyek. -1У76-Р.331 -333.

33. Стрижак В.И., Применко Г.И., .Усиков, Эстулин И.В., Сперхслабочч'шнй источник ионов // Прикладная ядерная спектроскопия.М.:Атомиздят.1977-* 7.-с.204-205.

34. Стрижак В.И., "чименко Г.И., Усиков Ю.И., Эстулин И.В.

Прецизионный ускоритель// Приборы и техника экс.1 ¡оримонта.-1978.-У> 5-с.25-Г7.

35. Гомеиюк В.Г., Дротик К.И., Ьрименко Г.И. и др. Некоторые особенности расчета ускоритольнеой трубки для сильноточного нейтронного генератора //Вестник Киевского у-та. -Сер ЛУ13.197Э. -» 20-С. 42-15.

36. Кухленко A.C., Ноплюев D.M., Примонко Г.И., и да. Высокоинтенсившй и высокоградиентный источник протопоп //Ускорители ионов низких и средних энергий.К.:Наукова Думка.-1932.с.144-Т46.

37. Кухленко A.C., Неплю«в В.М., Применко Г.И. и

f.//Силыюпсточный генератор 14 МэВ нейтронов// йтронная физика М. :ЦНШатоминформ.-1984.-Т 4.-с.283-284.

38. Defchtyar H.I. .Maydanyk V.K..Neplyuev V.M. Priment G.I. et al. Intense 14 Mev Neutron Generator. //Properties Of Neutron Sources.-Vienna. 1987.-p.365-367.зэ.

39. Войтенко В.Л., Гулько В.М., Примонко Г.И., др. Импульсный генератор //A.C.» 1367755.

40. Применк- Г.И., Майданюк В.К. .Неплюев В.М-. и др. Генератор нейтронов с выходом нойтронов 5'I0uc~V/ Приборы и техника эксперимента.-1989-Я 6.-с.39-41.

4Т. Бродер Д.Л., Белюсенко H.A., Примонко Г.И., идр. Генератор 14 МэВ нейтронов // Вопросы атомной науки и техники.Сер. Радиационная техника.-1990-Вып.1(41)-с.9-П.

42. Майданюк В.К., Нешпоев В.М., Применко ГЛ1. и др. Об использовании золота в качестве монитора 14 МэВ нейтронов // Тезисы докладов. Всесоюзной научно-технической конференции "Вопросы разработки и применения портативных генераторов нейтронов.-1987.-с.157-158

43. Стрижак В.И., Применко Г.И., Болюсенко H.A., Бродер Д.Л., Повышение нейтронной мощности оборудования и обеспечения его безопасности //Нейтронная физика .М. -.ЦНШатоминформ.-1988.-Т. 4.-с Л38.

44. Белюсенко H.A., Коломиец Н.Ф., Кондураикин H.A., Применко Г.И., Стрижак. В.И.; Радиационная защита комплексов нейтронно-фкзического оборудования для радиацношго-фнзическ.л и термоядерных исследований (моделирование защиты)// Тезисы докладов 5 Всесоюзной научной конференции по защите От ионияирущих излучений ядерно-технических установок. Протвино-1989.-с.156.

45. Белвсенко H.A., Коломиец II.О., Кондурашкин H.A., Применко Г. И., Стрижак Б.Ч.; Радиационная защита комплексов нойтроцно-фиаического оборудование для радаационно-физичесиих и термоядерных исследований (об?.ор ,результатов исследований зашиты)//Тезисн докладов Б 'Нсесоюзной научной кон|)'юренци по ваяйте от ионизирующих

излучений дешю-тг --пичоских vctojiopok.

Протшшо-1939.-с Л57.

46.-Майданюк В.К., Нэплюев В.М., Примонко Г.IT., j др. Определение сечения возбукдрния изомерного <'0стошшл золота в реакции ( г., т ) Т-Д нейтронами/'/" -'йтронюя физш:а.М.:Шй!Чзтс -.тформ.1983.-Т 3.C.329.

47. Белюоенко H.A., Майданюк В.К., Нэплюев В.М.. Прггичпго Г.И. и др. Г 'рппновпй источник 14-15 М?В нс'Итрлчлр с

выходом 6*10" ji/c для радиационно-физических и термоядерных исследований .//"Пятое Всесоюзное совещание "Метрология нейтронного излучения на реакторах и ускорителях".М.:19Э0-с.23-25.

48. Стрижак В.И., Бобырь В.В., Поименно Г.И., др; Изучение реакции 1гС(п,р) для целей активационного анализа / азиеы докладов 3 всесоюзного . совещания по активации шопу анализу. Ташкент.ФАН.-1972.-с.22.

49. Стрижак В.И., Бобирь В.В., Применко Г.И. и др. Исследование функции возбуждения реакции *?С(п.р)"В при энергии нейтронов 16-17 МэВ // Известия АН СССР -197?.-Т

. 36.-с.26?, 1-2623.

50. I )люсенко H.A., Коломиец Н.Ф., Кондурагшш H.A.» Применко Г.И., Стрижак В.И. Радиационная защита комплекса альфа, Cefa, гамма и нейтронных установок для

адиационно-физических и термоядерных исследований моделирование ' защиты) //Тезисы докладов 5 Всесоюзной научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Протвино.I989-C.I58.

51. домехкя В.Л., Майданюк В.К., Иоплюав В.М., Применко Г.И., Тараканов В.К. Гамма-спочт-омотрическое изучение сечения радиационного захвата нейтронов с Е=2,7 МэВ ' на ,,в1п и '®7Аи //Тозисы доклад в 36 Всесоюзного совещания "Ядерная спектроскопия и структура ядра"Л986.-с.94-95.

52. Бобырь В.В. .Применко Г.И. .Ревьг.к К.К., и др. Резонанс в сечении "C(n,p)"B реакции при энергии нейтронов 17 МэВ //Тезисы докладов 21 Всесоюзного соп>чцпчил "Ядерная спектроскопия и структура ядра".1972.-с.14.

53. Белюсенко H.A., майданюк В.К., Неплюов В.М., Применко Г.И. и др. Образцовый источник I4-T5 МоВ нейтронов с выходом 6'10"н/с для радиационно-физических и термоядерных исследований (исследования гзмма спектрометра с кристаллом висмута)//5 Всесоюзное совещание по метрологии нейтронного излучения на реакторвх к ускорителях.MЛ9SU.-с.26-27.

Б4. Tcybfn A.S.,BelU3cnko H.A..KolomletB N.F..Prlmenko G.I. Mot' 'ling Of a,ß,7 And Neutron Sourct Uaed For Radiation Processing Of scmlcoductlv Elements. //5-th International Simposium r-> Radiation Physics. Dubrovnlk. Ygoslavia. -1991.-n.?I-

. 55. Примонко Г.И., Дохтяр M.П., Ноп.гаев В.M., Тараканов В.К. Исследование характеристик источников быстрых нейтронов и радиационной стойкости полупроводниковых

изделий.//Заключительный отчот.К.'-19ВЭ.

56. Стрижак В.И., Бобырь В.В., Применко Г.И. и др. Установка для активационного анализа, использующая пучок нейтронов с анергией 15.5 Мэв // Тезисы докладов 3 Всесоюзного совещания по активационному анализу.Ташкент 1972.-с.22.

57.Вяревкин А.Д., Гольперин Ю.И., Применко Г.И., и др. Исследование характеристик сцинтилляционного спектрометра протонов средних энергий // Препринт-446 ин-та космических исслодовани.; АН СССР.-1979.-c.I6.

Б8. Усиков Ю.И., Применко Г.И., Темный В.В.,' Эстулин И.В. Изучение офЛекти1 юсти счета ионов с энергиями 20-640 кбВ

канальными электролинии умножателями//Препринт-Б36 ин-та космических исследований АН СССР. -1979.

59. Усиков Ю.И., Видей Ю.Т., Применко г.И., Цирлин Ю.А. Исследова1ше характеристик сцинтиллято 'Г, на основе Cal при регистрации протонов с энергией 20 £..40 кэВ //Приборы и техника эксперимента.-T984.-Jí Т.с.86-8.0.

60. Бавин И.И., Зорин В.А., Майданы; В.К., Применю Г.И. и др,, Исследование свойств молибдоносодержапца присадок к маслам методом нейтронно-актиьациоыгого анализа //Тезисы докладов. 2 Всесоюзной научно-технической конфоришцш "Вопросы разработки и применения портативных генераторов нвйтронов*-1Э87.-и.125--126.

61. Стрикак В.И., Применко Г.И., Гчлмсмнко H.A. и др. Разработка комплекса радиационно-Физичеекого обооудования для нейтронно-физических исследований * (вопросы научно-тохнического обеспечения )//Нойтронлая физика.М.:ЦНШатоминформ. 1988.- Т 1.~<'.T4I-I4fi.

62. Стрижек В.И., Применко Г.И., Ь'елюсписо H.A., и др. Разработка комплекса радг'&циошю-Физичоского оборудования дли нейтронно-Физических исследований ( повышение нейтронной мощности и of ¡почета безопасности)//Нейтронная физика.М. :1ич1Иатомш1'1орм.1Э;38.-Т 4.-с.136-,40.

63. Применко. Г.И., Майдышк ...К., Колотухин К.И. и др. Разработка нейтронной истиатйлшой установки ГОГЬ-10//Н<эйтрошго-знег л-ичесчсие проблемы тирмоядорных установок.М. :Э1ШН.Н-69. -с.5а.

64. Ешг-осенко Н.4., Майдглю' Ч.К., Нопшш В.М., Применко Г.К. и др.МоделироБШШо поля т'тггаядорних нейтронов для обработки полупроводниковых п..метин//Топ,., ы докладов 5 Всесоюзного совещания по м ■"рологии noít гнойного излучения на реакторах и ускорителях.Л.: 1950. -с.20Г, -2(19.

65. Коломииц D.M., Применко Г.И., Стрикак В.И.; Стабильный источни!- ион^в для сворхеляботочнл'о ускорителя протонов с максимальной зпоргией 400 кэВ// Вестник Киевского госунивер-та.Сер.Физика.1975.-с.49-51.

66. Неплвов В.М., Посохов H.A., Применко Г.И. и др. Вращающаяся охлаждаемая водой тритичвая миш-ли дли генерстоьм (мйтпонм.//вопросы атомной науки и г,ьхиики.Сер.Радиационная чохшша.- 1990. [;i;n.I (41)-c.2l 22.

67. A.C. Способ получеты стабилизированных по ьримени потоков Д Т нейтронов в неитрошшх геннратора.х. Ппимонко Г.И., Ровенских П.А., Гулько В.М., Коломной II. -I., шнкииов А.Е./-/Прин;.га 31.07,92. - не опубл.

Причин« понижения выдота и нестабильности потсгд. нейтронов мишенньа уаясе

ZL

Обеднение мишени тритием

Terw**« возяейсг рив ггггхя

Влияпн» nptaieceR гтг&А

Потер« »нергни

Увеличен-

ние активности

Полптгд тритием

Барьерное Тверже-

ииеоо-

Ниэк&я эффективность ре«адии

♦о

Раздел»-кие пучка

»чергии

U

ДополнтедаЛое

«агор« un'

| Способы пооьшгсния выход» и стабильности потока нейтронов

Рис. 1,' i Основные способы увеличения выхода и повышения стабильности потока 14 МэВ нейтронов

n/мк Кл •2,5 •ID-'

5,9 U. U5.

\

I , I-

U0 Ет,кВ

Б0> 8.Q. 100 с

Рии.'Й. Зависимость.вывода Т-Д нейтронов от энергии тритонов подпшот мишени из титана

сек

/О* I

сек

Рис. З.) ; выход нейтронов в зависимости от времени'набивки мишени: оплошные кривые - расчетные значения; точки - экспериментальные результаты

а 5 в ■ х

Рис. Распределение трития в распыляемой пучком тяжелых ионов мишени

Рис. 5.) Выход нейтронов из реакции 1(1;,2п) на набивных, мишенях в зависимости от времени облучения

Рис, -6.' (Кривые насыщения для тиган-ыолиОденовой и титановой мишени

^ОглП I

Отн.еЭ, ¡0

25

20

15

«П

5 -

Т*

I ■ I I 1.1

0 200 500 „ 400 500 температура, С

сс )

«о гао 450 *«5о Тсиперотуро, граЭ.

Рис. 3.! Зависимость выхода 14 ИэВ нейтронов от температуры мишени

cL

<а о х о

а.

Е •а а>

х £

Е

о

с:

•циа 1.8 I.C U

tija 0,6 ол

4D

i ' i I I J i

00 120 Время, мим.

1БО гоо

Рис..8.

ill

«.II

ми

МО J5.D ¿30 зю

ПО ¡50

гзе a« Hi по во oo im

JP

70

il

111

' i

Зависимость выходя Т-д нейтронов от времени при бомбардировке мишевт-: из тагана смешанным трэтий-дейтериевым пуп ам: 1 - ток ионов 1 мА, отношение трития к дейтерию 1:1; 2 - ток ионов 1 мА, отношение трития к дейтерию 2:3; 3 - ток ионов 0,5 мЛ, отношение тригля к дейтерию 1:1 J д_ф

I И-Шггч

I (ltd

I 1150

I

| 1)50 | II5»

[ га

1 15» ( «50 1 К St IJ30

им

II» 11» 150 130 «Л »9 331) 130

м

IIII !«• IIU 141 «» ill! НИ «II nil ИМ lilt пи 1/31 ПК' Ш1 пи ПК 1116 1)11

Рта. \о. jiyHKUjafl возбуждения реакции "ССп.рУВ

42

Еч. 1Ы

f

IO3

И*.

ь

У

ч

I01

- Ороол Caiox 1773

к - lilom

Ореад-2

н • гйсоюи

мио , 972-076ВI

Кр(к«В)'

О 600 1000

Рио. 11. Сгазкт^ы протонов в области пояоа кольцевого тока по данным опупшков "Ореол" и И0реол-2Я

ПРИМЕНЮ) Георгий Иванович

неизотопные источники интенсивных И стабильных

потоков шстгах нейтронов для ядерно - физических и радиационных исследований

(Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора франко-математических наук)

Усл. печ. л. 2.7 Тип. аак. 1 81

Подписано к печати 03.05.1993 г. Тираж 100

•»Институт ядерных исследований АН Украины ; 252028, Киев-28, Пр.Науки, 47