RU2634330C1

RU2634330C1 - Photoneutron source

Info

Publication number: RU2634330C1
Application number: RU2017103215A
Authority: RU
Inventors: Анатолий Васильевич Андреев; Юрий Миланович Бурмистров; Сергей Викторович Зуев; Евгений Сергеевич Конобеевский; Людмила Николаевна Латышева; Михаил Вадимович Мордовской; Василий Николаевич Пономарёв; Геннадий Васильевич Солодухов; Николай Михайлович Соболевский
Priority date: 2017-02-01
Filing date: 2017-02-01
Publication date: 2017-10-26

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: photoneutron source includes a channel for introducing an electron beam irradiated by an electron beam with an energy of 6-8 MeV, e-γ-converter of tungsten with a thickness of 0.1 cm, two photoneutron targets from beryllium, a cavity for sample irradiation, a fast neutron retarder from polyethylene, and biological protection from borated polyethylene to absorb thermal and slow and absorb fast neutrons emitted from the source. In biological protection, a cavity filled with a moderator is made. In the centre of the moderator, a cavity is also made, in which the first and the second photoneutron targets are symmetrically positioned relative to its centre. The space between the targets serves as a cavity for irradiating the samples. On the outer surface of the first photoneutron target, an e-γ-converter is located, which is coupled with a channel for the input of an electron beam. On the sides of the cavity, side photoneutron targets of beryllium with a thickness of, at least, 1 cm can be additionally located. The photoneutron source further comprises a channel for placing the samples inside the cavity to irradiate the samples and a channel for withdrawing neutrons from the centre of the source, wherein the first and the second photoneutron targets are movable with the ability to move to the centre of the source.

EFFECT: simplification of the design and technology of manufacturing a photoneutron source, increasing the efficiency and reliability of its operation, increasing the protection against neutron irradiation during operation.

16 cl, 7 dwg, 3 ex

Description

Изобретение относится к нейтронной технике и, в частности, к фотонейтронным источникам и средствам формирования потоков нейтронов и может быть использовано в экспериментальной нейтронной физике, ядерной геофизике, при анализе материалов, в том числе нейтронно-активационном анализе, и в других областях ядерной техники и технологии.The invention relates to neutron technology and, in particular, to photoneutron sources and means of forming neutron fluxes and can be used in experimental neutron physics, nuclear geophysics, in the analysis of materials, including neutron activation analysis, and in other areas of nuclear engineering and technology .

Из существующего уровня техники известны различные фотонейтронные источники нейтронов. Такими источниками называются источники, в которых образование нейтронов происходит под действием фотонов (гамма-квантов) в реакциях (γ, n), идущих на ядрах при сравнительно малых порогах реакции.Various photoneutron neutron sources are known in the art. Such sources are called sources in which the formation of neutrons occurs under the action of photons (gamma rays) in the reactions (γ, n) that go to the nuclei at relatively small reaction thresholds.

Известны изотопные фотонейтронные источники, где гамма-кванты излучаются изотопными источниками, а нейтроны образуются в реакции (γ, n) на ядрах дейтерия или бериллия. Обычно используют реакцию ⁹Ве(γ, n)⁸Be (см., например, [Русанов А.Е. и др. Рабочий источник нейтронов. Патент WO 2016099333 (2014); Бритвич Г.И. и др. Моноэнергетический источник нейтронов. Патент РФ 1762667 (1994)]). Источник, например, из ¹²⁴Sb окружают мишенью из бериллия. Изотопные фотонейтронные источники используются достаточно редко из-за малого выхода нейтронов и необходимостью принятия мер по радиационной защите.Isotopic photoneutron sources are known where gamma rays are emitted by isotopic sources, and neutrons are formed in the reaction (γ, n) on deuterium or beryllium nuclei. Usually use the reaction ⁹ Be (γ, n) ⁸ Be (see, for example, [Rusanov A.E. et al. Working source of neutrons. Patent WO 2016099333 (2014); Britvich G.I. et al. Monoenergetic source of neutrons. RF patent 1762667 (1994)]). A source, for example, of ¹²⁴ Sb is surrounded by a beryllium target. Isotopic photoneutron sources are rarely used due to the low neutron yield and the need for radiation protection measures.

Известны также фотонейтронные источники нейтронов, в которых для образования гамма-квантов используют пучки заряженных частиц ускорителей. Наиболее экономичным является использование ускорителей электронов низких энергий. В качестве материала е-γ-конвертера используют материалы с большим атомным номеров, например тантал или вольфрам, а в качестве материала фотонейтронной мишени используют тяжелую воду (D₂O, порог D(γ, n)Н реакции = 2,23 МэВ) или бериллий (порог ⁹Ве(γ, n)⁸Ве реакции = 1,66 МэВ).Also known are photoneutron neutron sources in which beams of charged accelerator particles are used to form gamma rays. The most economical is the use of low energy electron accelerators. Materials with a large atomic number, such as tantalum or tungsten, are used as the material of the e-γ converter, and heavy water is used as the material of the photoneutron target (D ₂ O, threshold D (γ, n) Н of the reaction = 2.23 MeV) or beryllium (threshold ⁹ Be (γ, n) ⁸ Be reactions = 1.66 MeV).

Так, известен фотонейтронный источник нейтронов на базе электронного ускорителя [John M. Gahl and Gregory E. Dale. Method and apparatus for generating thermal neutrons using an electron accelerator. US Patent 8666015 (2002)], содержащий облучаемый пучком электронов е-γ-конвертер, фотонейтронную мишень и замедлитель, причем в качестве материала конвертера использован тантал или вольфрам, в качестве материала фотонейтронной мишени использована тяжелая вода (D₂O), которая также выступает в роли материала замедлителя. К недостаткам таких источников следует отнести большой размер контейнера для фотонейтронной мишени и замедлителя, а также еще больший размер радиационной защиты.Thus, a photoneutron neutron source based on an electron accelerator is known [John M. Gahl and Gregory E. Dale. Method and apparatus for generating thermal neutrons using an electron accelerator. US Patent 8666015 (2002)], containing an e-γ converter irradiated by an electron beam, a photoneutron target and a moderator, with tantalum or tungsten used as the converter material, heavy water (D ₂ O) used as the material of the photoneutron target, which also acts as a moderator material. The disadvantages of such sources include the large size of the container for the photoneutron target and moderator, as well as the even larger size of radiation protection.

Одним из оптимальных вариантов фотонейтронных источников нейтронов на базе электронного ускорителя являются источники, в которых в качестве материала фотонейтронной мишени использован бериллий. Это делает установку компактнее и экономически выгодней.One of the best options for photoneutron neutron sources based on an electron accelerator are sources in which beryllium is used as the material of the photoneutron target. This makes the installation more compact and cost-effective.

Наиболее близким техническим решением является фотонейтронный источник нейтронов на базе ускорителя электронов [L. Auditore et al. Study of a 5 MeV electron linac based neutron siurce. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 229 (2005) 137-143 (fig. 3)], включающий облучаемый пучком электронов е-γ-конвертер, фотонейтронную мишень и замедлитель быстрых нейтронов. При этом е-γ-конвертер выполнен из вольфрама, фотонейтронная мишень - из бериллия, а замедлитель - из полиэтилена.The closest technical solution is a photoneutron neutron source based on an electron accelerator [L. Auditore et al. Study of a 5 MeV electron linac based neutron siurce. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 229 (2005) 137-143 (fig. 3)], including an electron beam irradiated e-γ converter, a photoneutron target and a fast neutron moderator. Moreover, the e-γ converter is made of tungsten, the photoneutron target is made of beryllium, and the moderator is made of polyethylene.

Недостатком данного технического решения является сложность конструкции, большие размеры и необходимость обеспечения радиационной защиты.The disadvantage of this technical solution is the design complexity, large size and the need to ensure radiation protection.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является упрощение конструкции и технологии изготовления источника, повышение эффективности и надежности его функционирования, повышение защиты от нейтронного облучения.The technical result of the invention is to simplify the design and manufacturing technology of the source, increase the efficiency and reliability of its operation, increase protection against neutron radiation.

Технический результат достигается тем, что фотонейтронный источник, содержащий облучаемый пучком электронов е-γ-конвертер из вольфрама, фотонейтронную мишень из бериллия и замедлитель быстрых нейтронов из полиэтилена, дополнительно содержит канал для ввода пучка электронов, вторую фотонейтронную мишень, полость для облучения образцов и биологическую защиту для поглощения тепловых и замедления и поглощения быстрых нейтронов, вылетающих наружу из источника. При этом биологическая защита выполнена с полостью, заполненной замедлителем. В центре замедлителя также выполнена полость, в которой установлены симметрично относительно ее центра первая и вторая фотонейтронные мишени. Пространство между мишенями служит полостью для облучения образцов, ограниченной с торцов внутренними торцами фотонейтронных мишеней, а с остальных сторон - поверхностью полости замедлителя. На внешней поверхности первой фотонейтронной мишени размещен е-γ-конвертер, который сопряжен с каналом для ввода пучка электронов, ось которого проходит через центры е-γ-конвертера, первой фотонейтронной мишени, полости для облучения образцов и второй фотонейтронной мишени. При этом e-γ-конвертер облучается пучком электронов с энергией 6-8 МэВ и выполнен из вольфрама толщиной 0,05-0,15 см. Биологическая защита, полость внутри биологической защиты и замедлитель могут быть выполнены в форме параллелепипеда, куба или тела вращения. Полость для облучения образцов может иметь кубическую форму, а размеры полости могут совпадать с размерами фотонейтронной мишени. При этом вторая фотонейтронная мишень может быть выполнена из бериллия, замедлитель - из полиэтилена, а биологическая защита - из борированного полиэтилена с добавкой соединений бора с общим содержанием не менее 3%. Причем толщина замедлителя составляет не менее 24 см, а биологической защиты - не менее 16 см. Первая и вторая фотонейтронные мишени могут иметь одинаковые размеры и быть выполнены, например, в виде кубов со сторонами 10 см. По боковым сторонам полости для облучения образцов дополнительно могут быть размещены боковые фотонейтронные мишени, которые могут быть выполнены из бериллия толщиной не менее 1 см. Фотонейтронный источник дополнительно содержит канал для помещения образцов внутрь полости для облучения образцов и вкладыш для закрытия этого канала, при этом структура вкладыша и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника. Фотонейтронный источник также дополнительно содержит канал для вывода нейтронов из центра источника, вкладыш для закрытия этого канала и фильтры из различных материалов, например Cd, В₄С, ⁶Li₂CO₃, внутри канала для снижения доли тепловых нейтронов в спектре нейтронов на выходе из источника. Первая и вторая фотонейтронные мишени выполнены подвижными с возможностью перемещения в центр источника для увеличения потока нейтронов, выходящих через канал. При этом структура вкладыша и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника.The technical result is achieved by the fact that a photoneutron source containing an e-γ converter from tungsten irradiated by an electron beam, a beryllium photoneutron target and a polyethylene fast neutron moderator, additionally contains an electron beam input channel, a second photoneutron target, a sample cavity and a biological protection to absorb thermal and to slow down and absorb fast neutrons flying out from the source. In this case, the biological protection is performed with a cavity filled with a moderator. A cavity is also made in the center of the moderator, in which the first and second photoneutron targets are mounted symmetrically with respect to its center. The space between the targets serves as a cavity for irradiating samples bounded from the ends by the inner ends of the photoneutron targets, and on the other sides by the surface of the moderator cavity. An e-γ converter is placed on the outer surface of the first photoneutron target, which is coupled to an electron beam input channel, the axis of which passes through the centers of the e-γ converter, the first photoneutron target, the cavity for irradiating the samples, and the second photoneutron target. In this case, the e-γ converter is irradiated with an electron beam with an energy of 6-8 MeV and is made of tungsten 0.05-0.15 cm thick. Biological protection, the cavity inside the biological protection and the moderator can be made in the form of a parallelepiped, a cube or a body of revolution . The cavity for irradiating the samples may have a cubic shape, and the dimensions of the cavity may coincide with the dimensions of the photoneutron target. In this case, the second photoneutron target can be made of beryllium, the moderator can be made of polyethylene, and biological protection can be made of borated polyethylene with the addition of boron compounds with a total content of at least 3%. Moreover, the moderator thickness is at least 24 cm, and the biological protection is at least 16 cm. The first and second photoneutron targets can be of the same size and can be made, for example, in the form of cubes with sides of 10 cm. Additionally, on the sides of the cavity for irradiating samples, lateral photoneutron targets can be placed, which can be made of beryllium with a thickness of at least 1 cm. The photoneutron source additionally contains a channel for placing the samples inside the cavity for irradiating the samples and an insert for closing this th channel, wherein the liner structure and composition of the materials from which it is made, repeated structure and composition of the source materials. The photoneutron source also additionally contains a channel for removing neutrons from the center of the source, an insert for closing this channel, and filters from various materials, for example Cd, B ₄ C, ⁶ Li ₂ CO ₃ , inside the channel to reduce the fraction of thermal neutrons in the neutron spectrum at the exit from source. The first and second photoneutron targets are movable with the possibility of moving to the center of the source to increase the flux of neutrons leaving the channel. The structure of the liner and the composition of the materials from which it is made, repeat the structure and composition of the source materials.

Сущность изобретения поясняется прилагаемыми чертежами.The invention is illustrated by the accompanying drawings.

На фиг. 1 показана схема фотонейтронного источника, где:In FIG. 1 shows a diagram of a photoneutron source, where:

1 - канал для ввода пучка электронов,1 - channel for inputting an electron beam,

2 - е-γ-конвертер,2 - e-γ converter

3 - первая фотонейтронная мишень,3 - the first photoneutron target,

4 - вторая фотонейтронная мишень,4 - the second photoneutron target,

5 - полость для облучения образцов,5 - cavity for irradiation of samples,

6 - замедлитель быстрых нейтронов,6 - moderator of fast neutrons,

7 - биологическая защита для поглощения тепловых и замедления и поглощения быстрых нейтронов,7 - biological protection for thermal absorption and moderation and absorption of fast neutrons,

8 - боковые фотонейтронные мишени,8 - side photoneutron targets,

9 - канал для вывода нейтронов.9 - channel for neutron output.

На фиг. 2 показаны результаты моделирования взаимодействия электронов с энергией 8 МэВ с е-γ-конвертером: зависимость числа фотонов (фотон/ср/е) из вольфрамового е-γ-конвертера от толщины е-γ-конвертера.In FIG. Figure 2 shows the results of modeling the interaction of electrons with an energy of 8 MeV with an e-γ converter: the dependence of the number of photons (photon / sr / e) from a tungsten e-γ converter on the thickness of the e-γ converter.

На фиг. 3 показаны результаты моделирования взаимодействия гамма-квантов с первой фотонейтронной мишенью: зависимость потока нейтронов (нейтрон/с/мкА) из бериллиевой фотонейтронной мишени от толщины первой фотонейтронной мишени.In FIG. Figure 3 shows the results of modeling the interaction of gamma rays with the first photoneutron target: the dependence of the neutron flux (neutron / s / μA) from the beryllium photoneutron target on the thickness of the first photoneutron target.

На фиг. 4 показаны результаты моделирования взаимодействия нейтронов с замедлителем из полиэтилена: зависимость плотности потока нейтронов (нейтрон/см²⋅с) в центре полости для облучения образцов от толщины замедлителя.In FIG. Figure 4 shows the results of modeling the interaction of neutrons with a moderator of polyethylene: the dependence of the neutron flux density (neutron / cm ² s) in the center of the cavity for irradiating samples on the thickness of the moderator.

На фиг. 5 показаны результаты моделирования взаимодействия нейтронов с биологической защитой из борированного полиэтилена: зависимость плотности потока нейтронов (нейтрон/см²⋅с) на расстоянии 400 см от источника от толщины биологической защиты из борированного полиэтилена.In FIG. Figure 5 shows the results of modeling the interaction of neutrons with biological protection from boron polyethylene: the dependence of the neutron flux density (neutron / cm ² s) at a distance of 400 cm from the source on the thickness of biological protection from boron polyethylene.

На фиг. 6 показаны результаты моделирования взаимодействия гамма-квантов и нейтронов с боковыми фотонейтронными мишенями из бериллия: зависимость плотности потока нейтронов в центре полости для облучения образцов от толщины боковых фотонейтронных мишеней из бериллия.In FIG. Figure 6 shows the results of modeling the interaction of gamma rays and neutrons with lateral photoneutron targets from beryllium: the dependence of the neutron flux density in the center of the cavity for irradiating samples on the thickness of lateral photoneutron targets from beryllium.

На фиг. 7 показан фотонейтронный источник.In FIG. 7 shows a photoneutron source.

Осуществление заявленного фотонейтронного источника подтверждается следующими пояснениями и примерами.The implementation of the claimed photoneutron source is confirmed by the following explanations and examples.

Фотонейтронный источник (фиг. 1) содержит канал 1 для ввода пучка электронов электронного ускорителя, облучаемый пучком электронов е-γ-конвертер 2 из вольфрама, первую (3) и вторую (4) фотонейтронные мишени из бериллия, полость 5 для облучения образцов, замедлитель 6 быстрых нейтронов из полиэтилена и биологическую защиту 7 для поглощения тепловых и замедления и поглощения быстрых нейтронов, вылетающих наружу из источника. При этом биологическая защита 7 выполнена с полостью, заполненной замедлителем 6. В центре замедлителя 6 также выполнена полость, в которой установлены симметрично относительно ее центра первая (3) и вторая (4) фотонейтронные мишени. Пространство между мишенями служит полостью 5 для облучения образцов, ограниченной с торцов внутренними торцами фотонейтронных мишеней 3 и 4, а с остальных сторон - поверхностью полости замедлителя 6. На внешней поверхности первой фотонейтронной мишени 3 размещен е-γ-конвертер 2, который сопряжен с каналом 1 для ввода пучка электронов, ось которого проходит через центры е-γ-конвертера 2, первой фотонейтронной мишени 3, полости 5 для облучения образцов и второй фотонейтронной мишени 4. При этом е-γ-конвертер 2 облучается пучком электронов с энергией 6-8 МэВ и выполнен из вольфрама толщиной 0,05 - 0,15 см. Биологическая защита 7, полость внутри биологической защиты и замедлитель 6 могут быть выполнены в форме параллелепипеда, куба или тела вращения. Полость 5 для облучения образцов может иметь кубическую форму, а размеры полости 5 могут совпадать с размерами первой фотонейтронной мишени 3. При этом вторая фотонейтронная мишень 4 может быть выполнена из бериллия, замедлитель 6 - из полиэтилена, а биологическая защита 7 - из борированного полиэтилена с добавкой соединений бора с общим содержанием не менее 3%. Причем толщина замедлителя 6 составляет не менее 24 см, а биологической защиты 7 - не менее 16 см. Первая и вторая фотонейтронные мишени 3 и 4 могут иметь одинаковые размеры и быть выполнены, например, в виде кубов со стороной 10 см. По боковым сторонам полости 5 для облучения образцов могут быть дополнительно размещены боковые фотонейтронные мишени 8, которые могут быть выполнены из бериллия толщиной не менее 1 см. Фотонейтронный источник дополнительно содержит канал для помещения образцов внутрь полости для облучения образцов и вкладыш для закрытия этого канала, при этом структура вкладыша и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника. Фотонейтронный источник также дополнительно содержит канал 9 для вывода нейтронов из центра источника и вкладыш для закрытия этого канала, при этом структура вкладыша и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника. При этом первая и вторая фотонейтронные мишени 3 и 4 выполнены подвижными с возможностью перемещения в центр источника.The photoneutron source (Fig. 1) contains a channel 1 for introducing an electron beam of an electron accelerator, an electron beam irradiated by an e-γ converter 2 from tungsten, the first (3) and second (4) photoneutron targets from beryllium, a cavity 5 for irradiating samples, a moderator 6 fast neutrons from polyethylene and biological protection 7 to absorb thermal and slow down and absorb fast neutrons flying out from the source. Moreover, the biological protection 7 is made with a cavity filled with a moderator 6. In the center of the moderator 6 there is also a cavity in which the first (3) and second (4) photoneutron targets are mounted symmetrically relative to its center. The space between the targets serves as a cavity 5 for irradiating samples bounded at the ends by the inner ends of the photoneutron targets 3 and 4, and on the other sides by the surface of the moderator cavity 6. On the outer surface of the first photoneutron target 3, an e-γ converter 2 is placed that is coupled to the channel 1 for introducing an electron beam whose axis passes through the centers of the e-γ converter 2, the first photoneutron target 3, cavity 5 for irradiating the samples and the second photoneutron target 4. In this case, the e-γ converter 2 is irradiated with an electron beam with energy s 6-8 MeV and thick made of tungsten 0.05 -. 0.15 cm Biological Protection 7, the cavity inside the biological protection, and the retarder 6 may be shaped as a parallelepiped, a cube or a body of revolution. The cavity 5 for irradiating the samples may have a cubic shape, and the dimensions of the cavity 5 may coincide with the dimensions of the first photoneutron target 3. The second photoneutron target 4 may be made of beryllium, moderator 6 of polyethylene, and biological protection 7 of boron polyethylene with the addition of boron compounds with a total content of at least 3%. Moreover, the thickness of the moderator 6 is at least 24 cm, and the biological protection 7 is at least 16 cm. The first and second photoneutron targets 3 and 4 can have the same dimensions and can be made, for example, in the form of cubes with a side of 10 cm. On the sides of the cavity 5, for the irradiation of samples, lateral photoneutron targets 8 can be placed, which can be made of beryllium with a thickness of at least 1 cm. The photoneutron source additionally contains a channel for placing the samples inside the cavity for irradiating the samples and an insert for closing ment of the channel, wherein the liner structure and composition of the materials from which it is made, repeated structure and composition of the source materials. The photoneutron source also additionally contains a channel 9 for removing neutrons from the center of the source and an insert to close this channel, while the structure of the insert and the composition of the materials from which it is made, repeat the structure and composition of the source materials. In this case, the first and second photoneutron targets 3 and 4 are made movable with the possibility of moving to the center of the source.

Фотонейтронный источник работает следующим образом.A photoneutron source operates as follows.

Электроны (фиг. 1) с энергией, например, 8 МэВ по каналу 1 для ввода пучка электронов попадают на вольфрамовый е-γ-конвертор 2 и образуют в нем поток тормозных гамма-квантов с предельной энергией 8 МэВ. Тормозные гамма-кванты, попадая на первую бериллиевую фотонейтронную мишень 3 (материал с низким порогом образования фотонейтронов), рождают быстрые нейтроны (средняя энергия нейтронов ~2 МэВ). Эти нейтроны, а также гамма-кванты из первой фотонейтронной мишени 3 взаимодействуют со второй бериллиевой фотонейтронной мишенью 4 и боковыми фотонейтронными мишенями 8, размещенными по боковым сторонам полости 5 для облучения образцов. Это увеличивает поток нейтронов в полости 5 между фотонейтронными мишенями 3 и 4. За счет фотонейтронной реакции и реакции (n, 2n) в бериллии (порог реакции 1,9 MeV, т.е. за счет быстрых нейтронов) доля нейтронов, возвращающихся в полость 5, увеличивается. Далее нейтроны в полиэтиленовом замедлителе 6 испытывают столкновения с ядрами водорода, в результате которых замедляются до энергии 0.07 эВ, близкой к энергии тепловых нейтронов. Тепловые нейтроны из полиэтиленового замедлителя 6 попадают в полость 5, в которой находятся облучаемые образцы. Размер полости 5 зависит от размеров полости в замедлителе и размеров, ограничивающих полость 5 фотонейтронных мишеней 3 и 4. Ввод и вывод образцов для облучения осуществляется через канал для помещения образцов внутрь полости для облучения образцов (не полазан на фиг. 1). Во время облучения канал закрывается вкладышем, структура и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника. Слой биологической защиты 7 из борированного полиэтилена с добавкой соединений бора с общим содержанием не менее 3% замедляет вышедшие из замедлителя 6 наружу источника быстрые нейтроны и поглощает медленные и тепловые нейтроны. Вывод из источника нейтронов для нейтронных исследований осуществляют через канал 9 для вывода нейтронов из центра источника. Во время облучения образцов в полости 5 канал 9 закрывается вкладышем, структура и состав материалов, из которого он выполнен, повторяют структуру и состав материалов источника. Для увеличения потока нейтронов, выходящих через канал 9 из фотонейтронного источника, первая и вторая фотонейтронные мишени 3 и 4 выполнены подвижными с возможностью перемещения в центр источника. При этом внутри канала 9 могут быть размещены фильтры из различных материалов, например Cd, В₄С, ⁶Li₂CO₃, для снижения доли тепловых нейтронов в спектре нейтронов на выходе из источника, если нужны быстрые нейтроны.Electrons (Fig. 1) with an energy, for example, 8 MeV, pass through channel 1 to enter an electron beam to a tungsten e-γ-converter 2 and form in it a flux of inhibitory gamma rays with a limiting energy of 8 MeV. Brake gamma rays, incident on the first beryllium photoneutron target 3 (material with a low threshold for the formation of photoneutrons), give rise to fast neutrons (average neutron energy ~ 2 MeV). These neutrons, as well as gamma rays from the first photoneutron target 3, interact with the second beryllium photoneutron target 4 and side photoneutron targets 8 located on the sides of the cavity 5 for irradiating the samples. This increases the neutron flux in cavity 5 between the photoneutron targets 3 and 4. Due to the photoneutron reaction and the reaction (n, 2n) in beryllium (the reaction threshold is 1.9 MeV, i.e., due to fast neutrons), the fraction of neutrons returning to the cavity 5 is increasing. Further, the neutrons in the polyethylene moderator 6 experience collisions with hydrogen nuclei, as a result of which they slow down to an energy of 0.07 eV, which is close to the energy of thermal neutrons. Thermal neutrons from the polyethylene moderator 6 fall into the cavity 5, in which the irradiated samples are located. The size of the cavity 5 depends on the size of the cavity in the moderator and the sizes bounding the cavity 5 of the photoneutron targets 3 and 4. The input and output of samples for irradiation is carried out through the channel for placing the samples inside the cavity for irradiating the samples (not shown in Fig. 1). During irradiation, the channel is closed by a liner, the structure and composition of the materials from which it is made, repeat the structure and composition of the source materials. The biological defense layer 7 of boron polyethylene with the addition of boron compounds with a total content of at least 3% slows down fast neutrons emerging from the moderator 6 to the outside of the source and absorbs slow and thermal neutrons. The output from the source of neutrons for neutron research is carried out through channel 9 to output neutrons from the center of the source. During the irradiation of samples in the cavity 5, the channel 9 is closed by a liner, the structure and composition of the materials from which it is made, repeat the structure and composition of the source materials. To increase the flux of neutrons emerging through channel 9 from a photoneutron source, the first and second photoneutron targets 3 and 4 are made movable with the possibility of moving to the center of the source. At the same time, filters of various materials, for example Cd, B ₄ C, ⁶ Li ₂ CO ₃ , can be placed inside the channel 9 to reduce the fraction of thermal neutrons in the neutron spectrum at the source exit if fast neutrons are needed.

Пример 1Example 1

Построена компьютерная модель фотонейтронного источника согласно схеме на фиг. 1 и проведено численное моделирование свойств фотонейтронного источника. При моделировании вольфрамового е-γ-конвертора рассчитаны энергетические и угловые распределения гамма-квантов, вылетающих из вольфрамовых пластин различной толщины, при облучении их точечным пучком электронов с энергией 8 МэВ. При моделировании фотонейтронной бериллиевой мишени получены энергетические и угловые распределения нейтронов и гамма-квантов, вылетающих из слоев бериллия различной толщины при облучении точечным пучком гамма-квантов. В результате моделирования получены оптимальные параметры замедлителя и защиты. Результаты моделирования показаны на фиг. 2-6. Расчеты показали возможность получения плотности потока тепловых нейтронов в полости для облучения образцов ~10⁸-10⁹ нейтрон/с⋅см² при выходе из первой фотонейтронной мишени быстрых нейтронов ~1-5⋅10¹⁰ нейтрон/с при токе пучка электронов ~30 мкА.A computer model of the photoneutron source is constructed according to the circuit in FIG. 1 and numerically simulated the properties of a photoneutron source. When modeling a tungsten e-γ converter, the energy and angular distributions of gamma rays emitted from tungsten plates of various thicknesses were calculated when they were irradiated with a point electron beam with an energy of 8 MeV. When simulating a photoneutron beryllium target, the energy and angular distributions of neutrons and gamma quanta emitted from beryllium layers of various thicknesses were obtained upon irradiation with a point beam of gamma quanta. As a result of the simulation, the optimal parameters of the moderator and protection were obtained. The simulation results are shown in FIG. 2-6. The calculations showed the possibility of obtaining a thermal neutron flux density in the cavity for irradiating samples of ~ 10 ⁸ -10 ⁹ neutrons / s⋅cm ² when leaving the first fast neutron photoneutron target ~ 1-5⋅10 ¹⁰ neutrons / s at an electron beam current of ~ 30 μA .

Пример 2Example 2

По результатам моделирования создан и установлен на пучке электронов промышленного линейного ускорителя ЛУЭ-8-5 фотонейтронный источник (фиг. 7). В источнике е-γ-конвертер выполнен из вольфрама толщиной 0,1 см, а две фотонейтронные мишени - из бериллия в виде кубов со сторонами 10 см. Замедлитель и биологическая защита были набраны, соответственно, из стандартных фигурных блоков С0 (из чистого полиэтилена) и С3 (из борированного полиэтилена с добавкой соединений бора с общим содержанием не менее 3%) с размерами 250×120×60 мм. Толщины биологической защиты и замедлителя при этом составили не менее 16 и 24 см соответственно. Это обеспечило требуемый санитарными нормами уровень потока нейтронов вне источника. Плотность потока нейтронов внутри источника измерялась с помощью (n, γ)-реакций методом нейтронно-активационного анализа. В качестве мониторов плотности потока нейтронов при этих измерениях были использованы образцы ⁶³Cu, ⁵⁵Mn, ¹¹⁵In, ⁴⁵Sc. Экспериментально измеренная плотность потока тепловых нейтронов в полости для облучения образцов составила ~10⁷-10⁸ нейтрон/с⋅см² при токе пучка ~40 мкА и частоте 50 Гц, что может быть увеличено при соответственном увеличении тока и частоты пучка.According to the simulation results, a photoneutron source was created and installed on an electron beam of an industrial linear accelerator LUE-8-5 (Fig. 7). In the source, the e-γ converter is made of 0.1 cm thick tungsten, and two photoneutron targets are made of beryllium in the form of cubes with sides of 10 cm. The moderator and biological protection were drawn, respectively, from standard figured blocks C0 (from pure polyethylene) and C3 (from boron polyethylene with the addition of boron compounds with a total content of at least 3%) with dimensions of 250 × 120 × 60 mm. The thickness of the biological protection and moderator in this case was at least 16 and 24 cm, respectively. This provided the required level of neutron flux outside the source as required by sanitary standards. The neutron flux density inside the source was measured using (n, γ) reactions using the neutron activation analysis. Samples of ⁶³ Cu, ⁵⁵ Mn, ¹¹⁵ In, ⁴⁵ Sc were used as monitors of the neutron flux density in these measurements. The experimentally measured thermal neutron flux density in the cavity for irradiating the samples was ~ 10 ⁷ -10 ⁸ neutrons / s⋅cm ² at a beam current of ~ 40 μA and a frequency of 50 Hz, which can be increased with a corresponding increase in the current and beam frequency.

Пример 3Example 3

Плотность потока нейтронов на выходе канала 9 для вывода нейтронов из центра источника измерялась так же, как в Примере 2. При этом первая и вторая фотонейтронные мишени были смещены в центр источника для увеличения потока нейтронов, выходящих через канал. Экспериментально измеренная плотность потока нейтронов на выходе канала 9 составила ~10⁴-10⁵ нейтрон/с⋅см². Для снижения доли тепловых нейтронов в спектре нейтронов на выходе из источника использовались фильтры из Cd, B₄C, ⁶Li₂CO₃, соответственно, толщиной 2 мм, 1 и 4 см. Это обеспечило соотношение тепловых к быстрым нейтронам, соответственно, ~10^-2, 10^-5 и 10^-3.The neutron flux density at the output of channel 9 for neutron output from the center of the source was measured in the same way as in Example 2. In this case, the first and second photoneutron targets were shifted to the center of the source to increase the flux of neutrons leaving the channel. The experimentally measured neutron flux density at the output of channel 9 was ~ 10 ⁴ -10 ⁵ neutron / s⋅cm ² . To reduce the fraction of thermal neutrons in the neutron spectrum at the source exit, filters of Cd, B ₄ C, ⁶ Li ₂ CO ₃ , respectively, with a thickness of 2 mm, 1 and 4 cm were used. This ensured the ratio of thermal to fast neutrons, respectively, ~ 10 ^-2 , 10 ^-5 and 10 ^-3 .

Таким образом, использование настоящего технического решения упрощает конструкцию и технологию изготовления фотонейтронного источника, повышает эффективность и надежность его функционирования, повышает защиту от нейтронного облучения в процессе функционирования.Thus, the use of this technical solution simplifies the design and manufacturing technology of the photoneutron source, increases the efficiency and reliability of its operation, increases protection against neutron irradiation during operation.

Claims

1. A photoneutron source containing an e-γ converter irradiated by an electron beam, a photoneutron target and a fast neutron moderator, the e-γ converter made of tungsten, the photoneutron target made of beryllium, and the moderator made of polyethylene, characterized in that the source additionally contains a channel for introducing an electron beam, a second photoneutron target, a cavity for irradiating the samples, and biological protection for absorbing thermal and slowing down and absorbing fast neutrons flying outside the source, while each protection is performed with a cavity filled with a moderator, in the center of which there is a cavity in which the first and second photoneutron targets are mounted symmetrically relative to its center, the space between which serves as a cavity for irradiating samples, limited from the ends of the inner ends of the photoneutron targets, and on the other sides, the surface of the cavity of the moderator, while on the outer surface of the first photoneutron target an e-γ converter is placed, which is interfaced with a channel for introducing an electron beam, the axis of which Odita through the centers of e-γ-converter photoneutron first target, the irradiation cavity and a second sample photoneutron target.

2. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the biological protection can be made in the form of a parallelepiped, a cube or a body of revolution.

3. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the cavity inside the biological protection and the moderator can be made in the form of a parallelepiped, cube or body of revolution.

4. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the e-γ converter is irradiated with an electron beam with an energy of 6-8 MeV.

5. The photoneutron source according to claim 1, characterized in that the e-γ converter is made of tungsten 0.05-0.15 cm thick.

6. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the second photoneutron target is made of beryllium.

7. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the moderator is made of polyethylene, and the thickness of the moderator is at least 24 cm.

8. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the biological protection is made of borated polyethylene with the addition of boron compounds with a total content of at least 3%, and the thickness of the biological protection is at least 16 cm.

9. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the first and second photoneutron targets are made in the form of cubes.

10. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the first and second photoneutron targets are made in the form of cubes of the same size.

11. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the first and second photoneutron targets are made of beryllium in the form of cubes with sides of 10 cm.

12. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the cavity for irradiating the samples has a cubic shape, and the dimensions of the cavity coincide with the dimensions of the first photoneutron target.

13. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that lateral photoneutron targets can be additionally placed on the sides of the cavity for irradiating the samples.

14. A photoneutron source according to claim 13, characterized in that the lateral photoneutron target is made of beryllium at least 1 cm thick.

15. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the source further comprises a channel for placing samples inside the cavity for irradiating samples and an insert for closing this channel, wherein the structure of the insert and the composition of the materials from which it is made repeat the structure and composition of materials source.

16. A photoneutron source according to claim 1, characterized in that the source further comprises a channel for removing neutrons from the center of the source, an insert for closing this channel, filters from various materials, for example Cd, B ₄ C, ⁶ Li ₂ CO ₃ , inside the channel to reduce the fraction of thermal neutrons in the neutron spectrum at the exit from the source, and the first and second photoneutron targets are movable with the ability to move to the center of the source, while the structure of the liner and the composition of the materials from which it is made, repeat the structure and composition of the material a source.