Что такое генератор нейтронов

В изотопных источниках нейтроны получаются либо в результате спонтанного деления ( 252 Cf), либо в результате ядерных реакций (α,n) на легких ядрах, например 9 Be(α,n) 12 C. В качестве источников альфа-частиц используются альфа-активные изотопы 210 Po, 226 Ra, 239 Pu, 241 Am. Интенсивность потока нейтронов от изотопных источников ограничена активностью препарата и обычно заметно меньше 10 8 нейтронов в секунду. Кроме того, такие изотопные источники имеют сплошной спектр нейтронов (

0.1 — 12 МэВ) и высокий фон гамма-излучения. Изотопные источники монохроматических нейтронов небольших энергий можно создать, использовав реакцию (γ,n). Для этого используется реакции d(γ,n)p (энергия реакции Q = -2.23 МэВ) с монохроматическим источником гамма-квантов на основе 208 Tl (Eγ = 2.62 МэВ), энергия нейтронов 200 кэВ и 9 Be(γ,n)2 4 He (Q = -1.65 МэВ) с источником гамма-квантов на основе 214 Bi (Eγ ≈ 1.78 МэВ), энергия нейтронов 110 кэВ.

Ядерные реакторы

Станционарные реакторы

Первый ядерный реактор был создан под руководством Э. Ферми в 1942 г. в Чикаго. Первый реактор, предназначенный для пучковых исследований (HFBR), был создан в 1965 г. в Брукхэйвене. Сегодня в мире работает несколько десятков исследовательских реакторов. Характеристики некоторых реакторов, некоторые из которых уже выведены из эксплуатации или еще не введены отражены в табл. 1.

Таблица. Некоторые исследовательские ядерные реакторы с непрерывным потоком

Реактор	Мощность, МВт	Поток ×10 14 , нейтр.·см -2. с -1
ПИК, Гатчина, Россия	100	45
HFIR, Ок-Ридж, США	100	30
HFR-ILL, Гренобль, Франция	58	15
HFBR, Брукхейвен, США	60	9
FRM-2, Мюнхен, ФРГ	20	8
NRU, Чок-Ривер, Канада	125	3
ORPHEE, Сакле, Франция	14	2.5
JRR-3M, Ибараки, Япония	20	2
Dhruva, Бомбей, Индия	100	2
ИР-8, Москва, Россия	8	1
BER-II, Берлин, ФРГ	10	1

Рис. 1. Принцип работы прерывателя Ферми.

Для использования времяпролетной методики на станционарных реакторах устанавливаются прерыватели. Принцип действия одного из типов прерывателя — прерывателя Ферми проиллюстрирован на рис. 1. С помощью двух прерывателей возможно формирование монохроматического пучка нейтронов. Первый прерыватель служит для получения импульсного пучка. Второй, установленный на некотором расстоянии от первого — для его монохроматизации. Нейтроны бОльших энергий долетают до второго прерывателя быстрее, чем нейтроны меньших энергий. Подобрав соответствующим образом скорости вращения прерывателей, можно добиться ситуации, когда второй прерыватель будет пропускать нейтроны, только в определенном энергетическом диапазоне. На реакторе ПИК (ПИЯФ) механический монохроматор состоит из 4-х однотипных модулей, которые размещены вдоль коллимированного пучка нейтронов. Каждый модуль представляет собой ротор, изготовленный из прочного стального сплава. Энергетическое разрешение прибора зависит от скорости вращения роторов и энергии пропускаемых нейтронов. В частности, при скорости 15000 об./мин и энергии нейтронов, равной ≈ 1 эВ, на которую настроен монохроматор, ΔЕ/Е ≈ 0.05.
Ядерные реакторы с непрерывным потоком нейтронов имеют ограничения по потоку, связанному в основном с проблемой охлаждения. В импульсных реакторах при той же средней мощности выход используемых для исследований нейтронов многократно возрастает. В последнее время число исследовательских реакторов уменьшается и будущее интенсивных нейтронных источников связано с использованием ускорителей.

Импульсные реакторы

В импульсных реакторах цепная реакция развивается на мгновенных нейтронах. С помощью так называемых модуляторов реактивности реактор на короткий промежуток времени (от

10 -4 с до нескольких секунд) переводится в надкритическое состояние, когда коэффициент размножения нейтронов без учета запаздывающих нейтронов k > 1. В реакторе быстро развивается цепная реакция деления. Затем реактор переводится в подкритическое состояние и процесс затухает. В результате генерируются импульсные нейтронные потоки большой интенсивности. Управлять критичностью реактора с помощью мгновенных нейтронов опасное занятие. «Проводить такие эксперименты — все равно, что щекотать хвост спящего дракона!» — сказал Р. Фейнман.
Говорят, что в 40-х годах импульсный реактор в Лос-Аламосе работал следующим образом. Сверху в вертикальную трубу бросали кусок плутония или урана, который пролетал мимо другого куска ядерного материала. На какое-то время общая масса превышала критическую и генерировался мощный поток нейтронов. Современные импульсные реакторы более сложные системы и безопасности их эксплуатации уделяется большое внимание.
Различают три типа импульсных реакторов: самогасящиеся импульсные реакторы , периодические импульсные реакторы и бустеры .

В самогасящихся импульсных реакторах цепная реакция деления гасится за счет отрицательной обратной связи различных процессов, связанных с выделяющимся теплом, с коэффициентом размножения нейтронов. Одним из первых импульсных реакторов был однократный реактор на быстрых нейтронах «Леди Годива», созданный в 1951 в Лос-Аламосской лаборатории в США. Длительность нейтронных импульсов в таких реакторах от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд. Частота повторения импульсов невелика (один импульс в час, а то и 2-3 раза в сутки) и определяется временем, необходимым для охлаждения реактора. В импульсе до

10 18 нейтронов (ЯГУАР в ВНИИТФ, Снежинск).

В периодических импульсных реакторах нейтронные импульсы инициируются и гасятся за счет периодического движения части активной зоны, части отражателя либо замедлителя. В периодическом мощность в каждом импульсе меньше, чем в однократном
Первый периодический импульсный реактор ИБР-1 (Импульсный Быстрый Реактор) был запущен в ОИЯИ (Дубна) в 1960 г. Идея ИБР-1 была предложена Д.И. Блохинцевым: между двумя частями плутония вращается диск с урановым вкладышем. При совпадении всех трех частей возникает мощная цепная реакция, которая быстро затухает. По поводу этого реактора Н. Бор сказал: «Я восхищен мужеством людей, решившихся на сооружение такой замечательной установки!» Д.И. Блохинцев считал, что эксплуатировать импульсный реактор — то же самое, что дразнить тигра в клетке (практически безопасно).

В дальнейшем в ОИЯИ был постороен более мощный импульсный реактор ИБР-2 (официальная эксплуатация с 1984 г.). Активная зона ИБР-2, объемом 22 л содержит 82 кг двуокиси плутония и охлаждается жидким натрием. Модуляция реактивности осуществляется с помощью подвижного отражателя. С момента пуска работал стальной отражатель, который состоял из двух частей: основной и вспомогательной (так называемый «трезубец») (см. рис. 2). Эти две части вращались с разными скоростями (1500 и 300 об/мин) около активной зоны. Когда они оказывались одновременно напротив зоны генерировался нейтронный импульс. «Трезубцы» работали до 2003 года. В 2004 году был пущен новый решетчатый отражатель из никелевого сплава, который состоит из двух частей, вращающихся в противоположных направлениях с медленной скоростью (600 об/мин) (рис. 3). Длительности импульса мощности при этом сохраняется. Этот отражатель будет работать и на модернизированном реакторе ИБР-2М .
Усредненная мощность ИБР-2 составляет 2 МВт; мощность в импульсе — 1500 МВт. Импульсы тепловых нейтронов длительностью

300 микросекунд испускаются с периодом в 5 герц, нейтронный поток в импульсе на поверхности модератора 5 . 10 15 нейтронов/(см 2. с).
Исследовательский импульсный реактор ИБР-2 является одним из самых эффективных в мире источников для исследований на выведенных пучках медленных нейтронов.
Надо сказать, что периодические импульсные реакторы строились и эксплуатировались только в СССР и России, несмотря на то, что проекты таких реакторов разрабатывались и в других странах. В первую очередь это связано с проблемой безопасности эксплуатации. Не зря от момента постройки до официального пуска ИБР-2 (1978-1984) прошло почти столько же времени как от начала его проектирования до постройки (1966-1978).

В бустере мишень-конвертер из тяжелого металла помещена в подкритическую сборку. Импульс мощности инициируется импульсом нейтронов от внешнего источника. В качестве внешних источников используются сильноточные ускорители электронов (30-200 МэВ). Электроны из ускорителя рождают в мишени тормозные гамма-кванты, которые в свою очередь вызывают фотоядерные реакции (,xn). Фотоядерные нейтроны инициируют цепную реакцию в сборке, что приводит к увеличению потока нейтронов в 10-30 раз. После выключения внешнего источника размножение нейтронов прекращается. В супербустере есть возможность модуляции реактивности в размножающей мишени.
В бустере ИРЕН (Источник РЕзонансных Нейтронов) (ОИЯИ) линейный электронный ускоритель ЛУЭ-200 имеет длительность импульсов 250 нс, значение тока электронов в импульсе

1.5 А, частоту следования импульсов 150 Гц, энергию электронов

200 МэВ. Мишень-конвертер — W. Конвертер окружает оболочка из 239 Pu в состоянии глубокой подкритичности. Длительность нейтронного импульса 400 нс, интегральный выход нейтронов

Нейтронные генераторы

В нейтронных генераторах обычно используются реакции t(d,n) 4 He и d(d,n) 3 He, максимумы сечения которых находятся при небольших энергиях (см. рис. 4 и 5). Это позволяет использовать небольшие ускорители, например, каскадные генераторы. Энергия дейтронов 130 кэВ в с.ц.и., при которой достигается максимум сечения реакции соответствует энергии в л.с.

220 кэВ. Энергия ускоренных частиц в таких нейтронных генераторах обычно 100 — 300 кэВ. Как правило, ускоряются дейтроны.

НЕЙТРОННЫЙ ГЕНЕРАТОР

— установка для получения нейтронных пучков высокой интенсивности, состоящая из сильноточного ускорителя заряж. частиц (протонов, дейтронов, электронов) и мишени — конвертора. Интенсивные импульсные потоки нейтронов получают с помощью протонных ускорителей — т. н. мезонных фабрик, в к-рых нейтроны непосредственно выбиваются протонами из ядер. При энергии протонов 1 ГэВ каждый протон выбивает из урановой мишени до 30-50 нейтронов. Напр., Лос-Аламосская мезонная фабрика (США) с накопит. кольцом генерирует пучки нейтронов (при длительности импульса 250 нc и частоте повторения 12 Гц) интенсивностью ок. 10 16 с -1 .

Генерирование мощных нейтронных потоков предусматривается также в нек-рых проектах каонных (ад-ронных) фабрик. Так, в адронной фабрике в Японии планируется, в частности, получение потока нейтронов в надтепловой и холодной областях спектра (на единичный интервал энергии) в ср. более 10 17 см -2 c -1 эв -1 , а в ультрахолодной области более 10 5 см -2 с -1 .

В электронных ускорителях нейтроны получаются в результате фотонейтронной реакции (g, n )от тормозного излучения электронов, падающих на вольфрамовую или урановую мишень. При энергии электронов 30 МэВ генерируется 1 нейтрон на 100 электронов. Наиб. крупным электронным ускорителем, используемым для получения интенсивных импульсных потоков нейтронов (до 3 . 10 14 с -1 ), является линейный ускоритель «ORELA» (Ок-Ридж, США) с энергией электронов 140 МэВ, импульсным током до 20 А, длительностью импульса 7-20 нc, частотой повторения 10 3 Гц.

Перспективны H. г. на основе мощных линейных ускорителей протонов и дейтронов на энергии 1 — 1,6 ГэВ с током 0,1 — 1 А. В мишенях таких H. г. реализуются ядерные реакции расщепления дейтрона на протон н нейтрон, к-рые дают высокий выход нейтронов p возможность управления их потоками. Напр., при токах протонов

100 мА энергии 1 ГэВ на мишенях из Pb, Bi, U генерируются потоки нейтронов до 10 19 с -1 . H. г. типа предполагается использовать для исследования радиационной стойкости материалов, исследований в области ядерной физики и химии. Обсуждаются возможности их применения с мишенями из делящихся материалов для получения ядерного горючего ( 239 Pu, 233 U) в пром. масштабах. Мощные H. г. предполагается также использовать для перевода долгоживу-щих радионуклидов, содержащихся в «отходах» ядерных реакторов, в короткоживущие (т р а н с м у-т а ц и я), для «наработки» трития (через мишень, содержащую отходы, прокачивают жидкий Li), а также для получения трансурановых элементов (напр., 252 Cf).

Лит.: Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива, под ред. Г. Бауэра, А. Мак-дональда, пер. с англ., M., 1988. Б. П. Мурин.

Физическая энциклопедия. В 5-ти томах. — М.: Советская энциклопедия . Главный редактор А. М. Прохоров . 1988 .

НЕЙТРОННЫЕ ДЕТЕКТОРЫ
НЕЙТРОНОВОД

Полезное

Смотреть что такое «НЕЙТРОННЫЙ ГЕНЕРАТОР» в других словарях:

нейтронный генератор — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN neutron producer … Справочник технического переводчика

нейтронный генератор — neutronų generatorius statusas T sritis fizika atitikmenys: angl. neutron generator vok. Neutronenerzeuger, m; Neutronengenerator, m rus. нейтронный генератор, m pranc. générateur de neutrons, m … Fizikos terminų žodynas

нейтронный генератор с газовой мишенью — — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN gas target neutron generatorGTNG … Справочник технического переводчика

Генератор — Ван де Граафа электростатический ускоритель, в котором для создания высокого постоянного электрического напряжения применяется механический перенос электрических зарядов с помощью бесконечной ленты из диэлектрического материала. изотопный… … Термины атомной энергетики

Mars Science Laboratory — Кьюриосити Mars Science Laboratory … Википедия

Таджура (город) — У этого термина существуют и другие значения, см. Таджура (значения). Город Таджура … Википедия

Нейтронные источники, использующиеся при активационном анализе — Источник Поток нейтронов в поле облучения, нейтрон/см2·сек тепловые быстрые Изотопный по … Химический справочник

НЕЙТРОННЫЕ ИСТОЧНИКИ — Действие всех типов Н. и. основано на использовании ядерных реакций, сопровождающихся вылетом нейтронов. Простейшие Н. и. (ампульные) содержат либо спонтанно делящееся ядро (напр., 252Cf), либо однородную смесь порошков Be и a активного нуклида… … Физическая энциклопедия

АКТИВАЦИОННЫЙ АНАЛИЗ — (радиоактивационный анализ), метод качественного и количественного элементного анализа в ва, основанный на активации ядер атомов и исследовании образовавшихся радиоактивных изотопов (радионуклидов). В во облучают ядерными частицами (тепловыми или … Химическая энциклопедия

Московский инженерно-физический институт — Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (МИФИ) Девиз Дорогу осилит идущий Год основания 1942 … Википедия

Компактный генератор нейтронов

Источники нейтронов используются в широком спектре фундаментальных и прикладных исследований. Для практического применения разработанных технологий и методик с использованием нейтронов требуются компактные и безопасные (нерадиоактивные) системы. Таким требованиям на сегодняшний день отвечают только D-D нейтронные генераторы – системы, производящие нейтроны в результате реакции между двумя ядрами дейтерия, протекающей при бомбардировке насыщенной дейтерием мишени ускоренными пучками дейтронов. Схема такого нейтронного источника показана на рис.1. Остальные виды источников либо используют радиоактивные элементы для своей работы, либо имеют слишком большие габариты и стоимость, как ускорители и реакторы. Однако основным недостатком существующих компактных систем является низкая плотность генерируемого нейтронного потока. Нейтронный выход с плотностью свыше 10 9 с -1 см -2 могут обеспечить лишь ускорители и ядерные реакторы. Тем временем, компактные источники с такой производительностью наиболее востребованы.

Рис. 1. Принципиальная схема D-D нейтронного генератора.

Принципиальная схема D-D нейтронного генератора.

Одним из важных применений нейтронных генераторов является использование в медицине, а именно для бор-нейтронозахватной терапии онкологических заболеваний (БНЗТ). БНЗТ – метод лучевой терапии злокачественных новообразований, характеризующийся чрезвычайно высокой биологической эффективностью за счет направленного ионизирующего действия непосредственно на уровне опухолевых клеток. Принцип бор-нейтронозахватной терапии основан на взаимодействии атомов бора-10 с тепловыми нейтронами. Принципиальным отличием нейтронной терапии от других видов излучения является наличие радиобиологических преимуществ, позволяющих с успехом использовать ее в тех клинических ситуациях, когда фотоны, электроны или протоны малоэффективны. В настоящее время исследования в данной области проводятся в основном на реакторах, имеющих очень высокую стоимость изготовления и эксплуатации. Также ядерные реакторы не могут быть размещены в клиниках, поэтому новые мощные, компактные и менее дорогие источники нейтронов позволят ученым существенно продвинуться в разработке методик нейтронной терапии.

В последние несколько лет в Институте прикладной физики РАН Лабораторией ионных источников проводятся работы по разработке нейтронных генераторов нового поколения. Данные исследования стали возможны благодаря предшествующей разработке нового типа сильноточных ионных источников на основе плазмы электронно-циклотронного резонансного (ЭЦР) разряда с квазигазодинамическим режимом удержания. Такие системы основаны на использовании плотной плазмы, поддерживаемой СВЧ излучением мощных гиротронов с частотой до 100 ГГц в условиях ЭЦР в открытой магнитной ловушке. За счет высокой частоты используемого СВЧ излучения в магнитной ловушке источника создается плазма с уникальными параметрами (плотностью свыше 10 14 см -3 , температура электронов на уровне нескольких десятков эВ). На разработанном источнике экспериментально продемонстрирована возможность формирования пучков ионов дейтерия с плотностью тока до 800 мА/см 2 при полном токе до 500 мА, что позволяет, используя его в схеме D-D генератора с ускоряющим напряжением 100 кВ, получать потоки нейтронов с рекордной для компактных систем плотностью на уровне 10 11 с -1 см -2 .

Фотографии импульсного прототипа нейтронного генератора приведены на рис.2. Такой источник представляется перспективным для создания и внедрения многих важных для современного общества разработок в областях безопасности, медицины и нанотехнологий.

Рис.2. Импульсный прототип нейтронного генератора на основе сильноточного ЭЦР ионного источника SMIS 37.

Импульсный прототип нейтронного генератора на основе сильноточного ЭЦР ионного источника SMIS 37.

Легендарный генератор

В этом году исполнилось 55 лет с первого полевого испытания легендарного прибора ТНГ-Групп — генератора нейтронов собственной разработки, позволяющего определять нефтенасыщенность исследуемых пластов. Как он совершенствовался все эти годы, мы попросили рассказать кандидата технических наук, заместителя начальника Научно-технического управления компании ТНГ-Групп Дмитрия Киргизова.

— Дмитрий Иванович, вы ученик одного из «родителей»-разработчиков генератора нейтронов, уникального специалиста в области экспериментальной ядерной физики Льва Николаевича Воронкова, наверняка слышали историю создания «из первых уст»?

— Это действительно впечатляющая и вызывающая уважение история о том, как в 1965 году в тресте «Татнефтегеофизика» был создан малогабаритный импульсный генератор нейтронов и впервые в мировой практике неподалёку от посёлка Карабаш возле скважины № 1124 проведён импульсный нейтронный каротаж (ИНК) в фонтанной нефтяной скважине без её остановки, без подъёма скважинного оборудования.

Это был революционный шаг, обеспечивающий достоверную оценку текущего состояния нефтяных пластов. В развитие этого направления особый вклад внесли кандидат технических наук Евгений Борисович Бланков, кандидат технических наук Фёдор Александрович Куриленко и лауреат Государственной премии СССР в области науки и техники Лев Николаевич Воронков.

Благодаря совместной творческой работе талантливых учёных и увлечённых общим делом разработчиков аппаратуры, методистов, геологов, интерпретаторов и полевых операторов и стал возможным такой прорыв.

Одновременно с разработкой аппаратуры в опытно-методической партии № 30 создавалась методика исследования фонтанирующих скважин импульсным нейтронным гамма каротажем (ИНГК). Сотрудники ОМП-30 внедрили новый вид каротажа: нейтронно-активационный углеродно-кислородный каротаж на основе регистрации жёсткого тормозного гамма-излучения.

В 1982 году начальнику ОМП-30 Л.Н. Воронкову была присуждена Государственная премия СССР в области науки и техники. Лев Николаевич весь свой многолетний трудовой путь прошёл в Научно-техническом управлении, ни разу ему не изменив.

Из воспоминаний Э.П. Халабуды,

«Главный инженер НТУ Лев Воронков был в ту пору начальником партии, свозил в Москву исследования по генераторам нейтронов, привез рецензию. Довольный. Читаю я ее. И вдруг натыкаюсь на фразу: все это имеет большое значение как для ученых, так и для производства веников.

А при чем здесь веники? Задаю вопрос Воронкову. Все захохотали. Лев Борисович на дыбы: издеваешься, дескать, дай сюда, не может быть. Смотрит — в самом деле, веников. Взяли подлинник, читаем: «для ученых и производственников. » Оказывается, это машинистка текст слегка подкорректировала и получилось «для производства веников. » Потом долго посмеивались, вспоминая о нашем достижении — генераторах для производства веников.

Но если говорить серьезно, то таких приборов в мире еще не видывали. Ведь генератор нейтронов — это своего рода миниатюрный атомный реактор размером с ладонь, который геофизики опускали в скважину для проведения очень важных эксклюзивных исследований. Таким образом, скважине ставился диагноз, определялись все данные состояния ее здоровья».

— А как шла разработка аппаратурно-методического комплекса на основе импульсного генератора нейтронов?

— Хочу, чтобы была понятна сложность задачи. Представьте, что внутри прибора диаметром 3-4 см необходимо создать и передать на излучающий элемент (нейтронную трубку) напряжение равное 120 тысячам вольт. При этом расстояние искрового разряда (пробоя) в воздухе для иголок составляет 10 000 вольт на 1 см. Добавьте к этому мощную электромагнитную помеху от плазменного разряда в нейтронной трубке, которая сбивает работу процессора. Решить эту задачу то же самое, что заставить работать сотовый телефон внутри микроволновки. Но, несмотря ни на что, комплекс был создан.

Аппаратурно-методические разработки ОМП № 30 были удостоены трёх золотых, трёх серебряных и пяти бронзовых медалей ВДНХ и многочисленных дипломов международных выставок

— Вернёмся к генератору нейтронов. Сколько полевых испытаний прошёл прибор прежде, чем поступил на вооружение геофизиков?

— После первого полевого испытания было ещё множество других испытаний импульсных генераторов нейтронов, разработанных как в Бугульме, так и в Москве.

Трест «Татнефтегеофизика» тогда сотрудничал с ведущими институтами, работающими в данной области науки. Бугульма и Ромашкинское месторождение стали полигоном, на котором проходили испытания всех разрабатываемых в Советском союзе геофизических приборов на основе генератора нейтронов. Это позволяло сотрудникам ОМП № 30 быть в курсе передовых разработок и применять их в своих приборах. Обычно испытания проводились в ОМП № 30 на протяжении от года до трёх лет, затем аппаратура постепенно передавалась в производственные подразделения.

— В чём преимущество импульсного генератора нейтронов перед другими приборами и методами исследований?

— Ни один другой из существующих геофизических методов не позволяет так эффективно находить границу раздела между водой, нефтью или газом через стальную обсадную колонну, а также численно определять нефтяное или газовое насыщение пластов.

Генератор нейтронов превосходит изотопные (постоянные) радиоактивные источники по количеству излучаемых в породу нейтронов в десять раз, а по энергии нейтронов в два раза. При этом он обладает свойством импульсного излучения, что позволяет исключить сигнал от ближней зоны у стальной колонны.

— Как совершенствовался прибор? Насколько сегодняшняя версия отличается от первоначальной?

— Сегодня мы обладаем наибольшим разнообразием приборов на основе управляемого генератора нейтронов среди всех российских геофизических компаний.

Мы первыми в России создали и начали работать по межтрубному пространству скважины с генератором нейтронов диаметром 3 см. Данная аппаратура получила название АИНК30-1Ц. Современные версии приборов отличаются повышенной надёжностью и расширенным диапазоном рабочих температур и давлений, а также рядом дополнительных возможностей, повышающих достоверность получаемых данных.

— Когда-то разработкой генераторов нейтронов занималась отдельная опытно-методическая партия. В каком объёме продолжаются разработки сегодня и с чем это связано?

— Несмотря на реорганизацию ОМП-30 в 2018 году, работы по направлению управляемых нейтронных генераторов продолжаются. Ведётся техническая и методическая поддержка производственных подразделений по ранее выпущенным приборам. По примерным расчётам только на ремонте аппаратуры нейтронного каротажа компания ТНГ-Групп ежегодно экономит несколько миллионов рублей.

— Сколько генераторов нейтронов было выпущено за эти годы? Сколько исследований и в каких регионах проведено?

— Выпущено более сотни подобных приборов. Некоторые экземпляры находятся в строю более 10 лет, конечно, после проведённых капитальных ремонтов. Ежегодно проводятся сотни исследований, особенно в последние годы, в связи с началом работ на ПХГ. Наши приборы работают в различных регионах России, Казахстана, Узбекистана.

— Каким вы видите будущее прибора-юбиляра?

— Приборы на основе управляемых генераторов нейтронов по-прежнему очень востребованы. С развитием энергонезависимых флеш-накопителей данных растёт спрос на автономные приборы.

В настоящее время мы являемся единственными в России, кто обладает автономными генераторами нейтронов в малом диаметре (менее 50 мм). Именно нашими приборами проводятся эксклюзивные работы на морской буровой платформе в Каспийском море, и в этом году силами «ТНГ-АлГИС» там были проведены успешные работы по определению насыщения пластов через стальную колонну.

Я уверен, что возможности этого метода далеко не исчерпаны, и он, и наша аппаратура ещё долго будут востребованы на нефтесервисном рынке.

Большой авторитет тресту «Татнефтегеофизика» принесли работы по освоению, созданию и внедрению аппаратуры и методов, основанных на использовании импульсных генераторов нейтронов, идейным вдохновителем и

идеологом которого был академик Георгий Николаевич Флёров, ведущий ученый в ядерном вооружении СССР. Работы по этому направлению проводились широким фронтом: опробуются новые модификации импульсного нейтронного каротажа, создаются промышленные методики исследований нефтяных скважин, разрабатывается и внедряется аппаратура импульсного генератора нейтронов (ИГН), проводится широкий геолого-геофизический анализ результатов использования ИГН. Все это позволило тресту выдвинуться на передовые позиции в деле использования ИГН не только в отрасли, но и в стране. Уже в 1962 году, задолго до промышленного выпуска аппаратуры ИГН в тресте начинается внедрение импульсного нейтрон-нейтронного каротажа на основе аппаратуры собственного производства.

Насколько сложные задачи стояли перед разработчиками аппаратуры такого класса, можно судить по тому факту, что аналогичная аппаратура в США была разработана только в 1968 году, то есть на три года позднее.

Реакторы на быстрых нейтронах — вот надежда человечества!

В предыдущих статьях — мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии — остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это — 83.5% по данным на 2008 год).

Остается — ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно — вопрос безопасности — под катом.

О нейтронах и уране

Всем нам в школе рассказывали, что U-235 при попадании в него нейтрона — делится с выделением энергии, и вылетают еще 2-3 нейтрона. В реальности конечно все несколько сложнее, и процесс этот сильно зависит от энергии этого начального нейтрона. Посмотрим на графики сечения (=вероятности) реакции захвата нейтрона (U-238 + n -> U-239 и U-235 + n -> U-236), и реакции деления для U-235 и U-238 в зависимости от энергии (=скорости) нейтронов:

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 — растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название — тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами — в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать — должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема — нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем

1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 — были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло, и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции — делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах — нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы — и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях — остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 — чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в

10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Идея следующая: посмотрим не на сечение деления, а на сечение захвата: При подходящей энергии нейтрона (не слишком маленькая, и не слишком большая) U-238 может захватить нейтрон, и после 2-х распадов — стать плутонием-239:

Из отработанного топлива — плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива — может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория — аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления — становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах — но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония — меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает — нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами — меньше, чем тепловыми — приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива — ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым — в результате реакции выделяется в

1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами — что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Как мы выяснили выше — воду в быстром реакторе использовать нельзя — она чрезвычайно эффективно замедляет нейтроны. Чем её можно заменить?

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости — мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий — широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов — низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 — работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут — используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР. Из очевидных минусов — если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута — разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных — можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть — с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора — так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика:Отдельная категория — реакторы на расплавленных солях — LFTR — работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российский БОР-60 — опытный реактор на быстрых нейтронах, действует с 1969 года. На нем в частности тестируют элементы конструкций новых реакторов на быстрых нейтронов.

Российские БН-600, БН-800: Как уже упоминалось выше, БН-600 — единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году — планируется к запуску более мощный БН-800. На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200, но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах — Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы — есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor — самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году — произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor: Из известных нереализованных проектов — «реактор на бегущей волне» — traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс — так что об этом дважды писали на Хабре: 1, 2. Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него — кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру — и реакция продолжалась бы. Но в реальности — без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Как я могу говорить о том, что человечество может положиться на ядерную энергетику — и это-то после Фукусимы?

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества — тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС — погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС — не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента — причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии — были доработаны все блоки, а после Фукусимы — у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы — у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом — напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Быстрые реакторы — обладают основным преимуществом, которого все ждут от термоядерных — топлива для них человечеству хватит на тысячи и десятки тысяч лет. Его даже добывать не нужно — оно уже добыто, и лежит на складах и отвалах. Технические проблемы — хоть и остаются, но выглядят решаемыми, а не эпическими — как в случае термоядерных реакторов.

Топливо в «замкнутом топливном цикле» появляется не из воздуха, а из бесполезного до этого урана-238 и тория после облучения в быстром реакторе, и дальнейшей химической переработки чтобы из отработанного топлива выделить полезные плутоний-239 и уран-233. Быстрые реакторы по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах — дают в 1.5 раза больше нейтронов на 1 деление, и их хватает и на цепную реакцию, и на наработку нового топлива.

С экономической точки зрения — при массовом строительстве быстрые реакторы хоть и дороже обычных тепловых ядерных реакторов, но не на порядки. Массового строительства быстрых реакторов похоже просто не начинают раньше времени, т.к. урана-235 и обычного топлива большинству стран пока хватает в ближайшей перспективе (15-30 лет), и есть время отработать технологию.

Так что когда окончательно закончится дешевая нефть и уран-235 — нашим внукам не придется сидеть без света, будет на чем колонизировать марс, и неспешно допиливать термоядерный синтез следующие 10’000 лет.

Большая Энциклопедия Нефти и Газа

Генератор — нейтрон

Генератор нейтронов может работать в непрерывном и импульсном режимах. Импульсный режим работы осуществляется подачей положительного потенциала. На цилиндрический анод 4 подается переменное напряжение в виде прямоугольных импульсов требуемой длительности от специального генератора, синхронизированного с высоковольтным трансформатором Тр. Имеются и другие конструкции генераторов нейтронов. [1]

Генератор нейтронов ИГН-4 применяется: для определения положения водонефтяного и газожидкостного контактов на месторождениях нефти и газа с минерализованными пластовыми водами; для измерения времени жизни тепловых нейтронов с целью оценки пористости, проницаемости и выявления водо — и нефтенасыщенных пластов; для расчленения геологического разреза скважин по литологии. [2]

В качестве генераторов нейтронов можно использовать разнообразные ускорители заряженных частиц, широко применяемые в исследованиях по ядерной физике. Следует отметить, что генераторы нейтронов на основе последних двух реакций требуют ускорения заряженных частиц до энергий выше 1 5 Мэв, поэтому они оказываются довольно сложными, дорогостоящими и требуют квалифицированного обслуживающего персонала. [3]

Извлекать из скважины генератор нейтронов можно только через 30 мин после его выключения. Ремонт и наладка высоковольтного блока и нейтронной трубки генератора на скважине запрещены. [4]

При облучешш на генераторе нейтронов с, вращающейся мишенью и выходом 6 — Ю10 нейтрон / см2 — сек при использовании образцов Maccoit 4 г, времени облучения 10 мин. Использование стандартной мишени диаметром 30 мм позволяет увеличить чувствительность в 3 раза за счет сокращения расстояния между образцом и мишенью. При активации образцов в потоке тормозного излучения лилейного ускорителя для 25 Мэв и среднего тока 5 мка возможно определение 5 — 10 — 5 % азота и ( 2 — 3) — 10 — 5 % углерода при использовании навески 1 г, если облучение образцов осуществляется в течение двух периодов полураспада и время радиохимического выделения не превышает 20 мин. [5]

Искусственные источники нейтронов ( генераторы нейтронов ) приобретают все большее значение. [6]

В тресте Татнефтегеофизика разработан импульсный малогабаритный генератор нейтронов ИГН-42 с диаметром 42 мм для исследования фонтанирующих скважин через насосно-компрессор-ные трубы. Длина зонда составляет 40 см. Аппаратура ИГН-42 может использоваться для работ методами ИННМ и ИНГМ. [7]

Недостатком анализа с использованием генератора нейтронов является низкая чувствительность. Повышение ее связано только с увеличением потока нейтронов. Преимуществами этого метода является, во-первых, то, что генератор — легко доступный источник нейтронов и, если нет необходимости достижения более высоких чувствительностей, то он весьма удобен для инструментального анализа на некоторые примеси, особенно имеющие короткожи-вущие изотопы; во-вторых, облучение монохроматическими нейтронами с энергией 14 Мае исключает целый ряд побочных реакций, протекающих в образце при облучении нейтронами реактора; в-третьих, быстрота определения примесей. [8]

Скважинный прибор состоит из блока генератора нейтронов и электронного блока. Блок генератора нейтронов представляет собой герметизированный контейнер с ускорительной трубкой 2 и высоковольтным трансформатором 1, заполненный изоляционной кремнийорганической жидкостью. В электронном блоке размещены детекторы тепловых нейтронов, элементы электронной схемы и устройства питания. Присоединение скважинного прибора к каротажному кабелю осуществляется с помощью унифицированных наконечников. [9]

Проводятся в скважинах с помощью генератора нейтронов периодического действия . Применение скважинных генераторов увеличивает глубинность исследований, повышает разрешающую способность методов, безопасно для здоровья персонала. [10]

От большей части перечисленных недостактов свободны сква-жинные генераторы нейтронов , которые используются в геофизике в качестве источников быстрых нейтронов. [11]

При зависании или прихвате скважинного снаряда или генератора нейтронов работы на скважине следует прекратить и известить руководство предприятия о случившемся. [12]

Прямые определения содержания железа также возможны при повышенном выходе генератора нейтронов . [13]

Опытно-методические исследования по изучению возможностей ядерногеофкзических методов каротажа о использованием генераторов нейтронов в условиях рудных скважин эпизодически проводятся о I960 г. Полученные в процессе этих работ результаты свидетельствуют о возможности применения управляемых источников быстрых нейтронов для экспресс-анализа элементного состава геологических образований, что принципиально позволяет сократить объемы кернового опробования при ьоисках и разведке различных типов месторождений твердых полезных ископаемых. Однако до последнего времени спектрометрические ядернофизические исследования в скважинах о применением генератора нейтронов выполняются с однозондовой аппаратурой. Это не позволило в полной мере реализовать потенциальные возможности каротажа для элементного анализа горных пород и руд. В частности, каротаж по методу нейтронной активации о однозондовыми приборами может найти практическое применение только при оценке качества моноэлементных руд. Для бескернового определения в рудах и горных породах одновременно 2 — 3 элементов необходима разработка двух-зондовой спектрометрической аппаратуры о возможностью регистрации спектральных потоков в нескольких энергетических областях аппаратурных гамма-спектров. [14]

Для подтверждения целиков нефти в этих скважинах необходимо произвести замеры генератором нейтронов . [15]

Источник: nevinka-info.ru