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detección de neutrones

La detección de neutrones consiste en la detección eficaz de neutrones que inciden en un detector bien posicionado . Dos aspectos clave para una detección eficaz de neutrones so...

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La detección de neutrones consiste en la detección eficaz de neutrones que inciden en un detector bien posicionado . Dos aspectos clave para una detección eficaz de neutrones son el hardware y el software. El hardware de detección se refiere al tipo de detector de neutrones utilizado (el más común actualmente es el detector de centelleo ) y a la electrónica empleada en el sistema de detección. Además, el hardware define parámetros experimentales clave, como la distancia fuente-detector, el ángulo sólido y el blindaje del detector. El software de detección consta de herramientas de análisis que realizan tareas como el análisis gráfico para medir el número y la energía de los neutrones que inciden en el detector.

Física básica

Firmas mediante las cuales se puede detectar un neutrón

Las partículas atómicas y subatómicas se detectan por la señal que producen al interactuar con su entorno. Estas interacciones son consecuencia de las características fundamentales de las partículas.

  • Carga: Los neutrones son partículas neutras y no se ionizan directamente; por lo tanto, son más difíciles de detectar directamente que las partículas cargadas. Además, sus trayectorias se ven afectadas solo levemente por los campos eléctricos y magnéticos.
  • Masa: La masa del neutrón de1,008 664 9156 (6) Da  [ 1 ] no es directamente detectable, pero sí influye en reacciones a través de las cuales puede detectarse.
  • Reacciones: Los neutrones reaccionan con diversos materiales mediante dispersión elástica , produciendo un núcleo de retroceso; dispersión inelástica , produciendo un núcleo excitado; o absorción, con la consiguiente transmutación del núcleo resultante. La mayoría de los métodos de detección se basan en la identificación de los distintos productos de reacción.
  • Momento magnético: Aunque los neutrones tienen un momento magnético de−1,913 0427 (5) μ N , las técnicas para la detección del momento magnético son demasiado poco sensibles para ser utilizadas en la detección de neutrones. 
  • Momento dipolar eléctrico: Se predice que el neutrón tendrá un momento dipolar eléctrico muy pequeño , que aún no se ha detectado. Por lo tanto, no es una señal de detección viable.
  • Desintegración: Fuera del núcleo, los neutrones libres son inestables y tienen una vida media de885,7 ± 0,8  s (aproximadamente 14 minutos, 46 segundos). [ 1 ] Los neutrones libres se desintegran mediante la emisión de un electrón y un antineutrino electrónico para convertirse en un protón, un proceso conocido como desintegración beta : [ 2 ]
    n 0→ p ++ e −+ νe .
Aunque el p +y e −Los neutrones producidos por la desintegración de neutrones son detectables, pero su tasa de desintegración es demasiado baja para servir de base para un sistema de detección práctico.

Opciones clásicas de detección de neutrones

Como resultado de estas propiedades, la detección de neutrones se divide en varias categorías principales: [ 3 ]

  • Reacciones de absorción con reacciones rápidas: los neutrones de baja energía se detectan típicamente de forma indirecta mediante reacciones de absorción. Los materiales absorbentes típicos utilizados tienen secciones transversales elevadas para la absorción de neutrones e incluyen helio-3 , litio-6 , boro-10 y uranio-235 . Cada uno de estos reacciona emitiendo partículas ionizadas de alta energía, cuya trayectoria de ionización puede detectarse por diversos medios. Las reacciones más comunes incluyen 3He (n,p) 3H , 6Li (n,t) 4He , 10B (n,α) 7Li y la fisión del uranio. [ 3 ]
  • Procesos de activación: Los neutrones pueden detectarse reaccionando con absorbentes mediante captura radiativa , espalación o reacciones similares, produciendo productos de reacción que posteriormente se desintegran, liberando partículas beta o gamma . Algunos materiales seleccionados (por ejemplo, indio , oro , rodio , hierro ( ⁵⁶Fe (n,p) ⁵⁶Mn ), aluminio ( ²⁷Al (n,α) ₂⁴Na ), niobio ( ⁹³Nb (n,2n) ₉²mNb ) y silicio ( ²⁸Si (n,p) ₂⁸Al )) presentan secciones transversales extremadamente grandes para la captura de neutrones dentro de un rango de energía muy estrecho. El uso de múltiples muestras absorbentes permite caracterizar el espectro de energía de los neutrones. La activación también posibilita la reconstrucción de exposiciones históricas a neutrones (por ejemplo, reconstrucción forense de exposiciones a neutrones durante una criticidad accidental ). [ 3 ]
  • Reacciones de dispersión elástica (también conocidas como retroceso de protones): Los neutrones de alta energía se detectan típicamente de forma indirecta mediante reacciones de dispersión elástica . Los neutrones colisionan con los núcleos de los átomos en el detector, transfiriendo energía a esos núcleos y creando iones, que son detectados. Dado que la transferencia máxima de energía ocurre cuando la masa del átomo con el que colisiona el neutrón es comparable a la masa del neutrón, los materiales hidrogenados [ 4 ] suelen ser el medio preferido para dichos detectores. [ 3 ]

Tipos de detectores de neutrones

Detectores proporcionales de gas

Los detectores proporcionales de gas pueden adaptarse para detectar neutrones. Si bien los neutrones no suelen causar ionización , la adición de un nucleido con una alta sección transversal de neutrones permite que el detector responda a ellos. Los nucleidos comúnmente utilizados para este fin son el helio-3 , el litio-6 , el boro-10 y el uranio-235 . Dado que estos materiales son más propensos a reaccionar con neutrones térmicos (es decir, neutrones que han alcanzado el equilibrio con su entorno), generalmente se rodean de materiales moderadores para reducir su energía y aumentar la probabilidad de detección.

Por lo general, se requieren ajustes adicionales para diferenciar la señal de neutrones de los efectos de otros tipos de radiación. Dado que la energía de un neutrón térmico es relativamente baja, las reacciones de partículas cargadas son discretas (es decir, esencialmente monoenergéticas y se encuentran dentro de un ancho de banda estrecho de energías), mientras que otras reacciones, como las reacciones gamma, abarcan un amplio rango de energías, es posible discriminar entre las fuentes.

En general, los detectores de ionización de gas miden la cantidad ( tasa de conteo ) y no la energía de los neutrones.

3 Detectores proporcionales rellenos de gas helio

El helio-3 es un material eficaz para la detección de neutrones, ya que reacciona absorbiendo neutrones térmicos y produciendo iones ¹H y ³H . Su sensibilidad a los rayos gamma es mínima, lo que lo convierte en un detector de neutrones muy útil. Desafortunadamente, el suministro de ³He se limita a su producción como subproducto de la desintegración del tritio (que tiene una vida media de 12,3 años); el tritio se produce como parte de programas de armamento, como propulsor para armas nucleares, o como subproducto del funcionamiento de reactores nucleares.

Detectores proporcionales rellenos de gas BF 3

Como el boro elemental no es gaseoso, los detectores de neutrones que contienen boro pueden usar alternativamente trifluoruro de boro (BF₃ ) enriquecido al 96% de boro-10 (el boro natural es 20% 10B , 80% 11B ). [ 5 ] El trifluoruro de boro es altamente tóxico. La sensibilidad de este detector es de alrededor de 35-40 CPS/nv (cuentas por segundo por flujo de neutrones) la sensibilidad de los detectores revestidos de boro es de aproximadamente 4 CPS/nv. Esto se debe a que en los detectores revestidos de boro, los neutrones reaccionan con el boro para producir pares de iones dentro de la capa de boro y por lo que las partículas cargadas producidas (partículas alfa e iones de litio) pueden perder parte de su energía dentro de esa capa. Esto significa que las partículas cargadas de baja energía pueden no ser capaces de alcanzar el entorno gaseoso de la cámara de ionización, lo que resulta en un menor número de ionizaciones producidas. En cambio, en los detectores rellenos de gas BF3 , los neutrones reaccionan con los átomos de 10B dentro del volumen de gas del detector, por lo que es más probable que las partículas cargadas producidas depositen su energía en el volumen de gas, produciendo más ionizaciones y, por lo tanto, una señal más alta.

Detectores proporcionales revestidos de boro

Los contadores proporcionales rellenos de gas y revestidos de boro reaccionan de forma similar a los detectores proporcionales rellenos de gas BF₃, pero en lugar de contener gas rico en boro, las paredes están recubiertas con ¹⁰B y otro gas de relleno. En este diseño, dado que la reacción tiene lugar en la superficie, solo una de las dos partículas escapará al interior del contador proporcional.

Detectores de neutrones por centelleo

Los detectores de neutrones por centelleo incluyen centelleadores orgánicos líquidos, [ 6 ] cristales, [ 7 ] [ 8 ] plásticos, vidrio [ 9 ] y fibras de centelleo. [ 10 ]

Centelleadores orgánicos

Los centelleadores orgánicos son materiales que tienen la propiedad de emitir luz (centellear) al ser expuestos a radiación ionizante. Generalmente presentan un tiempo de respuesta rápido a la radiación y pueden detectar un amplio rango de radiación (desde rayos gamma hasta neutrones). Como su nombre indica, suelen estar hechos de materiales orgánicos, principalmente materiales a base de carbono. [ 11 ]

Los centelleadores orgánicos se presentan en diversas formas, como centelleadores plásticos, líquidos y de cristal. Los centelleadores plásticos se fabrican a partir de polímeros como el poliviniltolueno (PVT) o el poliestireno . Los centelleadores líquidos se obtienen simplemente disolviendo los centelleadores orgánicos en disolventes adecuados. Los centelleadores de cristal están hechos de cristales sólidos como el antraceno o el estilbeno.

Cuando un centelleador se expone a radiación ionizante, las moléculas que contiene se excitan a un estado de energía superior mediante la interacción con la radiación incidente. Estas moléculas excitadas intentan estabilizarse (regresar a su estado fundamental) emitiendo un fotón. La luz emitida se puede detectar amplificándola en un fotomultiplicador y convirtiéndola en una señal eléctrica. Estas señales son proporcionales a la energía de la radiación, lo que ayuda a identificar la radiación a la que se estuvo expuesto.

Los neutrones pueden detectarse mediante centelleadores orgánicos utilizando la técnica de discriminación de forma de pulso (PSD), que permite diferenciar la radiación en función de la forma de su pulso/señal.

Detectores de fibra de vidrio centelleante sensibles a neutrones

El vidrio centelleante de 6 Li para la detección de neutrones se informó por primera vez en la literatura científica en 1957 [ 12 ] y se realizaron avances clave en las décadas de 1960 y 1970. [ 13 ] [ 14 ] La fibra centelleante fue demostrada por Atkinson M. et al. en 1987 [ 15 ] y se realizaron avances importantes a finales de la década de 1980 y principios de la de 1990 en el Laboratorio Nacional del Noroeste del Pacífico, donde se desarrolló como una tecnología clasificada. [ 16 ] [ 17 ] [ 18 ] [ 19 ] [ 20 ] Fue desclasificado en 1994 y Oxford Instruments lo licenció por primera vez en 1997, seguido de una transferencia a Nucsafe en 1999. [ 21 ] [ 22 ] [ 23 ] La fibra y los detectores de fibra ahora son fabricados y vendidos comercialmente por Nucsafe, Inc. [ 24 ]

Las fibras de vidrio centelleantes funcionan incorporando ⁶Li y Ce³⁺ a la composición del vidrio. El ⁶Li tiene una alta sección transversal para la absorción de neutrones térmicos mediante la reacción ⁶Li (n,α). La absorción de neutrones produce un ion tritio, una partícula alfa y energía cinética . La partícula alfa y el tritón interactúan con la matriz de vidrio para producir ionización, que transfiere energía a los iones Ce³⁺ y da como resultado la emisión de fotones con una longitud de onda de 390  nm a 600 nm cuando los iones Ce³⁺  en estado excitado regresan al estado fundamental. El evento produce un destello de luz de varios miles de fotones por cada neutrón absorbido. Una parte de la luz centelleante se propaga a través de la fibra de vidrio, que actúa como una guía de ondas. Los extremos de las fibras están acoplados ópticamente a un par de tubos fotomultiplicadores (PMT) para detectar ráfagas de fotones. Los detectores pueden utilizarse para detectar tanto neutrones como rayos gamma, que normalmente se distinguen mediante discriminación de amplitud de pulso. Se han realizado importantes esfuerzos y avances para reducir la sensibilidad de los detectores de fibra a la radiación gamma. Los detectores originales sufrían de falsos neutrones en un campo gamma de 0,02 mR. Las mejoras en el diseño, el proceso y los algoritmos permiten ahora su funcionamiento en campos gamma de hasta 20 mR/h ( 60Co ). 

Los detectores de fibra centelleante tienen una sensibilidad excelente, son robustos y tienen una temporización rápida (~60 ns) lo que permite un amplio rango dinámico en las tasas de conteo. Los detectores tienen la ventaja de que se pueden moldear en cualquier forma deseada y se pueden fabricar muy grandes o muy pequeños para su uso en una variedad de aplicaciones. [ 25 ] Además, no dependen de 3 He ni de ninguna materia prima de disponibilidad limitada, ni contienen materiales tóxicos o regulados. Su rendimiento iguala o supera al de los tubos de 3 He para el conteo bruto de neutrones debido a la mayor densidad de especies absorbentes de neutrones en el vidrio sólido en comparación con el 3 He gaseoso a alta presión. [ 25 ] Aunque la sección transversal de neutrones térmicos del 6 Li es baja en comparación con el 3 He (940 barns frente a 5330 barns), la densidad atómica del 6 Li en la fibra es cincuenta veces mayor, lo que resulta en una ventaja en la relación de densidad de captura efectiva de aproximadamente 10:1.

LiCaAlF 6

El LiCaAlF6 es un cristal centelleador inorgánico sensible a neutrones que, al igual que los detectores de fibra de vidrio centelleadores sensibles a neutrones, utiliza la captura de neutrones por el ⁶Li . Sin embargo, a diferencia de estos últimos, el ⁶Li forma parte de la estructura cristalina del centelleador, lo que le confiere una alta densidad natural de ⁶Li . Se añade un agente dopante para dotar al cristal de sus propiedades centelleadoras; dos agentes dopantes comunes son el cerio trivalente y el europio divalente. El LiCaAlF6 dopado con europio presenta la ventaja, frente a otros materiales, de que el número de fotones ópticos producidos por captura de neutrones es de alrededor de 30 000, cinco veces superior al de, por ejemplo, las fibras de vidrio centelleadores sensibles a neutrones. [ 26 ] Esta propiedad facilita la discriminación de fotones de neutrones. Debido a su alta densidad de ⁶Li , este material es adecuado para la fabricación de detectores de neutrones compactos y ligeros; como resultado, el LiCaAlF6 se ha utilizado para la detección de neutrones a gran altitud en misiones con globos aerostáticos. [ 27 ] El largo tiempo de decaimiento del LiCaAlF 6 dopado con Eu 2+ lo hace menos adecuado para mediciones en entornos de alta radiación; la variante dopada con Ce 3+ tiene un tiempo de decaimiento más corto, pero sufre de un menor rendimiento lumínico. [ 28 ]

Centelleador de neutrones y rayos gamma de doble detección NaIL

El cristal de yoduro de sodio codopado con talio y litio [NaI(Tl+Li)], también conocido como NaIL, tiene la capacidad de detectar radiación gamma y neutrones térmicos en un solo cristal con una discriminación de forma de pulso excepcional. El uso de bajas concentraciones de 6Li en NaIL y grandes espesores puede lograr las mismas capacidades de detección de neutrones que los detectores de 3He, CLYC o CLLB a un menor costo. El codopaje con 6Li (enriquecido al 95%) introduce una detección eficiente de neutrones térmicos en el centelleador de rayos gamma más establecido, manteniendo al mismo tiempo las propiedades de centelleo favorables del NaI(Tl) estándar. NaIL puede proporcionar detectores de gran volumen y de un solo material para rayos gamma y neutrones a un bajo precio por volumen. [ 29 ] [ 30 ] [ 31 ]

Detectores de neutrones semiconductores

Existen dos tipos básicos de detectores de neutrones semiconductores: el primero consiste en dispositivos electrónicos recubiertos con un material reactivo a los neutrones, y el segundo en un semiconductor compuesto parcialmente por dicho material. [ 32 ] La configuración más exitosa es la del tipo de dispositivo recubierto, y un ejemplo sería un diodo de Si planar común recubierto con 10 B o 6 LiF. [ 33 ] [ 34 ] Este tipo de detector fue propuesto inicialmente por Babcock et al. [ 35 ] El concepto es sencillo. Un neutrón es absorbido por la película reactiva y emite espontáneamente productos de reacción energéticos. Un producto de reacción puede alcanzar la superficie del semiconductor y, al entrar en él, produce pares electrón-hueco. Bajo una tensión de polarización inversa, estos electrones y huecos se desplazan a través del diodo para producir una corriente inducida, generalmente integrada en modo de pulso para generar una salida de tensión. La eficiencia intrínseca máxima para dispositivos de recubrimiento simple es de aproximadamente el 5 % para neutrones térmicos (0,0259  eV), y el diseño y funcionamiento se describen detalladamente en la literatura. [ 36 ] La limitación de la eficiencia de detección de neutrones es consecuencia de la autoabsorción de los productos de reacción. Por ejemplo, el alcance en una película de boro de partículas α de 1,47 MeV de la reacción 10 B(n,α) 7 Li es de aproximadamente 4,5 micras, y el alcance en LiF de tritones de 2,7 MeV de la reacción 10 B(n,α) 7 Li es de aproximadamente 28 micras. Los productos de reacción que se originan a distancias mayores de la interfaz película/semiconductor no pueden alcanzar la superficie del semiconductor y, por consiguiente, no contribuirán a la detección de neutrones. También se han explorado dispositivos recubiertos con Gd natural, principalmente debido a su gran sección transversal microscópica de neutrones térmicos de 49 000 barns. [ 37 ] [ 38 ] Sin embargo, los productos de reacción Gd(n,γ) de interés son principalmente electrones de conversión de baja energía, agrupados mayoritariamente alrededor de 70 keV. En consecuencia, la discriminación entre eventos inducidos por neutrones y eventos de rayos gamma (que producen principalmente electrones dispersos por Compton) es difícil para los diodos semiconductores recubiertos de Gd. Un diseño de píxel compensado buscó remediar el problema. [ 39 ] En general, se prefieren los dispositivos recubiertos con 10 B o 6 LiF principalmente porque los productos de reacción de partículas cargadas energéticas son mucho más fáciles de distinguir de las radiaciones de fondo.

La baja eficiencia de los diodos planares recubiertos impulsó el desarrollo de detectores de neutrones semiconductores microestructurados (MSND). Estos detectores presentan microestructuras grabadas en un sustrato semiconductor, que posteriormente se transforma en un diodo tipo PIN. Las microestructuras se rellenan con material reactivo a los neutrones, generalmente 6 LiF, aunque también se ha utilizado 10 B. El aumento de la superficie del semiconductor adyacente al material reactivo y la mayor probabilidad de que un producto de reacción penetre en el semiconductor incrementan considerablemente la eficiencia intrínseca de detección de neutrones. [ 40 ]

Diseño básico de un detector de neutrones semiconductor microestructurado (MSND). [ 41 ]

La configuración del dispositivo MSND fue propuesta por primera vez por Muminov y Tsvang, [ 42 ] y posteriormente por Schelten et al. [ 43 ] Años después se fabricó y demostró el primer ejemplo funcional de un MSND [ 44 ] , [ 45 ] que entonces tenía solo un 3,3% de eficiencia de detección de neutrones térmicos. Desde ese trabajo inicial, los MSND han alcanzado más del 30% de eficiencia de detección de neutrones térmicos. [ 46 ] Aunque los MSND pueden operar en el potencial incorporado (voltaje cero aplicado), funcionan mejor cuando se aplican 2-3 voltios. Actualmente hay varios grupos trabajando en variaciones de MSND. [ 47 ] [ 48 ] Los tipos más exitosos son la variedad rellena con material 6 LiF. Los MSND ahora son fabricados y vendidos comercialmente por Radiation Detection Technologies, Inc. [ 49 ] Se han reportado versiones experimentales avanzadas de MSND de doble cara con microestructuras opuestas en ambos lados de una oblea semiconductora con una eficiencia de detección de neutrones térmicos superior al 65%, [ 50 ] y teóricamente son capaces de una eficiencia superior al 70%.

Los detectores semiconductores en los que uno o más átomos son reactivos a los neutrones se denominan detectores de neutrones de semiconductores de volumen. Estos detectores se dividen en dos categorías principales: los que se basan en la detección de productos de reacción de partículas cargadas y los que se basan en la detección de rayos gamma de captura instantánea. En general, este tipo de detector es difícil de fabricar de forma fiable y actualmente no está disponible comercialmente.

Los materiales a granel que dependen de las emisiones de partículas cargadas se basan en semiconductores que contienen boro y litio. En la búsqueda de detectores de neutrones semiconductores a granel, los materiales a base de boro, como BP, BAs, BN y B₄C , se han investigado más que otros materiales potenciales. [ 51 ] [ 52 ] [ 53 ] [ 54 ] [ 55 ] [ 56 ]

Los semiconductores a base de boro en forma cúbica son difíciles de cultivar como cristales masivos, principalmente porque requieren altas temperaturas y alta presión para su síntesis. El BP y el Bas pueden descomponerse en estructuras cristalinas indeseables (de forma cúbica a icosaédrica) a menos que se sinteticen bajo alta presión. El B₄C también forma unidades icosaédricas en una estructura cristalina romboédrica, una transformación indeseable porque la estructura icosaédrica tiene propiedades de recolección de carga relativamente deficientes [ 57 ], lo que hace que estas formas icosaédricas no sean adecuadas para la detección de neutrones.

El BN puede formarse como cristales hexagonales simples, cúbicos (con vetas de zinc) o de wurtzita, dependiendo de la temperatura de crecimiento, y generalmente se cultiva mediante métodos de película delgada. La forma hexagonal simple del BN es la más estudiada como detector de neutrones. Los métodos de deposición química en fase vapor de película delgada se emplean habitualmente para producir BP, BAs, BN o B₄C. Estas películas a base de boro se cultivan a menudo sobre sustratos de Si de tipo n, que pueden formar una unión ap-n con el Si y, por lo tanto, producir un diodo de Si recubierto, como se describe al principio de esta sección. En consecuencia, la respuesta de neutrones del dispositivo puede confundirse fácilmente con una respuesta volumétrica cuando en realidad es la respuesta de un diodo recubierto. Hasta la fecha, existe escasa evidencia de semiconductores a base de boro que produzcan señales de neutrones intrínsecas.

Los semiconductores que contienen Li, clasificados como compuestos de Nowotny-Juza, también se han investigado como detectores de neutrones a granel. El compuesto de Nowotny-Juza LiZnAs se ha demostrado como detector de neutrones; [ 58 ] sin embargo, el material es difícil y costoso de sintetizar, y solo se han reportado pequeños cristales semiconductores. Finalmente, se han investigado materiales semiconductores tradicionales con dopantes reactivos a neutrones, a saber, detectores de Si(Li). Los neutrones interactúan con el dopante de litio en el material y producen productos de reacción energéticos. Sin embargo, la concentración de dopante es relativamente baja en los detectores de Si con deriva de Li (u otros semiconductores dopados), típicamente menos de 10 19  cm −3 . Para una concentración degenerada de Li del orden de 10 19  cm −3 , un bloque de 5 cm de espesor de Si(Li) natural tendría menos del 1% de eficiencia de detección de neutrones térmicos, mientras que un bloque de 5 cm de espesor de un detector de Si( 6 Li) tendría solo un 4,6% de eficiencia de detección de neutrones térmicos.

Los semiconductores emisores de rayos gamma instantáneos, como el CdTe, [ 59 ] [ 60 ] y el HgI 2 [ 61 ] [ 62 ] se han utilizado con éxito como detectores de neutrones. Estos detectores se basan en las emisiones de rayos gamma instantáneos de la reacción 113 Cd(n, γ) 114 Cd (que produce rayos gamma de 558,6 keV y 651,3 keV) y la reacción 199 Hg(n, γ) 200 Hg (que produce rayos gamma de 368,1 keV y 661,1 keV). Sin embargo, estos materiales semiconductores están diseñados para su uso como espectrómetros de rayos gamma y, por lo tanto, son intrínsecamente sensibles al fondo de rayos gamma. Con una resolución energética adecuada, la discriminación de altura de pulso puede utilizarse para separar las emisiones de rayos gamma instantáneos de las interacciones de neutrones. Sin embargo, la eficiencia efectiva de detección de neutrones se ve comprometida debido a la relación Compton relativamente pequeña. En otras palabras, la mayoría de los eventos se suman al continuo Compton en lugar de al pico de energía total, lo que dificulta la discriminación entre neutrones y rayos gamma de fondo. Además, tanto el Cd como el Hg naturales tienen secciones transversales de neutrones térmicos (n,γ) relativamente grandes, de 2444 b y 369,8 b, respectivamente. En consecuencia, la mayoría de los neutrones térmicos se absorben cerca de la superficie del detector, de modo que casi la mitad de los rayos gamma instantáneos se emiten en direcciones opuestas al volumen del detector y, por lo tanto, producen una baja eficiencia de reabsorción o interacción de rayos gamma.

detectores de activación neutrónica

Las muestras de activación pueden colocarse en un campo de neutrones para caracterizar el espectro de energía y la intensidad de los neutrones. Se pueden utilizar reacciones de activación con diferentes umbrales de energía, como 56 Fe(n,p) 56 Mn, 27 Al(n,α) 24 Na, 93 Nb(n,2n) 92m Nb y 28 Si(n,p) 28 Al. [ 63 ]

detectores de neutrones rápidos

Los neutrones rápidos suelen detectarse moderándolos (ralentizándolos) hasta alcanzar energías térmicas. Sin embargo, durante este proceso se pierde la información sobre la energía original del neutrón, su dirección de viaje y el momento de su emisión. Para muchas aplicaciones, la detección de neutrones rápidos que conservan esta información es sumamente deseable. [ 64 ]

Los detectores típicos de neutrones rápidos son los centelleadores líquidos, [ 65 ] los detectores de gas noble basados ​​en 4-He [ 66 ] y los detectores de plástico. Los detectores de neutrones rápidos se diferencian entre sí por su (1) capacidad de discriminación de neutrones/gamma (mediante discriminación de la forma del pulso) y (2) sensibilidad. La capacidad de distinguir entre neutrones y gammas es excelente en los detectores de gas noble basados ​​en 4-He debido a su baja densidad electrónica y su excelente propiedad de discriminación de la forma del pulso. De hecho, se ha demostrado que los centelleadores inorgánicos, como el sulfuro de zinc, presentan grandes diferencias en sus tiempos de desintegración para protones y electrones; una característica que se ha aprovechado combinando el cristal inorgánico con un convertidor de neutrones (como el polimetilmetacrilato) en el Detector de Neutrones Rápidos Microcapa. [ 67 ] Estos sistemas de detección son capaces de detectar selectivamente solo neutrones rápidos en un campo de radiación mixta de neutrones y gamma sin requerir técnicas de discriminación adicionales, como la discriminación de la forma del pulso. [ 68 ]

La detección de neutrones rápidos plantea una serie de problemas especiales. Se ha desarrollado un detector direccional de neutrones rápidos utilizando múltiples retrocesos de protones en planos separados de material centelleador plástico. Se registran las trayectorias de los núcleos de retroceso creados por la colisión de neutrones; la determinación de la energía y el momento de dos núcleos de retroceso permite calcular la dirección de desplazamiento y la energía del neutrón que experimentó dispersión elástica con ellos. [ 69 ]

Detectores de neutrones pasivos

Los detectores de trazas nucleares de estado sólido ( SSNTD ) ofrecen una alternativa pasiva e integradora a los detectores de neutrones activos. El material más común es el CR-39 , un polímero (carbonato de polialil diglicol) en el que las partículas cargadas rompen enlaces químicos a lo largo de su trayectoria, creando rastros de daño latente. El posterior grabado químico, generalmente en una solución de hidróxido de sodio, agranda estos rastros formando cavidades que pueden contarse con un microscopio óptico o electrónico de barrido. Dado que no requieren alimentación eléctrica, alto voltaje ni electrónica de lectura durante la exposición, los SSNTD se utilizan ampliamente en la dosimetría de neutrones para personal y en entornos donde la instrumentación activa resulta impracticable.

El CR-39 no responde directamente a los neutrones, ya que estos no tienen carga. Los neutrones rápidos se registran indirectamente mediante la dispersión elástica de los núcleos de hidrógeno en el polímero, produciendo protones de retroceso que forman trazas. Los neutrones lentos y térmicos no producen tales retrocesos y, en cambio, requieren una capa convertidora que transforma los neutrones en partículas cargadas. El enfoque estándar utiliza un convertidor con boro, aprovechando la gran sección transversal de captura de neutrones térmicos del 10 B a través de la reacción 10 B(n,α) 7 Li; el nitruro de boro se identificó como un material convertidor eficaz ya en la década de 1980 debido a su alto contenido de boro y su superficie lisa. [ 70 ] Combinar un detector recubierto de boro con un control sin recubrimiento permite separar la contribución de los neutrones lentos de las trazas de fondo que surgen de las partículas cargadas y los neutrones rápidos.

Aplicaciones

La detección de neutrones se utiliza para diversos fines. Cada aplicación tiene requisitos diferentes para el sistema de detección.

Detección experimental de neutrones

Los experimentos que utilizan esta ciencia incluyen experimentos de dispersión en los que se detectan neutrones dirigidos y luego dispersados ​​desde una muestra. Las instalaciones incluyen la fuente de neutrones ISIS en el Laboratorio Rutherford Appleton , la Fuente de Neutrones por Espalación en el Laboratorio Nacional Oak Ridge y la Fuente de Neutrones por Espalación (SINQ) en el Instituto Paul Scherrer , en la que los neutrones se producen mediante reacción de espalación, y las instalaciones tradicionales de reactores de investigación en las que los neutrones se producen durante la fisión de isótopos de uranio. Entre los diversos experimentos de detección de neutrones, destaca el experimento insignia de la Colaboración Europea de Muones , realizado por primera vez en el CERN y ahora denominado "experimento EMC". El mismo experimento se realiza hoy con equipos más sofisticados para obtener resultados más precisos relacionados con el efecto EMC original .

Desafíos en la detección de neutrones en un entorno experimental

La detección de neutrones en un entorno experimental no es una ciencia sencilla. Los principales desafíos a los que se enfrenta la detección de neutrones moderna incluyen el ruido de fondo , las altas tasas de detección, la neutralidad de los neutrones y las bajas energías de estos.

ruido de fondo

Los principales componentes del ruido de fondo en la detección de neutrones son los fotones de alta energía , que no se eliminan fácilmente mediante barreras físicas. Otras fuentes de ruido, como las partículas alfa y beta , pueden eliminarse con diversos materiales de blindaje, como plomo , plástico, carbón térmico, etc. Por lo tanto, los fotones causan una interferencia importante en la detección de neutrones, ya que resulta difícil distinguir entre neutrones y fotones. Ambos registran energías similares tras dispersarse en el detector desde el blanco o la luz ambiental, lo que dificulta su distinción. La detección de coincidencias también puede utilizarse para diferenciar eventos de neutrones reales de fotones y otras radiaciones.

Altas tasas de detección

Si el detector se encuentra en una región de alta actividad del haz, recibe impactos continuos de neutrones y ruido de fondo a tasas extremadamente altas. Esto dificulta la obtención de datos, ya que existe una superposición extrema en las mediciones y los eventos individuales no se distinguen fácilmente entre sí. Por lo tanto, parte del desafío reside en mantener las tasas de detección lo más bajas posible y en diseñar un detector capaz de procesar dichas tasas para obtener datos coherentes.

Neutralidad de los neutrones

Los neutrones son neutros y, por lo tanto, no responden a los campos eléctricos. Esto dificulta dirigir su trayectoria hacia un detector para facilitar su detección. Además, los neutrones no ionizan los átomos salvo por colisión directa, por lo que los detectores de ionización gaseosa resultan ineficaces.

Comportamiento variable con la energía

Los detectores que se basan en la absorción de neutrones suelen ser más sensibles a los neutrones térmicos de baja energía y mucho menos sensibles a los neutrones de alta energía. Por otro lado, los detectores de centelleo tienen dificultades para registrar los efectos de los neutrones de baja energía.

Configuración y método experimental

Figura 1: Montaje experimental

La Figura 1 muestra los componentes principales típicos de la configuración de una unidad de detección de neutrones. En principio, el diagrama muestra la configuración tal como sería en cualquier laboratorio moderno de física de partículas , pero los detalles describen la configuración en el Laboratorio Jefferson ( Newport News, Virginia ).

En esta configuración, las partículas incidentes, que comprenden neutrones y fotones, impactan contra el detector de neutrones; este suele ser un detector de centelleo compuesto por material centelleador , una guía de ondas y un tubo fotomultiplicador (PMT), y estará conectado a un sistema de adquisición de datos (DAQ) para registrar los detalles de la detección.

La señal de detección del detector de neutrones se conecta a la unidad de escalado, la unidad de retardo con puerta, la unidad de disparo y el osciloscopio . La unidad de escalado se utiliza simplemente para contar el número de partículas o eventos entrantes. Para ello, incrementa su contador de partículas cada vez que detecta un aumento en la señal del detector desde el punto cero. Esta unidad tiene un tiempo muerto mínimo , lo que implica que, independientemente de la velocidad de llegada de las partículas, es muy improbable que no registre un evento (por ejemplo, una partícula entrante). El bajo tiempo muerto se debe a la sofisticada electrónica de esta unidad, que tarda poco tiempo en recuperarse de la tarea relativamente sencilla de registrar un nivel lógico alto cada vez que ocurre un evento. La unidad de disparo coordina toda la electrónica del sistema y proporciona un nivel lógico alto a estas unidades cuando todo el sistema está listo para registrar una ejecución de eventos.

El osciloscopio registra un pulso de corriente con cada evento. El pulso es simplemente la corriente de ionización en el detector causada por este evento, representada gráficamente en función del tiempo. La energía total de la partícula incidente se puede obtener integrando este pulso de corriente con respecto al tiempo para obtener la carga total depositada al final del PMT. Esta integración se lleva a cabo en el convertidor analógico-digital (ADC). La carga total depositada es una medida directa de la energía de la partícula ionizante (neutrón o fotón) que entra en el detector de neutrones. Esta técnica de integración de señales es un método establecido para medir la ionización en el detector en física nuclear. [ 74 ] El ADC tiene un tiempo muerto mayor que el osciloscopio, que tiene memoria limitada y necesita transferir eventos rápidamente al ADC. Por lo tanto, el ADC muestrea aproximadamente uno de cada 30 eventos del osciloscopio para su análisis. Dado que la tasa típica de eventos es de alrededor de 10 6 neutrones por segundo, [ 75 ] este muestreo aún acumulará miles de eventos por segundo.

Separación de neutrones y fotones

El ADC envía sus datos a una unidad DAQ que los organiza en un formato presentable para su análisis. La clave para un análisis posterior reside en la diferencia entre la forma del pulso de corriente de ionización de fotones y la del neutrón. El pulso de fotones es más largo en los extremos (o "colas"), mientras que el pulso de neutrones está bien centrado. [ 75 ] Este hecho puede utilizarse para identificar los neutrones incidentes y para contar la tasa total de neutrones incidentes. Los pasos que conducen a esta separación (los que se suelen realizar en los principales laboratorios nacionales, entre ellos el Laboratorio Jefferson) son la extracción de pulsos con compuerta y la representación gráfica de la diferencia.

Extracción de pulsos controlados

Las señales de corriente de ionización son pulsos con un pico local entre ellos. Mediante una puerta lógica AND en tiempo continuo (con una secuencia de pulsos "1" y "0" como entrada y la señal de corriente como otra), se extrae la parte final de cada pulso de corriente. Este método de discriminación por puerta lógica se utiliza habitualmente en centelleadores líquidos. [ 76 ] La unidad de retardo por puerta lógica tiene precisamente esta finalidad y crea una copia retardada de la señal original, de forma que su sección final se visualiza junto con su sección principal en la pantalla del osciloscopio.

Tras extraer la cola, se realiza la integración de corriente habitual tanto en la sección de la cola como en la señal completa. Esto produce dos valores de ionización para cada evento, que se almacenan en la tabla de eventos del sistema de adquisición de datos (DAQ).

Representación gráfica de la diferencia

Figura 2: Gráfico esperado de la energía de la cola en función de la energía del pulso completo, representado para todas las energías de los eventos. Los puntos representan las densidades numéricas de los eventos.

En este paso reside el punto crucial del análisis: se grafican los valores de ionización extraídos. Específicamente, el gráfico representa la deposición de energía en la cola frente a la deposición de energía en toda la señal para un rango de energías de neutrones. Normalmente, para una energía dada, hay muchos eventos con el mismo valor de energía en la cola. En este caso, los puntos graficados se vuelven más densos con puntos superpuestos en el gráfico bidimensional, lo que permite estimar visualmente el número de eventos correspondientes a cada deposición de energía. Una fracción aleatoria considerable (1/30) de todos los eventos se grafica en el gráfico.

Si el tamaño de la cola extraída es una proporción fija del pulso total, entonces aparecerán dos líneas en la gráfica con pendientes diferentes. La línea con mayor pendiente corresponderá a eventos de fotones y la línea con menor pendiente a eventos de neutrones. Esto se debe precisamente a que la corriente de deposición de energía de fotones, representada en función del tiempo, deja una "cola" más larga que la gráfica de deposición de neutrones, lo que hace que la cola de fotones represente una mayor proporción de la energía total que las colas de neutrones.

La eficacia de cualquier análisis de detección se puede evaluar mediante su capacidad para contar y separar con precisión el número de neutrones y fotones que inciden en el detector. Asimismo, la eficacia de la segunda y tercera etapa revela si las tasas de eventos en el experimento son manejables. Si se obtienen gráficos claros en las etapas anteriores, que permitan una fácil separación de neutrones y fotones, la detección se puede considerar eficaz y las tasas manejables. Por otro lado, la confusión y la indistinguibilidad de los puntos de datos impedirán una fácil separación de los eventos.

control de velocidad

Las tasas de detección pueden mantenerse bajas de diversas maneras. El muestreo de eventos permite seleccionar solo unos pocos para su análisis. Si las tasas son tan elevadas que resulta imposible distinguir un evento de otro, se pueden manipular parámetros experimentales físicos (apantallamiento, distancia entre el detector y el objetivo, ángulo sólido, etc.) para obtener las tasas más bajas posibles y, por lo tanto, detectar eventos distinguibles.

Puntos de detección más precisos

Es importante observar con precisión las variables relevantes, ya que pueden aparecer indicadores erróneos. Por ejemplo, las corrientes de ionización podrían experimentar picos periódicos elevados, lo que no implica tasas altas, sino simplemente depósitos de alta energía para eventos aislados. Estos picos se tabularán y se analizarán con escepticismo si resultan injustificables, especialmente debido al elevado ruido de fondo presente en el sistema.

Uno podría preguntarse cómo los experimentadores pueden estar seguros de que cada pulso de corriente en el osciloscopio corresponde exactamente a un evento. Esto es cierto porque el pulso dura aproximadamente 50 ns , lo que permite un máximo de 2 × 10⁷ eventos por segundo. Este número es mucho mayor que la tasa típica real, que suele ser un orden de magnitud menor, como se mencionó anteriormente. [ 75 ] Esto significa que es muy improbable que dos partículas generen un pulso de corriente. Los pulsos de corriente duran 50  ns cada uno y comienzan a registrar el siguiente evento después de un intervalo entre el evento anterior.

Aunque a veces se facilita con energías de neutrones incidentes más altas, la detección de neutrones es generalmente una tarea difícil, por todas las razones mencionadas anteriormente. Por lo tanto, un mejor diseño de centelleadores también es prioritario y ha sido objeto de investigación desde la invención de los detectores de centelleo. Los detectores de centelleo fueron inventados en 1903 por Crookes, pero no fueron muy eficientes hasta que Curran y Baker desarrollaron el tubo fotomultiplicador (PMT) en 1944. [ 74 ] El PMT proporciona un método de detección fiable y eficiente, ya que puede multiplicar la señal inicial de un solo fotón de centelleo que incide en la superficie del PMT millones de veces en un pulso eléctrico medible. Aun así, el diseño de los detectores de centelleo tiene margen de mejora, al igual que otras opciones para la detección de neutrones además del centelleo.

Véase también

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Lecturas adicionales

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