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Detección de neutrones

La detección de neutrones es la detección efectiva de neutrones que ingresan a un detector bien ubicado . Hay dos aspectos clave para una detección eficaz de neutrones: hardware y software. El hardware de detección se refiere al tipo de detector de neutrones utilizado (el más común hoy en día es el detector de centelleo ) y a la electrónica utilizada en la configuración de detección. Además, la configuración del hardware también 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 análisis gráfico para medir el número y las energías de los neutrones que chocan contra el detector.

Física básica

Firmas mediante las cuales se puede detectar un neutrón

Las partículas atómicas y subatómicas se detectan por la firma que producen al interactuar con su entorno. Las interacciones resultan de las características fundamentales de las partículas.


norte0
→
pag+
+
mi−
+
v
mi.
Aunque el
pag+
y
mi−
producidos por la desintegración de neutrones son detectables, la tasa de desintegración es demasiado baja para servir como base para un sistema detector práctico.

Opciones clásicas de detección de neutrones

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

Tipos de detectores de neutrones

Detectores proporcionales de gas

Los detectores proporcionales de gas se pueden adaptar para detectar neutrones. Si bien los neutrones no suelen causar ionización , la adición de un nucleido con una sección transversal de neutrones alta permite que el detector responda a los neutrones. 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 tienen más probabilidades de reaccionar con neutrones térmicos (es decir, neutrones que se han ralentizado hasta alcanzar el equilibrio con su entorno), normalmente están rodeados de materiales moderadores para reducir su energía y aumentar la probabilidad de detección.

Generalmente son necesarios más refinamientos 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 estrecho ancho de banda de energías), mientras que otras reacciones como las reacciones gamma abarcan un amplio rango de energía, es posible discriminar entre ellas. las fuentes.

Como clase, los detectores de ionización de gases miden el número ( tasa de conteo ) y no la energía de los neutrones.

3 detectores proporcionales llenos de gas He

El helio-3 es un material detector de neutrones eficaz porque reacciona absorbiendo neutrones térmicos y produciendo un ion 1 H y 3 H. Su sensibilidad a los rayos gamma es insignificante, lo que proporciona un detector de neutrones muy útil. Lamentablemente, el suministro de 3 He se limita a la producción como subproducto de la descomposición del tritio (que tiene una vida media de 12,3 años); El tritio se produce como parte de programas de armas como refuerzo para armas nucleares o como subproducto de la operación de reactores.

BF 3 detectores proporcionales llenos de gas

Como el boro elemental no es gaseoso, los detectores de neutrones que contienen boro pueden utilizar alternativamente trifluoruro de boro (BF 3 ) enriquecido al 96 % de boro-10 (el boro natural es 20 % 10 B, 80 % 11 B). [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), mientras que la del revestimiento de boro es de aproximadamente 4 CPS/nv. Esto se debe a que en el revestimiento de boro, n reacciona con el boro y, por lo tanto, produce pares de iones dentro de la capa. De ahí que las partículas cargadas producidas (Alfa y Li) pierdan parte de su energía dentro de esa capa. Las partículas cargadas de baja energía no pueden alcanzar el entorno gaseoso de la cámara de ionización. Por tanto, el número de ionizaciones producidas en el gas también es menor.

Mientras que en el BF3 lleno de gas, el N reacciona con el B en el gas y Alpha y Li, completamente energéticos, pueden producir más ionizaciones y dar más pulsos.

Detectores proporcionales revestidos de boro

Alternativamente, los contadores proporcionales llenos de gas revestidos de boro reaccionan de manera similar a los detectores proporcionales llenos de gas BF 3 , con la excepción de que las paredes están recubiertas con 10 B. En este diseño, dado que la reacción tiene lugar en la superficie, solo uno de los dos partículas escaparán al contador proporcional.

Detectores de neutrones por centelleo

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

Detectores de fibra de vidrio centelleantes 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 [11] y se realizaron avances clave en las décadas de 1960 y 1970. [12] [13] Atkinson M. et al. demostraron el centelleo de la fibra . en 1987 [14] y se lograron avances importantes a finales de los 80 y principios de los 90 en el Laboratorio Nacional del Noroeste del Pacífico, donde se desarrolló como una tecnología clasificada. [15] [16] [17] [18] [19] Fue desclasificado en 1994 y Oxford Instruments obtuvo su primera licencia en 1997, seguido de una transferencia a Nucsafe en 1999. [20] [21] [22] La fibra y Los detectores de fibra ahora son fabricados y vendidos comercialmente por Nucsafe, Inc. [23]

Las centelleantes fibras de vidrio funcionan incorporando 6 Li y Ce 3+ en la composición del vidrio a granel. El 6 Li tiene una sección transversal alta para la absorción de neutrones térmicos a través de la reacción del 6 Li (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 Ce 3+ y da como resultado la emisión de fotones con longitudes de onda de 390 nm - 600 nm a medida que los iones Ce 3+ en estado excitado regresan al estado fundamental. El evento resulta en 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 guía de ondas. Los extremos de las fibras están acoplados ópticamente a un par de tubos fotomultiplicadores (PMT) para detectar explosiones de fotones. Los detectores se pueden utilizar para detectar tanto neutrones como rayos gamma, que normalmente se distinguen mediante discriminación de altura de pulso. Se han realizado esfuerzos y avances sustanciales para reducir la sensibilidad del detector de fibra a la radiación gamma. Los detectores originales padecían neutrones falsos en un campo gamma de 0,02 mR. Las mejoras en el diseño, el proceso y el algoritmo ahora permiten la operación en campos gamma de hasta 20 mR/h ( 60 Co).

Los detectores de fibra centelleante tienen una sensibilidad excelente, son resistentes y tienen una temporización rápida (~60 ns), de modo que es posible un amplio rango dinámico en las velocidades de conteo. Los detectores tienen la ventaja de que pueden adoptar cualquier forma deseada y pueden hacerse muy grandes o muy pequeños para su uso en una variedad de aplicaciones. [24] Además, no dependen del 3 He ni de ninguna materia prima que tenga disponibilidad limitada, ni contienen materiales tóxicos o regulados. Su rendimiento iguala o supera el de los tubos de 3 He para el recuento 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. [24] Aunque la sección transversal de neutrones térmicos de 6 Li es baja en comparación con 3 He (940 graneros frente a 5330 graneros), la densidad atómica de 6 Li en la fibra es cincuenta veces mayor, lo que resulta en una ventaja en la densidad de captura efectiva. proporción de aproximadamente 10:1.

LiCaAlF 6

LiCaAlF 6 es un cristal centelleador inorgánico sensible a neutrones que, al igual que los detectores de fibra de vidrio centelleantes sensibles a neutrones, utiliza la captura de neutrones con 6 Li. Sin embargo, a diferencia de los detectores de centelleo de fibra de vidrio, el 6 Li es parte de la estructura cristalina del centelleador, lo que le otorga una densidad naturalmente alta de 6 Li. Se añade un agente dopante para proporcionar al cristal sus propiedades centelleantes; dos agentes dopantes comunes son el cerio trivalente y el europio divalente. LiCaAlF 6 dopado con europio tiene la ventaja sobre otros materiales de que el número de fotones ópticos producidos por captura de neutrones es de aproximadamente 30.000, lo que es 5 veces mayor que, por ejemplo, en fibras de vidrio centelleantes sensibles a neutrones. [25] Esta propiedad facilita la discriminación de fotones y neutrones. Debido a su alta densidad de 6 Li, este material es adecuado para producir detectores de neutrones compactos y livianos; como resultado, LiCaAlF 6 se ha utilizado para la detección de neutrones a grandes altitudes en misiones de globos. [26] El largo tiempo de desintegración 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 desintegración más corto pero adolece de un menor rendimiento luminoso. [27]

Centelleador de neutrones-gamma de detección dual NaIL

El cristal de yoduro de sodio co-dopado 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 excepcional discriminación en forma de pulso. El uso de concentraciones bajas de 6 Li en NaIL y los espesores grandes pueden lograr las mismas capacidades de detección de neutrones que los detectores 3He o CLYC o CLLB a un costo menor. El co-dopaje con 6 Li (95 % enriquecido) introduce una detección eficiente de neutrones térmicos en el centelleador de rayos gamma más establecido, al tiempo que conserva las propiedades de centelleo favorables del NaI (Tl) estándar. NaIL puede proporcionar detectores de un solo material de gran volumen, tanto para gamma como para neutrones, a un bajo precio por volumen. [28] [29] [30]

Detectores de neutrones semiconductores

Hay dos tipos básicos de detectores de neutrones semiconductores: los primeros son dispositivos electrónicos recubiertos con un material reactivo a los neutrones y el segundo es un semiconductor compuesto parcialmente de material reactivo a los neutrones. [31] La más exitosa de estas configuraciones es el tipo de dispositivo recubierto, y un ejemplo sería un diodo de Si plano común recubierto con 10 B o 6 LiF. [32] [33] Este tipo de detector fue propuesto por primera vez por Babcock et al. [34] El concepto es sencillo. Un neutrón es absorbido en la película reactiva y emite espontáneamente productos de reacción energéticos. Un producto de reacción puede alcanzar la superficie del semiconductor y, al entrar en el semiconductor, produce pares electrón-hueco. Bajo un voltaje de polarización inversa, estos electrones y huecos son arrastrados a través del diodo para producir una corriente inducida, generalmente integrada en modo de pulso para formar una salida de voltaje. La eficiencia intrínseca máxima para dispositivos con una sola capa es aproximadamente del 5% para neutrones térmicos (0,0259 eV), y el diseño y el funcionamiento se describen detalladamente en la literatura. [35] La limitación de la eficiencia de detección de neutrones es una consecuencia de la autoabsorción del producto de reacción. Por ejemplo, el rango en una película de boro de partículas α de 1,47 MeV de la reacción de 10 B(n,α) 7 Li es de aproximadamente 4,5 micrones, y el rango en LiF de tritones de 2,7 MeV de la reacción de 10 B(n,α) 7 La reacción del Li es de aproximadamente 28 micrones. Los productos de reacción que se originan a distancias más alejadas de la interfaz película/semiconductor no pueden alcanzar la superficie del semiconductor y, en consecuencia, 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 graneros. [36] [37] Sin embargo, los productos de interés de la reacción de Gd(n,γ) son principalmente electrones de baja conversión de energía, en su mayoría agrupados alrededor de 70 keV. En consecuencia, la discriminación entre eventos inducidos por neutrones y eventos de rayos gamma (que producen principalmente electrones dispersos Compton) es difícil para los diodos semiconductores recubiertos de Gd. Un diseño de píxeles compensados ​​buscó remediar el problema. [38] 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 discriminar de las radiaciones de fondo.

La baja eficiencia de los diodos planos recubiertos llevó al desarrollo de detectores de neutrones semiconductores microestructurados (MSND). Estos detectores tienen estructuras microscópicas grabadas en un sustrato semiconductor, que posteriormente se transforman en un diodo tipo clavija. Las microestructuras se rellenan con material reactivo a neutrones, normalmente 6 LiF, aunque 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 entre en el semiconductor aumentan en gran medida la eficiencia de detección de neutrones intrínseca. [39]

Diseño básico de un detector de neutrones semiconductor microestructurado (MSND). [40]

La configuración del dispositivo MSND fue propuesta por primera vez por Muminov y Tsvang [41] y posteriormente por Schelten et al. [42] Fue años más tarde cuando se fabricó y demostró el primer ejemplo funcional de un MSND [43] , [44] que entonces tenía solo un 3,3% de eficiencia de detección de neutrones térmicos. Desde ese trabajo inicial, los MSND han logrado una eficiencia de detección de neutrones térmicos superior al 30%. [45] Aunque los MSND pueden funcionar con el potencial incorporado (voltaje aplicado cero), funcionan mejor cuando se aplican 2-3 voltios. Actualmente hay varios grupos trabajando en variaciones de MSND. [46] [47] Los tipos más exitosos son la variedad rellena con material 6 LiF. Los MSND ahora son fabricados y vendidos comercialmente por RadiationDetection Technologies, Inc. [48] Se ha informado que versiones experimentales avanzadas de MSND de doble cara con microestructuras opuestas en ambos lados de una oblea semiconductora tienen una eficiencia de detección de neutrones térmicos superior al 65%, [49] y son teóricamente capaces de alcanzar una eficiencia superior al 70%.

Los detectores de semiconductores en los que uno o más átomos constituyentes reaccionan con neutrones se denominan detectores de neutrones semiconductores en masa. Los detectores de neutrones de estado sólido a granel se pueden dividir en dos categorías básicas: 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 rápida. En general, este tipo de detector de neutrones es difícil de fabricar de forma fiable y actualmente no están disponibles 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 en masa, los materiales a base de boro, como BP, BAs, BN y B 4 C, se han investigado más que otros materiales potenciales. [50] [51] [52] [53] [54] [55]

Los semiconductores a base de boro en forma cúbica son difíciles de cultivar como cristales en masa, principalmente porque requieren altas temperaturas y alta presión para su síntesis. BP y Bas pueden descomponerse en estructuras cristalinas indeseables (de forma cúbica a icosaédrica) a menos que se sinteticen a alta presión. B 4 C también forma unidades icosaédricas en una estructura cristalina romboédrica, una transformación indeseable porque la estructura icosaédrica tiene propiedades de recolección de carga relativamente pobres [56] que hacen que estas formas icosaédricas no sean adecuadas para la detección de neutrones.

La BN se puede formar como cristales simples hexagonales, cúbicos (zincblenda) o de wurtzita, dependiendo de la temperatura de crecimiento, y generalmente se cultiva mediante métodos de película delgada. Es la forma hexagonal simple de BN la que más se ha estudiado como detector de neutrones. Generalmente se emplean métodos de deposición química de vapor de película delgada para producir BP, BA, BN ​​o B 4 C. Estas películas a base de boro a menudo se cultivan sobre sustratos de Si tipo n, que pueden formar una unión pn con el Si y, por lo tanto, produzca 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 masiva cuando en realidad es una respuesta de diodo recubierto. Hasta la fecha, hay escasa evidencia de que los semiconductores basados ​​en boro produzcan señales de neutrones intrínsecas.

Los semiconductores que contienen Li, clasificados como compuestos de Nowotny-Juza, también se han investigado como detectores de neutrones en masa. Se ha demostrado que el compuesto de Nowotny-Juza, LiZnAs, es un detector de neutrones; [57] sin embargo, el material es difícil y costoso de sintetizar, y solo se han informado pequeños cristales semiconductores. Finalmente, se han investigado materiales semiconductores tradicionales con dopantes reactivos a neutrones, concretamente los detectores de Si(Li). Los neutrones interactúan con el dopante de litio del 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), normalmente menos de 10 19 cm −3 . Para una concentración degenerada de Li del orden de 10 19 cm −3 , un bloque de Si(Li) natural de 5 cm de espesor tendría menos del 1% de eficiencia de detección de neutrones térmicos, mientras que un bloque de 5 cm de espesor de Si(Li) ( 6 Li) tendría solo un 4,6% de eficiencia de detección de neutrones térmicos.

Los semiconductores que emiten rayos gamma rápidamente, como CdTe, [58] [59] y HgI 2 [60] [61], se han utilizado con éxito como detectores de neutrones. Estos detectores dependen de las emisiones inmediatas de rayos gamma de la reacción de 113 Cd(n, γ) 114 Cd (que produce rayos gamma de 558,6 keV y 651,3 keV) y de la reacción de 199 Hg(n, γ) y 200 Hg (que produce 368,1 keV y 661,1 rayos gamma keV). Sin embargo, estos materiales semiconductores están diseñados para usarse como espectrómetros de rayos gamma y, por tanto, son intrínsecamente sensibles al fondo de rayos gamma. Con una resolución de energía adecuada, se puede utilizar la discriminación de la altura del pulso para separar las emisiones inmediatas de rayos gamma de las interacciones de neutrones. Sin embargo, la eficacia efectiva de la 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 de Compton en lugar de al pico de energía completo, 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 inmediatos se emiten en direcciones alejadas de la masa del detector y, por lo tanto, producen una reabsorción o eficiencia de interacción deficientes de los rayos gamma.

Detectores de activación de neutrones

Se pueden colocar muestras de activación en un campo de neutrones para caracterizar el espectro de energía y la intensidad de los neutrones. Se pueden utilizar reacciones de activación que tienen diferentes umbrales de energía, incluidos 56 Fe(n,p)  56 Mn, 27 Al(n,α) 24 Na,  93 Nb(n,2n)  92m Nb y 28 Si(n,p) 28. Alabama. [62]

Detectores de neutrones rápidos

Los neutrones rápidos a menudo se detectan moderándolos (ralentizándolos) primero a energías térmicas. Sin embargo, durante ese proceso se pierde la información sobre la energía original del neutrón, su dirección de viaje y el tiempo de emisión. Para muchas aplicaciones, la detección de neutrones "rápidos" que retienen esta información es muy deseable. [63]

Los detectores de neutrones rápidos típicos son los centelleadores líquidos, [64] detectores de gases nobles basados ​​en 4-He [65] y 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 4-He basados ​​en gases nobles 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 metacrilato de polimetilo) en el detector de neutrones rápidos de microcapas. [66] Dichos sistemas de detección son capaces de detectar selectivamente sólo neutrones rápidos en un campo de radiación mixta de neutrones y gamma sin requerir ninguna técnica de discriminación adicional, como la discriminación de la forma del pulso. [67]

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 en retroceso creados por la colisión de neutrones; La determinación de la energía y el momento de dos núcleos en retroceso permite calcular la dirección de viaje y la energía del neutrón que sufrió dispersión elástica con ellos. [68]

Aplicaciones

La detección de neutrones se utiliza para diversos fines. Cada aplicación tiene diferentes requisitos 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 de Espalación en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge y la Fuente de Neutrones de Espalación (SINQ) en el Instituto Paul Scherrer , en la que los neutrones se producen mediante una reacción de espalación, y el tradicional Instalaciones de reactores de investigación en las que se producen neutrones durante la fisión de isótopos de uranio. Entre los diversos experimentos de detección de neutrones cabe destacar el experimento característico 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 definidos 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 fácil. Los principales desafíos que enfrenta la detección de neutrones en la actualidad incluyen el ruido de fondo , las altas tasas de detección, la neutralidad de los neutrones y las bajas energías de los neutrones.

Ruido de fondo

Los componentes principales del ruido de fondo en la detección de neutrones son fotones de alta energía , que no se eliminan fácilmente mediante barreras físicas. Las otras fuentes de ruido, como las partículas alfa y beta , pueden eliminarse mediante diversos materiales de protección, como plomo , plástico, termocarbón, etc. Así, los fotones causan importantes interferencias en la detección de neutrones, ya que no se sabe si los neutrones o Los fotones están siendo detectados por el detector de neutrones. Ambos registran energías similares después de dispersarse en el detector desde el objetivo o la luz ambiental y, por lo tanto, son difíciles de distinguir. La detección de coincidencias también se puede utilizar para discriminar eventos de neutrones reales de fotones y otras radiaciones.

Altas tasas de detección

Si el detector se encuentra en una región de alta actividad de rayos, los neutrones y el ruido de fondo lo golpean continuamente a velocidades abrumadoramente altas. Esto confunde los datos recopilados, ya que existe una superposición extrema en las mediciones y los eventos separados no se distinguen fácilmente entre sí. Por lo tanto, parte del desafío radica en mantener las tasas de detección lo más bajas posible y en diseñar un detector que pueda mantener el ritmo de las altas tasas para producir datos coherentes.

Neutralidad de los neutrones.

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

Comportamiento variable con la energía.

Los detectores que dependen de la absorción de neutrones son generalmente más sensibles a los neutrones térmicos de baja energía y son órdenes de magnitud menos sensibles a los neutrones de alta energía. Los detectores de centelleo , por el contrario, tienen problemas para registrar los impactos de neutrones de baja energía.

Configuración y método experimentales.

Figura 1: La configuración 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 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 entrantes, que comprenden neutrones y fotones, chocan contra el detector de neutrones; Normalmente se trata de un detector de centelleo que consta de material centelleante , una guía de ondas y un tubo fotomultiplicador (PMT), y se conectará a un sistema de adquisición de datos (DAQ) para registrar los detalles de la detección.

La señal de detección del detector de neutrones está conectada a la unidad escaladora, a la unidad de retardo controlado, a la unidad de disparo y al osciloscopio . La unidad escaladora se utiliza simplemente para contar el número de partículas o eventos entrantes. Lo hace incrementando su recuento de partículas cada vez que detecta un aumento en la señal del detector desde el punto cero. Hay muy poco tiempo muerto en esta unidad, lo que implica que no importa qué tan rápido entren las partículas, es muy poco probable que esta unidad no cuente un evento (por ejemplo, una partícula entrante). El bajo tiempo muerto se debe a la electrónica sofisticada de esta unidad, que tarda poco en recuperarse de la tarea relativamente fácil de registrar un nivel lógico alto cada vez que ocurre un evento. La unidad de activación coordina todos los componentes electrónicos del sistema y proporciona un alto lógico a estas unidades cuando toda la configuración está lista para registrar la ejecución de un evento.

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 en función del tiempo. La energía total de la partícula incidente se puede encontrar integrando este pulso de corriente con respecto al tiempo para producir la carga total depositada al final del PMT. Esta integración se realiza 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 ingresa al detector de neutrones. Esta técnica de integración de señales es un método establecido para medir la ionización en el detector en física nuclear. [72] 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 toma muestras de 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, [73] este muestreo aún acumulará miles de eventos por segundo.

Separando neutrones de fotones

El ADC envía sus datos a una unidad DAQ que los clasifica en forma presentable para su análisis. La clave para un análisis más detallado radica en la diferencia entre la forma del pulso de corriente de ionización del fotón 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. [73] Este hecho se puede utilizar para identificar los neutrones entrantes y contar la tasa total de neutrones entrantes. Los pasos que conducen a esta separación (aquellos que generalmente se realizan en los principales laboratorios nacionales, entre ellos Jefferson Lab específicamente) son la extracción de pulsos controlados y el trazado de la diferencia.

Extracción de pulsos controlados

Las señales de corriente de ionización son todas pulsos con un pico local en el medio. Usando una puerta lógica AND en tiempo continuo (que tiene un flujo de pulsos "1" y "0" como una entrada y la señal actual como la otra), se extrae la parte final de cada señal de pulso actual. Este método de discriminación sincronizada se utiliza periódicamente en centelleadores de líquidos. [74] La unidad de retardo cerrada es precisamente para este fin, y hace una copia retardada de la señal original de tal manera que su sección de cola se ve junto a su sección principal en la pantalla del osciloscopio.

Tras extraer la cola se realiza la habitual integración de corriente tanto en el tramo de 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 DAQ.

Trazando la diferencia

Figura 2: Gráfico esperado de la energía de la cola frente a la energía en el pulso completo trazado para todas las energías del evento. Los puntos representan densidades numéricas de eventos.

En este paso se encuentra el punto crucial del análisis: se representan los valores de ionización extraídos. Específicamente, el gráfico traza la deposición de energía en la cola versus la deposición de energía en toda la señal para un rango de energías de neutrones. Normalmente, para una energía determinada, hay muchos eventos con el mismo valor de energía de cola. En este caso, los puntos trazados simplemente se vuelven más densos con más puntos superpuestos en el gráfico bidimensional y, por lo tanto, pueden usarse para calcular el número de eventos correspondientes a cada deposición de energía. En el gráfico se representa una fracción aleatoria considerable (1/30) de todos los eventos.

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

La eficacia de cualquier análisis de detección se puede comprobar por su capacidad para contar y separar con precisión el número de neutrones y fotones que chocan contra el detector. Además, la efectividad del segundo y tercer paso revela si las tasas de eventos en el experimento son manejables. Si se pueden obtener gráficos claros en los pasos anteriores, permitiendo una fácil separación de neutrones y fotones, la detección puede considerarse efectiva y las velocidades manejables. Por otro lado, las manchas y la indistinguibilidad de los puntos de datos no permitirán una separación fácil de los eventos.

Control de clasificación

Las tasas de detección pueden mantenerse bajas de muchas maneras. El muestreo de eventos se puede utilizar para elegir sólo unos pocos eventos para el análisis. Si las tasas son tan altas que un evento no se puede distinguir de otro, los parámetros físicos experimentales (blindaje, distancia detector-objetivo, ángulo sólido, etc.) se pueden manipular para obtener las tasas más bajas posibles y, por lo tanto, eventos distinguibles.

Puntos de detección más finos

Aquí es importante observar precisamente aquellas variables que importan, ya que puede haber indicadores falsos en el camino. Por ejemplo, las corrientes de ionización pueden sufrir picos elevados periódicos, lo que no implica tasas elevadas sino simplemente deposiciones de alta energía para eventos parásitos. Estos aumentos repentinos serán tabulados y vistos con cinismo si son injustificables, especialmente porque hay mucho ruido de fondo en la configuración.

Uno podría preguntarse cómo pueden los experimentadores 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 de2 × 10 7 eventos cada segundo. Este número es mucho más alto que la tasa típica real, que suele ser un orden de magnitud menor, como se mencionó anteriormente. [73] Esto significa que es muy poco probable que haya dos partículas generando un pulso de corriente. Los pulsos actuales duran 50 ns cada uno y comienzan a registrar el siguiente evento después de un intervalo desde el evento anterior.

Aunque a veces se ve facilitada por energías de neutrones entrantes más altas, la detección de neutrones es generalmente una tarea difícil, por todas las razones expuestas anteriormente. Por lo tanto, un mejor diseño de centelleadores también está en primer plano y ha sido el tema de búsqueda 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 PMT (tubo fotomultiplicador) en 1944. [72] El PMT proporciona un método de detección confiable y eficiente ya que puede multiplicar la señal inicial de un solo fotón centelleante golpea la cara del PMT millones de veces en un pulso eléctrico mensurable. Aun así, el diseño del detector de centelleo tiene margen de mejora, al igual que otras opciones para la detección de neutrones además del centelleo.

Ver también

Referencias

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