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Detección de neutrones

La detección de neutrones es la detección eficaz de neutrones que entran en un detector bien posicionado . 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 entre la fuente y el 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 la cantidad y las energías de los neutrones que inciden en el detector.

Física básica

Firmas por las que se puede detectar un neutrón

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

Aunque el
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Aunque las partículas producidas por la desintegración de neutrones son detectables, la tasa de desintegración es demasiado baja para servir como 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]

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 neutrónica alta permite que el detector responda a los neutrones. Los nucleidos que se utilizan habitualmente para este fin son el helio-3 , el litio-6 , el boro-10 y el uranio-235 . Dado que estos materiales son los más propensos a reaccionar con los neutrones térmicos (es decir, los neutrones que se han ralentizado hasta alcanzar el equilibrio con su entorno), normalmente se los rodea de materiales moderadores para reducir su energía y aumentar la probabilidad de detección.

Generalmente, se requieren más ajustes 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, abarcarán un amplio rango de energías, por lo que es posible discriminar entre las fuentes.

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

3Detectores proporcionales llenos de gas

El helio-3 es un material detector de neutrones eficaz porque reacciona absorbiendo neutrones térmicos, lo que produce iones 1H y 3H . Su sensibilidad a los rayos gamma es insignificante, lo que lo convierte en un detector de neutrones muy útil. Lamentablemente, el suministro de 3He se limita a la 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 de armas nucleares o como subproducto del funcionamiento de reactores.

BF3detectores proporcionales llenos de gas

Como el boro elemental no es gaseoso, los detectores de neutrones que contienen boro pueden utilizar 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) mientras que la del revestido de boro es de alrededor de 4 CPS/nv. Esto se debe a que en el revestido de boro, n reacciona con el boro y, por lo tanto, produce pares de iones dentro de la capa. Por lo tanto, las partículas cargadas producidas (Alpha y Li) pierden 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 lo tanto, el número de ionizaciones producidas en el gas también es menor.

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

Detectores proporcionales revestidos de boro

Alternativamente, los contadores proporcionales llenos de gas revestido de boro reaccionan de manera similar a los detectores proporcionales llenos de gas BF3 , 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 una de las dos partículas escapará al contador proporcional.

Detectores de neutrones de 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) cuando se exponen a la radiación ionizante. Por lo general, tienen un tiempo de respuesta rápido a la radiación y pueden detectar una amplia gama de radiaciones (desde rayos gamma hasta neutrones). Como sugiere su nombre, suelen estar hechos de materiales orgánicos, principalmente materiales a base de carbono. [11]

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

Cuando un centelleador se expone a la radiación ionizante, las moléculas que lo componen se excitan hasta alcanzar un estado energético superior mediante la interacción con la radiación entrante. Estas moléculas excitadas intentan estabilizarse (regresar al estado energético 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 expuso.

Los neutrones pueden ser detectados por los centelleadores orgánicos utilizando la técnica de Discriminación de Forma de Pulso (PSD), que puede diferenciar la radiación en función de su forma de pulso/señal.

Detectores de fibra de vidrio centelleantes sensibles a los 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 lograron avances clave en los años 1960 y 1970. [13] [14] La fibra centelleante fue demostrada por Atkinson M. et al. en 1987 [15] y se lograron avances importantes a fines de los años 1980 y principios de los años 1990 en el Laboratorio Nacional del Pacífico Noroeste, donde se desarrolló como una tecnología clasificada. [16] [17] [18] [19] [20] Se desclasificó en 1994 y Oxford Instruments lo autorizó 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 6 Li y Ce 3+ a la composición del vidrio. El 6 Li tiene una sección transversal alta para la absorción de neutrones térmicos a través de la reacción 6 Li(n,α). La absorción de neutrones produce un ion de 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 una longitud de onda de 390 nm a 600 nm a medida que los iones Ce 3+ en estado excitado regresan al estado fundamental. El evento da como resultado un destello de luz de varios miles de fotones por cada neutrón absorbido. Una parte de la luz de centelleo 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 se pueden utilizar para detectar neutrones y rayos gamma, que normalmente se distinguen mediante discriminación por altura 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 neutrones falsos en un campo gamma de 0,02 mR. Las mejoras de diseño, proceso y algoritmo ahora permiten el funcionamiento en campos gamma de hasta 20 mR/h ( 60 Co).

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

LiCaAlF6

El LiCaAlF6 es un cristal centelleador inorgánico sensible a los neutrones que, al igual que los detectores de fibra de vidrio centelleante sensibles a los neutrones, utiliza la captura de neutrones por 6Li . Sin embargo, a diferencia de los detectores de fibra de vidrio centelleante, el 6Li es parte de la estructura cristalina del centelleador, lo que le da una densidad de 6Li naturalmente alta . Se agrega un agente dopante para proporcionar al cristal sus propiedades centelleantes; dos agentes dopantes comunes son el cerio trivalente y el europio divalente. El LiCaAlF6 dopado con europio tiene la ventaja sobre otros materiales de que el número de fotones ópticos producidos por captura de neutrones es de alrededor de 30.000, lo que es 5 veces mayor que, por ejemplo, en las fibras de vidrio centelleantes sensibles a los neutrones. [26] Esta propiedad hace que la discriminación de fotones de neutrones sea más fácil. Debido a su alta densidad de 6Li , este material es adecuado para producir detectores de neutrones compactos y livianos, como resultado, el LiCaAlF6 se ha utilizado para la detección de neutrones a grandes altitudes en misiones de globos. [27] El largo tiempo de desintegración del LiCaAlF6 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 sufre un menor rendimiento lumínico. [28]

Centelleador neutron-gamma de detección dual NaIL

El cristal de yoduro de sodio 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 de forma de pulso. El uso de bajas concentraciones de 6 Li en NaIL y grandes espesores puede lograr las mismas capacidades de detección de neutrones que los detectores de 3He o CLYC o CLLB a un menor costo. El dopado con 6 Li (enriquecido al 95 %) 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 rayos gamma como para 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 son los dispositivos electrónicos recubiertos con un material reactivo a los neutrones y el segundo es un semiconductor que está parcialmente compuesto de material reactivo a los neutrones. [32] La configuración más exitosa de estas es el 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 por primera vez por Babcock et al. [35] 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 un solo recubrimiento es de aproximadamente el 5 % para neutrones térmicos (0,0259 eV), y el diseño y el funcionamiento se describen detalladamente en la literatura. [36] 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 10 B(n,α) 7Li es de aproximadamente 4,5 micrones, y el rango en LiF de tritones de 2,7 MeV de la reacción 10 B(n,α) 7Li es de aproximadamente 28 micrones. Los productos de reacción que se originan a distancias mayores 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 barns. [37] [38] Sin embargo, los productos de reacción Gd(n,γ) de interés son principalmente electrones de conversión de baja 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 con Gd. Un diseño de píxeles compensados ​​buscó remediar el problema. [39] En general, los dispositivos recubiertos con 10 B o 6 LiF son los preferidos 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 revestidos condujo 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 de estilo pin. Las microestructuras se rellenan con material reactivo a los neutrones, generalmente 6 LiF, aunque se ha utilizado 10 B. La mayor área de 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 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 más tarde por Schelten et al. [43] Fue años después cuando 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 logrado una eficiencia de detección de neutrones térmicos superior al 30%. [46] Aunque los MSND pueden operar en el potencial incorporado (voltaje aplicado cero), funcionan mejor cuando se aplican 2-3 voltios. Hay varios grupos trabajando ahora en variaciones de MSND. [47] [48] Los tipos más exitosos son la variedad rellena con material de 6 LiF. Actualmente, Radiation Detection Technologies, Inc. fabrica y vende MSND en el mercado. [49] Se han informado 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 de más del 65 %, [50] y, en teoría, son capaces de lograr una eficiencia de más del 70 %.

Los detectores de semiconductores en los que uno o más átomos constituyentes son reactivos a los neutrones se denominan detectores de neutrones de semiconductores masivos. Los detectores de neutrones de estado sólido masivos 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 inmediata. En general, este tipo de detector de neutrones es difícil de fabricar de manera confiable y actualmente no se encuentran 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 de semiconductores a granel, los materiales a base de boro, como BP, BAs, BN y B 4 C, se han investigado más que otros materiales potenciales. [51] [52] [53] [54] [55] [56]

Los semiconductores basados ​​en boro en forma cúbica son difíciles de cultivar como cristales a granel, principalmente porque requieren altas temperaturas y alta presión para la síntesis. BP y Bas pueden descomponerse en estructuras cristalinas indeseables (forma cúbica a icosaédrica) a menos que se sinteticen bajo 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 [57] que hacen que estas formas icosaédricas no sean adecuadas para la detección de neutrones.

El BN se puede formar como cristales hexagonales simples, cúbicos (zincblende) 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. Los métodos de deposición química de vapor de película delgada se emplean generalmente para producir BP, BAs, BN o B 4 C. Estas películas basadas en boro a menudo se cultivan sobre sustratos de Si de tipo n, que pueden formar una unión p-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 en masa cuando en realidad es una respuesta de diodo recubierto. Hasta la fecha, hay escasa evidencia de semiconductores basados ​​en boro que produzcan señales de neutrones intrínsecas.

Los semiconductores que contienen Li, categorizados como compuestos Nowotny-Juza, también se han investigado como detectores de neutrones a granel. El compuesto Nowotny-Juza LiZnAs se ha demostrado como un 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 los 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 una eficiencia de detección de neutrones térmicos inferior al 1%, 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 inmediatos, 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 inmediatas 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 usarse como espectrómetros de rayos gamma y, por lo tanto, son intrínsecamente sensibles al fondo de rayos gamma. Con una resolución de energía adecuada, se puede utilizar la discriminación de altura de pulso para separar las emisiones de rayos gamma inmediatas 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 eficaces 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 del volumen del detector y, por lo tanto, producen una reabsorción de rayos gamma o una eficiencia de interacción deficientes.

Detectores de activación de neutrones

Las muestras de activación se pueden colocar 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 Al. [63]

Detectores de neutrones rápidos

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

Los detectores de neutrones rápidos típicos son los centelleadores líquidos, [65] los detectores de gases nobles 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 (a través de la discriminación de la forma del pulso) y (2) sensibilidad. La capacidad de distinguir entre neutrones y gamma es excelente en los detectores de gases nobles basados ​​en 4-He debido a su baja densidad electrónica y a su excelente propiedad de discriminación de la forma del pulso. De hecho, se ha demostrado que los centelleadores inorgánicos como el sulfuro de cinc presentan grandes diferencias en sus tiempos de desintegración para protones y electrones; una característica que se ha explotado combinando el cristal inorgánico con un convertidor de neutrones (como el polimetilmetacrilato) en el detector de neutrones rápidos de microcapas. [67] Dichos sistemas de detección son capaces de detectar selectivamente solo neutrones rápidos en un campo de radiación neutrones-gamma mixto sin requerir ninguna técnica de discriminación adicional 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 de centelleo 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 viaje y la energía del neutrón que sufrió dispersión elástica con ellos. [69]

Aplicaciones

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

Detección experimental de neutrones

Los experimentos que hacen uso de esta ciencia incluyen experimentos de dispersión en los que se deben detectar 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 de Oak Ridge y la Fuente de Neutrones por Espalación (SINQ) en el Instituto Paul Scherrer , en la que los neutrones se producen por reacción de espalación, y las instalaciones de reactores de investigación tradicionales en las que los neutrones se producen durante la fisión de isótopos de uranio. Entre los diversos experimentos de detección de neutrones, cabe destacar el experimento de marca registrada de la Colaboración Europea de Muones , realizado por primera vez en el CERN y ahora denominado "experimento EMC". El mismo experimento se realiza hoy en día 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 fácil. Los principales desafíos a los que se 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 principales componentes del ruido de fondo en la detección de neutrones son los fotones de alta energía , que no se eliminan fácilmente con barreras físicas. Las otras fuentes de ruido, como las partículas alfa y beta , se pueden eliminar con diversos materiales de protección, como plomo , plástico, carbón térmico, etc. Por lo tanto, los fotones causan una gran interferencia en la detección de neutrones, ya que no se sabe con certeza si el detector de neutrones está detectando neutrones o fotones. 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 otra radiación.

Altas tasas de detección

Si el detector se encuentra en una región de alta actividad de haz, recibe el impacto continuo de neutrones y ruido de fondo a tasas abrumadoramente altas. Esto oscurece los datos recopilados, ya que existe una superposición extrema en la medición y los eventos separados no se distinguen fácilmente entre sí. Por lo tanto, parte del desafío consiste en mantener las tasas de detección lo más bajas posibles y en diseñar un detector que pueda seguir el ritmo de las altas tasas para generar datos coherentes.

Neutralidad de los neutrones

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

Variación del comportamiento con la energía

Los detectores que se basan en 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 otro lado, tienen problemas para registrar los impactos de los neutrones de baja energía.

Configuración y método experimental

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 tal como sería en cualquier laboratorio de física de partículas moderno , pero los detalles describen la configuración en el Laboratorio Jefferson ( Newport News, Virginia ).

En esta configuración, las partículas entrantes, que incluyen neutrones y fotones, golpean el detector de neutrones; este suele ser un detector de centelleo que consta de material centelleante , 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 detección.

La señal de detección del detector de neutrones está conectada a la unidad de escala, la unidad de retardo de compuerta, la unidad de disparo y el osciloscopio . La unidad de escala se utiliza simplemente para contar la cantidad 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, sin importar qué tan rápido ingresen 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 tiempo en recuperarse de la tarea relativamente fácil de registrar un alto lógico cada vez que ocurre un evento. La unidad de disparo coordina toda la electrónica del sistema y proporciona un alto lógico a estas unidades cuando toda la configuración está lista para registrar una ejecución de 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 graficada contra el tiempo. La energía total de la partícula incidente se puede encontrar 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 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. [73] El ADC tiene un tiempo muerto más alto 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 de eventos típica es de alrededor de 106 neutrones por segundo, [74] 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 posterior reside en la diferencia entre la forma del pulso de corriente de ionización del fotón y la del neutrón. El pulso del fotón es más largo en los extremos (o "colas"), mientras que el pulso del neutrón está bien centrado. [74] Este hecho se puede utilizar para identificar neutrones entrantes y para contar la tasa total de neutrones entrantes. Los pasos que conducen a esta separación (los que suelen realizarse en los principales laboratorios nacionales, entre ellos el Laboratorio Jefferson específicamente) son la extracción de pulsos controlados y el trazado de la diferencia.

Extracción de pulsos controlada

Las señales de corriente de ionización son todas pulsos con un pico local entre ellos. Mediante una compuerta AND lógica en tiempo continuo (que tiene una corriente de pulsos "1" y "0" como una entrada y la señal de corriente como la otra), se extrae la porción de cola de cada señal de pulso de corriente. Este método de discriminación con compuerta se utiliza de forma habitual en los centelleadores líquidos. [75] La unidad de retardo con compuerta tiene precisamente este fin y realiza una copia retardada de la señal original de tal forma que su sección de cola se ve junto con su sección principal en la pantalla del osciloscopio.

Después de extraer la cola, se lleva a cabo la integración de corriente habitual tanto en la sección 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: Representación gráfica esperada de la energía de la cola en función de la energía en el pulso completo, graficada para todas las energías de los eventos. Los puntos representan las densidades numéricas de los eventos.

En este paso se encuentra el punto crucial del análisis: se representan gráficamente los valores de ionización extraídos. En concreto, el gráfico representa gráficamente 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 de cola. En este caso, los puntos representados simplemente se vuelven más densos con más puntos superpuestos en el gráfico bidimensional y, por lo tanto, se pueden utilizar para calcular visualmente el número de eventos correspondientes a cada deposición de energía. Una fracción aleatoria considerable (1/30) de todos los eventos se representa gráficamente en el gráfico.

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

La eficacia de cualquier análisis de detección se puede apreciar en su capacidad para contar y separar con precisión el número de neutrones y fotones que llegan al detector. Además, la eficacia de los pasos segundo y tercero revela si las tasas de eventos en el experimento son manejables. Si se pueden obtener gráficos claros en los pasos anteriores, que permitan una fácil separación de neutrones y fotones, la detección puede considerarse eficaz y las tasas, manejables. Por otro lado, la confusión y la imposibilidad de distinguir los puntos de datos no permitirán una fácil separación de los eventos.

Control de velocidad

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

Puntos de detección más precisos

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 tener picos altos periódicos, que no implican tasas altas sino solo deposiciones de alta energía para eventos dispersos. Estos picos se tabularán y se considerarán con cinismo si no están justificados, especialmente porque hay mucho ruido de fondo en la configuración.

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 de2 × 10 7 eventos cada segundo. Este número es mucho mayor que la tasa típica real, que suele ser un orden de magnitud menor, como se mencionó anteriormente. [74] Esto significa que es muy poco probable que haya dos partículas generando un pulso de corriente. Los pulsos de corriente 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 las mayores energías de entrada de los neutrones, 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 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 PMT (tubo fotomultiplicador) en 1944. [73] El PMT proporciona un método confiable y eficiente de detección ya que puede multiplicar la señal inicial de un solo fotón de centelleo que golpea la cara del PMT millones de veces en un pulso eléctrico medible. 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.

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