Medida del flujo neutrónico de una fuente moderada con parafina

Abstract

El objetivo principal del presente TFG es comprender mejor el flujo de neutrones térmicos proporcionado, en una posición específica, por una fuente de neutrones de Am-Be, moderada con parafina y situada en la Facultad de Ciencias de la Universidad de Cantabria. En concreto, esta posición correspondía con la ubicación de una muestra acuosa en un TFG previo, el cual se basaba en determinar mediante técnicas de activación neutrónica su contenido en boro. Para ello, se recurrió a una lámina auxiliar de indio con una sección de absorción de neutrones térmicos conocida, situada (para un montaje experimental equivalente al del TFG precedente) a la entrada de dicha muestra acuosa. De forma que, midiendo la radiación emitida durante la desintegración de dicha lámina como resultado del bombardeo con neutrones provenientes de la fuente, mediante espectroscopía gamma utilizando detectores centelleadores de yoduro de sodio, era posible calcular el flujo de neutrones térmicos que activaba la lámina, y, por consiguiente, en ausencia de la misma, el flujo de neutrones térmicos que incidía sobre la muestra acuosa. Esto no solo permitía determinar el valor experimental del flujo, sino también analizar posibles fuentes de errores sistemáticos, no considerados hasta el momento, y que podrían afectar al cálculo de esta magnitud. Relacionados con aspectos como el criterio empleado para seleccionar la región de interés de un pico del espectro, la distancia muestra-detector, el detector utilizado y el tiempo de activación, de espera y de cuentas. De manera que, considerando todo esto, se obtiene un valor final del flujo de neutrones térmicos de ϕ = (7200 ± 100 (estadístico) ± 1400 (sistemático)) cm⁻²s⁻¹.

The main objective of this TFG is to better understand the thermal neutron flux provided, at a specific position, by an Am-Be neutron source moderated with paraffin and located in the Faculty of Sciences at the University of Cantabria. Specifically, this position corresponded to the location of an aqueous sample in a previous Bachelor’s Thesis, which was based on determining its boron content through neutron activation techniques. To achieve this, an auxiliary indium foil with a known thermal neutron absorption cross-section was used. It was placed (in an experimental setup equivalent to that of the previous thesis) at the entrance of said aqueous sample. By measuring the radiation emitted during the decay of this foil, as a result of bombardment with neutrons from the source, using gamma spectroscopy with sodium iodide scintillation detectors, it was possible to calculate the thermal neutron flux that activated the foil and, consequently, in the absence of the foil, the thermal neutron flux incident on the aqueous sample. This not only allowed for the determination of the experimental value of the flux but also for the analysis of possible sources of systematic errors not considered until now, which could affect the calculation of this quantity. These are related to aspects such as the criterion used to select the region of interest of a peak in the spectrum, the sample-detector distance, the detector used, and the activation, waiting, and counting times. Taking all this into account, a final value of the thermal neutron flux was obtained: ϕ = (7200 ± 100 (statistical) ± 1400 (systematic)) cm⁻²s⁻¹.