Comportamiento de los Neutrones Bajo Diferentes Espesores de Moderación

Transcripción

1 Comportamiento de los Neutrones Bajo Diferentes Espesores de Moderación Antonio Baltazar-Raigosa 1,*, Diego Medina-Castro 2 Tzinnia Gabriela Soto-Bernal 2, Hector Rene Vega-Carrillo 3. 1 Programa de Doctorado en Ingeniería y Tecnología Aplicada Unidad Académica de Ingeniería Eléctrica de la Universidad Autónoma de Zacatecas 2 Programa de Doctorado en Ciencias Básicas (Ciencias Nucleares) Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas Universidad Autónoma de Zacatecas. Zacatecas, Zac, México 3 Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas *Buzón-e: raigosa.antonio@hotmail.com Resumen Ya sea como producto secundario de otras reacciones o de manera intencional los neutrones se producen en forma natural, principalmente como subproducto de la interacción de los rayos cósmicos con los núcleos de la atmósfera y en forma antropogénica o artificial con generadores de neutrones, reactores nucleares, fuentes radioisotópicas, etc. Debido a su alta eficiencia radiobiológica es importante medirlos con el fin de estimar la dosis efectiva en el personal ocupacionalmente expuesto y el público en general. Esta dosis depende de la cantidad de neutrones y de su energía, con el fin de reducir la energía de neutrones se usan materiales ligeros a base de H, D, C, Be que los moderan y los termalizan. El objetivo de este trabajo fue determinar el comportamiento de fuentes monoenergéticas de neutrones en su transporte dentro de polietileno de diferentes espesores. El estudio se realizó mediante métodos Monte Carlo (MC) con el código MCNP5, donde se usaron 23 fuentes monoenergéticas de 1E(-9) a 20 MeV haciendo incidir los neutrones sobre diversas superficies de polietileno cuyo espesor se varió de 5.08 a cm y se estimó la fluencia total de neutrones y su espectro al atravesar los diversos espesores empleados en el estudio. Keywords: Neutrones; Moderador; Fluencia; Espectro; Monte Carlo. 80

2 1.- INTRODUCCIÓN En el último siglo la radiación ionizante ha tenido un avance incomparable en su aplicación para el desarrollo de instrumentos y sistemas basados en ella así como en la investigación [Vaz 2010; Patil et al., 2010; Turner 2004]. Particularmente los neutrones se producen de forma natural cuando la radiación cósmica interactúa con los átomos de la atmosfera ionizándola, [Vukovic et al., 2010], o de forma antropogénica con generadores de neutrones, reactores nucleares, fuentes radioisotópicas, etc. [Patil et al., 2012] Ya sea en investigación, desarrollo, o implementación los neutrones han sido empleados o detectados en diversas áreas del conocimiento como lo es la protección radiológica, haces de dosimetría, radiografías en base a neutrones, análisis por activación neutrónica, instalaciones médicas y nucleares, aceleradores lineales médicos (LINAC s) e industriales, ciclotrones, generadores de neutrones, fuentes de emisoras de neutrones para calibración, incluso en el ambiente [Maciak et al., 2015; Shaik 2008]. Así mismo dentro de la gran gama de aplicaciones que tienen los neutrones destaca principalmente su característica de ser dispersados lo cual sirve como herramienta para determinar la estructura de una mezcla de materiales y por otro lado su facilidad de ser absorbidos por algunos radioisotopos permite emplear la técnica de análisis por activación ayudando a analizar un gran número de elementos de los materiales siendo una técnica no destructiva. [Patil et al., 2012]. Sin embargo por las propiedades de los neutrones y las interacciones de estos con el ambiente y la materia resulta complicado determinar la energía de los ellos y establecer el espectro neutrónico en un área o campo de radiación de interés [Mohammadi, Hakimabad y Motavalli 2015]. 81

3 Debido a su alta eficiencia radiobiológica resulta de importancia determinar el espectro neutrónico en donde se encuentran presentes y de esta forma estimar la dosis a personal ocupacionalmente expuesto a ellos así como el público en general [Mesbahi et al., 2010]. Resulta de gran importancia su estudio debido a que la presencia de neutrones pueden depositar una dosis indeseable en el personal circundante generando neoplasties en las personas así mismo se puede realizar la activación de algunos radioisótopos en el área circundante [Benites-Rengifo, Vega-Carrillo y Velazquez-Fernandez 2014; Konefal et al.,2012]. Con el objetivo de determinar el comportamiento de los neutrones de diversas energías a través de diferentes espesores de polietileno se realizó la presente investigación mediante métodos Monte Carlo. Los neutrones de 23 fuentes monoenergéticas, de 1E(-9) a 20 MeV, se hicieron incidir sobre diferentes superficies de polietileno cuyo espesor se varió de 5.08 a cm y se estimó la fluencia total de neutrones y su espectro al atravesar los diversos espesores. 82

4 th ISSSD 2016 September 24 to 28, Tuxtla Gutiérrez, Chiapas. México. 2.- MATERIALES Y METODOS En el presente estudio se empleó el código Monte Carlo MCNP5, el código MC es un método numérico de propósito general que permite simular el comportamiento de sistemas físicos y matemáticos [Çeçen 2013]. Las simulaciones en mediante métodos MC permiten hacer el modelado en tres dimensiones de objetos, tener una dependencia del tiempo, simulaciones del transporte de la radiación tanto de partículas neutras como cargadas de una forma eficiente y precisa [Vaz 2010]. Se calcularon los espectros y la fluencia de neutrones para 23 fuentes monoenergéticas variando las energías de 1E(-9) a 20 MeV, para obtener los resultados, en la simulación se irradiaron diversas superficies de 5.08 a cm de polietileno de baja densidad de 0.92 utilizando un estimador del tipo Tally 4 para un detector puntual. 83 Proccedings of the ISSSD 2016 Vol. 1

5 3.- RESULTADOS Mediante un detector puntual colocado en la parte posterior de las superficies de irradiación se calculó la fluencia de neutrones en los diferentes espesores, los espectros calculados se muestran en la figura 1, para cada grupo de energía la incertidumbre es menor al 3 % como lo menciona la literatura en el caso de que se utilicen detectores puntuales Fluencia [n/cm2] cm 7.62cm 12.7cm 20.32cm 25.40cm 30.48cm Energia de n s [MeV] Figura 1.- Fluencia de neutrones a través de los diferentes espesores. En la figura 2 se muestra es el espectro de los neutrones monoenergéticos de 1E-09 MeV al atravesar los diferentes espesores de las superficies irradiadas. Con un detector puntual colocado en la parte posterior de las superficies de irradiación se calculó la fluencia de neutrones en los diferentes espesores, los espectros calculados se muestran en la figura 2. 84

6 Fluencia [n/cm2] cm 7.62cm 12.7cm 20.32cm 25.4cm 30.48cm Energia de n s [MeV] Espesor [in] Figura 2.- Espectro de neutrones para energía de 1E-09 MeV a través de los diferentes espesores En la figura 3 que se muestra a continuación podemos visualizar el espectro de los neutrones monoenergéticos calculados con un detector puntual al atravesar los diferentes espesores, en este caso en particular se modeló una fuente de neutrones con una energía de 1 MeV. 85

7 Fluencia [n/cm2] cm 7.62cm 12.7cm 20.32cm 25.40cm 30.48cm Energia de n s [MeV] Espesor [in] Figura 3.- Espectro de neutrones para energías de 1 MeV a través de los diferentes espesores Otro de los casos de interés que se consideraron mediante las simulaciones a través métodos MC se muestra en la figura 4, en dicho caso se calculó nuevamente el espectro de los neutrones monoenergéticos pero con una energía de 20 MeV al atravesar los diferentes espesores mediante un detector puntual. 86

8 cm 7.62cm 12.7cm 20.32cm 25.4cm 30.48cm Fluencia [n/cm2] Energia de n s [MeV] Espesor [in] Figura 4.- Espectro de neutrones para energía de 20 MeV a través de los diferentes espesores 87

9 4.- DISCUSION A través del presente estudio podemos entender un poco más el comportamiento de los neutrones al atravesar diferentes espesores de materiales ligeros elaborados a base de H, D, C, Be, que los moderan logrando termalizarlos. El entender el comportamiento de los neutrones según sus rangos de energía en cierta área de interés resulta de gran importancia para crear adecuadas medidas de protección radiológica así como sistemas de detección más eficientes para determinar sus espectros y a la vez la dosis. Para este tipo de cálculos resulta de gran importancia el uso de los métodos MC, los cuales se han convertido en una herramienta muy potente como lo mencionan muchos autores gracias a poder tener cálculos y simulaciones muy exactas del comportamiento de un sistema matemático y físico antes de que sea construido y probado realmente [Çeçen 2013]. Los neutrones térmicos que se encuentran presentes sin importar los espesores de moderación y las energías como se muestra en las figuras 1,2 y 3 en campos de radiación de neutrones resulta de gran ayuda conocer su espectro porque la presencia de los mismos produce activación en algunos radionúclidos que se encuentran en áreas circundantes a ellos [Benites-Rengifo, Vega-Carrillo y Velazquez-Fernandez 2014; Konefal et al.,2012]. Así mismo resulta de interés el entender como los materiales empleados de forma adecuada según el presente estudio puede ayudar a frenar los neutrones disminuyendo su energía de acuerdo a los espesores empleados por lo que se convierte en un área de oportunidad y de estudio para poder crear recintos más seguros y libres de radiación al exterior de los espacios en donde se producen este tipo de partículas que permita proteger al personal ocupacionalmente expuesto y al público en general. 88

10 5.- CONCLUSIONES Con la finalidad de comprender el comportamiento de los neutrones monoenergéticos que se encuentran presentes en la naturaleza y en diversos procesos de forma antropogénica de los resultados obtenidos las conclusiones más importantes son las siguientes: Los neutrones entre energías de 1E-09 a 0.1 MeV es más fácil realizar su detección cuando atraviesan por los espesores más pequeños que por los más gruesos, es decir para poder detectar un neutrón con energía de 1E-09 después de atravesar un espesor de 5.08 cm se necesitan lanzar aproximadamente 105±1.58E-05, en cambio para detectar un neutrón con la misma energía pero al atravesar un espesor de cm se necesitan lanzar 2.1E06 ±1.87E-07. A partir de energías de aproximadamente 1 MeV la detección de los neutrones al atravesar los diferentes espesores comienza a converger hacia un mismo punto encontrando que se empieza a hacer despreciable el espesor del material moderador por lo que la cantidad de neutrones para ser detectados que tiene que ser lanzados va siendo muy similar es decir existe una diferencia de un 15±1.24e-03% entre el espesor más angosto del estudio de 5.08cm y el más grueso de 30.48cm como se visualiza en la Figura 1. Cuando se realiza la detección de neutrones en flujos de muy bajas energías se comprueba que se encuentra presente la distribución de neutrones en base a la función de Maxwell-Boltzman como lo maneja la literatura [Turner 2004] y se visualiza entre 2E-08 a 2E-06, en las figuras 1,2 y 3, sin importar la moderación y la energía de los neutrones. El espectro de neutrones en altas energías se tiende a comportar muy similar sin importar los diferentes espesores de material moderador como se observa en la Figura 4, logran alcanzar el centro sin perder energía. 89

11 Agradecimientos Se agradece el apoyo recibido por parte de Fondos Mixtos CONACYT Gobierno del Estado de Zacatecas. REFERENCIAS Benites-Rengifo, J.L.; Vega-Carrillo, H.R.; Velazquez-Fernandez, J. (2014) Photoneutron spectrum measured with a Bonner sphere spectrometer in planetary method mode. Applied Radiation and Isotopes. 83: Çeçen, Y. (2013) Monte Carlo radiation transport in external beam radiotherapy. Bitlis Eren University Journal of Science & Technology. 1: 1-5. Konefal, A.; Orlef, A.; Łaciaka, M.; Ciba, A.; Szewczuk, M. (2012) Thermal and resonance neutrons generated by various electron and X-ray therapeutic beams from medical linacs installed in polish oncological centers. Reports Of Practical Oncology And Radiotherapy. 17: Mesbahi, A.; Keshtkar, A.; Mohammadi, E.; Mohammadzadeh, M. (2010) Effect of wedge filter and field size on photoneutron dose equivalent for an 18MV photon beam of a medical linear accelerator. Applied Radiation and Isotopes. 68: Mohammadi, N.; Hakimabad, H.M.; Motavalli, L.R. (2015) Neural network unfolding of neutron spectrum measured by gold foil-based Bonner sphere. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry 303: Patil, B.J.; Chavan, S.T.; Pethe, S.N.; Krishnan, R.; Bhoraskar, V.N.; Dhole, S.D. (2012) Design of 6 Mev linear accelerator based pulsed thermal neutron source: FLUKA simulation and experiment. Applied Radiation and Isotopes 70: Patil, B.J.; Chavan, S.T.; Pethe, S.N.; Krishnan, R.; Dhole, S.D. (2010) Measurement of angular distribution of neutron flux for the 6MeV race-track microtron based pulsed neutron source. Applied Radiation and Isotopes 68:

12 Turner, J.E. (2004). Interaction of ionizing radiation with matter. Health Physics. 86(3): Vaz, P. (2010). Monte Carlo methods and techniques status and prospects for future evolution. Applied Radiation and Isotopes. 68: Vukovic, B.; Poje, M.; Varga, M.; Radolic, V.; Miklavcic, I.; Faj, D.; Stanic, D.; Planinic J. (2010) Measurements of neutron radiation in aircraf. Applied Radiation and Isotopes. 68: