MX9700064

UNIVERSIDAD NACIONAL AUTONOMA DE MEXICO

FACULTAD DE QUIMICA

MEDICION DE FLUJOS DE NEUTRONES EN INSTALACIONES NUCLEARES

T E S I SQUE PARA OBTENER EL TITULO DE

MAESTRO EN CIENCIAS NUCLEARES

PRESENTA:

MA. EUGENIA CAMACHO LOPEZ

MEXICO, D.F. 1997

A la memoria de mi padre y de mi madre

a mis hermanos

Felipe Miguel y Monica

Deseo expresar mi agradecimiento a las siguientes personas que contribuyeron a la realization de este trabajo.

A1 Dr. Miguel Balcazar director de esta tesis, por su apoyo y valiosa direction en este trabajo y a lo largo de mi carrera dentro del ININ.

A los sinodales de esta tesis, Dr. Jorge Rickards, Dr. Alipio Calles, Dr. Manuel Nararrete, M. en C. Luis Cabrera y M. en C. Juan Lartigue por la revision de la tesis y por sus valiosos comentarios.

A mis maestros de la Maestria en Ciencias Nucleares por sus ensenanzas.

A todas las personas que contribuyeron al desarrollo de este trabajo,en especial al M. en C. Ruperto Mazon, a la M. en C. Leticia Tavera y al Fis ArmandoChavez por enriquecer este trabajo con sus invaluables conocimientos.

Al M. en C. German Pina y al Fis. Marco A. Salazar por su apoyo en el area de compute.

A todos mis companeros y amigos por su apoyo y su amistad en esta etapa de mi vida.

Al Institute Nacional de Investigaciones Nucleares por todo el apoyo brindado para la realizacidn de este trabajo.

FACULTAD DE QUlMICA DIRECCldN

Vmiver'iDad NAqo^AL AVPn°MA DE

MEXICp

LIC. ANTONIO DlAZ GARCIAJefe de la Unidad de Registro e Informacidn.Ciudad UniversitariaPresente.

Me es grato informarle que la alumna FIS. MA. EUGENIA CAMACHO LdPEZ, presentara proximamente su examen para obtener el grade de Maestria en Ciencias Nucleares ante el siguiente jurado:

Presidente:Primer Vocal Secretario:Primer Suplente: Segundo Suplente:

Dr. Jorge Rickards Campbell (IF)Dr. Alipio Calles MartinezDr. Manuel Navarrete Tejero (FQ)M. en C. Luis Cabrera Mosqueda (FQ) M. en C. Juan Lartigue Gordillo (FQ)

Sin otro particular de momento, aprovecho la ocasidn para enviarle uncordial saludo.

Atentamente“POR Ml RAZA HABLARA EL ESPIRITU”

Ciudad Universitaria, D. F., 30 de junio de 1997.

El Director

Dr. Enrique R. Bazua Rueda

C.c.p. Integrates del JuradoC.c.p. Coordinador de AreaC.c.p. Departamento de Control EscolarC.c.p. Interesado‘ggm.

CONTENIDO

RESUMEN 1SUMMARY 2INTRODUCTION 3

1 INTERACCION DE NEUTRONES CON LA MATERIA 61.1 NEUTRONES 71.2 PUENTES DE NEUTRONES 81.3 INTERACCION DE NEUTRONES 161.4 SISTEMAS DE DETECCION DE NEUTRONES 191.5 DEFINICIONES 24

2 PRINCIPIOS DE DETECCION DE DETECTORES SOLIDOSDE TRAZAS NUCLEARES 372.1 DETECTORES SOLIDOS DE TRAZAS NUCLEARES 372.2 PRINCIPIOS DE DETECCION 402.3 REACCIONES NUCLEARES PARA LA DETECCION DE NEUTRONES 432.4 METODOS DE EVALUACION 49

3 DETERMINACION DE DISTRIBUCION DE FLUJOS DE NEUTRONESEN UN REACTOR DE INVESTIGACION 533.1 EL REACTOR TRIGA MARK III 533.2 INSTALACIONES DE IRRADIACION 563.3 DETERMINACION DE DISTRIBUCION DE FLUJOS 60

4 DETERMINACION DE FLUJOS DE NEUTRONES DURANTE PRUEBASY PUESTA EN OPERACION DE UNA CENTRAL NUCLEAR 694.1 PRINCIPIOS DEL REACTOR DE POTENCIA 694.2 DISENO Y CALIBRACION DEL PROTOTIPO DE DETECTOR

DE NEUTRONES 764.3 RESULTADOS 87

5 DETERMINACION DE FLUJOS DE NEUTRONES EN UN LABORATORIOSECUNDARIO DE CALIBRACION 1055.1 CENTRO DE METROLOGIA DE RADIACIONES IONIZANTES 1055.2 MONITORED DE FLUENC1AS EN LA SALA DE NEUTRONES 1085.3 RESULTADOS 108

6 CONCLUSIONES Y PERSPECTIVAS 116

RESUMEN

El presente trabajo tuvo como objetivo determinar el flujo de neutrones en instalaciones nucleares utilizando dos detectores de neutrones disenados y construidos en el Institute Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ). Los detectores son del tipo pasivo y estan basados en detectores sdlidos de trazas nucleares (DSTN).

De los dos detectores utilizados, uno se diseno para determinar la distribucion de los flujos de neutrones en los puertos de haces del reactor de investigacidn Triga Mark III del ININ, en estas instalaciones es importante conocer las caracterlsticas del flujo ya que se realizan diversas actividades de investigacidn.

El otro detector se diseno para realizar monitoreos ambientales, el detector tiene la caracteristica de que permite medir por separado las componentes termica, intermedia y rapida del flujo de neutrones. Este detector se utilize para monitorear los flujos de neutrones en cien puntos alrededor del contenedor primario de la Central Nucleoelectrica de Laguna Verde.

Este ultimo detector tambien se usd para monitorear el flujo de neutrones en algunos puntos de interes alrededor y dentro de la sala de neutrones del Departamento de Metrologia de Radiaciones Ionizantes del ININ para conocer el campo de radiaciones producido por las fuentes que ahi se tienen.

En el trabajo se describen los disenos de los dos detectores y los resultados obtenidos para cada una de las instalaciones monitoreadas.

2

SUMMARY

The objective of present work is to determine the fluence of neutrons in nuclear facilities using two neutron detectors designed and built at Institute Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ), Mexico. The two neutron detectors are of the passive type, based on solid state nuclear tracks detectors (SSNTD).

One of the two neutron detectors was used to determine the fluence distribution of the ports at the nuclear research reactor Triga Mark III, which belongs to ININ. In these facilities is important to know the neutron fluence distribution characteristic to carried out diverse kind of research activities.

The second neutron detector was employed in order to carry out environmental neutron surveillance. The detector has the property to separate the thermal, intermediate and fast components of the neutron fluence. This detector was used to measure the neutron fluence at hundred points around the primary container of the first Mexican Nuclear Power Plant "Laguna Verde".

This last detector was also used to determine the neutron fluence in some points of interest, around and inside a low scattering neutron room at the "Centro de Metrologia de Radiaciones Ionizantes" of the ININ, to know the background neutron field produced by the neutron sources used there.

The design of the two neutron detector and the results obtained for each of the surveying facilities, are described in this work.

3

INTRODUCTION

En la actualidad es importante la medicidn de flujos de neutrones ya que existen

diversas instalaciones nucleares en el pais en las que se generan neutrones. Mexico cuenta con una central nucleoeldctrica, la cual tiene 2 unidades, la primera entrd en operacion en

1989 y la segunda en 1996. En el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares se tiene

el unico Centro de Metrologfa de Radiaciones Ionizantes del pais, ahf se calibran fuentes

de radiacidn ionizante e instrumentos para medir radiacidn. Tambidn se cuenta con un reactor de investigacidn Triga Mark III, en el se pueden generar flujos de neutrones hasta del orden de 1013 n/cm2-s. Todas estas instalaciones requieren operar en forma segura y

confiable.

La alta penetrabilidad de los neutrones y su alta transference de energfa cuando

interactuan con los elementos ligeros del cuerpo humano, representa un riesgo para la salud. Esto ha creado la necesidad de desarrollar mdtodos y tdcnicas para la deteccion de

neutrones con fines de proteccidn radioldgica, por lo tanto la deteccidn de neutrones de manera simple, rapida y confiable es de gran interds.

El objetivo de la tesis es la determinacidn del flujo de neutrones en instalaciones

nucleares y laboratories utilizando dos dosfmetros de neutrones disenados y construidos

en el ININ. Los dosfmetros son del tipo pasivo y estdn basados en detectores sdlidos de trazas nucleares (DSTN).

Los DSTN son materiales que al ser expuestos a la radiacidn ionizante cambian sus propiedades fisicoqufmicas permanentemente. Al incidir partfculas cargadas pesadas en

estos materiales se producen zonas de intense dano, conocidas como trazas latentes. Al interactuar las partfculas con el DSTN ceden su energfa produciendo ionizacidn y

excitacidn de los dtomos y moldculas. En la interaccidn se originan rompimientos de las

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cadenas moleculares, producidndose radicates libres, siendo esta la principal causa de los

cambios qufmicos inducidos en el detector. En el capftulo 2 se describen los principles de deteccidn de detectores sdlidos de trazas nucleares.

Para obtener medidas cuantitativas de la radiacidn en estos materiales, los danos

producidos por la radiacidn son amplificados por medio de un grabado hasta hacerlos

visibles al microscopic dptico. El grabado consiste en introducir el dieldctrico en una

solucidn qufmica apropiada, a una concentracidn, temperatura y tiempo determinados, la cual reacciona preferentemente con el material danado por las particulas. El anSlisis de la

cantidad, forma y dimensiones de estos danos se puede realizar por varios mdtodos; con

un microscopic dptico, con un contador de chispa o automdticamente en un analizador de

imdgenes.

La deteccidn de los neutrones no es tan simple ya que son particulas eldctricamente neutras que no producen ionizacidn directa en el material que inciden, por eso son

detectados por los productos de las reacciones nucleares o las dispersiones elSsticas que

producen. Al interactuar principalmente con el nucleo atdmico, los productos de la

interaccidn neutrdn-materia producen ionizacidn en el material. Los productos de esta interaccidn son protones e iones positives, por eso las reacciones nucleares que se inducen

en el material son similares a las que ocurren cuando se irradia el material con particulas

cargadas pesadas. En el primer capftulo se habla de las principals caracterfsticas de los

neutrones.

A lo largo del tiempo se ban desarrollado una gran cantidad de instruments de

medida que varfan en su eficiencia de deteccidn y en el tipo de particulas que detectan. En

particular los detectores de neutrones se pueden dividir de acuerdo a su funcionamiento en

dos grupos, los que permiten obtener medidas inmediatas (detectores activos) y los que no

(detectores pasivos). Estos ultimos requieren de un tratamiento posterior a la irradiacidn

para obtener el resultado. En el capftulo 1 se describen varios mdtodos que existen para detectar neutrones.

5

Los detectores del primer grupo requieren de electrdnica asociada durante la

medicidn, lo cual los hace tener disenos complejos y elevar su costo a diferencia de los del

segundo grupo, que son disenos muy simples y de bajo costo. La eleccidn del detector

adecuado dependera del tipo de radiacidn y de las condiciones de trabajo. Cuando la

deteccidn se realiza en lugares donde las condiciones no son apropiadas para equipos

electrdnicos como en el caso de dosimetrfa personal, resultan utiles los detectores pasivos.

A este grupo pertenecen los detectores sdlidos de trazas nucleares.

Existe una gran variedad de materiales que se usan como DSTN, son principalmente

dieldctricos y se dividen en orgdnicos e inorginicos. Los orgdnicos son cristales y vidrios y los inorgdnicos estdn constituidos por polimeros. En este trabajo se utilizaron tres tipos

de detectores: el CR39, el LR115 y el Makrofol. Se eligieron estos materiales en primer lugar por el tipo de radiacidn que detecta cada uno, por la facilidad de conseguirlos en el

mercado, por su bajo costo y porque es posible cortarlos de las dimensiones que se requieran.

De los dos dosimetros utilizados en este trabajo, uno se disend para determinar la

distribucidn de los flujos de neutrones en las salidas del reactor de investigacidn Triga

Mark III del ININ como se describe en el capitulo 3. El otro dosimetro se disend para

realizar monitoreos ambientales, el dosimetro tiene la caracteristica de que permite medir

por separado la componente tdrmica, intermedia y rdpida del flujo de neutrones. Este dosimetro se utilizd para monitorear los flujos de neutrones en 100 puntos alrededor del

contenedor primario de la Central Nucleoeldctrica de Laguna Verde (Capitulo 4).

Finalmente en el capitulo 5 se presenta el monitoreo del flujo de neutrones realizado

en algunos puntos de interds alrededor y dentro de la sala de neutrones del Departamento de Metrologfa de Radiaciones Ionizantes del ININ, para conocer el campo de radiaciones

producido por las fuentes que ahi se tienen.

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Capftulo 1

INTERACCION DE NEUTRONES CON MATERIA

Las radiaciones ionizantes son todas aquellas emisiones asociadas a

transformaciones atdmicas y nucleares. Pueden ser de origen natural como los rayos cosmicos, radiacidn ionizante emitida por nucleos radiactivos presentes en la tierra, en

rocas, en la atmdsfera e hidrdsfera o generadas por el hombre en el uso de tdcnicas

nucleares tanto en la industria como en la medicina. La radiacidn ionizante se detecta por

los efectos que produce al interaccionar con la materia; por ello es importante estudiar sus

tipos de interaccidn

Al interactuar la radiacidn con la materia existe diferencia entre la radiacidn con

carga y la radiacidn sin carga, ya que en el primer caso ioniza directamente o

indirectamente en el segundo. Las radiaciones que ionizan directamente son partfcula

cargadas que ceden energfa a la materia a travds de pequenas interacciones coulombianas

con los constituyentes del material a lo largo de la trayectoria de la partfcula. Las

radiaciones que ionizan indirectamente son rayos X, rayos y y neutrones. Los cuales transfieren su energfa a nucleos, itomos y electrones, a travds de diferentes interacciones.

Dando como resultando partfculas cargadas con energfas cindticas que ionizan la materia.

Los mas importantes tipos de radiacidn son:

Rayos Gamma. Los rayos gamma son radiacidn electromagndtica emitida cuando un

nucleo pasa de un estado excitado a su estado base. El intervalo de energfa de estos fotones

emitidos por nucleos radiactivos va desde 2.6 keV a energfas mayores.

Rayos X. Los rayos X son radiacidn electromagndtica emitida por desexcitaciones

atdmicas y son llamados rayos X caracterfsticos o fluorescencia de rayos X. Tambidn son

producidos por el frenado de partfculas cargadas por un campo de fuerzas de Coulomb y

son llamados rayos X Bremsstrahlung. Los rayos X y los rayos gamma de una misma

energfa dada, tienen propiedades iddnticas, la unica diferencia es su origen.

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Electrones. A los electrones cindticos con carga positiva se les llama positrones y si son

emitidos por un nucleo son llamados rayos B (positives o negatives). Cuando son el

resultado de colisiones de partfculas cargadas son llamados rayos 6.

Neutrones. Partfculas neutras obtenidas por reacciones nucleares en aceleradores o por

fisidn en reactores. En este capftulo se describen las principals caracterfsticas de los

neutrones.

Partfculas cargadas pesadas. Son usualmente obtenidas por la aceleracidn de ellas

mediante campos electricos, ciclotron, aceleradores lineales o del tipo Van de Graaff. Las partfculas alfa son emitidas espontaneamente por algunos niicleos radiactivos. Entre las

partfculas cargadas estdn:

Protones; nucleo de hidrogeno

Deuterdn; nucleo de deuterio, que consta de un protdn y un neutrdn unidos por

fuerzas nucleares.Triton; un protdn y dos neutrones.

Partfcula alfa; nucleo de helio, dos protones y dos neutrones.Otras partfculas cargadas pesadas son el nucleo de dtomos pesados.

Mesones % negatives producidos por interaccidn de electrones ripidos o protones con nucleos bianco.

1.1 NEUTRONES

Los neutrones son partfculas eldctricamente neutras, sus propiedades fundamentales

son las siguientes: su masa es aproximadamente igual a la del protdn (1.008665 amu), dene una vida media de 0.93xl(P segundos, dene un spin de 1/2* y un momento magndtico

de -1.9135 MN (magnetones nucleares), los neutrones libres decaen a un protdn con la

emisidn de un electrdn y un anti neutrino representado por la siguiente ecuacidn:

lP2 ♦ ^(3° * 0v° ♦ 0.782 MeV

8

A1 neutron, al igual que otras partfculas, se le asocian propiedades ondulatorias.

Por la importancia de la energia del neutron en la interaccidn con la materia, es util

una clasificacidn, de acuerdo a su energia cindtica. Una de estas clasificaciones es la

siguiente:

i) Neutrones lentos. Se consideran neutrones lentos aquellos cuyas energfas van desde cero

hasta 1000 eV. Dentro de este intervalo se encuentran los neutrones tdrmicos y

epitermicos.

Los neutrones tdrmicos son aquellos cuya energia es igual a la energia tdrmica

promedio de los atomos del medio, o sea que estan en equilibrio tdrmico con la materia

que los rodea.

Los neutrones que no se encuentran en equilibrio tdrmico y que tienen energfas

menores a 1000 eV, son llamados neutrones epitermicos.

ii) Neutrones intermedios. Las energfas de los neutrones intermedios van desde 1000 eV

hasta 0.5 MeV.

iii) Neutrones rdpidos. Los neutrones rdpidos tienen energfas desde 0.5 a 20 MeV.

iv) Neutrones relativistas. La energia minima para estos neutrones es de 20 MeV.

1.2 PUENTES DE NEUTRONES

Excepto por algunos radioisdtopos que decaen por fragmentos de fisidn, no hay

radioisdtopos que emitan neutrones. Todas las fuentes de neutrones se obtienen de

reacciones nucleares (U, en las que la partfcula incidente es el producto de un proceso de

decaimiento. El metodo consiste en separarlos del nucleo en el que se encuentran ligados

debilmente.

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Los neutrones son producidos de las siguientes formas:

a) Via reacciones (a,n).b) Via reacciones (y,n).

c) Fision espontanea.

d) Reacciones en aceleradores de particulas.e) En reactores nucleares.

a) Via reacciones (a,n).

Las fuentes de neutrones estdn compuestas de un isdtopo a emisor que decae

espontaneamente, mezclado homogeneamente con uno o varies elementos ligeros que sirven de bianco. Las fuentes (a,n) son las que se emplean mds frecuentemente; en esta

familia se encuentran las de radio-berilio, polonio-berilio y americio-berilio. For ejemplo, si se escoge el berilio como bianco, I os neutrones son producidos por la siguiente reaccidn:

,a Be 12,

y Q tiene un valor de +5.71 MeV. En estas reacciones, la mayorfa de las alfas son

frenadas en el bianco y solamente 1 de 104 reaccionan con el nucleo de berilio. Todos los

emisores alfa que se utilizan para la fabricacidn de fuentes de neutrones son elementos

actfnidos.

El espectro generado por las fuentes via la reaccidn (a,n) depende de la degradacidn

de energfa de la parti'cula a en la fuente; un moderado eficiente puede ser agregado para producir neutrones tdrmicos.

Algunos de los isdtopos que se usan como emisores alfa como el ~6Ra y 227Ac tienen

cadenas largas de decaimiento en las que existe una componente de rayos gamma; por ello son inapropiadas para algunas aplicaciones. Los rayos gamma pueden reducirse

empleando una recubierta de plomo.

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Existen otras reacciones inducidas por particulas alfa que se usan como fiientes de neutrones, como son: 10 B (a,n), 11 B (a,n), 19 F (a,n), 13 C (a,n), 7 Li (a,n), y 9 Be (a,n).

Todas ellas tienen una baja produccidn de neutrones comparadas con las fuentes antes

descritas, ademis de un bajo promedio de energfa.

La tabla 1 presenta datos aproximados correspondientes a varias fuentes de

neutrones (oc,n)(5).

Tabla 1. Fuentes de neutrones (a,n).

FUENTE Energfa Neutrdn (MeV)

Promedio Mdxima

Produccidn Neutrdn

(n/seg)

Vida Media

210Po-Li(«,n) 0.48 1.32 0.05 x 106 138.4 d

239Pu-F(a,n) 0.8 3 24000 a

210Po-F(a,n) 1.4 2.8 0.2 x 106 138.4 d

210Po-B(a,n) 2.5 - 3 5-6 0.6 x 106 138.4 d2l0Po-Be(a,n) 4.2 10.87 2.5 x 106 138.4 d

“'Ra-BeCa.n)

Ra210Pb, 2l0Bi,3.9 18.08 15 x 106 1622 a

F-Be(a,n) 4.5 10.87 2.5 x 106 19.4 a239Pu-Be(a,n) 4.5 10.74 1.5 x 106 24400 a227Ac-Be(a,n) 4.6 12.79 20 x 106 21.8 a24lAm-Be(a,n) 4.4 1.34 x 106 462 a

b) Fuentes fotoneutrdnicas, vfa reacciones (y,n).

Existen radioisbtopos emisores de rayos gamma, que se pueden usar para producir

neutrones al combinarse con elementos que sirven como bianco, a este tipo de fuentes se

les llama fotoneutrdnicas. Se basan en suministrar suficiente energfa de excitacidn a un

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nucleo bianco por la absorcion de rayos gamma, para generar la emisidn de un neutrdn libre.

Solo dos nucleos bianco, el 9Be y 2H son utiles como radioisdtopos para estas fuentes fotoneutrdnicas. Las reacciones que se dan, son las siguientes:

9Be » hv -*■ ®Be <■ on 0 - -1.666 MeV

lH ♦ hv ->• \H , on Q = -2.226 MeV

Un rayo gamma necesita una energia mayor al valor negative de Q para hacer la reaccidn energeticamente posible, por lo tanto se necesitan rayos gammas de alias energfas. Para energfas de rayos gamma que excedan este valor, la energia del neutrdn puede calcularse por:

M(E*Q) EJ (2mM) (m+M) (E*Q)]U2E a -------- 1------ + —I------------------------------------------1-------------- COS0

n (m+M)2

donde 0 = dngulo entre el foton gamma y la direccidn del neutrdnEy = energia de la gamma.

Una ventaja de estas fuentes es que para rayos gamma monoenergdticos, los neutrones tienden a ser monoenergdticos tambien.

La desventaja de las fuentes fotoneutrdnicas es que necesitan fuentes emisoras gamma con actividades muy alias para producir flujos de neutrones de intensidades aceptables. En la tabla 2 se presentan las propiedades de algunas fuentes fotoneutrdnicas.

La produccion fotoneutronica puede llevarse a gran escala si se utiliza un acelerador de electrones. Ya que con un bianco apropiado, el flujo de electrones produce fotones bremsstrahlung con alias energfas y mediante las reacciones (y,n), (y, 2n) y (y, fisidn) se producen flujos altos de neutrones.

Tabla 2. Propiedades de algunas fuentes fotoneutrdnicas.

Emisor y Vida Media Energta y (MeV)

% deDecaimiento

Blanco E.(KeV)

24Na 15.0 h 2.757 1.00 Be 9692.757 1.00 D20 265

28 A1 2.27 min 1.782 1.00 Be 10338C1 37.29 min 2.15 0.47 Be 43056Mn 2.576 h 1.77 0.30 Be 93

2.06 0.20 Be 3502.88 0.01 Be 10762.88 0.01 D20 350

72Ga 14.1 h 1.87 0.08 Be 1812.21 0.33 Be 4842.51 0.26 Be 7502.51 0.26 D20 140

11 As 26.7 h 1.77 0.2 Be 932.06 0.1 Be 350

88 y 104 d 1.853 0.995 Be 1662.76 0.005 Be 9722.76 0.005 D20 265

1,6In 54 min 2.090 0.25 Be 377'"La 40.2 h 2.51 0.04 Be 747

2.51 0.04 D20 140l44Pr 17.3 min 2.185 0.02 Be 462l24Sb 60 d 1.691 0.50 Be 23

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Como el espectro de fotones bremsstrahlung es continue en energia, los neutrones producidos de esta forma, tienen un amplio range de energia.

c) Fisidn espontinea.

A1 producirse fisidn en el nucleo son emitidos neutrones, productos de fisidn, ray os gamma y particulas alfa. Muchos de los micleos pesados transurdnicos tienen alta probabilidad de decaimiento por fisidn espontdnea; por ello son usados como fuentes de neutrones. Este tipo de fuentes son encapsuladas en un contenedor lo suficientemente grueso para que sdlo salgan los neutrones rapidos y los rayos gamma.

La fuente de fisidn espontanea que mas se utiliza es la fiiente de ^Cf; su vida media es de 2.65 anos y el isdtopo es uno de los transuranicos que mas se produce. El principal mecanismo de decaimiento es el decaimiento alfa y se dan aproximadamente 32 emisiones alfa por cada fisidn.

Comparada con otras fuentes, la fuente de 252Cf utiliza una cantidad muy pequena de material active (microgramos), puede fabricarse en tamanos muy pequenos y producen aproximadamente 2.30 x 106 n/s por microgramo de muestra.

d) Reacciones en aceleradores de particulas cargadas

Otra forma de producir neutrones, es haciendo incidir particulas cargadas aceleradas sob re un bianco.

Las reacciones mas comunes de este tipo son:

Ih t \h -* \He ♦ 2n t 3.26MeV

Ih ♦ Ih \He * ]n * 17.6MeV

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Como la barrera coulombiana entre el deuteron incidente y el nucleo bianco es pequena, los deuterones no necesitan ser acelerados a alias energi'as para producir un numero significative de neutrones. Los iones de deuterio son acelerados por un potencial de 100-300 keV, aunque esta energia puede ser incrementada obtenidndose neutrones mas energeticos.

Como la energia de las particulas incidentes es pequena comparada con el valor Q de las reacciones, todos los neutrones producidos tienen una dispersion baja en energia. Los flujos generados son del orden de 108 n/s.

Es posible producir flujos del orden de 107 n/cm2/s con generadores compactos de neutrones. Los generadores de neutrones en su forma comercial son aceleradores compactos de particulas cargadas, disenadas para producir de manera eficiente un haz de neutrones por medio de alguna reacciones nucleares. Las reacciones mas comunmente usadas que tienen alta produccion de neutrones rapidos son:

2H(d,n)3He Q = 3.25 MeV3H(d,n)4He Q = 17.6 MeV9Be(d,n)10B Q = 3.79 MeV

El generador de neutrones consta de una fuente de iones que libera iones de deuterio (deuterones) a un tubo acelerador en donde los deuterones son acelerados a travds de un potencial de alrededor de 150 kV. Los iones acelerados golpean un bianco de donde son emitidos neutrones isotropicamente. Los neutrones rapidos pueden ser moderados en algunos materiales (agua o parafina) para producir neutrones termicos.

Existen varios tipos de generadores comerciales de neutrones para analisis por activacion, en la tabla 3 se presentan algunos de ellos.

Los generadores de neutrones deuterio-tritio son generalmente disenados para operar a voltajes del orden de 150 kV y corrientes arriba de 2.5 mA. Estos generadores tienen una produccion de neutrones con 14 MeV de alrededor de 2x10* neutrones/s,

distribuidos uniformemente en 4n sr. For lo tanto a una distancia de 3.16 cm del bianco el flujo de neutrones rapidos sen&:

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0factorde produccidri' 2.5 x 1011

4nr2 4nl02 x 1& n/cm2-seg

El flujo de neutrones termicos a esa distancia seri determinado por el tipo y cantidad de moderador que rodea el bianco. En la mayor parte de las miquinas disponibles el flujo de neutrones termicos es 10 veces menor que el flujo de neutrones rapidos. La ventaja de los generadores de neutrones es su moderacidn inicial y su bajo costo comparado con el costo de un reactor nuclear pequefio. Con estos generadores tambien es posible determinar elementos por reacciones de neutrones rapidos cuando los neutrones termicos productos de la activation carecen de propiedades adecuadas, por ejemplo en la determinacidn de fluor:

19F(n,Y)20F19F(n,2n)18F

Tabla 3. Tipos de aceleradores comerciales utilizados como fuentes de neutrones(6).

TipoHaz de

Partfculas Blanco

Vidamedia

delBlanco

(hr)

M&ximoVolt^je

(kV)

Miximaproduccidnpromedio

deneutrones

(n/s)

MdximoFlujo

TArmicoPromedio(n/cm2-s)

Tubo Sellado d, t Ti-t 1-1000 - 125 - 108 - 105

Cockcroft-Walton

d, p, t Ti-t 5 - 200 ~ 10" ~ 108

Aceleradores d, p, He, e Ti-t, Be 2-oo 150-2000 - 1012 - 109

1b

La mayor desventaja del generador de neutrones, especialmente para el sistema en donde reacciona d-t, es la necesidad de grandes fuentes de tritio radiactivo que es incorporado en el bianco en la forma de un metal. El calor disipado al calentarse el bianco da como resultado la perdida de tritio del bianco, y en los generadores de alias corrientes este efecto produce un decaimiento de los neutrones de salida. Con la desventaja adicional de los bajos flujos de neutrones comparados con los de reactores.

Actualmente se esta estudiando como alargar el tiempo de vida de los blancos de tritio (rotar el bianco) y como incrementar la salida de neutrones de los generadores. Los generadores de neutrones parecen ser atractivos comercialmente en lugares donde se requiere un gran numero de andlisis no destructivos y en los que se pueden producir elementos de vida media corta con suficiente actividad en una irradiacion corta.

Otras particulas cargadas inducen reacciones de este tipo que involucran valores negatives de Q o blancos con numero atdmico alto, por ejemplo 9Be(d,n), 7Li(p,n) y 3H(p,n). Para estas reacciones se utilizan aceleradores como ciclotrones o del tipo Van de Graaff, ya que se necesitan particulas incidentes con alias energfas.

e) Reactores Nucleares.

Los reactores nucleares son instalaciones en las que a traves de fisionar atomos de los isotopos; 235U y 239Pu, se producen una gran cantidad de neutrones. Estos neutrones de fision generan nueva fisidn, lograndose asf una reaccidn en cadena autosostenida.

Las radiaciones producidas son principalmente neutrones y rayos gamma.

Estas instalaciones son utiles como fuentes de neutrones ya que producen neutrones de bajas energfas, pero flujos tan altos como 1014 n/cm2/s.

1.3 INTERACCION DE NEUTRONES

Como los neutrones no tienen carga no interaccionan con la materia por medio de fuerzas coulombianas y pueden viajar muchos centimetres sin ningun tipo de interaccidn.

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Cuando un neutrdn interacciona con un nucleo, pueden darse dos procesos: absorcidn o dispersion. El neutron puede desaparecer totalmente y ser reemplazado por una o mas radiaciones secundarias. 0 el neutrdn choca elistica o inelisticamente en el nucleo, cambiando su energia y su direccion.

El resultado de la interaccidn del neutrdn, generalmente son particulas cargadas pesadas. Estas particulas pueden ser el resultado de reacciones nucleares inducidas por el neutrdn o pueden ser nucleos del material absorbente, que ganan energia de retroceso como resultado del choque del neutrdn.

La probabilidad y tipo de interaccidn depende tanto de la energia del neutrdn como del nucleo con el que interacciona.

a) Interaccidn de neutrones lentos.

Para neutrones lentos, las interacciones mis importantes son dispersion elistica y una gran cantidad de reacciones nucleares inducidas.

Como estos neutrones poseen poca energia cindtica, sdlo una pequena cantidad puede ser transferida al nucleo en las dispersiones elisticas.

La interaccidn mas importante para estos neutrones son las reacciones inducidas que puedan transferir suficiente energia para que los nucleos de retroceso scan detectados directamente.

Como los neutrones tienen poca energia, todas las reacciones deben tener una Q positiva para ser energeticamente posibles. En muchos materiales la reaccidn de captura (n,y) es la mis probable y es importante en la atenuacidn o blindajes de neutrones. Las reacciones de captura son utiles para la deteccidn indirecta de neutrones usando liminas de activacidn, pero no se utilizan en los detectores activos de neutrones, ya que los rayos gamma son dificiles de detectar.

18

Las reacciones (n,a), (n,p) y (n,fisi6n) se utilizan mis, ya que las radiaciones secundarias son partfculas cargadas.

b)Interacci6n de neutrones ripidos.

Los neutrones interaccionan de cuatro formas principalmente:

i) Dispersidn elisticaii) Dispersidn inelisticaiii) Reacciones nucleares.iv) Captura de neutrones

La probabilidad de que los neutrones induzcan reacciones crece al aumentar la energia del neutron, y tambien crece la probabilidad de dispersidn. Ya que como los neutrones pueden entregar una cantidad apreciable de energia en cada colisidn, la radiacion secundaria son nucleos de retroceso que adquieran energia despuds de la colisidn.

En cada dispersidn, el neutrdn pierde energia y "se modera". El mejor moderador es el hidrdgeno, ya que por conservacidn de momento y energia el neutrdn puede transmitir tod a su energia, en una sola colisidn elistica, al nucleo del hidrdgeno.

Si la energia de los neutrones rapidos es grande, se producen dispersiones tanto elasticas como inelasticas con los nucleos, en el segundo caso los nucleos de retroceso se excitan durante la colisidn. Los nucleos excitados ripidamente se desexcitan, emitiendo un rayo gamma. Los neutrones en las dispersiones elisticas pierden una fraccidn de su energia, que es inversamente proporcional a la masa del nucleo con el que interaccionan.

El umbral de la reaccion (n,2n) es la energia de enlace del neutrdn en el nucleo bianco, por ello se necesitan neutrones con energfas cindticas arriba de 8 MeV. El nucleo producto es un isotopo del nucleo bianco que generalmente es radiactivo.

Para que la reaccidn (n,p) y (n,a) ocurra, el neutrdn incidente debe tener una energia para excitar al nucleo bianco y la particula cargada producida debe ser lo suficientemente energetica para veneer la barrera coulombiana y salir.

Por ello algunas reacciones de este tipo con neutrones lentos s<51o se dan con nucleos ligeros en donde es pequena la barrera coulombiana y la Q es positiva.

Existen otras reacciones con neutrones como son: (n,d), (n,t), (n,a), (n,p), etc.

c) Fisidn

La interaccidn de neutrones con nucleos fisiles, forma un nucleo compuesto que se rompe en dos fragmentos de fision y se emiten uno o mds neutrones.

La fisidn se puede dar en los isotopos de Th, U, Np, Pu y actmidos con numero atomico alto, cuando se irradian con neutrones.

Para los isotopos 233U, 235U y 239Pu, como su seccidn eficaz es grande, la fisidn ocurre prdcticamente a todas las energias de neutrones incidentes.

La probabilidad de que la reaccidn (n,f) se produzca es mayor al aumentar el numero de masa, ya que la energia de enlace por nucledn decrece al aumentar el numero de masa.

1.4 SISTEMAS DE DETECCION DE NEUTRONES

Existen diferentes tipos de detectores que pueden ser usados para obtener dosis equivalente o fluencia producida por neutrones. En algunos de ellos se encuentra integrado el detector y los instrumentos de medida en un solo equipo, esto permite obtener medidas en tiempo real y se les llama detectores activos. Otros detectores registran un cambio en sus propiedades fisicas o quimicas, pudiendose analizar el cambio posteriormente, a estos se les llama detectores pasivos.

Los detectores activos son de dos tipos principalmente: algunos que proporcionan una medida de la corriente de ionizacidn y otros que producen pulsos de luz que son medidos con un tubo fotomultiplicador. Ambos m6todos pueden ser usados para producir pulsos o una corriente continua que es proporcional a la fluencia de neutrones incidente

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modificada por la respuesta del detector. Los detectores de ionizacidn pueden ser subdivididos en:

i) cdmaras de ionizacidnii) c^maras de recombinacidniii) detectores de fisidniv) contadores proporcionalesv) detectores semiconductores

Cdmaras de ionizacidn

Las cdmaras de ionizacion fueron disenadas para medir radiacidn X y gamma. Sin embargo, si se introduce hidrogeno entre las paredes y el gas, puede hacerse mas sensible a neutrones. Las cdmaras de ionizacidn miden el flujo neutronico, no la dosis equivalente.

Aun cuando una cdmara es disenada para medir neutrones, la sensibilidad para fotones no cambia; por eso es necesario proveer una segunda cdmara que sea relativamente insensible a neutrones con paredes de grafito y una mezcla de gas C02, para hacer una correction por radiacion gamma.

Cdmaras de recombinacidn

La recombinacidn initial de iones en un gas confinado en una cdmara de ionizacidn con voltajes bajos, da como resultado una eficiente coleccidn de iones que es una funcidn lineal de la cantidad de radiation.

Con estas cdmaras es posible detectar radiacidn gamma y neutrones, dependiendo del tipo de radiacidn, de la presion del gas utilizado y el voltaje aplicado.

Detectores de fisidn

En este caso, las cdmaras de ionizacidn son usadas para detectar fragmentos de fisidn producidos por los neutrones en los materiales fisionables que cubren los electrodes de la cdmara. Los materiales usados son 235U para la deteccidn de neutrones tdrmicos y

21

232Th, 238U y 237Np para neutrones rapidos. Este tipo de detectores no son normalmente usados para propositos de proteccidn radiologica, pero son ampliamente usados en reactores para monitorear el nivel de potencia y tambidn en la calibracidn de instrumentos, para monitorear la fluencia de neutrones arriba del umbral para la reaccidn de fisidn en238U.

Contadores Proporcionales.

El contador proporcional es el detector mis usado para dosimetna de neutrones. Elios detectan los neutrones por los productos de reaccidn en un gas BF3 o 3He. Despuds de que los neutrones ban sido termalizados se usan estos gases para incrementar la eficiencia de deteccion. Tambien se detectan protones dispersados en una columna de hidrdgeno. La ventaja de estos detectores es que las particulas alfa producidas en el BF3, los protones y tritios de las reacciones con 3He y los protones dispersados en el detector de hidrdgeno, pueden ser facilmente distinguidos de los electrones y gammas que inciden en la cdmara. Otra ventaja es que escogiendo un espesor apropiado del moderador, o variando el espesor de las paredes, o la mezcla del gas y la presidn, la respuesta de neutrones puede ser ajustada para dar una salida proporcional a la dosis equivalente o a la dosis absorbida. La tercera ventaja es que en la columna se puede usar un gas sensible a neutrones tdrmicos.

Detectores semiconductores.

Cuando la radiacidn ionizante interacciona con un material semiconductor crea a lo largo de su trayectoria pares. La interaccidn primaria crea electrones con alta energfa que a su vez pierden su energfa creando mas pares. El numero total de pares creados es proporcional a la energfa de la radiacidn incidente. A1 aplicar un voltaje en el semiconductor, los electrones y los huecos se mueven segun el campo electrico y se produce la senal en el circuito electrico.

Los detectores semiconductores son normalmente de silicic y germanio y no son usados directamente para determinar dosis de neutrones. Se usan en espectrometrfa de neutrones para detectar particulas secundarias como protones, tritio y particulas alfa.

Detectores de centelleo.

Los detectores orgdnicos de centelleo ofrecen un mdtodo simple para dosimetria de neutrones y espectrometria, su funcionamiento se basa en que existen ciertos materiales que emiten luz al ser irradiados.

Para la dosimetria de neutrones con energia tdrmica e intermedia, se pueden usar centelladores que contengan elementos con un alta seccidn eficaz tdrmica, como cristales 6LiI o l0B con sulfato de zinc. Este tipo de detectores tambidn se usa dentro de esferas moderadoras para producir una respuesta de dosis-equivalente de forma similar a los contadores proporcionales.

METODOS PASIVOS DE DETECCION DE NEUTRONES.

Con los metodos pasivos de deteccion de neutrones se pueden obtener medidas de la dosis equivalente producida por neutrones. Estos mdtodos son utiles para dosimetria personal para periodos de varies dias y a diferencia de los mdtodos antes mencionados no dan medidas inmediatas. Algunos de estos metodos son: emulsiones nucleares, detectores de activacidn, laminas de flsidn con detectores de trazas, detectores termoluminiscentes, radiofotoluminiscencia, lioluminiscencia, dosimetros electret, etc..

Emulsidn nuclear.

En las emulsiones nucleares son producidos protones de retroceso mediante dispersiones eldsticas con los dtomos de hidrdgeno, producidas por los neutrones que inciden en la emulsidn. Los protones de retroceso producen ionizacidn a lo largo de la longitud de la traza y una imagen latente es formada por la interaccidn con los granos de plata. Despues de un proceso de revelado qufmico, las trazas son visibles al microscopio.

Detectores de activacidn.

Los detectores de activacidn son usados principalmente en dosimetria de accidentes, ellos pueden dar informacidn adicional de espectros de neutrones despuds de una sobreexposicidn en un monitoreo rutinario. Estos detectores son Uminas delgadas o pellets

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de elementos naturales como sulfuro, fosforo o sodio. Las reacciones nucleares que inducen los neutrones son (n,y), (n,p), (n,a), (n,f), etc., dejando a los productos de la reaccidn en estado excitado y mediante espectrometrfa gamma se mide la actividad.. La actividad especi'fica inducida en el detector es una medida de la fluencia de neutrones en un rango de energia dada.

Detectores de fisidn.

El uso de materiales ffsiles para detectar neutrones se basa en la facilidad de detectar los fragmentos de fisidn producto de las reacciones (n,f) dadas en M7Np 232Th y 238U. Es posible registrar los fragmentos de fisidn colocando la Idmina de fisidn en una cdmara de ionizacidn, contador de centelleo o detectores de trazas.

Los detectores de fisidn pueden ser laminas delgadas de torio, uranio. Las laminas se colocan en contacto con polfmeros para registrar los fragmentos de fisidn.

Detectores de trazas.

Los detectores de trazas son materiales aislantes como: mica, vidrio y polfmeros organicos. Su funcionamiento se basa en que las particulas cargadas pesadas como fragmentos de fisidn, particulas alfa, nucleos de retroceso y protones, producen un dano al incidir sobre estos materiales, a este dano se le llama traza. Esta traza latente se hace visible cuando es grabado el material con alguna sustancia quimica, la cual disuelve preferentemente las zonas danadas, aumentando las dimensiones del dano hasta hacerlos visibles al microscopio dptico para su evaluacidn.

Detectores termoluminiscentes.

Para la deteccion de neutrones y rayos gamma, los materiales termoluminiscentes son comunmente usados. Al irradiar estos materiales los electrones se elevan de la banda de conduccidn a la banda de Valencia y ahi son atrapados. Al ser excitado termicamente el material, los electrones regresan a la banda de conduccidn emitiendo luz, cuya intensidad es proporcional a la dosis recibida.

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La sensibilidad a neutrones depends de los componentes del detector y de la energfa de los neutrones. Para la dosimetria de neutrones, la contribucidn de dosis de neutrones y rayos gamma se separa usando dos detectores de diferentes sensibilidades a neutrones o se evaluan los picos en forma separada con un solo detector.

Emisidn exoeletrdnica t4rmicamente estimulada (EETE).

Despuds de exponer algunos materiales a la radiacidn ionizante, ocurren reacciones qufmicas, fases de transicidn o procesos de absorcidn, emisidn espontinea de cristales idnicos, electrones de baja energfa que son llamados exoelectrones. La emisidn exoelectrdnica tdrmicamente estimulada es similar a la termoluminiscencia con la diferencia de que este ultimo es un efecto de volumen, mientras EETE es superficial.

Para la deteccion de neutrones rapidos ban sido usados dos dosfmetros EETE iddnticos que son cubiertos uno con un material hidrogenado como un polietileno y otro con uno no hidrogenado como teflon o carbon.

Otras dos tecnicas para dosimetria de neutrones son lioluminiscencia y electret.

La lioluminiscencia consists en que materiales orgdnicos despuds de irradiarlos, emiten luz cuando se disuelven en agua. Este fendmeno es llamado lioluminiscencia.

Los detectores Electret son aislantes cargados que ban sido descargados por radiacidn. Se usan para detectar protones de retroceso de un convertidor de lucita.

Los detectores de burbuja son un nuevo tipo de dosfmetros de neutrones de lectura directa. Este detector es preparado suspendiendo gotas en el material constituyente y al incidir neutrones se forman burbujas de vapor atrapadas en el lugar de formacidn, el numero de burbujas da una medida de la dosis de neutrones.

1.5 DEFINICIONES

Seccidn eficaz microscdpica. Representa una medida de la probabilidad de reaccidn entre el centra de reaccidn (niicleo) y el haz de partfculas (neutrones) pasando a traves del centra

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de reaccidn. La seccidn depends de la energia del neutrdn y del nucleo en cuestidn.

Las secciones eficaces dependen solo de la energia relativa entre el nucleo y el neutrdn. Para uso practice, las secciones eficaces son expresadas como una funcidn de la energia del neutrdn. Las secciones eficaces para nucleos son llamadas "secciones eficaces microscdpicas" y son medidas en barns. Un barn es igual a 10'24 cm2 o 10"28 m2.

La seccidn eficaz total, ot(E), esta compuesta por secciones eficaces parciales:

os(E), dispersion elastica + oc(E), captura

o,(E), absorcidnos(E) = +oXE), fisidn

+ oin(E), dispersidn ineldstica + on2n(E), (n,2n) reacciones

Las secciones eficaces de dispersidn eUstica e ineldstica son frecuentemente combinadas para formar la seccidn eficaz de dispersidn:

°s(E) = °S(E) + oin(E)

Si la seccidn eficaz inelastica es cero, entonces os(E) contiene sdlo la seccidn eficaz eMstica y os(E) = os(E).

La seccidn eficaz esta dada por:

„ reacciones/s seccidn eficaz de reacci6n(cm2) o - ---------------------------------------------------------------- = ----------------------------------------------------------------------------- ------------------------------------------------------------

neutrones/cm2s neutron

Un neutrdn generalmente emerge de un proceso de dispersidn con una energia E' diferente del valor original E. La descripcion detallada del proceso de dispersidn requiere de una seccidn eficaz de dispersidn que depende de ambas energias. Esta seccidn eficaz es llamada "diferencial de la seccidn eficaz de dispersidn" y es escrita como os(E-E') o os(E,E'). La seccidn eficaz total se puede obtener integrando la seccidn eficaz diferencial

2b

sob re todas las posibles energfas.

O(E) = f"o (£-£') dE' 5 Jo 5

La differencial de la seccidn eficaz de dispersidn es frecuentemente llamada seccidn eficaz de transferencia y el cociente de la seccidn eficaz de dispersidn total es llamada "kernel de transferencia"

Ks(E-E')Os(E-E')

Os(E)

Seccidn eficaz de transferencia:

Os(E-E') - Os{E) -KJE-E')

En un proceso de fisidn generado por un neutrdn de energfa E, se producen neutrones con energfas de fision (E1). Esto puede ser descrito por una seccidn eficaz de transferencia:

v(E)o^E')

donde v(E) es el numero promedio de neutrones emitidos en una reaccidn de fisidn inducida con energfa E y a^E-E') es la seccidn eficaz por emision de neutrones con energia E\ Para calcular el espectro de neutrones de fisidn solo se considera la energia de los neutrones inducidos y se puede aproximar a:

Of (£-£') - Xf(£')-Of(£)

donde x(E’)dE' es la fraccidn de neutrones de fisidn nacidos con energia E' en dE' y %(E') es llamado "espectro de neutrones de fisidn". La seccidn eficaz differencial para la produccidn de neutrones de fisidn aparece factorizada en cantidades que dependen de E y E’.

Un espectro tfpico de fisidn como el mostrado en la figura 1, es normalmente usado como unidad.

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0 2 4 6 8 10Energia (MeV)

(a)rrm i i i i i i T-r-rr

Energia (MeV) (b)

Figura 1. Distribucidn de energia de neutrones de fisidn del 235U al ser fisionados por neutrones t6rmicos. a) %(E) como funcidn de E en escala lineal y b) Ex(E) como funcidn de log E.

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Si se toma en cuenta la dependencia del espectro de neutrones de fisidn sobre la energia inducida, se tiene una ecuacidn m£s detallada.

oJLE-E1) - xf.E^yof.E)

Razdn de reaccidn. La razdn de reaccidn es un concepto importante, combina tres conceptos bisicos: densidad de dtomos N, seccidn eficaz o y flujo de neutrones <J>.

La definition general de razdn de reaccidn, R(r), incluye la integral sobre tod as las energias.

R(r) N(r) f~o(E)Q(r,E) dE Jo

r reacciones de neutrones, . nucleos, , reacciones-cm2 . .L--------------------------;-----------------------J * l----------;—J l----------r~;----------------J l

cm3s cm- nucleosneutrones

cm2s

El numero de nucleos que reaccionan N(r) multiplicada por la seccidn eficaz microscdpica es llamada "seccidn eficaz macroscdpica" y se denota por 2.

Sc(r,E) - N(r)Oc(E)

Las dimensiones son:

2 = j nucleos^ ^ cm3 nucleos

) [ cm"1]

Para densidades de atomos y secciones eficaces microscdpicas se tienen ordenes de magnitud de lO^/cm3 y 10" a 10'24 cm2 respectivamente, las secciones eficaces macroscdpicas tfpicas son del orden de 1 a 10"1 cm"1.

El inverse de la seccidn eficaz macroscdpica se puede interpretar como la trayectoria libre media para neutrones que causan la interaccidn. La probabilidad de que

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un neutrdn cause una interaccidn viajando una distancia dx es:

donde X = £ 1 es la trayectoria libre media del neutrdn para esa reaccidn.

Una ldmina de 1 cm2 multiplicado por dx contiene Ndx nucleos. La probabilidad de que una reaccidn se produzca esta dada por la suma de todas las secciones eficaces microscdpicas en una porcion infinitesimal dx:

oNdx = Edx

El numero de secciones eficaces es mayor cuando se considera un volumen en lugar de un area, ya que las secciones eficaces son localizadas una tras otra y el nucleo que esta al frente interactua con los neutrones del haz y el nucleo de atrds se expone menos. Por esta razon se considera la atenuacion del flujo, denotando el flujo en x como <|>n(x). En cada porcidn infinitesimal, la probabilidad en dx estd dada por:

d<t>Q(x)d<f>Q = -E$Q{x)dx d —------- = -E<t>Q(x)

Resolviendo la ecuacidn diferencial anterior se obtiene la atenuacion del haz:

(x) - 4>q(0) exp (-Ex)

el flujo inicial es reducido por el "factor de atenuacion del haz" exp (-2x) que se debe al efecto de traslapamiento de seccidn eficaz.

El concepto simple de razdn de reaccidn tiene que ser extendido para incluir todos los isdtopos contenidos en un compuesto o mezcla.

El subfndice i es usado para denotar isdtopos:

R(r) - fZiNi(r)oi{E)<p(rfE) - fZ (r, E) <j> (r, E) dE

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donde

£ (r,E) . EjN,(r)Oj(2) « Yli ^ (r,f?)

es la seccidn eficaz macroscdpica del conglomerado total de isdtopos. Las dos ecuaciones anteriores demuestran que la seccidn eficaz macroscdpica es mds que el producto de dos cantidades. Esto describe la probabilidad de reaccidn de cantidades macroscdpicas de materia. La ultima ecuacidn muestra que la seccidn eficaz macroscdpica de una mezcla es determinada por la suma de secciones eficaces macroscdpicas de la contribucidn isotdpica individual.

Flujo de neutrones. El concepto bdsico usado para describir el comportamiento promedio de una poblacidn de neutrones en un sistema es el "flujo" de neutrones. Se debe distinguir entre varies tipos de flujos, dependiendo del grado de detalle necesario en la descripcidn del problema particular. El sfmbolo griego <|> es usado para denotar todos los tipos de flujos.

El flujo angular dependiente del tiempo se denota como 4>(r,E,0,t), y el flujo angular independiente del tiempo como <t>(r,E,£l). Las dimensiones del flujo angular son:

<Mr,E,Q) - [_£££££££££_] cm2s U(E) U(C1)

donde U(E) y U(£l) son las unidades de energfa y dngulo sdlido respectivamente.

La definicidn del flujo angular 4>(r,E,Q)dEdti es: el numero de neutrones que pasan por el punto r a travds de un irea de 1 cm2, perpendicular a Q, por segundo con una energfa en el intervalo dE y una direccidn en el intervalo do.

El flujo de neutrones se puede separar en dos cantidades bdsicas, la densidad de neutrones n(r,E,Q), y la velocidad de los neutrones v:

<t>(r,E#Q) - v n(r,B,Q> [ —] [ P.^trones ]s cmiU(E)U{Q)

31

Existen casos en que la dependencia angular no es importante, cuando se tienen neutrones provenientes de todas direcciones producto de una combinacidn de efectos. En estos casos se Integra el flujo angular sobre todas las direcciones:

<$> (r, E) - f <$>(r,E,Q)dQ

Ja

<f>(r,E) es la integral y no el flujo angular promedio. El hecho de que no aparezcan variables angulares en el argumento del flujo, no signiflca que la distribucibn angular de los neutrones es isotrbpica; solo signiflca que la dependencia angular ha sido eliminada. En el caso de un flujo angular isotrdpico, se tiene:

<$) (r, £, Q) - -3-<D(r,£)

4n

El flujo de neutrones es el concepto clave para calcular la razdn de reacciones entre neutrones y nucleos.

A1 calcular flujos de neutrones aproximados no es necesario determinar la dependencia energdtica en detalle, ya que se Integra sobre ranges de energfa:

/*"<}> (r, £) d£ = flujo total de neutrones [ .neut-?I}es ]Jo cm2s

fS(r,E)dE - 0r(r) = flujo de neutrones t&rmicos [ neutrones^cm2s

fEl$(rfE) dE =Er

(r) flujo de neutrones intermedios 1 neutrones]

cm 2s

32

'~<p(r,E)dE - 4>.(r)£,

= flujo de neutrones rApidos [ neutrones cm2 s

)

Dosis absorbida. Es la energia depositada por la radiacidn ionizante en la materia. La dosis absorbida D se define como el cociente dE entre dm, donde dE es la energia promedio depositada por la radiacidn ionizante en una masa dm. La unidad de dosis absorbida es el joule por kilogramo (Jkg).

Kerma. Ya que los neutrones depositan su energia en el medio en dos pasos, es decir produciendo particulas cargadas, las cuales a su vez depositan su energia ionizando, se define la cantidad llamada KERMA (kinetic energy released per unit mass) como el cociente entre dE„ y dm, siendo dEv la suma de las energias cindticas iniciales de todas las particulas ionizantes cargadas liberadas por particulas ionizantes no cargadas en un material de masa dm

K = dElr/dm unidad J Kg"1

El nombre especffico de la unidad de dosis absorbida es el gray (Gy). (Aunque el gray es sindnimo de joule por kilogramo, debe utilizarse unicamente en relacidn con la dosis absorbida, el kerma y la energia impartida).

En los casos donde existe equilibrio de particulas cargadas y la perdida por bremsstrahlung es despreciable, el Kerma es aproximadamente igual a la dosis absorbida en ese punto.

Dosis equivalente. El efecto bioldgico de la radiacidn absorbida est£ considerado en la cantidad llamada dosis equivalente H definida como el producto de H = DQN en el punto de interes de un tejido, siendo D la dosis absorbida, Q el factor de calidad y N el producto de tod os los demas factores modificativos especificados por la CIPR.

1 rem = 10"2 Sv = 102 J/Kg

Con fines de proteccion radioldgica, se ban evaluado los flujos monoenergdticos de

33

neutrones que causarfan una dosis maxima equivalente de 2.5 mrem/hr. En la tabla 4(2) se presenta una relacidn de once energias de neutrones y la densidad del flujo respectiva que causaria esa dosis maxima.

Transferencia lineal de energia, LET. LET son las siglas de "linear energy transfer", estd definido como la energia "impartida localmente" dEL en un medio por una particula cargada de una energia especifica, al cruzar una distancia dL del material. El tdrmino "impartida localmente" es ambiguo, por lo tanto, la ICRU recomienda que se considere toda la energia impartida, no importando el alcance de los rayos ft producidos; de esta forma, el LET asi calculado, llamado Lu, serd numdricamente igual al valor del "poder de frenado". Para el caso de los neutrones, el LET es el asociado a las particulas cargadas producidas en las reacciones nucleares.

Factor de calidad Q. El factor de calidad Q, es una cantidad asociada al dano que puede causar la radiacidn en el tejido humane; este dano estd relacionado con la pdrdida de energia transferida al medio por unidad de longitud, LET. En la tabla 5 se presenta el factor de calidad para diferentes tipos de radiacidn; en esta tabla se puede observar como el valor de Q aumenta conforme aumenta el poder de ionizacidn de la radiacidn.

El factor de calidad para neutrones varia significativamente con la energia del neutrdn. En la figura 2 se muestran los valores(8) de Q para la dosis en piel debida a las particulas cargadas producidas por la primera colision de neutrones monoenergdticos.

Tabla 4.

34

Intervalos de energias y densidades de flujo respectivos de neutrones que producen la dosis maxima de 2.5 mrem/h o 0.025 mSv/h.

ENERGIA(MeV)

FLUJO(n/cm2s)

0.0001 6700.005 5000.02 2800.1 800.5 301.0 182.5 205.0 187.5 1710 1710 a 30 10

Tabla 5. Factor de calidad Q para diferentes tipos de radiacidn.

EXPOSICION EXTERNA EXPOSICION INTERNA

RADIACION Q RADIACION Qx y y l x y y lP (excepto muy bajas P + y P", electrones

energias) 1 E > 0.03 MeV lneutrones 0.0001 MeV 2 E < 0.03 MeV 1.7neutrones 0.005 MeV 2.5 Particulas a 10protones, neutrones de Otras particulasotras energias y partfcu- las cargadas 20

cargadas pesadas 20

TTTTj-------1 'I" I I 11 Hj-------1 I I I 11M| 11 —1I I I' ITI'I|r i 11 mj

i 11 Mill

ENERGIA DEL NEUTRON eV

Figure 2. Factores de calidad pare la dosis en piel de partfculas cargadas, producidas por la primera colisidn de neutrones monoenerg6ticos.

V4u~i

REFERENCES

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8. Cross W. G. and Ing H., Quality Factors for Monoenergetic Neutrons, Radiation Research 99, 1-19(1984).

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Capi'tulo 2

PRINCIPIOS DE DETECCION DE DETECTORES SOLIDOS

DE TRAZAS NUCLEARES

Los detectores sdlidos de trazas nucleares (DSTN) son materiales dieldctricos que al ser expuestos a la radiacidn de particulas cargadas pesadas, sufren danos a nivel atdmico

y molecular. Las dimensiones de estos danos son del orden de decenas de angstroms, pero

mediante un grabado quimico pueden ser agrandados hasta obtener tamanos del orden de

micras. Con estas dimensiones el dano o traza puede ser observado y analizado con un

microscopic dptico.

2.1 DETECTORES SOLIDOS DE TRAZAS NUCLEARES

Los danos causados por particulas cargadas pesadas en los materiales orgdnicos se

producen por rompimientos de las cadenas moleculares dando lugar a la formacidn de radicales libres(l).

Estos danos se pueden caracterizar por las dimensiones de las trazas y las

propiedades de registro de los diferentes materiales detectores. Una de estas propiedades es la sensibilidad relativaC) de los materiales que se define como la capacidad del material

para registrar los efectos del paso de las particulas cargadas. En la tabla 1 se presentan algunos materiales que se usan para detectar diferentes iones pesados.

La formacidn de la traza esta relacionada con la pdrdida de energia y la ionizacidn

primaria. En la figura 1 se presenta una grdfica de la ionizacidn primaria como funcion de

la energia por nucledn y de la velocidad p=v/c para diferentes materiales. Las lfneas punteadas horizontales son el valor umbral o valor critico de la ionizacidn primaria para cada material.

38

Tabla 1 Materiales que se usan como detectores sdlidos de trazas.

DETECTOR COMPOSICION ATOMICA ION

Materiales inorgdnicos

Zircdn ZrSi04 56 Fe 100 MeV

Cuarzo Si02 56 Ar 100 MeV

Mica KAl3Si3Ol0(OH)2 “Ne 2 MeV

Vidrio Si02 "Ar 16 MeV

Materiales orgdnicos

Polietileno ch2 fragmentos de fisidnPoliamida c„h4o4n2 160 16 MeVPolipropileno ch2 4He1MeVNitrato de celulosa c6h8o9n2 ‘H 0.55 MeV

CR39 (dietil glicol

bisalil carbonato) c,2Hi8o6 ‘H 30 keV

El tamafio del dano o traza latente se puede aumentar por medio de un grabado

quimico. El grabado consiste en sumergir el detector en una solucidn alcalina o dcida a

cierta temperatura. El tipo de solucidn, concentracidn, temperatura y tiempo de grabado se selecciona de acuerdo al tipo de detector y al tipo de radiacidn a detectar.

Lo que sucede al grabar qui'micamente es que la veloddad de reaccidn a lo largo de la traza latente (VJ es mayor que la velocidad de reaccidn en el resto del material (Vg),

esto hace que a traves del detector se formen pequenos conos con didmetros hasta de unas

cuantas micras que pueden observarse al microscopio dptico. A las trazas latentes ya grabadas se le llama trazas.

ION

IZA

CIO

N PR

IMA

RIA

(UN

IDA

DES

ARB

ITR

AR

IAS)

39

ENERGIA/NUCLEON (MeV)0.52 5 10 20 200 300 500 1000 2000

___WNERALiS_PLMS%OR!TSS___]

CRON AR. _

NIXON \BALDWINX^.L£E-k__\N\Af

Kf ‘

----------------11'TCE.k,___

0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 1.0VELOCIDAD p * y/c

Figura 1. Ionizacidn primaria en funcidn de su energfa por nucledn y de la velocidad p=v/c. Las Irneas horizontales corresponden a los umbrales de deteccidn de diferentes detectores.

40

Entre las ventajas que presentan los DSTN estdn:

a) Algunos de los materiales que se usan como detectores son pMsticos de fdcil fabricacidn. Otros son materiales que se encuentran en la naturaleza como vidrios

volcdnicos, micas y minerales.

b) Son de bajo costo

c) Se pueden fabricar de diversos tamanos.

d) Retienen la informacidn por mucho tiempo; las alias temperaturas en algunos detectores borran la informacidn.

e) Cada detector tiene diferente umbral de deteccidn; esto permite usarlos para discriminacidn energdtica.

0 No requieren de electrdnica asociada durante la medicidn.

Entre sus aplicaciones se encuentran:

Fechado por trazas de fisidn, con aplicacidn en geocronologia, geotermia(3),

exploracion petrolera e historia tdrmica14’

Registro e identificacidn de rayos cosmicos(5)

Fabricacidn de microporos, con aplicacidn a membranas y filtros.

Deteccidn de bajas dosis ambientales de radon.Deteccidn de dosis altas(6,de e y y

Dosimetrfa ambiental y personal de alfas y neutrones.

2.2 PRINCIPIOS DE DETECCIDN

En los detectores pldsticos al igual que en otros materiales, al interaccionar la

partfcula cargada pesada con el solido, se producen dos tipos de ionizacidn; primaria debida a la interaccidn coulombiana de la radiacidn con electrones de los atomos y secundaria debida a la ionizacidn y excitacidn producida por los rayos delta. La ionizacidn

y excitacidn dan origen a la ruptura de las cadenas largas del poh'mero, dando lugar a la

formacidn de radicales lib res y a reacciones de iones moleculares17 9).

41

La interaccidn de neutrones con los nucleos atdmicos de la materia, es a travds de

dispersiones eldsticas e ineldsticas. La probabilidad de que estas dispersiones ocurran, depende tanto de la energfa del neutrdn incidente como de la carga y masa del nucleo. La

energfa total involucrada en la colisidn es la suma de la energfa del neutrdn y la Q de la reaccidn involucrada. Esta energfa impartida a los iones positivos dispersados es empleada

por dstos en producir ionizacion en la materia. For lo tanto, la deteccidn de neutrones se

logra por el registro de estos procesos indirectos de ionizacidn. Si la seccion eficaz de

interaccidn y la energfa total son conocidas, es posible relacionar la cantidad de carga

producida por la ionizacidn con el flujo de neutrones.

El neutrdn, al carecer de carga, posee una trayectoria libre media muy grande, ya

que la pdrdida de energfa de dste se debe totalmente a colisiones con nucleos de la materia.

La deteccidn de neutrones por medio de DSTN se basa en el registro de las

partfculas ionizantes producto de la interaccidn del neutrdn con los nucleos de los atomos estructurales del detector.

Para incrementar la eficiencia de deteccidn se colocan sobre los DSTN materiales que tengan una alta seccidn eficaz para la reaccidn (n, partfcula cargadas) y las partfculas

producidas en el reaccidn son registradas en el detector. A estos materiales se les llama irradiadores o convertidores.

Los materiales irradiadores se depositan en el detector o se unen externamente para

aumentar el numero de partfculas secundarias o para generarlas en los intervales de energfa en que el detector plastico no lo puede hacer.

La figura 2 muestra los mecanismos de registro de neutrones en un DSTN. La

mayorfa de los detectores pldsticos contienen como elementos estructurales: hidrdgeno, carbon, oxfgeno y nitrdgeno. Estos son elementos con los cuales el neutrdn puede

interactuar produciendo reacciones como las que aparecen en los casos a, b y c; en la parte

de abajo del esquema se indica la regidn de energfa del neutrdn para la cual la reaccidn

puede ser producida y registrada como traza.

RAP I DOS TERMICOS TERMICOS TERMICOS RAP I DOS

RAP I DOS

Figura 2. Mecanismos de deteccidn de neutrones con DSTN.

43

En los dos primeros casos , el registro es por retrocesos (n,R) con los componentes

de un detector pldstico, siendo R nucleos de C, O, N o H(10): en los siguientes cuatro casos,

el neutrdn produce una reaccidn nuclear, ya sea en el interior del pldstico C(n,n')3a o en un material irradiador colocado sobre la superficie de dste como B(n,a)7Li, 6Li(n,a)T,

(n,0-

Los detectores y los irradiadores se seleccionan dependiendo del espectro de energia

de los neutrones a detectar, estableciendo la cinemdtica de las reacciones y determinando

la energia y el alcance de las particulas ionizantes producidas en el material detector.

2.3 REACCIONES NUCLEARES PARA LA DETECCION DE NEUTRONES

Como ya se menciond los principales componentes de los detectores plasticos son: H, C, N y O, los procesos mas probables son las siguientes:

Dispersidn eldstica. Las secciones eficaces de dispersidn elSstica para el H, C y O se

muestran en la figura 3. La energia transferida al nucleo de retroceso por el neutrdn esta dada por:

£n = £ 4MR mn(MR*mn)2

cos26

donde 9 es el dngulo entre la direccion del nucleo de retroceso R y la direccidn del neutrdn incidente.

En la tabla 2 se presenta la energia maxima transferida en una dispersidn eldstica

con neutrones para 0 = 0°. Se observa cdmo la energia maxima transferida disminuye al

aumentar la masa del nucleo de retroceso, teniendo como maxima transference al nucleo

de hidrdgeno. El ingulo de salida del hidrdgeno de retroceso tiene un intervalo entre 0 y n/4 y para los otros elementos N, O y C el dngulo est£ entre 0 y n/2.

44

Tabla 2. Fraccidn de la m&dma energfa transferida en una dispersidn eldstica con neutrones para 8 = 0°<U).

Nucleo bianco masa (Et/En)max

H' 1 12H 2 8/9 = .893He 3 3/4 = .75

4He 4 16/25 = .6412C 12 48/169 = .284

16o 16 64/289 = .221

Tabla 3 Valores de Q para algunas reacciones nucleares con neutrones y mdxima energfa de la partfcula saliente para neutrones con 7 MeV(,1)

Reaccidn Q (MeV) EU, para En = 7 MeV

l2C(n,a)9B - 5.7 1.2814N(n,p)l4C 0.63 7.6214N(n,T)12C - 4.01 2.9814N(n,a)"B -0.16 6.3160(n,p),6N -9.63 -

160(n,D)l5N -9.9 -

,60(n,a)l3C -2.21 4.54

SECCON TOTAL BARNSIOOO

> » « I ll|> I I I M 11--- ►O.OOOI

ENERG1A DEL NEUTRON En (MeV)

Figura 3. Secciones eficaces eldsticas del O, C, H y B para neutrones(1S).

4b

Para la energia del neutrdn manor de 14 MeV. la dispersidn se considera

isotrdpica(ll).

Reaccidn nuclear. Las secciones eficaces del N, O y C para las reacciones nucleares del tipo (n,a), (n,p) y (n,T) son importantes para neutrones con energi'as mayores a 2 MeV.

En la figura 4 se presentan las secciones eficaces del C, O y N para la reaccidn (n,a).

En la tabla 3 se presenta el valor Q para algunas reacciones del C, N y O y la

energia maxima de la particula ionizante producto de la reaccidn para neutrones con energia de 7 MeV.

Captura de neutrones. Para neutrones de bajas energi'as, se producen reacciones de captura con el 1 H(n,y)2H y con el l4N(n,p)14C.

Entre los elementos que se utilizan como irradi adores para los DSTN estdn el By

Li, los cuales tienen una alta seccidn eficaz para la reaccidn (n,a) para neutrones tdrmicos.

Como la Q de las reacciones es positiva, la particula a emitida tiene la energia suficiente

para dejar una traza en el plastico detector. En la figura 5 se observa como ambas secciones decrecen al aumentar la energia del neutrdn.

Como los irradiadores hidrogenados producen protones de retroceso se colocan

junto a detectores que son capaces de registrarlos como trazas.

47

,2cm, on

Q =-5.704 MeV

200 ■

Q=-2. 22 MeV

300 .16 MeV200

ENERGIA DEL NEUTRON En MeV

Figure 4. Secciones eficaces del C, O y N para la reaccidn nuclear (n,a)(1$).

barns

B(n,oc)

10' \0C 10° 10* I09 10° IOf

ENERGIA DEL NEUTRON En (eV)

Figure 5. Secciones eficaces del Li y B pare la reaccidn (n,a)(l2).

49

2.4 METODOS DE EVALUACION

Como ya se menciono una forma de obtener medidas cuantitativas de la radiacidn en estos detectores es agrandar los danos originales por el mdtodo de grabado quimico, con el cual se obtienen dimensiones del dano visibles al microscopio dptico.

Para cuantificar la densidad de trazas se ban desarrollado diversas tdcnicas, desde

el conteo dptico al microscopio, el cual requiere de mucho tiempo, hasta conteos

automdticos con un contador de chispa. Otro mdtodo desarrollado es el grabado electroqufmico, que amplified las dimensiones de las trazas mds que el grabado quimico, facilitando la identificacion y el conteo de las mismas.

Finalmente el mdtodo que requiere de menor tiempo y con resultados mds precisos

es mediante un analizador de imagenes, estos instruments constan de un microscopio y una computadora interconectados entre si. Esto permite cuantificar las trazas automaticamente y realizar el analisis de los resultados en tiempos muy cortos.

Contador de chispa

El contador de chispa'l3) es un instrument que cuantifica las trazas de forma

automatical se utiliza para detectores pldsticos delgados con espesores entre 5 y 10 micras. Esta tdcnica cuantifica sdlamente las trazas que despuds del grabado quimico ban perforado

totalmente el detector o estdn a punt de abrirse.

El contador de chispa consta de una fuente de voltaje con dos electrodes y funciona de la siguiente forma. Entre los electrodes se coloca el detector y un pldstico aluminizado

y al aplicar el voltaje se producen rompimientos del aire confinado en las trazas abiertas, registrdndose como pulsos en el sistema.

50

Grabado electroquimico

El grabado electroquimico'14) es una tecnica de grabado que amplifica el dano,

formando una especie de arbol en la punta de la traza.

Mediante el grabado electroquimico las trazas alcanzan dimensiones de cientos de micras. Este grabado consiste en aplicar un campo eldctrico a un detector donde haya

trazas con forma de conos, las lineas de campo se concentran en la punta del cono de las

trazas hasta ocasionar rompimientos internes en el material.

Si ademis el campo eldctrico es oscilante, se producen microrompimientos adicionales en los ya existentes ocasionando un dano sobre un volumen considerable alrededor de la traza. Para que se produzcan rompimientos, el radio en la punta de la traza

al aplicar el campo eldctrico debe aproximarse a cero.

Cuando se introduce el detector en una solucidn grabante al mismo tiempo que se aplica el campo eldctrico oscilante, la solucion penetra por la grietas al producirse el rompimiento, disolviendo el material y agrandando el dano. Formdndose asi, una especie

de arbolamientos que alcanzan dimensiones superiores a las de las trazas grabadas

qufmicamente.

51

BIBLIOGRAFIA

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in Radioprotection, Environmental Radioactivity and Earth Sciencies, ICTP,

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Mexico, Marzo (1990).

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15. L. Tavera, Calibracidn y conteo automdtico de un doslmetro de neutrones., Tesis

de Maestrfa en Fisica de Radiaciones y Proteccidn Radioldgica, UNAM (1991).

53

Capitulo 3

DETERMINACION DE DISTRIBUCION DE FLUJOS DE NEUTRONES EN UNREACTOR DE INVESTIGACION

En el Centro Nuclear de Mexico se localiza el Reactor TR1GA Mark III; es

importante conocer las caracterfsticas del flujo de neutrones en los puertos de haces de este

reactor, ya que en estas instalaciones se realizan diversas actividades de investigacidn tales

como anilisis por activacidn, irradiaciones de materiales bioldgicos, neutrograffas, anilisis

de ruido neutrdnico, etc..

En este capitulo se presenta un mdtodo para medir la distribucidn del flujo dentro de cada puerto de haces, usando liminas de activacidn junto a detectores plisticos llamados

CR39, cubiertos con convertidores de borato de litio.

El anilisis por activacidn es un mdtodo calibrado para calcular flujos neutrdnicos

en forma puntual; es un metodo discrete ya que solo se tiene la medida en el punto donde

se eoloed la lamina. Con un detector solido de trazas nucleares se pueden realizar mediciones continuas sobre toda una area. A1 relacionar el flujo medido en la limina de

activacidn con la densidad dptica del DSTN se puede tener un mapeo continue del flujo

neutrdnico en cada puerto de haces.

3.1 EL REACTOR TRIGA MARK III

El reactor nuclear es una instalacidn en la que se establece una reaccidn de fisidn

nuclear en forma autosostenida. Los reactores estan formados bisicamente por: el material

fisionable o combustible tal como uranio o plutonio; el material moderador (excepto en los

reactores rapidos) que se utiliza para frenar los neutrones; ademis contienen un material reflector con el fir de minimizar fugas de neutrones del sistema, un sistema de

refrigeracidn para conducir el calor generado por la reaccidn de fisidn y tambidn poseen

54

sistemas de medicidn y control. El tdrmino reactor se aplica sdlamente a sistemas donde

la reaccidn de fisidn ocurre en forma controlada.

Los reactores pueden clasificarse de acuerdo a sus caracterfsticas. For el arreglo de

su nucleo se dividen en homogdneos y heterogdneos; por la energfa de los neutrones, se

clasifican en rdpidos, intermedios y tdrmicos; por su uso se les considera: de potencia,

crfa, conversidn y de investigacidn.

Los reactores de potencia tienen como finalidad generar energfa eldctrica,

convirtiendo el calor generado en el nucleo, en alguna forma de trabajo mecinico- eldctrico. Los reactores de investigacidn, se utilizan primordialmente como una fiiente muy

intensa de neutrones y produccidn de radioisdtopos, anilisis por activacidn, neutrograffas, etc.

3.1.1 Principales caracterfsticas del Reactor TRIGA Mark III

El Reactor TRIGA Mark Hi(l’2), que se encuentra instalado en el Centro Nuclear de

Mdxico, es un reactor de investigacidn tipo piscina con nucleo mdvil, enfriado y moderado con agua ligera. La potencia maxima que genera el reactor en estado estacionario, es de

1 MW y tiene la capacidad de poderse pulsar con pulsos hasta una potencia maxima

nominal de 2000 MW durante aproximadamente 10 ms.

El nucleo del reactor es la parte principal, ya que es el lugar donde se realiza la

reaccidn de fisidn en cadena, y consiste en un arreglo cilfndrico de 85 elementos

combustible-moderador, 4 barras de control y 34 elementos de grafito, todo sumergido en

la piscina del reactor.

Los componentes del nucleo estdn contenidos en una estructura soporte de aluminio,

que ubica y soporta los componentes; la mencionada estructura estd compuesta por una

coraza cilfndrica, con un par de placas paralelas (superior e inferior), que tienen una sene

de 126 perforaciones arregladas en forma de 6 anillos concdntricos.

55

Los elementos combustible-moderador, estiln formados por una mezcla homogenea de hidruro de circonio y uranio U-ZrH. El contenido de uranio en la mezcla es de 8.5% en peso (38 g de 235-U, con un enriquecimiento del 70% para el combustible tipo FLIP).

La mezcla combustible-moderador esti contenida en un tubo de acero inoxidable de 72 cm

de largo y 3.73 cm de diimetro.

Para ajustar el nivel de potencia del reactor, se utilizan las barras de control, las

cuales consisten de un contenedor cilmdrico de acero inoxidable de aproximadamente 1 m de largo y 3.5 cm de didmetro, que contiene en su interior una mezcla absorbedora de

neutrones (grafito con carburo de boro). Cada barra de control posee un mecanismo, con

el cual se inserta o extrae del nucleo, controlando asf la potencia.

Los elementos de grafito, son similares a los elementos combustibles, con la

diferencia de que estdn llenos de grafito y el contenedor cilfndrico es de aluminio. Estos

elementos de grafito ocupan la regidn externa del nucleo y sirven como reflectores de

neutrones.

En el nucleo del Reactor TRIG A, existen dos tipos de moderadores; uno es el ZrH,

que se encuentra mezclado con el uranio en los elementos combustibles, y el otro; es el

agua en la cual estd inmerso el nucleo. Esta agua tambien se utiliza como reflector y

refrigerante.

El reactor posee un sistema de enfriamiento constituido por un circuito primario y

un circuito secundario. El primero, hace recircular el agua de la piscina a traves de un intercambiador de calor, para asf extraer el calor generado en el nucleo. Con el objeto de

mantener el agua de la piscina libre de impurezas que pudieran inducir corrosion,

formation de depdsitos o activacidn de impurezas, el circuito primario tiene una derivacidn

hacia un sistema de tratamiento de agua que estd compuesto por 3 filtros de fibra y una

unidad desmineralizadora, que consiste en un lecho mixto de resinas.

La instrumeniacidn del reactor sirve para controlar, indicar y registrar el nivel de

potencia con sus razones de cambio. La medicidn de la potencia se realiza por medio de

56

4 c^maras de ionizacidn (2 compensadas, una sin compensar y una de fisidn), las cuales

proporcionan senates a la consola, que indican en los diferentes canales de medicidn

(lineal, logarftmico, por ciento de potencia y el canal de arranque).

La piscina del reactor consiste de una tina de aluminio con espesores de 6.3 mm a 19 mm y sus dimensiones son: 7.6 m de largo, 7.6 m de profundidad por 3 de ancho en

la parte central. La piscina y las instalaciones estin rodeadas por una estructura de blindaje de concrete pesado con una densidad de 2.6 g/cm3.

El reactor se puede operar a diversas potencias, en tres modes de operacidn:

A.- Estado estacionario: Se usa para generar una potencia constante de operacidn. Existen dos formas de operacidn en este modo: Manual y Automdtica. Pudidndose operar el reactor

a cualquier nivel de potencia desde 1 MW, en cualquiera de las dos formas.

B - Modo onda cuadrada: Este modo, se utiliza para subir rdpidamente la potencia hasta el nivel deseado, formando asf una onda cuadrada de potencia. Las ondas cuadradas se

pueden ejecutar entre potencias de 10 KW a 1 MW.

c.- Modo pulso: Este tipo de operacidn, se utiliza para producir pulsos de potencia de corta

duracion (10 ms), hasta una potencia maxima nominal de 2000 MW.

3.2 INSTALACIONES DE IRRADIACION.

El Reactor TRIGA fue disehado para la investigacidn bdsica y tecnoldgica, para la

ensenanza y el entrenamiento de personal, para la irradiacidn de materiales y la produccidn

de radioisdtopos. Estas caracterfsticas dan lugar a su nombre TRIGA, la T de Training (entrenamiento), la R de Research (investigacidn), la I de Isotope production (produccidn de isdtopos), la GA de General Atomic (compama fabricante del reactor). Dadas sus

caracterfsticas de diseho, el reactor es inherentemente seguro y posee una gran versatilidad

para efectuar los objetivos a que esti destinado.

57

Para cumplir con su principal objetivo que es el de poder realizar irradiaciones con

diferentes caracterfsticas, el reactor cuenta con la siguientes instalaciones de irradiacidn:

1. Instalaciones en el nucleo.

1.1 Dedal central (DC), es un tubo lleno de agua con un didmetro interior de 3.35 cm, colocado en el centro del nucleo. Se utiliza para la irradiacidn de muestras

encapsuladas en la region de mayor flujo del rector, donde el flujo de neutrones tdrmicos es de 3.26 x 1013 n/cm2-s, y el flujo de neutrones epitdrmicos de 3.1 x 1013

n/cm2-s. Para irradiar muestras con di&metro hasta de 11 cm, es posible retirar un

hexdgono de la placa superior en la parte central del nucleo. Tambidn existen dos secciones triangulares, que se pueden retirar para insertar muestras con diametros

hasta de 6 cm.

1.2 Sistema rotatorio para la irradiacidn de cdpsulas (SIRCA), es una instalacidn de aluminio a prueba de agua con forma de toroide, que gira alrededor del nucleo con el objeto de proporcionar una irradiacidn mis uniforme a todas las muestras. Esta

instalacidn tiene capacidad y un contenedor sencillo de cipsulas, donde se

introducen las muestras a irradiar. Los flujos promedio que se tienen en el SIRCA

son: de 9.9 x 1012 n/cm2-s, y de 4.1 x 1012 n/cm2-s.

1.3 Sistema fijo para la irradiacidn de capsulas (S1FCA), es un soporte semicircular de

aluminio con 15 compartimientos para alojar contenedores de capsulas con las

muestras a ser irradiadas. Este sistema es muy util para realizar irradiaciones en

condiciones donde no se puede utilizar el SIRCA. El flujo en esta instalacidn es

similar al del SIRCA.

1.4 Sistema neumitico para la irradiacidn de cipsulas SINCA, esta instalacidn permite hacer irradiaciones en el nucleo, enviando las muestras encapsuladas desde la

terminal de uno de los tres laboratories aledanos al reactor. Este sistema es muy util

para realizar irradiaciones muy cortas o para la determinacidn de radioisdtopos de vida media muy corta. Los flujos en esta instalacidn son de 1.3 x 1013 n/cm2-s y de

58

4.3 x 1012 n/cm2-s.

1.5 Tubo seco (TS), es un tubo de aluminio con diimetro de 3.8 cm, colocado en una

posicidn del anillo mis exterior del nucleo, en el cual se pueden realizar

irradiaciones en seco de muestras encapsuladas con flujos similares a los de SINCA.

Esta instalacidn se usa para hacer irradiaciones de tiempos mis largos (mayores de

15 min.) que los permitidos en SINCA.

2. Instalaciones fuera del nucleo.

2.1 Cuarto de exposicidn (CE), (ver figura 1) esta instalacidn, es un cuarto que esti

situado en el extreme sur de la piscina. Sus dimensiones son: 2.7 m de altura, 3 m de ancho y 3.6 m de largo; en el cual se puede irradiar objetos de gran tamano, para realizar experimentos con muestras o equipos muy voluminosos. Una seccidn

semicircular de la piscina, se proyecta dentro del cuarto de exposicidn, permitiendo que una gran cantidad de radiacidn del nucleo pase hacia el interior del cuarto de

exposicidn. Una puerta de concrete escalonada y montada sobre rieles, que se

desplaza por medio de un motor eldctrico, permite el acceso a esta instalacidn. En

los muros sur y oriente del cuarto existen ductos escalonados que permiten

introducir al cuarto a travds de cables o mangueras, ciertos servicios requeridos

para la realizacidn de algunos experimentos, como son: agua, electricidad, aire comprimido, gas, etc. Los flujos promedio en esta instalacidn son: de 6.2 x 10"

n/cm2-s y de 2.0 x 1012 n/cm2-s.

2.2 Columna tdrmica (CT), se encuentra situada en el extreme de la piscina opuesto al

CE, esti formada por: Columna Tdrmica Horizontal y Columna Tdrmica Vertical.

La columna tdrmica horizontal, es un paralelepipedo de aluminio relleno de grafito,

que se extiende desde la periferia del nucleo a travds de una puerta de concrete

similar a la del CE, solamente que de dimensiones mis pequehas. Dentro de esta instalacidn existe un espacio vaefo (Hohlraum) de 90 cm por 91 cm por 100 cm,

que sirve para irradiar muestras y reflejar el flujo de neutrones hacia la columna

tdrmica vertical. Existen dos tubes en direcciones opuestas con diimetros de 15 cm,

59

6 INPUERTOS RADIALESCOLUMNA TERMICA

SISTEMA ROTATORIO

ALBERCA DEL REACTOR (2SX10125 FT j / CUARTO DE EXPOSICION

^(!X»I12 FT)

NUCLEO

COLUMNA TERMICAHOHLRAUM

BINPUERTOS TANGENCIAL

Figure 1. Instalaciones de irradiacidn en el Reactor TRIGA Mark III. Existen ocho tubos de haces, cuatro radiates y cuatro tangenciales.

que atraviesan el blindaje y dan acceso a la cavidad.

La columna tdrmica vertical, se encuentra localizada en la parte superior del

Hohlraum, y es un cubo de grafito de 90 cm por lado, su acceso se logra a travds

de una tapdn escalonado de concrete. Debido a que ambas columnas estin llenas de

grafito, las irradiaciones en estas instalaciones serin unicamente con neutrones tdrmicos, el flujo tdrmico promedio en esta instalacidn es de 5.0 x 107 m/cm2-s.

2.3 Tubos de haces, en el extreme de la piscina donde se encuentra la CT, existen 4

tubes radiales y 4 tubos de haces tangenciales, que atraviesan el blindaje del reactor

extendidndose desde la periferia del nucleo hasta la parte exterior del blindaje; los

tubos se usan para poder obtener en la parte externa del blindaje, haces de

neutrones y radiacidn gamma, que se pueden utilizar para realizar una gran variedad

de experimentos, tales como: difraccidn y espectrometrfa de neutrones, neutrografias, etc. Los tubos radiales tienen un diimetro de 15 cm, mientras que en

los tangenciales, el diimetro es de 20 cm. Cuando estos tubos no se estin usando,

se encuentran tapados con tres tapones cada uno, el tapdn mis circular es de grafito,

el segundo de acero y el mis exterior es de madera, con lo cual, se logra un blindaje bastante eficiente que permite al personal laborar en las inmediaciones de

las salidas de estos tubos, sin ningun riesgo radioldgico. El orden de magnitud de los flujos en la salida de los tubos radiales esti entre 10* m/cm2-s y 106 m/cm2-s.

3.3 DETERMINACION DE DISTRIBUCION DE FLUJOS

Para obtener la distribucidn del flujo de neutrones en los puertos de haces del

reactor, se desarrolld un mdtodo, combinando dos tdcnicas: la tdcnica de activacidn y la de trazas nucleares.

Las liminas de activacidn es un mdtodo para calcular flujos neutrdnicos en forma puntual(3). Es un mdtodo discrete ya que sdlo se tiene la medida en el punto donde se

coloco la limina, mientras que con un detector sdlido de trazas nucleares se pueden

realizar mediciones continuas sobre toda un irea. Al relacionar el flujo medido en la

61

Mmina de activacidn con la densidad dptica del DSTN se puede tener una mapeo continue

del flujo neutrdnico en cada puerto de haces.

3.3.1 Procedimiento Experimental y Resultados.

Para determinar el flujo de neutrones se realizaron dos tipos de mediciones.

Primero se eoloed en la salida de un puerto de haces tangencial, un detector llamado

CR39 de dimensiones tales que cubria toda el irea del tubo de haces y se irradid. Para la

irradiacidn el reactor se operd a una potencia de 1 MW durante 10 minutos.

El detector es un rectangulo que mide 25 cm de largo por 20 de ancho y 600 /im de espesor. Los puertos tangenciales tienen un diametro de 8" en la parte interna y de 10" a

la salida.

El CR39 irradiado fue grabado qui'micamente(4) en una solucidn de 25% de NaOH

a 70°C. Como los neutrones que incidieron en la limina tienen diferentes energias es

necesario encontrar el tiempo dptimo de grabado hasta que aparezea el mayor numero de trazas y la densidad dptica en la zona irradiada presente un buen contraste con el resto del

detector. Por ello la lamina se grabd en varies pasos.

El detector CR39 es un plastico transparente y conforme aumenta la cantidad de trazas se vuelve opaco. Para evaluar la variacidn de la densidad dptica de la lamina

irradiada y grabada se utilize un densitdmetro. Un densitdmetro es un instrumento que asigna un valor, dependiendo de la cantidad de luz que pasa a travds de un objeto, al valor

asignado se le llama densidad dptica. Cuando pasa toda la luz asigna el cero y cuando no

pasa luz asigna el valor de uno.

Toda la muestra fue mapeada con objeto de observar la variacidn en la distribucion

del flujo neutrdnico en el detector151. Las densidades dpticas obtenidas se alimentaron al

paquete de compute "SURFER,,(6) para obtener el perfil del flujo de neutrones en el puerto

de haces.

Para la segunda parte del experimento se colocaron cuatro Idminas de activacidn de

oro distribuidas en el drea de tubo de haces y se irradiaron en las mismas condiciones que el CR39. Para introducir las Idminas de activacidn en el puerto de haces, se construyd un

arreglo de aluminio, las muestras se colocaron en una hoja de papel circular de tal manera

que guarden una geometria en el arreglo. Estas hojas circulares se montaron en el arreglo

de aluminio y se introdujeron en el puerto de haces.

La medicidn de los flujos neutrdnicos con Idminas de activacidn consiste(7) en activar

muestras por medio de reacciones (n,y); en este caso se usaron Idminas de 197Au (oro-197)

o Al-Au(l %) (aluminio combinado con oro-197 en 1 % de oro).

Despuds de irradiar las muestras se analizaron en un sistema multi canal, detector y equipo asociado para espectrometrfa gamma. Con los resultados obtenidos de la medicidn

de las laminillas tales como: drea bajo la curva, tiempo de conteo, eficiencia del detector,

tiempo de irradiacidn, periodo del reactor y peso de la ldmina, se genera un archive de

datos que alimenta al programa de edmputo CAFLU(8) versidn para computadora personal.

Este programa procesa los datos arriba mencionados y realiza ajustes, para dar como resultado el flujo de neutrones.

En la figura 2 se muestra la forma y dimensiones del detector CR39 y de la zona

irradiada, asi como los lugares en donde se colocaron las Idminas de activacidn y el cfrculo

sobre el que se maped la densidad dptica.

La figura 3 muestra las cuatro fluencias puntuales medidas mediante Idminas de activacidn y la curva obtenida al medir dpticamente la densidad en las mismas posiciones.

Es posible observar que la curva sigue la misma tendencia que las medidas de las fluencias

obtenidas en la ldmina de activacidn. De esta forma se puede establecer una relacidn entre

la densidad dptica registrada en el detector CR39 y el flujo neutrdnico existente.

Mediante el "SURFER" se obtuvo el perfil de flujos en dos y tres dimensiones. En

la figura 4 se muestran las curvas de isovalores del flujo registrado en la ldmina. Se

observa en la parte central de la ldmina que la densidad dptica es casi homogdnea a

63

excepcidn de 3 puntos en la parte derecha y un punto en la parte izquierda. En las orillas

de la ldmina la densidad dptica disminuye y las curvas se deforman de tal manera que se forma un cfrculo, que es precisamente la forma del puerto en el que se irradid.

En la figura 5 se muestra la densidad dptica en una superficie de relieve, se observa cdmo disminuye la densidad dptica en las orillas y cdmo es casi constante en la zona irradiada. Existe un punto en la parte central en el que aumenta considerablemente y 3

puntos en los que disminuye.

De esto se puede deducir que el flujo neutrdnico no es homogdneo en toda el Area

del puerto de haces mapeado, ya que existen cuatro puntos en los que se observan variaciones, pudidndose considerar constante en una gran zona, la cual mediante este

mdtodo esta perfectamente localizado.

El mdtodo desarrollado es optimo para la medicidn de flujos neutronicos ya que se

tiene un mapeo continuo del flujo neutrdnico.

64

CIRCULO MAPEADO

Figure 2. Forma del detector CR39 irradiado. El cfrculo exterior representa la zona irradiada y sobre el cfrculo interior se mapeo la densidad dptica. Los cfrculos pequenos corresponden a los lugares en donde se colocaron las ldminas de activacidn.

FLU

ENC

1A N

EUTR

ON

ICA

(x 10*

n/cm

105

0.08

Fluencia Neutrdnica • Densidad Optica

I

0.06

0.04

0.02

90 180 270 360

ANGULO (GRADOS)

Figure 3. Reiacidn entre la fluencia neutrdnica medida en las Idminas de activacidn y la densidad dptica medida en el detector CR39.

DEN

SIDA

D OPTIC

A RELA

TEVA

DIS

TAN

CIA

( CM

)

66

DISTANCIA ( CM)

Figura 4. Curvas de isovalores del flujo neutrdnico registrado en el detector CR39(9).

QgM

SZO

AD OP

TICA

67

%•1

Figura 5.Perfil de distribucUSn del flujo

CR39W.

neutrdnico registrado en detector

68

BIBLIOGRAFIA

1. GA-7275 Instruction Manual for the Torrey Pines Triga Reactors, Gulf General

Atomic, August 1, 1966.

2. GA-8585 TRIGA Mark III Reactor Instrumentation Mantenance Manual, for the

Comision Nacional de Energia Nuclear MEXICO, Gulf General Atomics, June 1,

1968.

3. Standard Method for Measuring Neutron Flux by Radioactivation Techniques,

American National Standard N109-1973 aproved June 26 1973.

4. M.E. Camacho, Calibracion y eficiencia de un sistema electroquimico Multicelular

para neutrones, Tesis Licenciatura UN AM, 1988.

5. M. Balcazar, A. Delfin, M.E. Camacho, R. Mazon, L. Tavera and G. Pina,

Neutron Spectra Profde in Beam Ports of a Triga Mark III Experimental Reactor,

Nuclear Tracks and Radiation Measurements, Vol. 22, Nos 1-4, PP. 643-646,

1993.

6. SURFER Paquete de graficacion bidimensional y tridimensional de funciones

aleatorias con interpoladores., Uni vers idad de Arkansas, 1986.

7. A. Delfin, Mapeo de Flujos en Puertos de Haces, Informe GR-91-30 ININ, Diciembre 91.

8. CAFLU Programa para la obtencion del flujo neutronico subcadmico, epicadmico

y la dosis, Roberto Raya A., 1980.

9. .Graficas elaboradas utilizando el paquete SURFER por M. en I. J.H. Flores.

69

Capitulo 4

DETERMINACION DE FLUJOS DE NEUTRONES DURANTE PRUEBAS

Y PUESTA EN OPERACION DE UNA CENTRAL NUCLEAR

A partir de los estudios realizados en el ININ relacionados con la interaccidn de

neutrones con detectores sdlidos de trazas nucleares, se desarrolld y calibrd un prototipo

de detector de neutrones(M) que permite medir el flujo de neutrones tdrmicos, intermedios

y rdpidos. Con este prototipo se realizd un monitoreo de drea de neutrones alrededor de la pared externa del contenedor primario de la unidad I(5), durante las pruebas

preoperacionales del reactor nuclear de Laguna Verde, con fines de proteccidn radioldgica.

4.1 PRINCIPIOS DEL REACTOR DE POTENCIA

Para producir energfa eldctrica es necesario disponer de un generador y de suficiente energfa mecdnica para moverlo, el vapor de agua es comunmente el medio utilizado para mover generadores y producir energfa. El calor para calentar el agua y convertirla en vapor se produce generalmente quemando algun tipo de combustible como: carbdn

mineral, gas natural o petrdleo o se extrae directamente del subsuelo.

Los reactores nucleares de fisidn(6) son dispositivos que en lugar de emplear

combustibles fdsiles para producir vapor, aprovechan el calor que se obtiene a partir de

la fisidn de algunos isdtopos.

Existen reactores de varies tipos: reactor de agua pesada a preside (PHWR), reactor

de agua hirviendo (BWR), reactor enfriado por bidxido de carbono y moderado por grafito (OCR) y reactor rdpido de erfa enfriado por sodio (LMFBR). El reactor que se encuentra

en Laguna Verde es del tipo BWR.

Un reactor nuclear consta de tres elementos esenciales: el combustible, el

moderador y el fluido refrigerante.

70

Combustible

Se denomina combustible del reactor al material fisil cuyos nucleos se fisionan al

bombardearse con neutrones produciindose productos de fisidn, radiacidn gamma,

particulas elementales y neutrones; la energfa cindtica se deposita en las inmediaciones en

forma de calor. Dependiendo del tipo de reactor se utiliza como combustible uranio en su forma natural, el cual contiene 0.7% de uranio 235 y 99.3% de uranio 238, o bien uranio

enriquecido al que artificialmente se le eleva la concentracidn de uranio 235 hasta en un

3 o 4%.

El uranio natural se coloca en los reactores en forma de uranio metilico o de dxido de uranio (110%) en barras compactas o tubos. El uranio enriquecido se utiliza en forma de dxido de uranio (UCy en pastillas cilmdricas sinterizadas de un poco mis de un centimetre

de diimetro y longitud. Las pastillas son encapsuladas en un tubo perfectamente hermdtico

para que no escapen los productos formados en la fisidn y ademds protegerlas de la

corrosidn y la erosidn del fluido refrigerante. El tubo esta hecho de aleaciones de circonio.

Dependiendo del diseno, varies tubos de estos se colocan juntos para formar un ensamble combustible, para el caso de Laguna Verde los ensambles son arreglos de 8x8

barras de combustible y el nucleo contiene 444 ensambles combustibles.

Existen otros materiales fisionables que pueden usarse como combustible, como

son: plutonio 239 y uranio 233 que se producen artificialmente a partir del uranio 238 y

del torio 232 respect!vamente.

Moderador

Los neutrones que se emiten al fisionarse los nucleos de 235U tienen velocidades de hasta

aproximadamente 20000 Km/s. Para que estos neutrones puedan fisionar otros nucleos de 235U y prosiga la reaccidn en cadena deben ser termalizados, es decir disminuirles su

velocidad a 2 Km/s aproximadamente. Esto se logra interponiendo alguna sustancia

denominada moderador, cuyos itomos frenan a los neutrones por colisiones elisticas e

71

inelisticas.

Las caracteristicas de un buen moderador son: estar constituido de un material

ligero para que los neutrones cedan parte de su energia en cada colisidn, tener una seccidn de absorcidn de neutrones pequena y ser un buen conductor de calor.

Entre los moderadores mis comunes, y dependiendo del tipo de reactor, estin: el

agua, el grafito y el agua pesada. El agua natural absorbe mis neutrones que el agua pesada y para compensar esto se debe aumentar el numero de itomos de 235U en el

combustible.

Refrigerante

A1 estar operando el reactor debe mantenerse baja la temperatura de los distintos

elementos que se encuentran en su interior, para que no sufran deterioro. Esto se consigue

haciendo circular algun fluido como refrigerante, que puede ser una gas como el bidxido de carbono (CCy o helio, o algun liquido como el agua, agua pesada o sodio fiindido.

El fluido refrigerante circula entre las barras de combustible impulsado por una

bomba. Debe reunir una serie de condiciones: baja captura de neutrones, tener un elevado

calor especffico y no ser corrosive para los tubes y demis elementos del reactor.

El fluido refrigerante, despuds de circular alrededor de las barras de combustible

se calienta y es conducido a un intercambiador en el que cede el calor extrafdo del reactor

a otro circuito de agua, donde se produce el vapor.

Los reactores cuentan tambidn con elementos llamados barras de control; estas barras estin hechas con materiales que tienen la propiedad de absorber neutrones, como

el carburo de boro. Para reducir la reaccidn de fisidn al mfnirno basta con insertar entre

los ensambles de combustible las barras de control para capturar gran parte de los

neutrones libres y evitar producir nuevas fisiones. Las barras regulan la potencia y

controlan el reactor para disminuir o aumentar potencia.

72

Reactor BWR

El reactor BWR es un reactor de agua hirviente; en la figura 1 se observan sus

componentes. Su principal caracteristica es que el vapor se produce en la vasija; por lo

tanto la generacidn de electricidad se realiza en un circuito directo. Utiliza uranio

enriquecido como combustible y agua natural como moderador y refrigerante.

En este tipo de reactor los elementos combustibles se encuentran dentro de una

vasija a presidn, llena de agua. Dentro de la vasija el agua entra en ebullicidn y debido a la presidn interna que existe, el vapor alcanza temperaturas muy alias, producidndose

directamente el vapor que mueve el turbogenerador para producir energia eldctrica.

Despuds de esta operacidn, el vapor se condensa y regresa al reactor para repetir el ciclo.

En el diseno de una central nucleoeldctrica se considera la posibilidad de cualquier

tipo de accidente. Por ello se cuenta con una serie de dispositivos de seguridad, destinados a mantener bajo control la reaccidn de fisidn en cadena y evitar la salida de radiaciones al

exterior en caso de accidente. Las funciones de los sistemas de proteccidn son: a) detener la operacidn del reactor ante cualquier situacidn que pudiera poner en riesgo la seguridad;

esto se logra insertando las barras de control en el nucleo del reactor. Ademds de mantener

bajo control la reaccidn nuclear que se produce, se debe asegurar que el nucleo estd

adecuadamente refrigerado en cualquier condicion. Cuando el reactor opera normalmente,

dsta funcidn la desempena el "Sistema de Agua de Alimentacidn", que consta de dos ramas

independientes; cada una de ellas puede proporcionar el 50% del flujo total que se requiere

para refrigerar el nucleo en condiciones de maxima generacidn tdrmica.

Para que el sistema quede fuera de servicio, seria necesario que fallaran ambas

ramas. Cuando esto sucede, el enfriamiento del reactor queda a cargo de los "Sistemas de

Enfriamiento de Emergencia del Nucleo" (ECCS), cuya funcidn consiste en evitar que se

alcancen temperaturas superiores a 1500°C ya que esto provocaria la fusidn de las vainas

de combustible.

73

EDIrICIO DEL REACTOR

piscina delSE PARAGON Y 5ECADOR DE VAPOR

EDIF1GO DEI TURIlOCENERADOR

20

Figura 1. Corte del edificio del reactor BWR de Laguna Verde.

74

Los sistemas de enfriamiento de emergencia son tres:

a) Aspersidn del nucleo de alta presidnb) Aspersidn del nucleo de baja presidn y

c) Sistema de inyeccidn de refrigerante a baja presidn.

Cada uno de estos sistemas tienen la capacidad para mantener refrigerado al nucleo;

son independientes entre si y la probabilidad de que fallen simultiineamente es muy

pequena.

El diseno considera el caso en el que todos los sistemas de enfriamiento fallen, si

esto sucede el calor generado en el nucleo podria fundir las pastillas de combustible y las vainas de zircaloy que las contienen y es necesario evitar la dispersidn de los productos

radiactivos de fisidn contenidos en el combustible fundido. Para ello existen sistemas

escalonados de barreras que evitarian la dispersidn.

Las barreras son las siguientes:

1. Pastillas de combustible. Son cilindros cerdmicos de didxido de uranio de 1 cm de altura

por 1 cm de diametro. La mayor parte de los productos de fisidn son sdlidos por lo que

en condiciones normales de operacidn quedan atrapados en la matriz de la estructura

cristalina del cilindro cerdmico.

2. Vainas de zircaloy. Son tubos hermdticos de aproximadamente 9 mm de didmetro y 4

m de longitud hechos de una aleacidn de circonio, que contienen a las pastillas de

combustible. Los productos de fisidn gaseosos quedan contenidos dentro de estos tubos

hermdticos. En caso de que fallen los sistemas de enfriamiento de emergencia, estos tubos

pueden fundirse liberando los productos de fisidn a la vasija del reactor y al circuito refrigerante.

3. Vasija del reactor. Consta de un recipiente de acero forjado de 22 m de altura, 5.60 m

de diimetro y paredes cuyo espesor varia entre 15 y 20 cm. Para que los productos de la

75

fisidn pasen esta barrera tendrian que fundir el fondo de la vasija, en cuyo caso quedarfan

bajo el control de la cuarta barrera, denominada contenedor primario.

4. Contenedor primario. Es un edificio de concrete armado con parades de mfnimo 1.5 m

de espesor, forrado intemamente con una placa de acero de 1.5 cm de grueso que garantiza

una hermeticidad absoluta.

La posibilidad de que el material radiactivo pueda pasar esta barrera es ya muy

pequena. No obstante se cuenta con una quinta proteccidn, que es el contenedor

secundario.

Tanto en la vasija como en el contenedor primario existen diversas penetraciones

cuya funcidn es el paso de afluentes y efluentes del reactor. Estas penetraciones son

toberas soldadas a la vasija que van unidas tambidn por soldadura a las diversas tuberias que began al reactor. En la zona donde se encuentra el combustible no existe ninguna

penetracidn, ya que en esta zona los flujos de neutrones son altos y fragilizarian las

soldaduras.

Entre la vasija y el contenedor primario se encuentra localizado el blindaje

bioldgico: es una estructura cilmdrica de concrete de alta densidad con una cubierta de

acero tanto interior como exterior para atenuacidn neutrdnica.

La pared de blindaje esti soportada en el pedestal de soporte de la vasija del reactor

y dene aproximadamente un espesor de 60 cm. Tiene orificios de entrada alrededor de las penetraciones que permiten desmontar el aislamiento para la inspeccidn durante las paradas

de mantenimiento.

La funcidn del blindaje bioldgico es reducir la fuga de los neutrones y la radiacidn gamma del reactor con objeto de: permitir el acceso al pozo seco del personal para dar

mantenimiento, aumentar la duracidn de los componentes del pozo seco y prevenir la

activacidn neutrdnica de componentes dentro del pozo seco.

76

5. Contenedor secundario. Es un edificio disenado para rodear al contenedor primario y

tambidn es llamado edificio del reactor. Es una construccidn de concrete armado cuyas

paredes tienen de 1.2 a 1.5 m de espesor. Cuenta con un sistema de control atmosfdrico

que mantiene siempre una presidn inferior en el aire del interior, de tal manera que de

existir productos radiactivos, dstos no puedan escapar al exterior. Aun cuando llegue a

ocurrir una liberacidn de productos radiactivos, esta ultima barrera no permitirfa un escape

significative.

Para tener maxima seguridad en la central es importante disponer de: una buena

seleccidn del sitio, un diseno dptimo, una construccidn fiel a las especificaciones y controlar que la operacidn de las instalaciones sea segura y confiable a lo largo de toda la

vida util de la central. Para esto es necesario ademds de contar con personal calificado, que la operacidn estd sujeta a una estricta supervisidn. El diseno, construccidn y operacidn

estdn sujetos a un programa de Garantfa de Calidad.

4.2 DISENO Y CALIBRACION DEL PROTOTIPO DE DETECTOR DE NEUTRONES

Como ya se menciond, los neutrones son partfculas eldctricamente neutras que no

producen ionizacidn direclamente en el material en el que inciden; por eso son detectadas

por los productos de las reacciones nucleares que producen.

La seccidn eficaz depende fuertemente de la energia del neutrdn, esta es una

caracteristica de las interacciones neutrdnicas. Como consecuencia el mdtodo usado para

detectar neutrones depende de la energia, considerdndose en forma separada los neutrones

con energfa tdrmica, intermedia y rdpida.

La medicidn de flujos de neutrones por grupos de energfas, se puede realizar

colocando diferentes convertidores adyacentes a los detectores de trazas. El convertidor

se elige dependiendo del intervalo de energia que se desea detectar.

Los detectores sdlidos de trazas nucleares, como ya se menciond, tienen la

77

caracterfstica de que al incidir particulas cargadas pesadas, se forman regiones de dano que al ser grabadas quimicamente dan lugar a perforaciones en el material. El numero de perforaciones se cuenta automdticamente con un contador de chispa(7>.

En el diseno del dosi'metro de neutrones se utilizan dos tipos de detectores<8): un

nitrato de celulosa llamado LR115 cuya fdrmula es (QHgOgN^,,, sensible a particulas alfa via reacciones (n,a), y un policarbonato denominado Makrofol que no registra particulas

alfa, pero si detecta productos de fisidn

En el diseno del dosimetro los intervalos de energias de neutrones se consideran

como:tdrmicos < 0.3 eV

0.3 eV < intermedios < 2MeV

2 MeV < rdpidos

El LR115 sin ningun convertidor detecta neutrones con energias arriba de 2 MeV(9) ya que las reacciones (n,a) con los constituyentes del pMstico 12C, l4N y l60 tienen valores

Q de -5.704 MeV, -0.16 MeV y -2.22 MeV. Las secciones para estos elementos son

mostradas en la Figura 4 del capitulo II.

El alcance R de las particulas alfa en el LR115 como funcidn de la energia del

neutrdn para dos dngulos de incidencia se muestra en la figura 2. El drea rayada delimita

el intervalo de energia de neutrones que se pueden detectar y va desde tdrmicos hasta 2.2

MeV. El cuadro que se observa en la figura 2 corresponde a los valores extremes que son

detectados al cuantificar el numero de trazas con el contador de chispa.

Para detectar neutrones con energias tdrmicas y rdpidas, se coloca una pastilla con

uranio natural en forma de U02 junto a un Makrofol de 10 jam de grosor, para as! registrar

las trazas de fisidn sobre el pldstico, se usa este pldstico ya que no registra las alfas

provenientes del decaimiento del uranio.

La figura 3 muestra como varia la seccidn de fisidn of al variar la energia del

78

PENETRACION P DE cc EN DTN

Lj (rv cc)T

ENERGIA DEL NEUTRON EN MeV

Figura 2. Alcance de las partfculas a en el detector LR115 como funcidn de la energfa del neutrdn para dos Angulos de incidencia: 0° y 50°.

ENERG1A DEL NEUTRON EN eV

REGION DE RESONANCIAS (MAS DE 50)CORTE DE CD

^SECCION DE FISION T BARNS

Mill MM| I I M llll| —

ENERGIA DEL NEUTRON KeV

Figura 3. Secciones de fisirin del nsU y 238U.

neutrdn En, para los dos isdtopos principales de la pastilla, 238U y 235U. La distribucidn de

las masas de los fragmentos de fisidn para ambas fisiones presenta la doble joroba, los alcances de los fragmentos de fisidn de Makrofol son(U): para el valor mmimo de masa 22

Hm y para el maximo 18 /xm. Estos alcances son suficientes para producir perforaciones

en el Makrofol; la evaluation de este plastico se realiza con el contador de chispa.

Para eliminar la componente termica del flujo, se coloca el arreglo de detectores en

medio de cadmio. El cadmio es un material con alta section de absorcidn de neutrones

termicos (energias menores de 0.3 eV), utilizandose para hacer el corte entre neutrones

termicos e intermedios.

El prototipo detector de neutrones esta compuesto por una caja de lucita de 9 cm de

largo por 3 de ancho y 2.5 cm de alto, tiene tres cavidades cilindricas de 2 cm de diametro

y 1.5 cm de profundidad, en cada una de las cuales se coloca un arreglo de detectores

diferente.

En la primera cavidad se coloca una pastilla delgada de dxido de uranio natural

sobre un Makrofol de 12 /xm. El Makrofol no registra las particulas alfa provenientes de la emisidn natural del uranio, solo registra las trazas de fisidn inducidas por neutrones,

permitiendo detectar todo el espectro de energias de neutrones.

En la segunda cavidad se coloca el dxido de uranio y el Makrofol en medio de

cubiertas de cadmio para quitar la componente termica del espectro.

En la tercer cavidad se coloca sdlo un detector LR115 de 12 /xm.

4.2.1 Calculo de fluencias neutrdnicas

Para calcular las fluencias neutronicas se hacen las siguientes consideraciones.

A1 irradiar un detector en un flujo de neutrones existen uno o varios de sus

elementos constituyentes que producen trazas. La densidad de trazas p' para cada uno de

81

estos elementos i esta dada por:

p1 (trazas/cm2) * oiNi<t>Fi

donde o': es la seccidn eficaz de reaccidn para el elemento i (cm2/dtomo)

N1: es el numero de itomos por cm3 para el elemento i (dtomos/cm3)

<J>: es la fluencia de neutrones (neutrones/cm2) y

F1: es el factor de calibracidn (cm),

el factor de calibracidn considera la probabilidad de que una partfcula producto de una

reaccidn produzca una traza.

La densidad total de trazas producidas en el detector estd dada por

la seccidn eficaz se calcula para cada uno de los tres intervalos de energfa definidos en la

seccidn anterior usando la siguiente expresidn

fo^E) <t>(E) dE(1)

J>(£) dE

para simplificar la evaluacidn de esta ecuacidn se considera la variacidn de la seccidn en

intervalos de energfa, en los que el flujo promedio de neutrones es conocido.

La densidad de de trazas de fisidn pu producidas por la pastilla de uranio en un

detector Makrofol cuando se irradia en un flujo de neutrones es

Pu ‘ [N5a^4>r + N5051<t>1 t (N505rI * N6ol)<t>R]Fu (2)(2)

donde los subindices 5 y 8 se refieren al 235U y 238U respectivamente y los subindices T,

I y R corresponden a neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidos.

82

Cuando se coloca la pastilla de uranio y el detector Makrofol en medio de dos pastillas de uranio, la densidad de trazas de fisidn pCdu esta dada por

Pcd - [W5Oi<t>r ♦ (N5ObRI ♦ NeO®) <tg F 0

Como el factor de calibracidn Fu tiene el mismo valor en las ultimas dos ecuaciones, es posible evaluar la componente de neutrones con energfa tdrmica pTu dada

por

Pt- PU - Pcd - Nba^TFu (3)

donde pu y p#," son las densidades de trazas de fisidn medidas en los pldsticos sin cadmio y con cubierta de cadmio, respectivamente. oT5 depende de la velocidad v del neutrdn y varfa como 1/v, asi que es posible calcular un valor promedio de oTs. Para calcular este

valor se ajusta por mfnimos cuadrados la fiincidn oT5 que se observa en la figura 4 para el

intervalo 0 s oT5 s 0.3(10), obteniendo que oT5 = 313 barn.

Despejando de la ecuacidn anterior el factor de calibracidn queda dado por:

FuPU - Pcd

n5o>t

Para calcular la componente de neutrones con energfa intermedia se siguen los

siguientes pasos: la ecuacidn 3 puede ser expresada como una suma de las densidades p

de trazas inducidas por neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidos

pu = pj ♦ pj ♦ pj , (4)

donde las densidades estdn dadas por las siguientes expresiones:

Pt - W5a>rFu , (5)

83

Pui y (6)

P« (N5a^ t n*o°r) 0„f8^8. (7)

Despejando p,u de la ecuacion 3 y sustituyendo en la expresidn 2 obtenemos

P? - Pcc * P% /

finalmente se sustituye la expresidn obtenida para pRu en esta ultima ecuacidn y p,u se

puede expresar como:

Pr ■ Pcd - (w5o« * Ar8o®)<DRFu

Las secciones eficaces son calculadas mediante la ecuacidn 1, en este caso las secciones para el 235U y 238U para rdpidos oR5 y oR8 respectivamente, son promediadas en

el intervalo de energias 2 MeV 5 En s 6 MeV obtenidndose los valores: oR5 = 2 barn y oR8

= 0.55 barn. Como se observa en la figura 3, la seccidn del 235U para la regidn intermedia

de energias, presenta una zona de resonancias, por eso es conveniente medir experimentalmente el promedio de la seccidn o,5. Para esto se sustituye la ecuacidn anterior y la expresidn obtenida para Fu en la ecuacidn 6, y al despejar o,5 se obteniene una

expresion que puede ser evaluada experimentalmente

■Pm

P° - Pm

(a5,) ^ ■ W5P« • N'O:——]T,

8^8

0;

Las cantidades entre pardntesis son factores constantes para la geometria de irradiacidn y para los detectores escogidos, por consiguiente la determinacidn de o,5 solo

depende de las densidades medibles pu y pCdu.

Para el caso en que se irradia un detector LR115 sin convertidor en un flujo de neutrones, los elementos del detector que contribuyen en la produccidn de trazas son el l60

y l4N via la reaccidn (n,a). La densidad de trazas (p$) registrada en el detector LR115 sdlo

esti dada por(ll):

ps . (n16o^®<pr * nuo“*r)F

donde oR16 y oR14 son las secciones eficaces promedio para neutrones ripidos para el 160

y 14N, ya que como se observa en la figura 2 no es constante para las diferentes energfas.

De esta ultima ecuacidn podemos obtener una expresidn para el factor de calibracidn F

F = ...................Ps——-------(N16Or6 ♦ N14O“)0R

Finalmente obtenemos las expresiones par las fluencias de neutrones para las

componentes tdrmica, intermedia y rdpida. La fluencia tdrmica se obtiene al despejar 4>T de la ecuacidn 5, pra la rdpida se despeja <t>R de la expresidn 16 e la intermedia se obtiene

de la ecuacidn 15.

85

Pcd (N5a* * N8a”)

- *3—

8^8,♦r- —=F

N5OjF u(10)

4.2.2 Calibracidn del Prototipo

La metodologfa requiere calcular los valores de los factores de calibracidn Fu y F,

en un campo de neutrones conocido. Para eso el prototipo fud irradiado con una fuente de

252Cf moderada con D20, esta fuente es recomendada como una fuente estandar para la

calibracidn de instrumentos de medicidn usados rutinariamente en reactores nucleares. El espectro de neutrones Simula el espectro de reactor BWR(I2\ La calibracidn se realizd en

el laboratorio LMRI (Laboratoire de Metrologie des Rayonnements Ionisants) en Saclay, Francia. Se expusieron los prototipos a un metro de distancia con una fluencia de 4 x 109

n/cm2.

Los factores de calibracidn Fu y F se calcularon sustituyendo los valores de los

flujos de neutrones y los valores obtenidos de las densidades de trazas en las expresiones

que se dedujeron en el capftulo anterior:

F u PU - Pcd

F P°(V

t N14?1) <|)R

Sustituyendo los valores de Fu y F en las ecuaciones 8, 9 y 10 se obtienen las

siguientes expresiones para el cdlculo de las fluencias por medio del prototipo:

4>r - (59.04 ± 9.5)xl03(pu - pucd) (26)

86

<t>R = (58.58 ± 5.04) xl04p5 (27)

Qx - (1.58 ± 0.29)xl06pL - (3.85 ± 0.54)xl06pu (28)

Estas ecuaciones se aplican siempre y cuando el detector LR115 tenga un grosor

despuds del grabado qui'mico (grosor residual) de 5 nm; si el grosor esti fuera de este valor se aplica el factor de correccidn p°(lp) dado por(ll):

p°(Ip) - (2.0341 - 0.0367 lp - 0.034 lp2)

donde lp es el grosor residual.

Estas ecuaciones son vilidas cuando el flujo es proveniente de uno similar a donde

se calibrd el detector; si el espectro cambia es posible estimar los flujos de neutrones tdrmicos y rdpidos, pero no los intermedios. Esto se debe a que tanto el flujo de rdpidos

como el de tdrmicos son inversamente proporcionales a la seccidn quidn a su vez es funcidn del espectro de energias; en cambio la ecuacidn del flujo de intermedios es una

combinacidn de dos expresiones dependientes de las propiedades de diferentes detectores,

Makrofol y LR115.

4.2.3 Andlisis de incertidumbre

La incertidumbre que se obtiene en los factores de calibracidn se deriva de las

incertidumbres en: el flujo de neutrones, el desdoblamiento del espectro y de las secciones nucleares; ademds involucra a las incertidumbres de las mediciones experimentales de las

densidades de trazas y del fondo de trazas cuantizadas. En el cilculo de la incertidumbre de los factores de calibracidn se aplicd la formula de la propagacidn de error(13).

87

4.3 RESULTADOS

Es importante conocer los flujos de neutrones en las Areas de trabajo del reactor, con objeto de proteger al personal que labora en estas zonas. Fuera del contenedor

primario se permite al personal laborar, ya que se supone que en estos reactores el campo

de neutrones es aproximadamente constante y de bajo valor en esta zona, debido al blindaje

proporcionado por el concrete del contenedor. Como ya se menciond en esta zona existen

penetraciones o ductos que llevan vapor de agua y cables hacia el interior del reactor. Aun cuando estas penetraciones estAn disenadas para satisfacer todos los requerimientos estructurales, el blindaje aqui puede ser menor si el material de la penetracidn atenua

menos la radiacidn que el concrete.

Por esto se decidid realizar un monitoreo de neutrones en la pared externa del

contenedor primario en 100 lugares cercanos a las penetraciones localizadas en los niveles 18.70, 25.10 y 33.0 del reactor. Las penetraciones provocan cambios en la absorcidn y

rebotes de los neutrones, pudiendo producir fugas importantes si no estA bien disenado el blindaje en dichas penetraciones. En la figura 4 se presenta un perfil del edificio del

reactor, en el cual se indican los niveles y se puede observar la posicidn del nucleo (1) y

el interior del contenedor primario (2). La zona activa del nucleo se encuentra entre los 30 y 33 metros(14).

Este monitoreo permite confirmar el bajo fondo de radiacidn neutrdnica en el Area

externa durante el trabajo normal del reactor, ademAs de proporcionar informacidn para

intercomparar datos, llevar registros y levantar niveles, durante los diferentes periodos de recarga a travds de la vida util del reactor. El monitoreo se realizd durante 3 anos, realizAndose nueve muestreos durante este periodo. Los detectores se trasladaron a la planta desde el primer muestreo y permanecieron ahf durante los nueve muestreos. Los

lugares en donde se colocaron los detectores fueron determinados por personal de

proteccidn radiologica de la Central Laguna Verde de la Comisidn Federal de Electricidad

(PR/CLV/CFE). Personal de PR/CLV/CFE se encargd de la colocacion y retiro de los detectores dentro de la planta.

88

NIVEL(m)

-38.10

-25.10

-18.70

BWR-MARK E

Figure 4. Perfil del edificio del reactor. El nivel indica la altura sobre el nivel del mar. En el interior del contenedor primario (2) se encuentra la vasija; la posicidn del nucleo (1) estd aproximadamente en el nivel 33.

89

A1 finalizar cada muestreo, personal del ININ se trasladd a la planta para extraer

las peliculas de los detectores ya expuestos y reemplazarlas por nuevas dejindolos listos

para la siguiente exposicidn. Las peliculas se trasladaron al ININ para ser procesadas y

analizadas.

La duracidn de los muestreos no fue constante, varid entre 2 y 4 meses y dstos se realizaron en la periodicidad que permitieron las paradas programadas, con objeto de no

obstaculizar en forma alguna la operacidn del reactor. El numero de detectores tambidn

varid, ya que algunos detectores se despegaron de sus posiciones sin poderse recuperar.

Los detectores se colocaron en la pared externa del contenedor primario en cien

lugares cercanos a las penetraciones en las que existen tuberias provenientes del interior del reactor.

Las caracteristicas de cada muestreo son las siguientes:

NUMERO TIEMPO DE POTENCIA

DE EXPOSICION PROMEDIO

MUESTREO (dias) (%)

1 34 0

2 87 5

3 66 20

4 75 50

5 131 PRUEBAS EN LAPLANTA

6 134 100

7 163 OPERACIONCOMERCIAL

8 199 OPERACION

COMERCIAL

El proceso de evaluacidn(4) de los detectores consisted de tres pasos: grabado

qui'mico, evaluacidn automdtica de la densidad de trazas utilizando un contador automdtico de chispa fabricado en el ININ, y el cdlculo del flujo de neutrones usando software.

Aproximadamente 15 dfas despuds de concluir cada perfodo de exposicidn, se

termind el proceso de evaluacidn de los detectores y se elabord un reporte identificando

las fluencias mdximas. Esto permite checar los puntos con fluencias alias, para tomar acciones pertinentes. Los resultados obtenidos para cada muestreo se presentan en tablas.

En ellas aparecen las fluencias durante todo el periodo de muestreo para neutrones

tdrmicos, intermedios y rdpidos. Como ejemplo de lo que se realizd en cada muestreo en

la Tabla 1 se muestran los datos correspondientes al primer muestreo.

Con los resultados se generaron histogramas; cada histograma corresponde a un

periodo de irradiacidn y despliega los flujos de neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidos. En estos histogramas no se presentan las fluencias sino los flujos normalizados en n/cm2-s.

Cada penetracidn es identificada en el histograma por dos coordenadas: un dngulo azimutal

y la altura del blindaje bioldgico. El flujo de neutrones asociado es representado por la

medida de las barras. En cada grafica existe una barra de referenda, la cual aparece en la esquina izquierda y tiene el valor de 28 n/cm2s para la componente termica, 580 n/cm2s

para la componente intermedia y 55 n/cm2s para la componente rapida.

En las figuras 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11 y 12 se presentan los histogramas de los ocho muestreos. En la figura 6 aparecen los correspondientes a los flujos de neutrones termicos, intermedios y rdpidos para el primer muestreo, y en las siguientes figuras aparecen los

correspondientes a los siguientes muestreos. A cero potencia prdcticamente no se encontro

componente rdpida. A 5% de potencia se despliega una anomalia, tanto en el caso de la

componente tdrmica como en la rapida, alrededor de la misma posicidn, mostrando la

presencia de un posible punto con fluencia alta (punto caliente). A potencia de 50% el

punto alto es claramente observado en el nivel 33.10, en donde se localiza la zona del

nucleo active. En la planta se tomaron acciones improvisando un blindaje en ese punto.

91

El blindaje produjo un decremento en el flujo de neutrones ripidos. En el ultimo perfodo

a 100% de potencia y en operacidn comercial algunas penetraciones no se midieron ya que

se consideraron blindadas.

Las penetraciones monitoreadas a operacidn comercial estin principalmente

localizadas en el nivel 25.10. Los flujos tdrmicos y ripidos son valores normales. Todas

las fluencias medidas durante las pruebas preoperacionales y la operacidn comercial fueron

no mis de 10 veces las obtenidas a cero potencia. El miximo valor registrado fue el mismo

que la barra de referenda y es alrededor de 25 veces mis pequeno que la mixima dosis

permisible.

Las medidas de fluencia neutrdnicas realizadas periddicamente con este prototipo

de detector permitieron determinar los lugares con fluencias de neutrones alias, para tomar

las acciones pertinencies, asi' como llevar un registro de los niveles de radiacidn a traves del tiempo.

Tabla 1 Fluencias de neutrones en la Central Laguna Verde Primer Muestreo

PENETRA-CION

FLUENUA TERM1CA

(X 10‘ n/cin2)ERROR

(X 106 n/cin2)

FLUENCIAINTERM.

(X 10‘ n/cin2)ERROR

(X I0‘ n/cm2)

FLUENUAR API DA

(X 10‘ n/cm2)ERROR

(X 10‘ n/cm2)

X-97 0 0 0 0 5.50 0.39

X-96 0 0 0 0 1.04 0.07

X-74 0 0 0 0 0 0

X-95 0 0 0 0 0 0

X-94 5.5 0.66 145.72 2.67 0 0

X-88 0 0 0 0 12.26 0.88

X-87B 0 0 15.07 1.08

X-85 0 0 0 0 0 0

X-27A 0.45 0.05 41.20 0.76 0 0

X-27B 0.09 0.01 0 0 0 0

X-27C 1.77 0.21 108.05 1.98 0 0

X-27D 0.86 0.10 0 0 4041 0.32

X-53 0 0 0 0 0 0

X-20 0.31 0.04 0 0 0 0

X-3 0 0 0 0 0 0

X-45 0 0 0 0 5.53 0.40

X-100A 2.27 0.27 0 0 0 0

X-101A 0 0 0 0 0 0

X-105B 3.36 0.40 174.89 3.21 0 0

X-106A 0 0 0 0 0 0

X-100B 0.31 0.40 0 0 0 0

X-104A 0 0 0 0 19.00 1.36

X-101C 0 0 0 0 0 0

X-100C 0.40 0.05 0 0 0 0

X-100D 0 0 0 0 05.53 0.40

X-101D 0 0 0 0 0 0

X-104B 0 0 0 0 0 0

X-46B 0 0 0 0 0 0

X-43A 0 0 0 0 25.17 1.80

X-77 0 0 0 0 0 0

X-78 13.12 1.58 9.60 0.18 0 0

X-19A 0 0 0 0 0 0

X-43B 0 0 0 0 0 0X-105A 0 0 0 0 19.00 1.36X-86C 0 0 0 0 3.29 0.24X-80 4.60 0.33X-84 0.13 0.02 0 0 0 0X-106 0 0 0 0 21.80 1.56X-62 0 0 0 0 0 0X-114 0 0 0 0 14.51 1.04X-108 0 0 0 0 0 0X-70 0 0X-39 0.04 0 0 0 6.65 0.48X-69 0 0 0 0 0 0X-61 0 0 0 0 0 0X-54A 1.58 0.19 0 0 0 0X-54B 0 0 0 0 8.20 0.59X-59 0 0 0 0 0 0X-7 0 0 0 0 0 0X-127 0 0 0 0 1.04 0.07X-106C 0 0 0 0 0 0X-106D 0 0 0 0 11.14 0.80X-12A 0 0 0 0 0 0X-12C 0 0 0 0 27.58 1.98X-6 0 0 0 0 0 0X-8 0.27 0.03 0 0 0 0X 126 0 0 0 0 11.70 0.X-103A 0 0 0 0 5.91 0.42X-102A 15.80 1.90 3.52 0.06 0 0X-104C 0 0 0 0 24.87 1.78X-105D 3.95 0.47 0 0 0 0X-102B 0 0 0 0 15.41 1.10X-106B 0 0 0 0 0 0X-104D 0 0 0 0 12.71 0.91X-105C 0 0 0 0 0 0X-103D 0 0 0 0 2.72 0.20X-58 0 0 0 0 3.29 0.24X-76 5.59 0.67 82.52 1.51 0 0X-29 0 0 0 0 13.16 0.94

X-102 0 0 0 0 4.41 0.32X-104 0 0 0 0 10.58 0.76X-89B 0 0 0 0 16.31 1.17X-90 0 0 0 0 09.55 0.68X-120B 0 0 0 0 0 0X-121B 0 0 0 0 0 0X-93 0 0 0 0 7.78 0.56X-91 1.13 0.14 0 0 0 0X-9 0 0 0 0 4.41 0.32X-10 0 0 0 0 0 0X-9A 0 0 0 0 0 0X-10A 0 0 0 0 6.85 0.49X-103C 0 0 0 0 0 0X-83 0 0 0 0 0 0X-103B 1.72 0.21 8.39 0.15 0 0X-86A 0 0 0 0 0 0X-30 0 0 0 0 19.92 1.43X-50 0 0 0 0 12.26 0.88X-60 0 0 0 0 9.55 0.68X-113 0 0 0 0 7.78 0.56X-41 0 0 0 0 0 0X-87A 0 0 0 0 14.51 1.04X-13 0 0 0 0 0 0X-103 0 0 0 0 0 0X-42 2.59 0.31 88.60 1.63 0 0

ll'|0

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JC* r'

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^LUJO NEUTRONES RAPiDOSPAiVER MUESTRFO

Figura 5. Histogramas de los flujos de neutrones t^rmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes a! primer periodo de irradiacion.

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Fhi|U

r<:in

i

FLUJO NEUTRONES INTERM6DIOS

SECUNDO MUCSTfiEO

Figura 6. Histogramas de los flujos de neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes al segundo periodo de irradiacidn.

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m/uj sotiO

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FLUJO NEU1RONES INTERMEDIOSFI UJO NFU1 RUNES TERMlCOS Tfnrffi MutSTRtO

FlUJO NkUIMONLL HAMOOU

tfbcep Muts:*iO

Figura 7. Histogramas de los flujos de neutrones termicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes al tercer periodo de irradiacidn.

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FLU JO NEUTHONES TERMICOS

CUARTO MUESTREO riUJO NEUTFONES INTERMEDICS

A CUARTO MUESTAEO

FLUJO NEUTFONES RAPIOOS

Figura 8. Histogram as de los flujos de neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes al cuarto periodo de irradiacidn.

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SfuOJinau op o

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FLUJO NEUTRONES TERMICOS FlUJO NEUTRONES INTERMEOIOS

I:

FLUJO NEUTRONES RAR1DOS

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Figura 9. Eistogramas de Sos Oujos de neutrones t6rmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes a! quinto periodo de irradiation.

Fluj

o tei

.ihvo

dc ne

utro

nes l

n/cm

' si

FLUJO NEUTHOMES TERMICOS

SEXTO MUfSTBfO

FLUJO NCUTRONES RAPiOOS<i *ift mi irtiui A

Figura 10. Histogramas de Sos flujos de neutrones tdrmicos, infermedios y rdpidoscorrespondientes al sexto periodo de irradiacidn.

100

(s (uo/u) sauojjnou op OA

ijtf|0i oln*j

FlUJO NCUTHONCS TCOMICOG flUJO NEUTRONES INTERMEOlOS

SCPTIMO MUtSTRfO SEPTIMO MUESTREO

FlUJO NEUTRONES RAPlOOS SEPTIMO MUES1MCO

Figura 11. Histogramas de los flujos de neutrones t£rmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes a! sSptimo periodo de irradiacidn.

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FLUJO NEUTRONES TERMICOS

OCTAVO MUES1HE0

FLUJO NEUTRONES RAPlDOS

Figura 12. Histogramas de los flujos de neutrones tdrmicos, intermedios y rdpidoscorrespondientes al octavo perfodo de irradiacidn.

102

103

BIBLIOGRAFIA

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Sdptima parada de mantenimiento. IV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana

de Seguridad Radioldgica. Marzo 1991.

105

Capftulo 5

DETERMINACION DE FLUJOS DE NEUTRONES EN UN LABORATORYSECUNDARIO DE CALIBRACION

El uso de fuentes radiactivas requiere, ademis de la licencia correspondiente emitida

por el organismo regulador, de un monitored del campo de radiacidn producido por dichas fuentes, para confirmar o redefinir: el tipo de areas de trabajo, los blindajes especiales(l)

y si se requiere o no de una dosimetria personal en dichas areas. Utilizando el prototipo de dosimetro ambiental de neutrones mencionado en el capftulo HI, se monitored durante

un ano el flujo de neutrones en algunos puntos de interds alrededor y dentro de la sala de

neutrones del Departamento de Metrologfa de Radiaciones Ionizantes, del Institute Nacional de Investigaciones Nucleares. En este capftulo se presenta la metodologfa utilizada y los resultados del monitoreo.

5.1 CENTRO DE METROLOGIA DE RADIACIONES IONIZANTES

El centro de Metrologfa de Radiaciones Ionizantes del Institute Nacional de

Investigaciones Nucleares, tiene como objetivo que el pafs cuente con los patrones de

referenda para las magnitudes y unidades empleadas en la medicidn de las radiaciones

ionizantes. Este Centro se dedica a realizar investigacidn, desarrollo y servicios,

relacionados con la metrologfa de los diferentes tipos de radiaciones ionizantes. Para ello cuenta con tres laboratories:

- laboratorio de dosimetria personal,

- laboratorio de patrones radiactivos,

- laboratorio secundario de calibracidn dosimdtrica.

106

Laboratorio de dosimetrfa personal

Este laboratorio se dedica principalmente a ofrecer el servicio de medicidn de la

dosis de radiacidn que recibe el personal que trabaja con radiaciones ionizantes, tanto del

ININ como de otras instituciones y empresas, para lo cual se utilizan dosfmetros de

pelicula fotogrdfica y de cristal termoluminiscente.

Laboratorio de patrones radiactivos

Tiene como funcidn principal la preparacidn de fuentes de radiacidn que sirven

como patrdn para la calibracidn de instrumentos de laboratorio. En el laboratorio se

desarrollan ademds nuevos mdtodos de preparacidn y proyectos de investigacidn para

mejorar la calidad de las fuentes, as! como para optimizar la confiabilidad de las

mediciones.

Laboratorio secundario de calibracidn dosimdtrica

En este laboratorio se investigan y desarrollan tdcnicas de medicidn de dosis de radiacidn, tambidn se ofrecen servicios de calibracidn para fuentes de radiacidn ionizante

e instrumentos para medir esas radiaciones, asf como servicios de irradiacidn con fines de investigacidn y de calibracidn. El laboratorio estit avalado por el Organismo Internacional

de Energia Atdmica, como Laboratorio Secundario de Calibracidn Dosimdtrica y forma

parte de la red de laboratories secondaries de ese Organismo. Cuenta con instrumentos de

referenda calibrados y certificados en laboratories patrdn primaries de Inglaterra y Alemania. El laboratorio cuenta con sal as especificas para cada tipo de radiacidn ionizante,

una para irradiacidn con neutrones, otra con rayos gamma y una tercera para radiaciones alfa y beta.

La sala de calibracidn de neutrones fue construida para calibrar instrumentos con

propdsitos de proteccidn radioldgica. El cuarto de calibracidn es un poliedro con base

octagonal regular con las siguientes dimensiones: el apotema de la base octagonal tiene

cuatro metros de longitud; por lo tanto la distancia entre las paredes opuestas es de ocho

107

metros de longitud, y cada una de las ocho paredes tiene 3.30 metros de longitud; la altura

de el laboratorio es 5.20 m desde el piso falso y la distancia entre este piso falso y el piso

de abajo es 2.56 m, de manera que la fuente de neutrones estd a la mitad entre el techo y

el piso real.

Existe un dispositive para irradiar en el centre de cuarto, manteniendo una simetrfa

entre las dos paredes de fierro y las dos de concrete. El detector y la fuente son alineados

con un Idser en el dispositive.

Cuatro de los ocho muros estin hechos de liminas delgadas de fierro de alrededor de 3 milfmetros de espesor con el propdsito de reducir neutrones dispersados por la pared,

mientras que las otras cuatro estdn construidas de concrete de 0.3 m de espesor; en cada

una de las ocho esquinas existen columnas de concrete.

Una de las caracteristicas de un laboratorio para calibracidn de neutrones es su baja components de reflexidn neutrdnica debido a las paredes. Para minimizar los neutrones de retroceso en el cuarto y dar proteccidn al personal, son construidos cuartos de grandes

dimensiones y paredes de concrete. La constante caracterfstica para reflexidn de neutrones

es llamada S; en general el valor para esta constante en un cuarto con baja dispersidn es menor de 0.15 m a un metro de distancia entre la fuente y el detector. Existen cdlculos(2)

que muestran que un cuarto de calibracidn pequeno es apropiado para realizar calibraciones

con baja reflexidn de neutrones.

En la sala de neutrones hay fuentes calibradas (Am-Be y Cf-252), sistemas automdticos de precisidn para el movimiento de los instruments y las fuentes. Las fuentes

son colocadas por medio de unas tenazas de 1.5 m de largo en el centra de la sala, a 2 m

de altura; si se requiere, las fuentes pueden ser depositadas en el centra de un moderador

(esfera de polietileno o de parafina).

En esta sala se calibran detectores y dosfmetros para neutrones, asi como fuentes de neutrones y se realizan proyectos de desarrollo empleando haces de ese tipo de

radiacidn.

108

El diagrama de la sala de calibration de neutrones se observa en la figura la; dentro del almacen de las fuentes (5) se encuentran resguardadas 3 fiientes de 252Cf con

intensidades de 2xl07, 6xl06 y 5xl05 n/s de actividad, y una fuente de Am-Be de

aproximadamente 6xl06 n/s.

5.2 MONITORED DE FLUENCIAS EN LA SALA DE NEUTRONES

Tanto el almacenamiento como el uso de las fuentes genera un campo de neutrones

en el ambiente. For razones de seguridad radioldgica es conveniente realizar un monitoreo

dentro y en los alrededores de la sala.

El monitoreo ambiental de neutrones en la sala de neutrones, se realize utilizando

el prototipo de dosimetro de neutrones mencionado en el capitulo III. Durante un ano, se monitoreo el flujo de neutrones en algunos puntos alrededor y dentro de la Sala de

Calibration de Neutrones, cuyo diagrama se aprecia en la figura la y en la figura lb se

presenta el diagrama del sotano justo debajo de la sala de neutrones.

Los puntos monitoreados estan ubicados en: oficina 1 y 2, en la pared de la sala de

monitores 3, sala y almacen de fuentes de neutrones 4 y 5, en la sala de gammas 6 y en

el tunel de la sala de gammas de sotano 7 y 8. El monitoreo se realize durante siete

periodos consecutivos de dos meses cada uno. Los prototipos de colocaron en los puntos mencionados y se retiraron al cabo de dos meses, se trasladaron al laboratorio de trazas nucleares, se extrajeron los detectores y se les dio el tratamiento de revelado. El conteo

de la densidad de perforaciones se llevo a cabo con el contador automatico de chispa. Los

dates obtenidos se sustituyeron en la ecuaciones 4.21, 4.22 y 4.23 para obtener los flujos

termico y rapido. Para obtener la dosis equivalente en cada caso se realize una conversion utilizando la tabla 1.

5.3 RESULT ADOS

Las mediciones obtenidas(3) se presentan por periodo en las tablas 2 y 3, indicandose

el numero de detector, las dosis de neutrones termicos y ripidos y su localization

109

correspondiente en la sala. La incertidumbre asociada a las dosis de neutrones tdrmicos y ripidos fueron inferiores al 20%. El valor del fondo esti definido por el numero de trazas

grabables en detectores no expuestos; siendo para neutrones ripidos detectados en LR115

igual a 0.02 mSv/h y para los tdrmicos detectados con Makrofol, de 0.02 /xSv/h.

Como la dosis de radiacidn para neutrones es entregada como radiacidn secundaria, es diffcil obtener una medida directa para dosis equivalente de neutrones. Las dosis

asociadas a los flujos se obtuvieron usando los factores que aparecen ICRP60, siendo todas

ellas inferiores a 0.025 mSv/h, menos un punto que corresponde al interior de la sala de

neutrones.

Considerando el postulado ALARA(7), se recomienda que se repita el monitoreo de

neutrones, al menos en los lugares donde se presenta serial con mis frecuencia y/o durante

los periodos de uso mas frecuente de las fuentes. Se puede observar por los dates de la

figura 2 que las posiciones 4, 5, 6 y 7 son las que presentan con mis frecuencia serial tanto

de neutrones tdrmicos como ripidos. Esto es de esperarse ya que estas posiciones estin mis cerca de las fuentes de neutrones.

En la misma figura se puede observar que el punto numero uno, ventana lejana de

oficina, presenta serial con mis frecuencia que la ventana cercana; esto se puede deber a

que entre la ventana cercana y la sala hay una pared de concreto y que a la ventana lejana

le pueden estar llegando neutrones disperses salientes de la sala por las paredes de metal.

1 ]()

Figura 1. (a) Sala de Neutrones. Los niimeros 1-6 indican la posicidn de losdetectores. La fucutc radioed va se coloca en el centio. (b) Los detectores 7 y 8 estiin colocados en la Sala de Gammas del sdtano, justo abajo de la posicidn indicada en cl piano.

Tabla 1 CONVERSION DE FLUJOS A DOSIS^1Flujo de neutrones que production una dosis equivalente de 2.5 mRem/h*.

111

ENERGIA DEL NEUTRON FLUJO(MeV) (n/cm2-s)

0.025X10-6O.lxlO"6lxlO*6lOxlO"6lOOxlO"6SOOxlO"6

456.57397.17324.73403.77429.00498.88

0.001 547.240.002 537.000.005 511.670.010 428.670.020 307.580.024 246.900.050 119.640.100 52.200.144 39.500.200 30.240.250 25.860.500 18.880.565 18.111.0 15.751.2 16.552.0 15.702.5 15.212.8 15.415.0 18.9510.0 16.0214.8 13.9919.0 12.8220.0 12.29

* 2.5 mRem/h = 0.025 mSv/h

TABLA 2. DOSIS DE NEUTRONES TERMICOS (X 102 mSv/h)

PERIODO DE MUESTREO

DETECTOR LOCALIZACION 1 o 2o 3o 4o 5o 6o 7o

1 VENTANA LEJOS f f f f f f 0.01

2 VENTANA CERCA f f f f f f f

3 SALA MONITORES 0.03 f f f f f f

4 SALA NEUTRONES 0.04 0.04 f 0.04 0.05 0.01 f

5 ALMACEN PUENTES f 0.12 0.08 0.12 0.19 0.13 f

6 SALA DE GAMMAS f f f 0.01 f f f

7 PUERTA SOTANO 0.01 0.01 f 0.01 f f 0.01

8 TECHO SOTANO f f f f f f 0.01

9 PERSONAL 0.04 f f f f f f

Las incertidumbres asociadas a las dosis son inferiores al 20%.

TABLA 3. DOSIS DE NEUTRONES RAPIDOS (X 102 mSv/h)

PERIODO DE MUESTREO

DETECTOR LOCALIZACION 1o 2o 3o 4o 5o 6o 7o

1 VENTANA LEJOS f f 0.57 f 1.28 0.01 1.6

2 VENTANA CERCA f 0.2 f f 0.36 0.26 f

3 SALA MONITORES f 1.43 f f f f f

4 SALA NEUTRONES 2.73 f f f 0.32 0.27 0.78

5 ALMACEN PUENTES f f 0.87 f 1.27 0.87 0.13

6 SALA DE GAMMAS f f f f 0.43 0.9 0.2

7 PUERTA SOTANO f f f 0.07 f f f

8 TECHO SOTANO 1.18 f f f f f 0.1

9 PERSONAL f f f f f f f

Las incertidumbres asociadas a las dosis son inferiores al 20%.

114

Frecuencia

6

5-

4 —

3-

2

1 H

0

Z=7! Z

U1

I 4=71

1

1------ ------ ri------ ------r i------ ------r23456789

Posicion

O Neut. termicos £3 Neut. rapidos

Figura 2. Frecuencia de lecturas de neutrones durante todo el periodo.

115

BIBLIOGRAFIA

1. L. Tavera y M. Balcdzar, Diseflo y fabricacidn de un contenedor de neutrones y

cdlculo de dosis equivalente debida al uso y almacenaje de una fuente de Am-Be de

3 Ci, Informe IA-90-36 ININ, Octubre 1990.

2. V. Pdrez-Medina, M. Balcdzar, A. Tejera, Neutron measurements for a polyhedral

room., por publicarse.

3. M.E. Camacho, L. Tavera y M. Balcdzar, Monitoreo ambiental de neutrones en un laboratorio de metrologia, II Congreso Regional de Seguridad Radioldgica y

Nuclear, Zacatecas Zac., Nov 93.

4. INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Recomendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP

Publication No. 60, Pergamon Press, Oxford (1990).

5. G.F. Knoll, Radiation Detection and Measuremnt, Ed. Wiley, 1979.

6. Siebert et al., Intercomparison and Evaluation of Calculated Neutron Fluence to Ambient Dose Equivalent Conversion Factors., Radiation Protection Dosimetry,

1985.

7. SAFETY SERIES, IAEA, Safety guides, Radiation Protection Glossary, IAEA, Viena, 1986.

11b

Capi'tulo 6

CONCLUSIONES Y PERSPECTTVAS

Utilizando los dos dosi'metros de neutrones basados en DSTN descritos en este

trabajo, se determinaron los flujos de neutrones en tres instalaciones nucleares.

Para obtener la distribucidn del flujo de neutrones en los puertos de haces del

reactor, el mdtodo que combina la tdcnica de activacidn y la de trazas nucleares permitid

establecer una relacidn entre la densidad dptica y el flujo neutrdnico existente.

Con las liminas de activacidn de oro (197Au) se calcularon los flujos neutrdnicos en

forma puntual, mientras que con el diseno que consta de un detector CR39 con 10 pulgadas

de didmetro y 600 /xm de espesor se realizaron mediciones continuas sobre toda el drea del

puerto tangencial y al relacionar el flujo medido en la ldmina de activacidn con la densidad

dptica del DSTN se obtuvo un mapeo continuo del flujo neutrdnico en cada puerto de haces. A simple vista es posible determinar la zona irradiada pero con el densitdmetro se

obtienen medidas cuantitativas de la densidad dptica.

Las condiciones de grabado del detector CR39 fueron las siguientes: solucidn de

NaOH al 25% a70°C.

Mediante este mdtodo se determinaron las variaciones en la densidad dptica y por

consiguiente en el flujo neutrdnico. Al elaborar curvas de isovalores del flujo registrado

en la limina, Se observa en la parte central de la Mmina que la densidad dptica es casi

homogdnea a excepcidn de 3 puntos en la parte derecha y un punto en la parte izquierda. En las orillas de la lamina la densidad dptica disminuye y las curvas se deforman de tal

manera que se forma un cfrculo, que es precisamente la forma del puerto en el que se

irradid.

117

A1 dibujar la grafica de la densidad dptica en una superficie de relieve, se observa

cdmo disminuye la densidad dptica en las orillas y como es casi constante en la zona

irradiada. Existe un punto en la parte central en el que aumenta considerablemente y 3

puntos en los que disminuye.

De esto se puede deducir que el flujo neutrdnico no es homogdneo en toda el drea del puerto de haces mapeado, ya que existen cuatro puntos en los que se observan

variaciones. Pudidndose considerar constante en una gran zona, la cual mediante este

mdtodo esta perfectamente localizado.

El mdtodo desarrollado es dptimo para la medicidn de flujos neutrdnicos ya que se

tiene un mapeo continue del flujo neutrdnico.

El dosimetro probd ser adecuado en aplicaciones donde sea necesario medir

distribuciones de flujo. El diseno permitid realizar un mapeo continue del flujo neutrdnico en toda el drea del puerto de haces y medir fluencias del orden de 109 n/cm2, pero es

posible medir fluencias mas alias.

El diseno utilizado para determinar los flujos de neutrones en el Reactor de Laguna

Verde que tiene como componentes Cd, LiF, U02 y como detectores LR115 y Makrofol, permitid medir periddicamente las fluencias producidas por neutrones tdrmicos,

intermedios y rdpidos en 100 lugares cercanos a las penetraciones localizadas en los niveles

18.70, 25.10 y 33.0 del reactor. Las mediciones realizadas durante 3 anos, conflrmaron

el bajo fondo de radiacidn neutrdnica en el drea externa durante el trabajo normal del

reactor y permitieron localizar los lugares con fluencias de neutrones arriba del fondo.

El proceso de evaluacidn de los detectores que consistid de tres pasos: grabado

quimico, evaluacidn automdtica de la densidad de trazas utilizando un contador automdtico

de chispa fabricado en el ININ y el cdlculo del flujo de neutrones usando programas de

edmputo, dura aproximadamente 15 dias, esto permite checar los puntos con fluencias

alias, para tomar acciones pertinentes.

118

Durante todo el periodo de muestreo se obtuvieron las fluencias para neutrones

tdrmicos, intermedios y r&pidos.

A cero potencia pr&cticamente no se encontrd componente r£pida. A 5% de potencia

se despliega una anomalfa, tanto en el caso de la componente tdrmica como en la rdpida, alrededor de la misma posicidn, mostrando la presencia de un posible punto con fluencia alia (punto caliente).

A potencia de 50% el punto alto es claramente observado en el nivel 33.10, en

donde se localize la zona del nucleo active.

Las penetraciones monitoreadas a operacidn comercial estuvieron principalmente

localizadas en el nivel 25.10. Los flujos tdrmicos y ripidos son valores normales.

Todas las fluencias medidas durante las pruebas preoperacionales y la operacidn

comercial fueron no mas de 10 veces las obtenidas a cero potencia. El miximo valor registrado es alrededor de 25 veces mds pequeno que la maxima dosis permisible.

Las medidas de fluencia neutrdnicas realizadas periddicamente con este prototipo de detector permitieron determiner los lugares con fluencias de neutrones alias, para tomar

las acciones pertinentes, asi como llevar un registro de los niveles de radiacidn a travds del

tiempo.

Con el prototipo que tiene como componentes Cd, LiF, U02 y como detectores

LR115 y Makrofol, se determind la dosis de neutrones durante un ano en algunos puntos

alrededor y dentro de la Sala de Calibracidn de Neutrones

Despuds de grabar los detectores y contar la densidad de perforaciones con el contador automdtico de chispa, se determind directamente el flujo de neutrones tdrmico,

intermedio y rdpido. Pero como la dosis de radiacidn de neutrones es entregada como

radiacidn secundaria, es dificil obtener una medida directa para dosis equivalente de

neutrones, por esta razdn las dosis de neutrones tdrmicos y rdpidos asociadas a los flujos

119

se calcularon usando los factores que aparecen en el ICRP60. Las incertidumbres asociadas

a las dosis de neutrones tdrmicos y ripidos fueron inferiores al 20%.

El valor del fondo para neutrones ripidos detectados en LR115 es igual a 0.02

mSv/h y para los tdrmicos detectados con Makrofol es de 0.02 ^tSv/h.

Las dosis asociadas a los flujos son todas ellas inferiores a 0.025 mSv/h, menos un

punto que corresponde al interior de la sala de neutrones.

Considerando el postulado ALARA, se recomienda que se repita el monitoreo de

neutrones, al menos en los lugares donde se presenta serial con mas frecuencia y/o durante

los periodos de uso mas frecuente de las fuentes.

Los puntos localizados mis cerca de las fuentes de neutrones, presentan serial tanto de neutrones tdrmicos como ripidos con mis frecuencia.

La ventana lejana de oficina, presenta serial con mis frecuencia que la ventana

cercana, esto se puede deber a que entre la ventana cercana y la sala hay una pared de

concrete y que a la ventana lejana le puede estar llegando neutrones disperses salientes de

la sala por las paredes de metal.

Los DSTN son utiles como detectores de neutrones ya que algunos tienen como elementos es true tu rales: hidrdgeno, oxi'geno, carbono y nitrdgeno y las reacciones

nucleares del neutrdn con estos elementos presentan secciones eficaces altas de interaccidn

con los neutrones.

El detector CR39 resulta ser muy util para la deteccidn de neutrones ya que esti

constituido por hidrdgeno y ademis tiene la propiedad de registrar las partfculas cargadas

pesadas. Los materiales hidrogenados son de interds, puesto que los detectores de

neutrones utilizan estos materiales como moderadores de neutrones y como productores de protones, que son detectados posteriormente con detectores comunes de radiacidn. Esto

significa que al incidir los neutrones en el CR39 e interaccionar con el hidrdgeno se

120

producen protones que son registrados en el mismo material sin necesidad de utilizar

posteriormente otro detector.

Los DSTN son ligeros, sus dimensiones pueden variar dependiendo de las

necesidades y no son sensibles a radiacidn gamma. Esta ultima caracteristica es una ventaja

ya que los flujos de los reactores estan constituidos por campos mixtos de neutrones y gamma.

Para aumentar la sensibilidad en la deteccidn de neutrones se colocan convertidores

junto a los DSTN.

Utilizando DSTN es posible disenar detectores que funcionen como espectrdmetros, con el arreglo adecuado de detectores y convertidores.

Su baja sensibilidad permite medir flujos altos y cuando los campos de radiacidn son

de baja intensidad, se dejan por varies dias para acumular informacidn. Los DSTN pueden

almacenar la informacidn durante mucho tiempo, hasta varies meses.

Es importante senalar, que las caracteristicas de los DSTN permiten realizar

diversos disenos de detectores de neutrones, cada diseno depended de la intensidad de los

flujos a medir y de las condiciones del lugar. Esto les permite ser aplicados casi en

cualquier instalacidn donde exista un ambiente neutrdnico.

Se pretende continuar los estudios de diferentes materiales para usarlos como convertidores, con el fin de aumentar la eficiencia en la deteccidn de neutrones y asi

desarrollar mejores espectrdmetros.