Reazioni Nucleari Binarie

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1 Reazioni Nucleari Binarie Tutti i nuclidi che si trovano naturalmente sono stati prodotti da reazoni nucleari binarie nelle stelle. A+ B C + D + E + L Valgono le leggi di conservazione delle reazioni nucleari, principalmente : Energia, momento lineare, momento angolare, carica, n.barionico, parita. Un nucleone o nuclide leggero interagisce con un nucleo pesante a riposo, con produzione di due o piu prodotti, piu comune e quella a due prodotti: x + X y +Y, X (x, y)y Il meccanismo dipende dall energia del proiettile. Se il nucleone o nuclide leggero ha Ekin > 40 MeV, si ha una reazione di tipo diretta o periferica poiche la interazione avviene principalmente con nucleoni superficiali. Con Ekin<40 MeV l interazione avviene con tutto il nucleo, con tutti i nucleoni simultaneamente, formando inzialmente un nucleo composto che decade in ~10-14 s dalla sua formazione in diversi insiemi di prodotti finali. Il concetto di nucleo composto e stato introdotto da Bohr nel 1936.

2 Nucleo Composto la particella incidente e catturata dal nucleo targhetta e la Ekin e trasferita al nucleo intero creando un singolo nucleo eccitato, nucleo composto. Il susseguente decadimento e praticamente indipendente dal modo di formazione, la probabilita di un certo tipo di stato finale dipende solo dall energia di eccitazione disponibile. Evidenza degli stati a vita media lunga si ha dall analisi della struttura della xsect delle reazioni nucleari fortemente risonanti, es. xsect dell Indio per neutroni ΔEΔt h Δt s confrontare con ~10-22 s tempo medio di nucleone per traversare nucleo

3 Un modello di formazione di nucleo composto prevede che la particella proiettile, che ha energia positiva, sia intrappolata momentaneamente in uno degli stati virtuali di singola particella. Per un potenziale a corto raggio sono possibili stati quasi legati o stati virtuali di singola particella con energia positiva. γ decay Il decadimento avviene quando, scambiando energia con i nucleoni interni nello stato fondmentale, uno o piu nucleoni dallo stato virtuale, cedendo energia, si portano ai livelli degli stati eccitati nucleari, e quindi il nucleo si trova con un energia di eccitazione tale che attiva un processo di decadimento. Potenziale complesso -----> modello ottico Uno stato eccitato decade con probabilita λ =1 / τ, inverso vita media ΔEΔt = h ΔE = h /τ λ = ; Γ = Γ i λ i i = λh = h / τ i

4 Reazione in due passi - formazione del nucleo -decadimento del nucleo a + X [C*] Y + b σ (a,b ) = σ a +X C * P C * b +Y p + 63 Cu α + 60 Ni [ 64 Zn *] 63 Zn + n 62 Cu + n + p 62 Zn + 2n T i * m a c 2 + m X c 2 E* T f * m C* c m b c 2 + m Y c 2

5 Cinematica delle reazioni nucleari binarie Nelle reazioni X(x,y)Y il constraint di conservazione di momento ed enegia richiede che i due prodotti si dividano l energia iniziale e l energia della reazione Q = E y + E Y E x E X = (M x + M X M y M Y )c 2 Si possono usare le masse atomiche perche il n. di elettroni e lo stesso e la piccola differenza in BE degli elettroni e trascurabile. Con il nucleo X a riposo, E x = E y + E Y Q tutte le quantita cinematiche dei prodotti y e Y si determinano imponendo la conservazione di energia e momento. E y θ y p y p Y E x E X = 0 θ Y θ y θ Y p x E Y p Y 2 = p x 2 + p y 2 2p x p y cosθ y p i = 2m i E i 2m Y E Y = 2m x E x + 2m y E y 2 4m x m y E x E y cosθ y sostituendo con Ex (m y + m Y )E Y 2 m x m y E x cosθ y E Y + E x (m x m Y ) m Y Q = 0 quadratica in Ey

6 Risolvendo per E y E y = m x m y E x (m y + m Y ) 2 cosθ y ± m x m y E x (m y + m Y ) 2 cos2 ϑ y + m m Y x (m y + m Y ) E + m Y Q x (m y + m Y ) la soluzione ha forma E y = a ± a 2 + b con 0,1 o 2 soluzioni. La condizione (a 2 + b) < 0 non fisica. Fattori che rendono, per un particolare angolo, la reazione non fisica: - Q-value negativo - m Y m x < 0, proiettile pesante - cosθ y < 0, grande angolo di scattering, Reazione esoenergetica Q > 0 e m Y > m x Unica soluzione E y = a + a 2 + b per E x 0 E y m Y m y + m Y Q Reazione endoenergetica Q < 0 L argomento sotto radice < 0 se Ex piccolo, nessuna reazione, al crescere di Ex l argomento diventa positivo e ci sono due soluzioni possibili. Si chiamano REAZIONI A SOGLIA.

7 Energia delle reazioni a soglia Per reazioni con Q<0, ed anche per reazioni con Q > 0 e m Y < m x, la particella incidente deve fornire un minimo di energia Ex perche la reazione avvenga. Soglia cinematica Per reazioni endoenergetiche, (Q<0), la reazione e possibile solo se E x > E th (E x ) θ y m Y (m y + m Y )Q (m y + m Y )(m Y m x ) + m x m y cos 2 θ y m = Y (m y + m Y )Q m Y + m y m x (m x m y / m Y )sin 2 θ y Il minimo si ha per theta = 0, cosi la soglia minima cinematica e E x th = (m y + m Y ) m Y + m y m x Q Per la maggior parte delle reazioni nucleari m i >> Q / c 2 quindi m y + m Y m x + m X cosi' m y + m Y m x m X E x th (1+ m x m X )Q

8 Soglia della barriera coulombiana Se il proiettile x e un neutrone od un raggio gamma, puo interagire con il nucleo senza altri impedimenti. La energia minima e la energia di soglia. Se il proiettile e un nucleo, avendo carica positiva, deve avere una Ekin tale da superare la barriera coulombiana, per poter venire a contatatto con le forze nucleari, a corto range. La forza repulsiva tra un proiettile x di carica Zx ed un nucleo targhetta X di carica ZX a distanza r vale F c = Z Z x X e2 4πε 0 r 2 b Z ed il lavoro fatto contro il campo elettrico del nucleo W c = F c dr = - x Z X e 2 4πε 0 b dr = Z xz X e 2 r 2 4πε 0 b In prima approssimazione si puo supporre nucleo sferico e superfice definita (!!!!) per cui si ipotizza che le forze nucleari incomincino a manifestarsi per b=rx+rx, per cui b = R x + R X = R 0 (A x 1/3 + A X 1/3 ) Quindi l energia cinetica del bersaglio per superare la barriera coulombiana e Z E C x W c = 1.2 x Z X A 1/3 1/3 x + A X (MeV) Questa Energia cinetica non e tutta persa, perche mentre lavora contro il campo elettrico, il nucleo targhetta rincula acquisendo energia cinetica. Il momento del proiettile deve essere uguale a quello del nucleo composto, quindi deve essere E cn = E x c (m x / M cn ). a seguito del decadimento, tutta la energia cinetica del proiettile sara poi convertita nelle masse ed energia dei prodotti della reazione.

9 Energia di soglia totale Particella incidente neutra, i.e. fotone e neutrone, non esiste barriera Coulombiana Reazioni esoenergetiche Q > 0 nessuna soglia Reazioni endoenergetiche Q < 0 soglia cinematica Nucleo carico incidente, barriera Coulombiana da superare Reazioni esoenergetiche Q > 0 soglia Coulombiana Reazioni endoenergetiche Q < 0 soglia cinematica + soglia Coulombian ( E th x ) min = max(e c x, E th x )

10 Una reazione per rivelare neutroni Applicazioni delle reazioni binarie I neutroni producono una reazione nucleare i cui prodotti carichi possono essere rivelati 3 He(n,p) 3 H La reazione e esoenergetica, con Q= MeV, il neutrone puo avere Ekin trascurabile, il protone viene prodotto con Ep=0.573 MeV e il nucleo di Tritio 3 H la differenza (Q-Ep). Una reazione per produrre neutroni 7 Li(p,n) 7 Be Endoenergetica, Q=-1.644MeV E p C =1.236MeV e E p th =1.875MeV Notare la piccola regione dove il neutrone puo essere ncon due valori di energia

11 Caratteristica delle reazioni con neutroni I neutroni interagiscono col nucleo in un ampio range di energia, da energie dell ordine di 10-7 ev a centinaia di GeV. Essi costituiscono uno strumento indispensabile per la ricerca e l industria in molti settori. Per convenzione i neutroni sono classificati in base alla loro energia. Type E(meV) Temp(K) λ( nm) Cold Thermal Epitherm x10-2 Slow x Fast 2x λ (nm) = 395.6/v (m/s) E(meV) = k 2 (k in nm -1)

12 Sorgenti Radioattive Sorgenti di neutroni Ra-226 si hanno Alpha di circa 5-8 MeV, lo spettro energetico dei neutroni varia fino a 13 MeV. Neutroni non monoenergetici per via di: - molti livelli energetici di decadimento - rallentamento nel materiale - emissione a largo spettro angolare - possibile che C-12 sia in stato eccitato La rate e di circa ~10**7 neutroni/sec per un Ci di 226 Ra Sorgenti Alpha attualmente piu usate: 210 Po( 138d ), 238 Pu( 86 y), 241 Am( 458 y) α + 9 Be 12 C +n+5.7mev Ra-Be Po-Be

13 Sorgenti Fotoneutroniche Sorgente di neutroni puo essere ottenuta con una reazione (γ,n). γ + 9 Be 8 Be+n Neutrone quasi monoenergetico, se fotone monoenergetico. Il 24 Na emette γ di 2.76 MeV, maggiore energia legame neutroni. Last neutron BE per il Be-9 e di solo 1.66 MeV. Lo yield e buono, neutroni/s per ogni Ci di 24 Na, ma vita media breve (15h). Altra sorgente di γ e l isotopo 124 Sb(60 d) che emette un γ di energia di poco superiore all energia di legame del neutrone, che viene emesso con una bassa energia, appena 24 KeV.

14 Fissione spontanea Isotopi iperuranici, quali il 252 Cf(2.65 y), soggetti a fissione spontanea costituiscono ottime sorgenti di neutroni. I neutroni vengono prodotti direttamente nel processo ad una rate di circa 4 neutroni per fissione La rate di fissione, nel 252 Cf e del 3%, con decadimento alpha 97%. Lo yield e di 2.3x10**12 n/s/g oppure di 4.3x10**9 n/s per Ci. Energia media dei neutroni e di 1-3 MeV, tipica del processo di fissione Un limite e l alto costo, (e un prodotto transuranico artificiale), e la vita media di dimezzamento corta, appena 2.65 anni.

15 Neutroni prodotti con acceleratori Scegliendo energia particella incidente e angolo emissione neutrone, possibile ottenere neutroni monoenergetici di energia desiderata tra KeV e 20MeV Reazioni piu comuni sono: 3 H + d 4 He + n Q = +17.6MeV 9 Be+ 4 He 12 C + n Q = +5.7MeV 7 Li + p 7 Be + n Q = 1.6MeV 2 H + d 3 He + n Q = +3.3MeV Il grafico mostra la dipendenza dell energia dall energia incidente e dall angolo nella reazione 3 H(d,n) 4 He Con la reazione p+t--> 3 He+n MeV possibile ottenere neutroni monoenergetici perche il 3 He non ha stati eccitati.

16 Netroni da fissione nei reattori La reazione di fissione, n + X C Y + Y + nn + coinvolge i nuclei pesanti, es. U235, U238, U233, Pu239 etc.. Il nucleo composto C e in uno stato estremamente eccitato per cui decade in un grande varieta di modi, tra cui la fissione. 1 0n U U U U n + γ { 0 scatt. inelastico 1 n scatt. elastico U + γ rad. capture Y H + Y L + y 1 + y 2 + fissione

17 La fissione nei reattori e indotta da neutroni con Energie cinetiche (>MeV) per nuclei e-e o Energie cinetiche nulle o basse (< ev) nei nuclei e-o.

18 Lo spettro dei neutroni prompt come essi sono prodotti in un evento di fissione e il risultato dell evaporazione da un nucleo originariamente eccitato. La distribuzione riflette la distribuzione delle energie dei neutroni nel nucleo. Per ottenere dei neutroni termici si debbono rallentare e quindi trasportarli fuori dal reattore.

19 Spallazione L urto di una particella energetica, protone, >1 GeV, su nucleo pesante produce una reazione chiamata spallation. Protoni sparati in bunch su atomi alto A, es. tungsteno, mercurio producono neutroni impulsati Reazione in due tempi: eccitazione del nucleo ed evaporazione q + Ai Z i Af Z f + n p p + n n n + n d d + nαα + L In media sono espulsi neutroni per ogni protone incidente.

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21 European Spallation Source Project

22 I neutroni impulsati sono rallentati e portati alle aree sperimentali attraverso beam guide apposite. Hanno intensita volte maggiore neutroni da reattore. Ogni impulso di neutroni contiene neutroni con range di energia e lunghezza d onda diverse, che possono essere separati lungo un cammino di pochi metri e permettere l analisi mediante TOF. Possibile effettuare misure con spettro continuo per ogni impulso

23 Fraser(circa 1965) ha trovato sperimentalmente una relazione tra yield e spessore targhetta in funzione dell energia dei protoni incidenti. Possibile effettuare misure con spettro continuo per ogni impulso Yield lineare con l energia dei protoni significa una rate di produzione di neutroni costante per unita di tempo di potenza del fascio di protoni. Per un fascio di 1 GeV di protoni su una targhetta sottile di tungsteno si hanno in media 10 neutroni per protone incidente, circa 1 neutrone ogni 56 MeV di energia del protone.

24 Lo spettro energetico e la distribuzione angolare dei neutroni mostra che per neutroni di energia attorno ad 1 MeV c e un picco quasi isotropo, sopra i 10 MeV la interazione diretta dei neutroni domina la distribuzione favorendo la distribuzione in avanti.

25 Assorbimento e rallentamento dei neutroni Un fascio di neutroni e attenuato a causa delle reazioni nucleari innescate nel materiale attraversato; -per neutroni veloci le reazioni piu probabili sono (n,p), (n,α) o (n,2p) -per neutroni lenti o termici e la cattura in forma di (n,γ) Al di fuori della zona delle risonanze, attorno ad 1 ev, la sezione d urto decresce al crescere della velocita, come 1/v; piu sono lenti piu sono assorbiti. L intensita decresce come I = I 0 e Nσ tx dove σt= sezione d urto totale N = densita atomica dx = spessore materiale σt=σs+σa vale solo per neutroni monoenergetici, perche σ dipende da energia

26 Xsect per U234,U236 e U238 per neutroni di alta energia Xsect totale e di fissione per U235

27 In termini di Xsect macroscopica l intensita trasmessa diviene I = I 0 e Σx = I 0 e x /λ con Σ = Nσ λ = 1/ Σ essendo λ la lunghezza di attenuazione media, che e uguale al libero cammino medio. La probabilita di trovare un neutrone tra x e x+dx e proporzionale a exp(-x/λ) e quindi il cammino medio si trova come la distanza media percorsa prima di interagire La Xsect macroscopica 0 0 xe x /λ dx e x /λ dx = λ Σ = N(σ s + σ a ) = Σ s + Σ a e il libero cammino medio sara 1 λ 1 λ s + 1 λ a σ a >> σ s σ s >> σ a neutroni assorbiti prima di scatterare neutroni subiscono molti scattering e perdono energia, slowing down

28 Laboratorio Slowing down dei neutroni E,v C.M. m M m E v v* v* w* Vcm w* v M il CM si muove con Vcm mv = (m + M)V cm nel CM energia cinetica neutrone e targhetta conservata, nel Laboratoriola velocita del neutrone = somma velocita CM + velocita neutrone nel CM v = v + V CM ma v = vm m + M ( ) e r v '= r v *+ r V cm si ha v' 2 = v * 2 +V 2 CM + 2v *V CM cosθ

29 Sostituendo v* e Vcm e ricordando che E'/E = (v'/v) 2 Si ottiene l energia del neutrone scatterato nel laboratorio E'= E M 2 + m 2 + 2Mmcosθ ( M + m) 2 Se θ = π Si ottiene il valore dell energia minima assunta dal neutrone dopo lo scattering E'(min) = E M m M + m 2 = αe

30 Quindi: urto elastico neutrone, A=1, energia iniziale E con atomo massa A a riposo. L energia dopo urto E vs E E' E = A Acosθ A + 1 ( ) 2 misurato nel C.M. θ =180 0 collisione centrale, minimo di Energia del neutrone E'(min) E ( ) 2 ( ) = α 2 = A 1 A + 1 Per energie <10 MeV, urto isotropico in CM, quindi indipendente da θ P(θ)dθ = 2π sinθdθ = 1 sinθdθ = P(E')dE' 4π 2 ( ) 2 de' ma dθ = 2AE'sinθ P(E')dE'= A +1 ( A +1) 2 4AE de'= de' ( 1 α)e Energia del neutrone,dopo urto, uniformemente tra E (min) ed E.

31 Dopo ogni collisione il neutrone perde in media E '= α ( )E La perdita frazionaria di energia dopo ogni urto e sempre uguale. Decremento logaritmico dell energia ε dopo ogni singola collisione. ξ = ln(e / E') = E αe ln(e / E')P(E')dE' Per urto isotropico nel CM prendendo x = E' E ξ = 1 α ln xdx = 1+ α 1 α 1 α lnα 1 indipendente da energia iniziale

32 ξ = ln E ln E' dopo n collisioni ln E' = ln E nξ Una espressione di ξ per A>6, precisa al 1% il n di urti necessari per rallentare un neutrone dall energiainiziale E all energia media E saranno ξ = 2 A 4 3A 2 n = 1 ξ ln E E' 7 Li n=68 9 Be n=87 16 O n=152 Nel regime termico la distribuzione delle energie dei neutroni sara piu correttamente descritta dalla distribuzione maxwelliana delle velocita perche saranno in equilibrio termico con il moderatore a temperatura T

33 La distribuzione maxwelliana delle velocita del neutrone in equilibrio termico col moderatore sara quindi m f (v)dv = 4πn( 4πkT )3/2 v 2 e mv 2 / 2kT dv che in termini di energia si scrive f (E)dE = 2πn (πkt) 3/2 E1/2 e E / kt de

34 Rivelatori di neutroni Cosa significa rivelare un neutrone? - necessario produrre una qualche sorta di segnale elettrico misurabile - non si possono rivelare direttamente i neutroni lenti Necessario usare reazioni nucleari per convertire neutroni in particelle cariche Usare uno dei diversi tipi di rivelatori per particelle carice: - contatori a ionizzazione e proporzionali - rivelatori a scintillazione - rivelatori a semiconduttore

35 Reazioni Nucleari per rivelatori di neutroni n + 3 He 3 H + 1 H MeV n + 6 Li 4 He + 3 H MeV n + 10 B 7 Li* + 4 He 7 Li + 4 He MeV γ +2.3 MeV (93%) 7 Li + 4 He +2.8 MeV ( 7%) n Gd Gd* γ-ray spectrum conversion electron spectrum n Gd Gd* γ-ray spectrum conversion electron spectrum n U fission fragments + ~160 MeV n Pu fission fragments + ~160 MeV

36 Contatori a gas Due regioni di lavoro: regione II, regione di ionizzazione - gli elettroni driftano all anodo producendo un impulso regione III, regione proporzionale - se la tensione gli elettroni ionizzano il gas con conseguente amplificazione e guadagno del segnale Operano in due modi: - pulse mode - current mode Pulse mode quando il campo di radiazione e piccolo, la rate e piccola e si possono osservare i singoli impulsi delle particelle ionizzanti Current mode quando si opera in un campo di radiazione elevato, la rate e alta e si misura la corrente proporzionale al flusso di particelle ionizzanto

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38 Camere a ionizzazione possono avere forme e dimensioni le piu svariate a seconda dell impiego. Gamma ray Ion Chamber Opera in current mode. Costruita in grandi dimensioni viene impiegata per monitorare aree da radiazioni ionizzanti e se operano ad alta pressione possono raggiungere una sensibilita elevata permettendo di misurare rate dell ordine di 1 µr/h. Piccole camere con bassa pressione possono operare in campi altamente radioattivi fino ad una rate di 10 7 R/h. A pressione atmosferica e con aria sono usate per misurare la radiazione naturale, oerano in current mode Neutron sensitive Ion chamber Rivestendo la camera con materiale avente grande xsect di assorbimeto per neutroni o riempita con gas reattivo ai neutroni si ottiene un rivelatore di neutroni. I reattanti piu usati sono 3 He, 10 B, 6 Li e 235 U, i gas usati sono 10 BF3 o 3 He ed il rivestimento interno fatto con 10 B, 6 LiF o 235 U. Questi rivelatori possono operare sia come camere aionizzazione che contatori proporzionali

39 Fission Chamber Il gas, Ar, e ionizzato dai frammenti di fissione La fission chamber e usata in ambienta ad alta rate neutronica, perche ha il vantaggio che la risposta e direttamente proporzionale, in saturazione, alla fission rate. Puo operare fino a flussi di n cm -2 s -1 La fission rate e calcolata riferita alla fission rate di un isotopo di referenza 235 U o 239 Pu. R x R ref = I x I ref dove R x e la fissin rate dell isotopo X ( fissions cm -3 s -1 ), R ref fission rate dell isotopo di riferimento, I x, I ref corrente di saturazione (ua).

40 La sez.d urto per le 3 reazioni sono molto grandi per i neutroni termici e varia come 1/v fino a valori di centinaia di KeV, cio permette di calcolare facilmente la densita dei neutroni. dr = Nσn(v)vdv R=Rate di conteggio N=nuclei di Boro n(v)dv=n.neutroni per unita volume e velocita compresa tra v e v+dv. ora σ 1 /v C σv Misura di Rate R = Nσn(v)vdv = NC n(v)dv = NCn n(v)vdv=flusso di neutroni attraverso il rivelatore La Rate di conteggi e proporzionale alla densita di neutroni per ogni distribuzione di velocita, finche vale la 1/v.

41 Misura delll intensita del flusso di neutroni: - Esposizione ad un materiale che diventa radioattivo per cattura neutronica Bisogna conoscere bene la sezione d urto di cattura per le varie energie, si misura la radiattivita indotta.. -Misura della velocita dei neutroni con un selettore di velocita realizzato con materiale che assorbe molto i neutroni termici -Tempo di Volo,ToF, per i neutroni termici. I neutroni termici hanno una velocita di circa 2200 m/s facilmente misurabile.

42 Misure di energia: - in regime termico si usa la diffrazione con cristalli. la lunghezza d onda di debroglie e circa 0.1 nm stessa dimensione lattice cristallino Legge di Bragg nλ = 2d sinθ - in regime veloce si usa la tecnica del recoil La Er max per H=E, per 3He max = 0.75 E scattering tra neutrone e targhetta leggera (H,2H,3He,4He,...) (E R ) max = E E' min = E 4A (A + 1) 2 La risposta in energia dovrebbe essere uno spettro uniforme lungo tutto il range, ma viene modificato nella parte bassa dalla non linearita dello scintillatore.

43 Per Idrogeno (ER)max= E, per 3He, (ER)=0.75E Non linearita dello scintillatore Risoluzione del rivelatore Spettro di neutroni monoenergetici di 14 MeV in uno scintillatore N.B. l efficienza degli scintillatori nel rivelare protoni di rinculo, caso neutroni veloci, e 50%

44 Compensated Ion Chamber Usata nel controllo dei reattori perche ha un grande range dinamico, in grado di rispondere al campo neutronico che puo variare anche di 10 ordini di grandezza. E costituita da due elettrodi concentrici ed un elettrodo centrale a filo. L elettrodo esterno e rivestito di materiale reattante ai neutroni come 235 U o composti di 10 B e forma la working chamber, la compensated chamber e formata dall elettrodo intermedio e quello centrale. Quando esposta a flusso di neutroni e gamma il potenziale della working chamber fa fluire la corrente verso l elettrodo intermedio, cosi pure la compensated chamber, che e sensibile solo ai gamma. Il potenziale dell elettrodo intermedio e ed un valore tale che la corrente indotta dai gamma, avente segno opposto, si annulli per cui si interpreta la corrente netta come corrente indotta da neutroni.

45 Free air Ion Chamber Uno strumento standard per la misura dell esposizione alla radiazione e la Free Air Ion Chamber. L unita di esposizione, il roentgen (R) e definito come la quantita di X o gamma che produce un statcoulomb di carica di entrambii segni per cm 3 di aria a 0 o C e 769 mm Hg. La camera ha le pareti di piombo ed e riempita di aria a temperatura ambiente. La radiazione attraversando la finestra, ionizza l aria, e solo le cariche prodotte nella zona cilindrica centrale sono raccolte dall elettrodo. Conoscendo il volume della zona centrale si puo risalire subito alla rate della radiazione. Smoke detector Ionization Chamber Assemblando una Free Air Ion Chamber con una sorgente di 241 Am che emette alpha si ha un rivelatore sensibile al fumo. La radiazione alpha produce ionizzazione che produce una piccola corrente costante. Particelle di fumo riducono la rate delle alpha e quindi una variazione di corrente. Similmente l immissione di aria calda cambia la rate di ionizzazione e quindi la corrente.

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47 Neutron sensitive proportional counter I contatori proporzionali per neutroni hanno o le pareti ricoperte da strato di materiale altamente reattivo ai neutroni o sono riempiti di gas reattivi ai neutroni. Come rivestimento si usa il 10 B, come gas il 10 BF3 e il 3 He. Il contatore opera in modo proporzionale e ha una buona risoluzione spettrale delle energie dei prodotti delle reazioni 10 B(n,α) 7 Li e 3 He(n,p) 3 H La neutron detection efficiency puo essere migliorata aumentando la pressione, tra 1 a 10 Atm pero in questo caso aumenta il tempo morto perche la velocita degli elettroni e ioni diminuisce in proporzione.

48 Contatori a scintillazione per neutroni Il principio e semplice: le interazioni della radiazione nello scintillatore eccitano la struttura atomica o molecolare nello scintillatore con conseguente diseccitazione con emissione di quanti di radiazione luminosa. - Scintillatori inorganici: NaI(Tl), CsI(Na), CsI(Tl), Li(IEu), BGO,... - Scintillatori organici: cristallini, plastici, liquidi, contengono O e C Necessario doparli con elementi reattivi ai neutroni quali: Li, Ce, B, Tl Scintillatori organici sfruttano la fluorescenza

49 Neutron scintillation detectors The scintillating glass fibers work by incorporating 6 Li and Ce 3+ into the glass bulk composition. The 6 Li has a high cross-section for thermal neutron capture. The capture reaction produces a tritium ion and an alpha particle and kinetic energy. The triton will likely interact with a Cerium ion through Coulombic (electrical) interactions. This interaction results in the excitation of one of the Cerium atom s electrons. The resulting de-excitation of the electron produces a flash of light. This scintillation propagates through the glass fiber which acts as its own wave guide. The fibers are optically coupled to a photo-multiplier tube. At this point, the light is multiplied and converted to a electronic pulse that can be processed and counted. Although the neutron capture cross section of 3 He and 10 B are 4 to 5 times larger than 6 Li, there are many more atoms in a solid glass ribbon than a pressurized gas tube. When comparing the technologies for sensitivity, the product of the number of atoms times the cross section for neutron capture provides a reasonable method.

50 The neutron sensitive scintillating glass fiber detector is a good example of a scintillation detector. The detection process of the fiber is depicted in this figure. For every thermal neutron captured, about 6000 photons are produced because of the high reaction energy (Q = 4.78 MeV). The elegant part of this technology is that the fibers act as their own light guide to direct the light created to the photo-multiplier tubes that are the light sensitive device in the detector. Only a fraction of the light produced is actually detected by the PMT as some light is lost in the photon transport along the fiber length and from losses of photons through the fiber. Fast neutrons are thermalized by hydrogen-rich moderator - Thermal neutron capture by 6 Li -Alpha particle and Triton are produced -Triton particle excites Ce 3+ - Ce 3+ fluoresces - Light guided to PMTs