Detección de sustancias mediante el uso de fuentes de neutrones

Cevallos Robalino, Lenin Estuardo (2019). Detección de sustancias mediante el uso de fuentes de neutrones. Thesis (Doctoral), E.T.S.I. Industriales (UPM). https://doi.org/10.20868/UPM.thesis.56732.

Description

Title: Detección de sustancias mediante el uso de fuentes de neutrones
Author/s:
  • Cevallos Robalino, Lenin Estuardo
Contributor/s:
  • Gallego Díaz, Eduardo F.
Item Type: Thesis (Doctoral)
Date: 2019
Subjects:
Freetext Keywords: fuentes de neutrones; detectores de neutrones; AAN; Monte Carlo; detección de explosivos = neutron sources; neutron detectors; neutron activation analysis; Monte Carlo; detection of explosives
Faculty: E.T.S.I. Industriales (UPM)
Department: Ingeniería Energética
Creative Commons Licenses: Recognition - No derivative works - Non commercial

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Abstract

La detección de sustancias ocultas es de suma importancia para la seguridad nacional, en especial en la lucha contra el terrorismo y el tráfico de drogas. En esta tesis doctoral, se han estudiado diferentes sistemas basados en el uso de fuentes de neutrones con ese fin, siendo diseñados, simulados, construidos y evaluados. Inicialmente, y durante la estancia doctoral realizada en la Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas, se realizaron irradiaciones para medir rayos gamma prontos inducidos en agua ligera y en polietileno de alta densidad (HDPE) cuando son expuestos a neutrones desde una fuente 241 95 Am , usando un detector de centelleo de NaI(Tl) de Ø3” x 3”. En ambos materiales se observó un rayo gamma de 2,22 MeV debido a la captura en hidrógeno, además un rayo gamma de 4,43 MeV observado debido a la reacción C6 12(n,n’y)C6 12. Este tipo de reacciones inducidas por los neutrones, y la capacidad de detectar los rayos gamma prontos, sienta las bases de los métodos prácticos que se han desarrollado en la Tesis. Con cilindros de HDPE como material moderador, se diseñó un sistema de irradiación con neutrones térmicos obtenidos a partir de una fuente 95 Am 241 / B e 4 9 de 111 GBq de actividad, eligiendo la geometría más adecuada para su termalización mediante la retrodispersión en el HDPE, habiendo logrado tasas de fluencia térmica de hasta 5,3x102 cm-2·s-1 dentro del rango del espectro predominantemente térmico. El modelo teórico fue replicado experimentalmente en el Laboratorio de Medidas Neutrónicas de la Universidad Politécnica de Madrid (LMN-UPM), llevando a cabo mediciones experimentales utilizando un detector de BF3. Mediante métodos de Monte Carlo, se diseñó un segundo sistema de neutrones térmicos basado en la misma fuente de 95 Am 241 / B e 4 9 de 111 GBq, ubicada en el interior de una cavidad cilíndrica dentro de un paralelepípedo de material moderador, ensayando con tres materiales moderadores diferentes, agua, grafito y HDPE, para comprobar cuál de esos materiales sería más adecuado para el sistema de detección, maximizando el flujo de neutrones térmicos en la cámara de irradiación. Se pudo concluir que el HDPE alcanza un mejor rendimiento, con tasas de fluencia térmica de hasta 904 cm-2·s-1, que suponen 8,144 cm- 2·s- 1·GBq-1. Tras concluir que el HDPE es el material moderador más interesante, uno de los logros principales de la Tesis ha sido FANT, acrónimo de Fuente Ampliada de Neutrones Térmicos, que es un dispositivo moderador para producir un campo uniforme de neutrones térmicos, diseñado mediante métodos de Monte Carlo con el código MCNP6.1 para identificar materiales por AAN (AAN). El dispositivo está /4Be 9 basado en una fuente 241 95 Am en el interior de una cámara para irradiación de forma cilíndrica, de 32 cm de diámetro x 70 cm de largo, en el interior de un paralelepípedo de 90 cm de largo x 70 cm de alto de material HDPE, además de un detector de NaI(Tl) de Ø3” x 3”, que se inserta lateralmente. El proceso de moderación mediante retrodispersión de los neutrones resulta efectivo, permitiendo obtener tasas de fluencia térmica de hasta 1100 cm-2·s-1. Por otro lado, la tasa de dosis a 1 metro de distancia del FANT es inferior a 10 µSv/h. Tras su diseño computacional, FANT se construyó y probó experimentalmente en el LMN-UPM. Si bien el campo de neutrones térmicos obtenido en FANT es muy uniforme y con un flujo notable para el tipo de fuente de partida, lo que le hace apto para múltiples aplicaciones, como la calibración y pruebas de detectores de neutrones térmicos, su rendimiento práctico para el AAN no ha sido plenamente satisfactorio, y por ello, de nuevo mediante métodos de Monte Carlo usando el código MCNP6.1, se han evaluado diversas configuraciones para un sistema de detección de alto flujo. Dicho sistema está compuesto por un generador de neutrones compacto de Deuterio-Deuterio D-D y detectores de centello de NaI(Tl), y estaría destinado a la detección e interceptación de explosivos ocultos. Se ha analizado la respuesta del sistema ante diversas muestras de explosivos, tales como RDX y Nitrato de Amonio, por ser los principales elementos de los explosivos casero-militares. El generador D-D produce neutrones rápidos de 2,5 MeV con una intensidad máxima de 1010 n/s (DD-110); el generador es rodeado con HDPE con el fin de termalizar los neutrones rápidos, mejorando su interacción con la muestra, dando lugar a la emisión de rayos gamma, obteniendo un espectro característico de los elementos que la constituyen, pudiendo de esta manera determinar su composición química e identificar el tipo de sustancia. Los sistemas desarrollados pueden ser empleados en futuros experimentos de laboratorio, tanto para la identificación de sustancias trazas mediante AAN, como para la calibración de equipos de detección. ----------ABSTRACT---------- The detection of hidden substances is of paramount importance for national security, especially in the fight against terrorism and drug trafficking. In this doctoral thesis, different systems for this purpose, based on the use of neutron sources have been studied, being designed, simulated, constructed and evaluated. Initially, and during a doctoral stay in the Academic Unit of Nuclear Studies of the Autonomous University of Zacatecas, irradiations were performed to measure early gamma rays induced in light water and high density polyethylene (HDPE) when they are exposed to neutrons from a 95 Am 241 / B e 4 9 source, using a Ø3" x 3" NaI(Tl) scintillation detector. In both materials, gamma rays of 2.22 MeV were observed due to the capture in hydrogen. In addition, 4.43 MeV photons were observed due to the reaction C6 12(n, n'y)C6 12. This type of neutron induced reactions, and the ability to detect early gamma rays, forms the basis of the practical methods that have been developed in the Thesis. With HDPE cylinders as moderator material, an irradiation system with thermal neutrons obtained from a 95 Am 241 / B e 4 9 source of 111 GBq activity was designed, choosing the most suitable geometry for the neutron thermalization by backscattering in the HDPE. The thermal fluence achieved reached up to 5.3·102 cm-2·s-1 within the predominantly thermal spectrum range. The theoretical model was replicated experimentally in the Neutron Measurement Laboratory of the Universidad Politécnica de Madrid (LMN-UPM), carrying out experimental measurements using a BF3 detector. Using Monte Carlo methods, a second thermal neutron system was designed based on the same 95 Am 241 / B e 4 9 source of 111 GBq, located in a cylindrical cavity inside a parallelepiped of moderator material. Three different moderator materials were tested ?water, graphite and HDPE?, to verify which of these materials would be most suitable for the detection system, maximizing the flow of thermal neutrons in the irradiation chamber. It could be concluded that HDPE achieves a better performance, with thermal fluence rates of up to 904 cm-2·s-1, which are equivalent to 8.144 cm-2·s-1·GBq-1. After concluding that HDPE is the most interesting moderator material, one of the main achievements of the Thesis has been FANT, Spanish acronym for Extended Thermal Neutron Source. It is a moderating device to produce a uniform field of thermal neutrons, designed by means of Monte Carlo methods with the MCNP6.1 code, with the aim to identify materials by Neutron Activation Analysis (NAA). The device is based on a 95 Am 241 / B e 4 9 source inside a cylindrical irradiation chamber, 32 cm diameter x 70 cm length, inside a parallelepiped of 90 cm long x 70 cm high HDPE material. In addition, a Ø3" x 3" NaI(Tl) detector can be inserted laterally. The process of moderation by backscattering neutrons is effective, allowing to obtain thermal fluence rates of up to 1100 cm-2·s-1. On the other hand, the dose rate at 1-meter distance of the FANT is less than 10 µSv/h. After its computational design, FANT was built and experimentally tested in the LMN-UPM. The thermal neutron field obtained in FANT is very uniform, and the thermal flux is remarkable for the type of source used, which makes it suitable for multiple applications, such as calibration and thermal neutron detector tests. However, its practical performance for the NAA has not been fully satisfactory, and therefore, again using Monte Carlo methods with the MCNP6.1 code, various configurations have been evaluated for a high-flux detection system. This system is composed of a compact neutron generator of Deuterium-Deuterium D-D and NaI(Tl) scintillation detectors, and it would be used for the detection and interception of hidden explosives. The response of the system to various samples of explosives, such as RDX and Ammonium Nitrate, has been analyzed, as they are the main elements of homemade-military explosives. The D-D generator produces fast 2.5 MeV neutrons with a maximum intensity of 1010 n/s (DD-110); the generator is surrounded with HDPE in order to thermalize the fast neutrons, improving its interaction with the sample, giving rise to the emission of gamma rays. A characteristic spectrum of the elements that constitute the sample is obtained, thus being able in this way to determine its chemical composition and to identify the type of substance. The developed systems can be used in future laboratory experiments, both for the identification of trace substances by NAA, and for the calibration of neutron detection equipment.

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Item ID: 56732
DC Identifier: http://oa.upm.es/56732/
OAI Identifier: oai:oa.upm.es:56732
DOI: 10.20868/UPM.thesis.56732
Deposited by: Archivo Digital UPM 2
Deposited on: 16 Oct 2019 06:41
Last Modified: 16 Apr 2020 22:30
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