ISSSD 2020 ONLINE ______

H*(10) y fluencias en un irradiador de neutrones con una fuente de 226Ra-Be

Bedher O. Vega-Cabrera1,*, Héctor René Vega-Carrillo2, Víctor M. Viera Castillo1, César J. Guevara Pillaca1, Patrizia E., Pereyra Anaya1 María E. López Herrera1, Daniel F. Palacios Fernández1

1Pontificia Universidad Católica del Perú, Sección de Física. Av. Universitaria 1801, Apartado 1761, Lima – Perú.

2Universidad Autónoma de Zacatecas, Unidad Académica de Estudios Nucleares, C. Ciprés 10, Fracc. La Peñuela, 98068 Zacatecas, Zac. México.

* E-mail: [email protected]

Resumen

Un irradiador de neutrones es un moderador con una fuente isotópica que es usado para enseñanza, entrenamiento y actividades de investigación. Normalmente, el moderador tiene puertos de irradiación radial y/o axial. Con el fin de utilizar el irradiador de neutrones de forma segura y óptima, deben conocerse los niveles de dosis y el espectro de la fluencia de neutrones. En este trabajo se utilizaron métodos Monte Carlo para estimar las fluencias de neutrones en tres rangos de energías: térmicos, epitérmicos y rápidos en siete puertos de un irradiador de neutrones con una fuente 226Ra-Be. El irradiador revestido de plomo contiene parafina wax como medio moderador de neutrones y sus puertos están asignados a diferentes distancias de la fuente de neutrones. El equivalente de dosis ambiental, debido a los neutrones, se estimó a 100 cm lateralmente y a 10 cm por encima del irradiador de neutrones.

Palabras claves: Código MCNP 6.1.0; fluencia de neutrones; H*(10); 226Ra- Be.

______93 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______1.- INTRODUCCIÓN

Desde el descubrimiento del neutrón en 1932 por James Chadwick, diversas fuentes de neutrones han sido desarrolladas y usadas hasta el día de hoy en investigación y en aplicaciones médicas e industriales [OIEA, 1997].

Un irradiador de neutrones (neutron howitzer en inglés) es considerado una fuente de neutrones, empleado en experimentos de laboratorios y universidades con el fin analizar la composición elemental de muestras (análisis por activación neutrónica), determinar el flujo de neutrones (espectrometría), estudiar la respuesta de detectores y de dosímetros personales (dosimetría de neutrones), entre otros [Cox et al., 1968, Thompson et al., 1961].

Un irradiador de neutrones está conformado mínimamente por una fuente isotópica emisoras de partículas alfas (241Am, 210Po, 239Pu, 226Ra) acopladas a elementos de bajo número atómico como el 9Be, garantizando la producción de reacciones (,n) [Barros et al., 2014, Ali et al., 2015, Holden et al., 2004]:

La fuente de neutrones al tener alta actividad de radiación se encuentra dentro de un contenedor que contiene un medio moderador (H2O, C2H4 o parafina). Para caracterizar diferentes muestras y/o detectores, de acuerdo al objeto de la investigación, es necesaria la determinación de la distribución de energía y de flujo tanto radial como angular en cada puerto de irradiación [Didi et al., 2015, Asamoah et al., 2011, Zevallos-Chávez et al., 2005, AlTaani et al., 2017, Kotb et al., 2018].

La tabla 1, muestra diferentes tipos de irradiadores de neutrones empleados en diferentes instituciones en función a la geometría del contenedor, actividad de la fuente, número de puertos de irradiación y el medio moderador.

______94 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______Tabla 1.- Tipos de irradiador de neutrones

Investigador / Tipo de Fuente de N° Puertos Medio País geometría Neutrones de moderador irradiación Didi A., et al., (2015). Cilíndrica 226Ra-Be (1 fuente) 7 Parafina wax Marruecos (3 mCi = 111 MBq) Asamoah M., et al., Cilíndrica 241Am-Be (1 fuente) 2 Agua (2011). Ghana (20 Ci = 740 GBq) Marchese N., et al. Paralelepípedo 241Am-Be (4 fuentes) 1 Agua (2020). Italia (3 Ci = 111 GBq) Juan Yury Zevallos- Cilíndrica 241Am-Be (2 fuentes) 1 Polietileno Chávez, et al. (2005). (16,2 Ci 600 GBq) Brasil A. AlTaani, et al. Paralelepípedo 226Ra-Be (1 fuente) 5 Parafina (2003). Siria (3,5 mCi = 129,5 MBq) Kotb N. A., et al., Cubo 241Am-Be (6 fuentes) 6 Parafina wax (2018). Egipto (5 Ci =185 GBq)

En especial, el isótopo 226Ra con vida media de 1600 años emite partículas alfas con energía de 4,77 MeV en su proceso de decaimiento radiactivo. De igual manera sucede con su progenie (222Rn, 218Po, 214Po y 210Po), emitiendo partículas alfas con energías de 5,5; 6,0; 7,69 y 5,3 MeV respectivamente. La característica principal de la fuente de neutrones 226Ra-Be se encuentra en su intensidad de emisión, debido a que se producen aproximadamente 502 ± 10% neutrones por segundo por cada 106 partículas alfas emitidas, a diferencia de las fuentes de 241Am-Be, 210Po-Be y 239Pu-Be cuyas tasas de emisión de neutrones representan aproximadamente la sexta, séptima y octava parte respectivamente, es decir (82,0 ± 9,8%; 73,0 ± 9,6%; y 65,0 ± 9,2%) [Vega-Carrillo et al., 2016]. El espectro de neutrones producidos por la fuente isotópica de 226Ra-Be proporciona un amplio rango energético con un valor promedio de 4,4 MeV, con una mayor contribución de neutrones aproximadamente desde 3,5 – 8 MeV.

______95 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______El departamento de Física de la Universidad Nacional Mayor de San Marcos (UNMSM), Lima – Perú, cuenta desde hace muchos años con irradiador de neutrones con fuente isotópica de 226Ra-Be. Su uso ha sido limitado y no se ha evidenciado reporte alguno sobre los niveles de radiación tanto en su interior como alrededor del contenedor.

Por tal razón, como una primera aproximación, a través del código de simulación MCNP6.1.0 se modeló un irradiador de neutrones con geometría cilíndrica lleno de parafina con siete puertos de irradiación. El objetivo fue estimar la fluencia de neutrones en cada puerto, tomando en cuenta tres rangos de energía: térmicos (< 0,5 eV), epitérmicos (0,5 eV - 10 keV) y rápidos (10 keV – 20 MeV) [Smilgys, 2013, Guan et al., 2016]. Debido a la distribución de los puertos de irradiación en el contenedor y por fines de protección radiológica, se estimó el equivalente de dosis ambiental H*(10) alrededor del irradiador.

2.- MATERIALES Y MÉTODOS

2.1.- Irradiador de neutrones 226Ra-Be

Teniendo en cuenta las características geométricas, tipo de fuente, número de puertos de irradiación y material moderador, se verificó la existencia de un irradiador de neutrones con las mismas características en el laboratorio de Física Nuclear de la Universidad de Sidi Mohamed Ben Abdellah (USMBA), ciudad de Fez en Marruecos [Didi et al., 2015] y en el Instituto de Física de la Universidad de Miskolc, ciudad del mismo nombre en Hungría [Béla et al., 2020] (figura 1).

El irradiador de neutrones ubicado en la Universidad Nacional de San Marcos consta de 7 puertos de irradiación de aluminio de 30 cm de longitud, 1,5 cm de radio interno y 1,6 cm de radio externo, alojados verticalmente dentro de un contenedor cilíndrico de 46,75 cm de longitud y 24,75 cm de radio, lleno de parafina wax de 0,93 g.cm-3 de densidad como medio moderador de neutrones. El contenedor está rodeado por plomo de 1 cm de espesor como material de blindaje frente a los rayos gammas generados en las interacciones de los

______96 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______neutrones con los núcleos de los diferentes elementos existentes. La actividad de la fuente de 226Ra es de 20 mCi.

(a) (b) (c) Figura 1.- Ubicación y comparación de los irradiadores de neutrones con fuente de 226Ra- Be, a). Universidad Nacional Mayor de San Marcos (Lima – Perú), b). Universidad de Sidi Mohamed Ben Abdellah (Fez – Marruecos) y c). Instituto de Física de la Universidad de Miskolc (Miskolc – Hungría).

2.2.- Distribución radial y angular de los puertos de irradiación

Para conocer si los siete puertos de irradiación se distribuyen en posiciones angulares uniformes en un semicírculo dentro del contenedor de parafina wax, se empleó la herramienta semi-automatizada ―Web Plot Digitizer‖ de libre acceso, basada en la extracción de data desde imágenes (https://automeris.io/WebPlotDigitizer/index.html).

Este procedimiento se llevó a cabo a través de la adquisición de una foto en posición axial (por encima del irradiador). Se ingresaron tres posiciones establecidas por el usuario en coordenadas polares. El origen, que representa la posición de la fuente de neutrones 226Ra- Be, la posición del puerto de irradiación N° 1 (P1) con coordenadas (7 cm; 0°) y la posición del puerto de irradiación N° 6 (P2) con coordenadas (14 cm; 90°). Posteriormente, el

______97 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______programa facilitó la posición radial y angular (r, θ) de los otros puertos de irradiación. La figura 2 muestra el procedimiento indicado.

(a) (b)

Figura 2.- Herramienta semi-automatizada Web Plot Digitizer, a). Identificación del origen y dos posiciones diferentes (puertos de irradiación N° 1 y N° 6) en coordenadas polares, b). Identificación de las coordenadas en los otros puertos de irradiación

Los resultados obtenidos de la distribución radial y angular (r, θ) de los puertos de irradiación fueron corregidos y/o redondeados en valores enteros. Se encontró coincidencias con los datos reportados por [Didi et al., 2015], especialmente en la distribución radial y no necesariamente en la distribución angular. De acuerdo a la tabla 2, las distancias radiales de los puertos de irradiación con respecto al punto donde se encuentra la fuente isotópica de neutrones 226Ra-Be fueron de 7 cm, 14 cm y 20 cm para los puertos de irradiación (N° 1, N° 2, N° 3 y N°4); (N° 5, N° 6) y (N°7) respectivamente. Así mismo, se determinó una distribución angular de 30° entre cada puerto de irradiación. Los parámetros obtenidos, visualizados en la figura 3, fueron empleados como datos de entrada en el código de simulación MCNP6.1.0.

______98 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Figura 3.- Esquema del posicionamiento de los canales de irradiación alrededor de la fuente isotópica de neutrones 226Ra-Be

Tabla 2.- Distribución radial y angular de los siete puertos de irradiación obtenidos, corregidos y comparados.

Puertos Web Plot Parámetros A. Didi, et al., 2015 de Digitizer 4.4 corregidos irradiación Radio: Ángulo: Radio: Ángulo: Radio: Ángulo: r (cm) θ (°) r (cm) θ (°) r (cm) θ (°) N° 1 7,00 0,00 7,00 0,00 7,00 20,00 N° 2 6,96 183,05 7,00 180,00 7,00 160,00 N° 3 6,83 57,62 7,00 60,00 7,00 70,00 N° 4 6,49 121,17 7,00 120,00 7,00 110,00 N° 5 14,28 152,04 14,00 150,00 14,00 140,00 N° 6 14,00 90,00 14,00 90,00 14,00 90,00 N° 7 19,93 29,17 20,00 30,00 20,00 40,00

2.3.- Código MCNP6.1.0

2.3.1.- Espectro de fluencia de neutrones

Empleando el código de transporte de la radiación MCNP6.1.0 [Goorley et al., 2012], se modeló la geometría del irradiador de neutrones y las posiciones de los siete puertos, teniendo en cuenta las características de los materiales de cada componente (figura 4). Se estimó el espectro de fluencia de neutrones por unidad de letargia en tres rangos energéticos

______99 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______(térmicos, epitérmicos y rápidos), desde 10-9 MeV hasta 20 MeV basados en el reporte de la ICRP-74 [ICRP, 1996]. Para tal fin, se colocaron 4 detectores puntuales (Tarjeta F5) con un radio de exclusión de 1 cm, a lo largo del eje axial en cada puerto de irradiación, z = 1 cm, 10 cm, 20 cm y 29 cm (figura 5). Se consideró una fuente puntual isotrópica de 226Ra-Be ubicada en el origen de coordenadas, el espectro de neutrones fue tomado del reporte técnico TRS–318 [Griffith et al., 1990].

Debido a que el enlace molecular del hidrógeno como constituyente de la parafina influye en la pérdida de energía en colisiones experimentadas durante el proceso de termalización de los neutrones, se empleó un tratamiento especial en los datos de la sección eficaz S() del moderador, con la tarjeta (MT) y añadiendo la expresión hpara.20t [Brown et al., 2004].

Los cálculos se llevaron a cabo bajo un criterio de simulación análoga, es decir no se requirieron técnicas de reducción de varianza. Se emplearon 5 x 107 historias con la finalidad de obtener incertidumbres menores al 5%.

(a) (b)

Figura 4.- Geometría del irradiador de neutrones, a). En 2D (plano coronal). Color azul (aire), color verde (revestimiento de aluminio), color rojo (medio moderador de parafina wax) y color amarillo (blindaje de plomo), b). En 3D (vista superior). Posiciones de los siete puertos de irradiación.

______100 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

z = 29 cm

z = 20 cm

z = 10 cm

z = 1 cm

Figura 5.- Posiciones de los detectores puntuales a lo largo del eje axial en los puertos de irradiación.

2.3.2. Equivalente de dosis ambiental, H*(10)

Se calculó el equivalente de dosis ambiental H*(10) producido por el campo de neutrones alrededor del irradiador. Se colocaron dos matrices de detectores puntuales a 100 cm de distancia perpendicular al eje axial del contenedor (plano YZ) y a una altura de 10 cm por encina del contenedor (plano XY). La tabla 3 y figura 6 muestran la distribución de los detectores en los dos planos de medición.

Tabla 3.- Número de detectores empleados en los dos planos de medición.

Ubicación Matriz de Plano Rango Pasos detectores Plano lateral del 11 x 11 YZ -25 cm a 25 cm (eje y) 5 cm (eje y) contenedor -16,25 cm a 153.75 cm (eje z) 17 cm (eje z) Plano superior 11 x 11 XY -25 cm a 25 cm (eje x) 5 cm (eje x) del contenedor -16,25 cm a 153.75 cm (eje y) 5 cm (eje y)

______101 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Y = 25 cm x = -25 cm x = 25 cm

y = -25 cm y = 25 cm h = 10 cm d = 100 cm

Y = -25 cm

(a) Z = 153.75 cm

d = 100 cm

Z = -16.25 cm

(b) (c)

Figura 6. Visualización la ubicación de las matrices de detectores alrededor del irradiador de neutrones. Plano YZ a una distancia d = 100 cm, (a). Desde y = -25 cm hasta 25 cm, (b). Desde z = -16,25 cm hasta 153,75 cm. Plano XY a una altura h = 10 cm, (c). Desde x e y = -25 cm hasta x e y= 25 cm.

La respuesta del H*(10) fue evaluado desde 10-9 MeV hasta 20 MeV usando la ecuación 1:

∫

donde, h*(10)(E), son los coeficientes de conversión de fluencia a equivalente de dosis ambiental, tomados desde la publicación ICRP–74 en (Sv.cm2),

-2 ΦE(E), es la fluencia de neutrones calculados en cada detector puntual (Tally F5) en (cm )

______102 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______Además, la tasa de emisión de neutrones (s-1) proveniente de la fuente de 226Ra-Be fue calculada por la ecuación 2:

226 6 donde, A226Ra, es la actividad de la fuente alfa de Ra (20 mCi = 740 x 10 alfas por segundo), η, es la producción de neutrones de la fuente (502 ± 10% n/s por 106 alfas emitidas). La tasa de emisión de neutrones considerado en el presente trabajo fue de 37,15 x 104 s-1.

Finalmente, para determinar la tasa del equivalente de dosis ambiental ̇ en (Sv.h-1), se multiplicaron los resultados obtenidos de ambas ecuaciones.

3.- RESULTADOS Y DISCUSIÓN

3.1.- Fluencia de neutrones Los resultados muestran el espectro de la fluencia de neutrones por unidad de letargia para cada puerto de irradiación en cuatro posiciones establecidas a lo largo del eje axial del irradiador de neutrones. Así mismo, del total de la fluencia de neutrones para cada rango energético, térmicos, epitérmicos, y rápidos. En las figuras 7, 9 y 11 se han trazado dos líneas verticales representativas al espectro energía de los neutrones: 0,025 eV, que hace referencia a la energía promedio de los neutrones que se encuentran en equilibrio térmico con los átomos del medio (neutrones térmicos) a una temperatura de 300 °K y 0,5 eV, que hace referencia a la energía de corte del cadmio (neutrones epitérmicos).

______103 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______3.1.1.- Puertos de irradiación N° 1, N° 2, N° 3 y N° 4

Los puertos de irradiación mencionados se encuentran a una distancia radial de 7 cm con una distribución radial de 0°, 180°, 60° y 120° respectivamente respecto a la fuente de neutrones 226Ra-Be. La figura 7 muestra una homogeneidad en los espectros de neutrones para cada puerto y a lo largo del eje axial. Se evidencia una variación aproximada de 2 órdenes de magnitud en el eje primario de las ordenadas para los extremos de los puertos de irradiación (curvas de color negro y fucsia) y la brecha de las curvas entre cada posición de medición es de aproximadamente dos a tres órdenes de magnitud en el eje secundario. Probablemente las fluctuaciones del espectro en las posiciones z = 20 cm y 30 cm es debido al bajo ángulo sólido generado desde la fuente hasta los puntos de medición.

Figura 7.- Espectro de fluencia de neutrones en los puertos de irradiación N° 1, N° 2, N° 3 y N° 4 a lo largo del eje axial, en las posiciones z = 1 cm, 10 cm, 20 cm y 29 cm.

______104 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______Las fluencias de neutrones promedio fueron de (3,82 x 10-3 ± 9,39 x 10-6) cm-2 en z = 1 cm, (1,17 x 10-3 ± 7,67 x 10-6) cm-2 en z = 10 cm, (2,05 x 10-4 ± 4,14 x 10-6) cm-2 en z = 20 cm y (3,80 x 10-5 ± 1,01 x 10-6) cm-2 en z = 29 cm.

La figura 8 evidencia que no existen diferencias significativas entre las fluencias de neutrones estimadas en los cuatro primeros puertos de irradiación para los tres rangos de energía (térmicos, epitérmicos y rápidos) a lo largo del eje axial.

Figura 8.- Fluencia de neutrones en los puertos de irradiación (N° 1, N° 2, N° 3 y N° 4) en tres rangos de energía: térmicos (color negro), epitérmicos (color rojo) y rápidos (color azul).

La fluencia de neutrones térmicos, epitérmicos y rápidos medidos alrededor de la base del puerto de irradiación (z = 1 cm) representa el (35,2 ± 0,12) %, (17,5 ± 0,09) % y (47,4 ± ______105 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______0,15) % del total respectivamente, mientras que en la parte superior (z = 29 cm) representa el (53,3 ± 1,92) %, (14,0 ± 1,10) % y (32,7 ± 1,27) % del total. Cuando la posición de medida se aleja de la fuente en el eje axial Z de cada puerto de irradiación, la fluencia de neutrones tanto epitérmicos como rápidos disminuyen debido a la moderación producida en la parafina wax, lo que significa un incremento en la región de los neutrones térmicos.

En z ≈ 6 cm se evidencia un intercepto en las curvas de la fluencia de neutrones térmicos y rápidos, cuya proyección desde la fuente de neutrones hasta dicho punto representa aproximadamente 9,2 cm. La tasa de decrecimiento de la fluencia de neutrones es mayor para los neutrones rápidos que para los térmicos.

3.1.2.- Puertos de irradiación N° 5 y N° 6

Los puertos de irradiación mencionados se encuentran a una distancia radial de 14 cm con una distribución radial de 150° y 90° respectivamente respecto a la fuente de neutrones 226Ra-Be. La figura 9 muestra cierto grado de homogeneidad en los espectros de neutrones para cada puerto y a lo largo del eje axial, con presencia de mayor fluctuación en las posiciones z = 20 cm y 29 cm.

Figura 9.- Espectro de fluencia de neutrones en los puertos de irradiación N° 5 y N° 6 a lo largo del eje axial, en las posiciones z = 1 cm, 10 cm, 20 cm y 29 cm.

______106 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______Se evidencia una variación aproximada de 1,5 órdenes de magnitud en el eje primario de las ordenadas para los extremos de los puertos de irradiación (curvas de color negro y fucsia) y la brecha entre las curvas de cada posición de medición es más estrecha en las posiciones z = 1 cm y 10 cm. Probablemente se deba a una menor variación entre sus ángulos sólidos, a diferencia de los otros dos puntos de medición. Es decir, los radios proyectados desde la fuente de neutrones hacia los dos primeros puntos de medición son aproximadamente r = 14 cm y 16 cm, mientras que para las otras dos posiciones son r = 23 cm y 31 cm.

Las fluencias de neutrones promedio fueron de (6,93 x 10-4 ± 3,99 x 10-7) cm-2 en z = 1 cm, (3,75 x 10-4 ± 6,04 x 10-6) cm-2 en z = 10 cm, (9,79 x 10-5 ± 1,66 x 10-7) cm-2 en z = 20 cm y (1,92 x 10-5 ± 4,91 x 10-7) cm-2 en z = 29 cm. Lo que representa una variación porcentual del -81,86 %, -67,92 %, -52,25 % y -49,33% con respecto al promedio de los cuatro primeros puertos de irradiación respectivamente.

La figura 10 evidencia que no existen diferencias significativas entre las fluencias de neutrones estimadas en los cuatro primeros puertos de irradiación para los tres rangos de energía (térmicos, epitérmicos y rápidos) a lo largo del eje axial.

La fluencia de neutrones térmicos, epitérmicos y rápidos medidos alrededor de la base del puerto de irradiación (z = 1 cm) representa el (53,26 ± 0,23) %, (14,11 ± 0,04) % y (32,63 ± 0,18) % del total respectivamente, mientras que en la parte superior (z = 29 cm) representa el (56,79 ± 2,00) %, (12,43 ± 1,88) % y (30,78 ± 0,12) % del total.

De similar forma, pero en menor proporción, comparando con las fluencias obtenidas en los cuatro primeros puertos de irradiación, la fluencia de neutrones tanto epitérmicos como rápidos disminuyen debido a la moderación producida en la parafina wax, lo que significa un incremento en la región de los neutrones térmicos.

La tasa de decrecimiento de la fluencia de neutrones es más lenta que lo visualizado en la gráfica 8, con tendencia a una función exponencial.

______107 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Figura 10.- Fluencia de neutrones en los puertos de irradiación (N° 5 y N° 6) en tres rangos de energía: térmicos (color negro), epitérmicos (color rojo) y rápidos (color azul).

3.1.3.- Puerto de irradiación N° 7 El puerto de irradiación mencionado se encuentra a una distancia radial de 20 cm con una distribución angular de 30° respecto a la fuente de neutrones 226Ra-Be. La figura 11 muestra fluctuaciones en los espectros de neutrones a lo largo del eje axial. La variación de la fluencia de neutrones para los extremos del puerto de irradiación (curvas de color negro y fucsia) depende del rango energético.

La brecha entre las curvas de cada posición de medición sigue siendo estrecha en las posiciones z = 1 cm y 10 cm. Asumimos que pueda deberse a una menor variación entre sus ángulos sólidos, a diferencia de los otros dos puntos de medición.

Al igual que en el caso anterior, los radios proyectados desde la fuente de neutrones hacia los dos primeros puntos de medición son aproximadamente r = 20 cm y 22 cm, mientras que para las otras dos posiciones son r = 28 cm y 34 cm.

______108 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Figura 11. Espectro de fluencia de neutrones en el puerto de irradiación N° 7 a lo largo del eje axial, en las posiciones z = 1 cm, 10 cm, 20 cm y 29 cm.

Las fluencias de neutrones promedio fueron de (1,78 x 10-4 ± 2,75 x 10-6) cm-2 en z = 1 cm, (1,16 x 10-4 ± 2,02 x 10-6) cm-2 en z = 10 cm, (3,70 x 10-5 ± 1,13 x 10-6) cm-2 en z = 20 cm y (6,58 x 10-6 ± 3,97 x 10-7) cm-2 en z = 29 cm. Lo que representa una variación porcentual del -95,36 %, -90,07 %, -81,93 % y -82,68% con respecto al promedio de los cuatro primeros puertos de irradiación respectivamente. Además de una variación porcentual del - 74,40 %, -69,03 %, -62,16 % y -65,82 % con respecto al promedio de los cuatro primeros puertos de irradiación respectivamente.

De la figura 12, la fluencia de neutrones térmicos, epitérmicos y rápidos medidos alrededor de la base del puerto de irradiación (z = 1 cm) representa el 58,67 %, 12,35 % y 28,99 % del total respectivamente, mientras que en la parte superior (z = 29 cm) representa el 53,20 %, 10,22 % y 36,58 % del total.

La tasa de decrecimiento de la fluencia de neutrones tiene una tendencia exponencial mucho más pronunciada a diferencia de las gráficas 8 y 10.

______109 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Figura 12. Fluencia de neutrones en el puerto de irradiación N° 7 en tres rangos de energía: térmicos (color negro), epitérmicos (color rojo) y rápidos (color azul).

Los flujos de neutrones calculados en cada puerto de irradiación fueron comparados con los reportados por A. Didi, et al. (2015). La comparación vista en la figura 13 nos indica las discrepancias en los resultados.

Con respecto a la curva de color negro, los flujos de neutrones tienen diferencias marcadas en los puertos de irradiación 3-4 con respecto a los puertos 1-2 de un 26,03 %, mientras que en la curva de color rojo para los cuatro primeros puertos la diferencia es del 0,49 %.

Para los puertos 5-6 (curva de color negro) los flujos de neutrones tienen una diferencia del 31,67 %, mientras que en la curva de color rojo la diferencia es del 0,39 %. Estas bajas diferencias que se reporta en este trabajo, concuerdan con la simetría radial y angular de los puertos de irradiación calculada y representada en la figura 3.

______110 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

Figura 13.- Comparación de los flujos de neutrones (cm-2 s-1) en cada puerto de irradiación

La brecha entre ambas curvas es considerable. En los puertos de irradiación (1-4), (5-6) y 7, los flujos de neutrones promedio reportados por A. Didi et al. (2015) fueron de 2618 ± 13 cm-2 s-1, 907 ± 3 cm-2 s-1 y 89 ± 0 cm-2 s-1 respectivamente, mientras que en nuestro trabajo se reportó 1420 ± 6 cm-2 s-1, 258 ± 2 cm-2 s-1 y 66 ± 1 cm-2 s-1 respectivamente. Estas diferencias pueden deberse a múltiples factores: a. La simulación propuesta estuvo basada en una fuente puntual de 226Ra-Be y no volumétrica. A. Didi modeló una fuente volumétrica. b. No se consideró encapsulado y blindaje de la fuente, lo que significa no tener registro de las interacciones de los neutrones con los diferentes elementos que constituyen dichos materiales. A. Didi, si consideró estos materiales (carbón activado, acero inoxidable, entre otros) c. A. Didi no precisa el tipo espectro de neutrones de la fuente de 226Ra-Be empleado (continuo o discreta). El espectro considerado en este trabajo fue continuo. d. Nuestro trabajo estuvo basado en detectores puntuales (tarjeta F5), mientras que en el A. Didi estuvo basado en la técnica por activación neutrónica, con láminas de 197Au que garantizan la reacción 197Au (n,)198Au. ______111 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______

3.2.- Equivalente de dosis ambiental, H*(10)

3.2.1.- Plano YZ

El mapa de calor (degradado amarillo – azul) de la figura 13 muestra la tasa del equivalente de dosis ambiental (Sv/h) calculados en 121 puntos alrededor del irradiador de neutrones (parte lateral). Se obtuvo un valor significativo en la línea de proyección desde la posición de la fuente de 226Ra-Be (x = 0; y = 0; z = 0). A la distancia x = 100 cm, se calculó un máximo de 0,410 Sv/h (color amarillo) y un mínimo de 0,032 Sv/h (color azul) en puntos más alejados.

Figura 13.- Mapa de calor de la tasa del equivalente de dosis ambiental (Sv/h) en el plano YZ a una distancia x = 100 cm medidos desde el eje axial del irradiador.

3.2.2. Plano XY

El mapa de calor (degradado amarillo – azul) de la figura 14 muestra la tasa del equivalente de dosis ambiental (Sv/h) calculados en 121 puntos alrededor del irradiador de neutrones (parte superior). Se obtuvo un valor significativo desde la línea correspondiente al diámetro del irradiador del eje X (puertos de irradiación N° 1 y N° 2) hasta la zona de ubicación de

______112 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______los puertos de irradiación N° 3 y N° 4. La contribución del H*(10) en el semicírculo donde se posicionan los 7 puertos de irradiación es mayor que su otra mitad, debido al volumen de aire presente en ellos (1 484,403 cm3), donde los neutrones no son moderados como en la parafina wax. A la altura de h = 10 cm (por encina del irradiador), se calculó un máximo de 0,691 Sv/h (color amarillo) y un mínimo de 0,212 Sv/h (color azul) en puntos más alejados.

Figura 14.- Mapa de calor de la tasa del equivalente de dosis ambiental (Sv/h) en el plano XY a una altura de h = 100 cm medidos encima del irradiador

4. CONCLUSIONES

Se modeló un irradiador de neutrones ubicado en la Universidad Nacional Mayor de San Marcos (Lima – Perú) de geometría cilíndrica conocida, lleno de parafina con siete puertos de irradiación. Las posiciones de los puertos de irradiación (radial y angular) fueron corroborados con los reportados por [Didi et al., 2015], que cuenta con un irradiador de neutrones con similares características ubicado en la Universidad de Sidi Mohamed Ben Abdellah (Fez – Marruecos). Los espectros de neutrones estimados en cada puerto de irradiación a lo largo del eje axial tienen una similitud en forma a los reportados en [Griffith et al., 1990].

______113 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______Se encontraron dependencias inversas entre las distancias radiales y axiales con la fluencia de neutrones debida a la moderación de los neutrones en la parafina wax. Los rangos de energía de los neutrones térmicos (< 0,5 eV), epitérmicos (0,5 eV – 10 keV) y rápidos (10 keV – 20 MeV) fueron elegidos como justificación a una posterior caracterización en la respuesta de los detectores de estado sólido de trazas nucleares (LR-115 y CR-39) frente a los neutrones.

Las fluencias de neutrones medidos en la base de los puertos de irradiación ubicados a 7 cm de la fuente de 226Ra-Be fueron 6 y 22 veces mayores que en los puertos de irradiación con distancias radiales de 14 cm y 20 cm respectivamente. Por otro lado, las fluencias de neutrones medidos en la parte superior fueron 2 y 6 veces mayores. Es decir, las mayores variaciones de las fluencias de neutrones se dieron en la base que en la parte superior de los puertos en mención.

Las tasas del equivalente de dosis ambiental calculadas alrededor del irradiador tanto lateral y como por encima de éste, tuvieron valores máximos de 0,410 Sv/h y 0,691 Sv/h respectivamente y valores mínimos de 0,032 Sv/h y 0,212 Sv/h respectivamente. Estos valores fueron mucho menores a los reportados por diferentes trabajos [AlTaani et al., 2017, Barros et al., 2014].

Agradecimientos Agradecer al proyecto CONCyTEC-236-2015 por la beca doctoral en Física. Todos los autores agradecen al Grupo de Investigación en Técnicas de Huellas Nucleares de la Pontificia Universidad Católica del Perú.

REFERENCIAS

Ali, S., Laherty, M., Laprade, J. W., Cala, P. M., Lipschultz, F. P., & Neuhauser, B. (2015). A portable shield for a neutron howitzer used for instructional and research purposes. Applied Radiation and Isotopes, 103: 37-42.

______114 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______AlTaani, A., Nahili, M., & Bitar, A. (2017). Calculation of Neutron Fluxes and Radiation Doses for Neutron Irradiator 226Ra-Be Using the MCNP5 Code. Jordan Journal of Physics. 10(1): 1-10.

Asamoah, M., Nyarko, B. J. B., Fletcher, J. J., Sogbadji, R. B. M., Yamoah, S., Agbemava, S. E., & Mensimah, E. (2011). Neutron flux distribution in the irradiation channels of Am–Be neutron source irradiation facility. Annals of Nuclear Energy, 38(6): 1219-1224.

Barros, S., Gallego Díaz, E., Lorente, A., Goncalves, I., Vaz, P., Vega Carrillo, H. R., & Zankl, M. (2014). Neutron spectra and dosimetric assessment around a neutron Howitzer container. Progress in Nuclear Science and Technology, 4: 757-761.

Béla, P., Miklós, B., György, C., & Leonóra, T. (2020). A Fizikai Intézet Ra-Be neutronforrásának felhasználása és eltemetése. Multidiszciplináris Tudományok, 10(3): 143-155.

Brown, F. B., Barrett, R. F., Booth, T. E., Bull, J. S., Cox, L. J., Forster, R. A., ... & Selcow, E. C. (2002). MCNP version 5. Trans. Am. Nucl. Soc., 87(273): 02-3935.

Cox, A. J., Francois, P. E., & Gatrell, R. P. (1968). The design of neutron howitzers. The International Journal of Applied Radiation and Isotopes, 19(6): 541-544.

Didi, A., Dadouch, A., & Tajmouati, J. (2015). Design of Irradiation Channels in Radium- Beryllium 226 Ra-Be Neutron Irradiation Facility Usmba-Fsdm-Fez Morocco. Elixir Nucl. Radiat. Phys., 85: 32963-32967.

Goorley, T., James, M., Booth, T., Brown, F., Bull, J., Cox, L. J., ... & Hendricks, J. (2012). Initial MCNP6 release overview. Nuclear Technology, 180(3): 298-315.

Griffith, R. V., Palfalvi, J., & Madhvanath, U. (1990). Compendium of neutron spectra and detector responses for radiation protection purposes.

Guan, X., Manabe, M., Tamaki, S., Liu, S., Sato, F., Murata, I., & Wang, T. (2016). Experimental study on the performance of an epithermal neutron flux monitor for BNCT. Applied Radiation and Isotopes, 113: 28-32.

Holden, N. E., Reciniello, R. N., & Hu, J. P. (2004). Radiation dosimetry of a graphite moderated radium-beryllium source. Health physics, 86: 110-112.

ICRP (1996). Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation. International Commission on Radiological Protection Publication 74. Annals of the ICRP 26.

Knoll, G. F. (2010). Radiation Detection and Measurement. John Wiley & Sons.

Kotb, N. A., Solieman, A. H., El-Zakla, T., Amer, T. Z., Elmeniawi, S., & Comsan, M. N. H. (2018). Multi-source irradiation facility with improved space configuration for

______115 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2

ISSSD 2020 ONLINE ______neutron activation analysis: Design optimization. Applied Radiation and Isotopes, 135: 135-141.

L‘Annunziata, M. (2020). Handbook of Radioactivity Analysis: Radiation Physics and Detectors. Vol 1, p. 318.

Marchese, N., Fiore, D., Cottone, D., Parlato, A., & Tomarchio, E. (2020). Neutron and gamma-ray radiation fields characterisation in a 241Am–Be irradiator in view of its use as research testing tool. Radiation Physics and Chemistry, 170: 108705.

OIEA. (1997). Métodos para la identificación y localización de fuentes radiactivas gastadas., Organismo Internacional de Energía Atómica IAEA-TECDOC-804. Viena

Smilgys, B., Guedes, S., Morales, M., Alvarez, F., Hadler, J. C., Coelho, P. R. P., ... & Curvo, E. A. C. (2013). Boron thin films and CR-39 detectors in BNCT: A method to measure the 10B (n, α) 7Li reaction rate. Radiation Measurements, 50: 181-186.

Thompson, T. J., Rasmussen, N. C., & Schwartz, D. (1961). Neutron dosimetry, spectrometry, and Neutron Activation Analysis. Final Report (No. MITNE-8; AD- 274320; AFCRL-62-1). Massachusetts Inst. of Tech., Cambridge.

Vega-Carrillo, H. R., & Martinez-Ovalle, S. A. (2016). Few groups neutron spectra, and dosimetric features, of isotopic neutron sources. Applied Radiation and Isotopes, 117: 42-50.

Zevallos-Chávez, J. Y., & Zamboni, C. B. (2005). Evaluation of the neutron flux distribution in an AmBe irradiator using the MCNP-4C code. Brazilian Journal of Physics, 35(3B): 797-800.

______116 Proccedings of the ISSSD 2020 Volume 2