Applicazioni delle reazioni binarie
Una reazione per rivelare neutroni
I neutroni producono una reazione nucleare i cui prodotti carichi possono essere rivelati
€
3
He(n,p)
3H
La reazione e’ esoenergetica, con Q= 0.764 MeV, il neutrone puo’ avere Ekin trascurabile,
il protone viene prodotto con Ep=0.573 MeV e il nucleo di Tritio 3H la differenza (Q-Ep).
Una reazione per produrre neutroni
€
7
Li(p,n)
7Be
Endoenergetica, Q=-1.644MeV
€
EpC= 1.236MeV e Epth = 1.875MeV
Notare la piccola regione dove il neutrone puo’ essere ncon due valori di energia
Neutrone, il nucleone tuttofare
- I neutroni interagiscono col nucleo e non con gli elettroni
- a parita’ di lunghezza d’onda l’energia dei neutroni e’ molto minore confrontabile con le energie di eccitazione elementare della materia Neutroni (bassa energia) e raggi X hanno comportamenti simili, ma ..
Le conseguenze sono:
- penetrano piu’ profondamente che i raggi X
- data la bassa energia lasciano il campione indisturbato
- permettono indagini in condizioni estreme, penetrando in profondita’
es. all’interno di un motore in funzione.
- interagendo poco non producono danni rilevanti nella materia organica
E’ uno strumento potente per studiare struttura molecolare, atomica
e nucleare della materia
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 ≤10 ≈ 10
23.0 - 0.4 Thermal ≤100 ≈10
30.4 - 0.1 Epitherm ≤ 10
3≈10
40.1- 5x10
-2Slow ≤10
6≈10
75x10
-2-10
-3Fast ≤ 2x10
10≈10
1110
-3-10
-5λ (nm) = 395.6/v (m/s) E(meV) = 0.02072k2 (k in nm-1)
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
€
210
Po 138d ( ) ,
238Pu 86 y ( ) ,
241Am 458 y ( )
Sorgenti Alpha attualmente piu’ usate:
Ra-Be Po-Be
Sorgenti Radioattive
€
α + 9 Be → 12 C +n+5.7MeV
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
24Na emette γ di 2.76 MeV, maggiore energia legame neutroni.
Lo yield e’ buono, 2 10 6 neutroni/s per ogni Ci di 24Na,
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.
Last neutron BE per il Be-9 e’ di solo 1.66 MeV.
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.
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:
€
3H + d→4He + n Q = +17.6 MeV
9Be+4He→12C + n Q = +5.7MeV
7Li + p→7Be + n Q = −1.6MeV
2H + d→3He + n Q = +3.3MeV
Il grafico mostra la dipendenza dell’energia dall’energia incidente e dall’angolo nella reazione3H(d,n)4He
Con la reazione p+T-->3He+n-0.735 MeV
possibile ottenere neutroni monoenergetici
perche’ il 3He non ha stati eccitati.
Netroni da fissione nei reattori
La reazione di fissione,
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.
€
n + X → C
∗→ ʹ′ Y
∗+ ʹ′ ʹ′ Y
∗+ nn + ⋅⋅⋅⋅
€
23592
U +
01n + ʹ′ γ scatt. inelastico
0
1
n +
23592U →
23692U
•→ {
23592U +
01n scatt. elastico
23692U + γ rad. capture
Y
H+ Y
L+ y
1+ y
2+ ⋅⋅ ⋅ fissione
La fissione nei reattori e’ indotta da neutroni con Energie cinetiche > MeV per nuclei e-e
o Energie cinetiche < eV nei nuclei e-o.
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.
Moderatori per fasci di neutroni ai reattori
Spallazione
L’urto di una particella energetica, protone, >1 GeV, su nucleo pesante produce una reazione chiamata “spallation”.
Reazione in due tempi:
eccitazione del nucleo ed evaporazione Protoni sparati in bunch su atomi alto A, es. tungsteno, mercurio producono neutroni impulsati
In media sono espulsi 30-40 neutroni per ogni protone incidente.
€
q +
AiZ
i→
AfZ
f+ n
pp + n
nn + n
dd + n
αα + L
Produzione di neutroni per Spallazione ed Evaporazione
I neutroni, moderati, possono essere trasmessi attraverso beam guide
I neutroni impulsati sono rallentati e portati alle aree sperimentali attraverso beam guide apposite.
Hanno intensita’ 50-100 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
Misura della forma dell’impulso dei neutroni
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.
Possibile effettuare misure con spettro continuo
per ogni impulso
Fraser(circa 1965) ha trovato sperimentalmente una relazione tra yield
e spessore targhetta in funzione dell’energia dei protoni incidenti.
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.
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
vale solo per neutroni monoenergetici,
perche’ σ dipende da energia
dove σt= sezione d’urto totale N = densita’ atomica
dx = spessore materiale
σt=σs+σa
€
I = I
0e
− NσtxXsect totale e di fissione per U235
Xsect per U234,U236 e U238 per neutroni di alta energia
In termini di Xsect macroscopica l’intensita’ trasmessa diviene
€
I = I
0e
− Σx= I
0e
−x /λ€
Σ = Nσ
€
λ = 1 / Σ
con
con λ = lunghezza di attenuazione media = libero cammino medio.
Probabilita’ di trovare un neutrone tra x e x+dx prop. a exp(-x/λ) quindi il cammino medio si trova come la distanza media percorsa prima di interagire
€
xe
− x /λdx
0
∞
∫
e
− x /λdx
0
∞
∫
= λ
€
Σ = N(σ
s+ σ
a) = Σ
s+ Σ
a€
1 λ −
1 λ
s+
1 λ
aLa Xsect macroscopica
e il libero cammino medio sara’
€
σ
a>> σ
sneutroni assorbiti prima di scatterare
€
σ
s>> σ
aneutroni subiscono molti scattering e perdono energia,
slowing down
E m
v
M
E’,v’
m M
v*
v*
Vcm v’
w*
w*
Laboratorio C.M.
€
mv = (m + M )V
cmil CM si muove con Vcm
nel CM energia cinetica neutrone e targhetta conservata, nel
Laboratoriola velocita’ del neutrone = somma velocita’ CM + velocita’
neutrone nel CM
€
v = v
∗+ V
CMma
€
v
∗= vM m + M
( ) e
si ha
€
v'
2= v *
2+V
2CM+ 2v *V
CMcos θ Slowing down dei neutroni
€
v '= r r
v * + r
V
cm€
E' /E = (v' /v)
2Sostituendo v* e Vcm e ricordando che
Si ottiene l’energia del neutrone scatterato nel laboratorio
€
E'= E M
2+ m
2+ 2Mm cos θ 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
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
2+ 1+ 2Acos θ A + 1
( )
2misurato nel C.M.
θ =180
0collisione centrale, minimo di Energia del neutrone
€
E'(min)
E = ( A −1 )
2A + 1
( )
2= α
Per energie <10 MeV, urto isotropico in CM, quindi indipendente da θ
€
P(θ)dθ = 2π sinθdθ 4π = 1
2 sinθdθ = −P(E ')dE'
€
dE ' d θ = −
2 AE'sin θ A + 1
( )
2ma
€
P( E' )dE'= ( A + 1 )
24AE dE'= dE'
1− α
( ) E
Energia del neutrone,dopo urto, uniformemente tra E’(min) ed E.
Dopo ogni collisione il neutrone perde in media
€
E '= 1
2 ( 1 − α ) E
La perdita frazionaria di energia dopo ogni urto e’ sempre uguale.
Decremento logaritmico dell’energia ε dopo ogni singola collisione.
Per urto isotropico nel CM
indipendente da energia iniziale
€
ξ = ln(E / E')
€
= ln(E / E')P(E')dE'
αE E
∫
€
ξ = 1
1 − α
1ln xdx =
α
∫ 1 + 1 − α α ln α
€
x = E'
prendendo E
dopo n collisioni 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
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
€
ξ = ln E − ln E'
€
ln E ' = ln E − n ξ
€
ξ = 2
A − 4 3A
2€
n = 1
ξ ln E E'
7Li n=68 9Be n=87 16O n=152
€
f (v)dv = 4πn( m
4πkT )
3/2v
2e
−mv2/ 2kTdv
€
f ( E)dE = 2 π n
( π kT)
3/2E
1/2e
−E / kTdE
La distribuzione maxwelliana delle velocita’ del neutrone in equilibrio termico col moderatore sara’ quindi
e in termini di energia
Strumentazione per neutroni
I neutroni sono trasportati nelle hall sperimentali per mezzo di linee di fascio
Le linee di fascio escono dal reattore tangenti al core, per non intercettare neutroni fast
Reattore di ricerca FRM2, Monaco
Il flusso iniziale di cold netron e’ ~ 5x10**14 cm**(-2)s**(-1)
La divergenza del fascio e’ controllata mediante collimatori
Beam Collimator
Riflettivita’ neutronica Il vettore d’onda del neutrone in un materiale e’
nk con k vettore d’onda nel vuoto e n indice di rifrazione
€
n = 1− 2πρ b
k
2≡1− δ
€
ρ = densita' di nuclei,
b lenghezza di scattering coerente
come i raggi X Ma per alcuni isotopi tipo
la lunghezza di scattering e’ negativa cosi’ n > 1, che influisce sulla riflessione dei neutroni
€
se n < 1, cos
θ
c ≈ 1−θ
c 22 = 1 −
δ
⇒θ
≈ 2δ
⇒θ
≈ 0.5°€
ρ = 9x10
28m
−3e b =10.3x10
−15m cosi' δ ≈ 3.7x10
−5per 5A
°per il Ni
€
Ti b = −3.4x10 (
−15m ) oppure
62Ni b = −8.7x19 (
−15m )
per il Ni
Guide neutroniche
Il flusso sulla distanza , come si sa, diminuisce come r**(-2) Con le guide neutroniche si cerca di ridurre la diminuzione sfruttando il principio della riflessione totale.
La riflessione totale si ha quando l’angolo di incidenza e’ minore dell’angolo critico
€
ρ = densita' materiale,b = lunghezza di scattering
materiali usati : Ni con angolo critico
€
θ
co= λ 10
−1[ A
0
]
Per migliorare la riflettivita’ si sfrutta la riflessione di Bragg dai superspecchi,
costruiti con strati differenti di spessore variabile per lughezza di scattering diverse.
Si alternano strati con lunghezza di scattering positiva (Ni) e negativa ( Ti)
€
θ
c= λ
cρb π
Le guide possono essere lunghe parecchi metri
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
• n + 3 He → 3 H + 1 H + 0.764 MeV
• n + 6 Li → 4 He + 3 H + 4.79 MeV
• n + 10 B → 7 Li* + 4 He→ 7 Li + 4 He + 0.48 MeV γ +2.3 MeV (93%) → 7 Li + 4 He +2.8 MeV ( 7%)
• n + 155 Gd → Gd* → γ-ray spectrum → conversion electron spectrum
• n + 157 Gd → Gd* → γ-ray spectrum → conversion electron spectrum
• n + 235 U → fission fragments + ~160 MeV
• n + 239 Pu → fission fragments + ~160 MeV
Reazioni Nucleari per rivelatori di neutroni
Contatori a gas
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
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
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.
Camere a ionizzazione possono avere forme e dimensioni le piu’
svariate a seconda dell’impiego.
Piccole camere con bassa pressione possono operare in campi altamente radioattivi fino ad una rate di 107R/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 3He , 10B, 6Li e 235U, i gas usati sono 10BF3 o 3He ed il rivestimento interno fatto con 10B, 6LiF o 235U .
Questi rivelatori possono operare sia come camere aionizzazione che contatori proporzionali
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 1015n cm-2s-1
La fission rate e’ calcolata riferita alla fission rate di un isotopo di referenza 235U o 239Pu.
€
R
xR
ref= I
xI
refdove Rx e’ la fissin rate dell’isotopo X ( fissions cm-3s-1), Rref fission rate dell’isotopo di riferimento, Ix , Iref corrente di saturazione (uA).
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.
€
R = Nσn(v)vdv = NC n(v )dv = NCn ∫ ∫
ora
€
σ ∝1 /v
€
C ∝ σ v
La Rate di conteggi e’ proporzionale alla densita’ di neutroni per ogni distribuzione di velocita’, finche’ vale la 1/v.
n(v)vdv=flusso di neutroni attraverso il rivelatore
Misura di Rate
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.
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
€
n λ = 2d sin θ
- in regime veloce si usa la tecnica del recoil
scattering tra neutrone e targhetta leggera (H,2H,3He,4He,...)
€
(E
R)
max= E − E '
min= E 4 A ( A + 1)
2La Er max per H=E,
per 3He max = 0.75 E
La risposta in energia dovrebbe essere uno spettro uniforme lungo tutto il range,
ma viene modificato nella parte bassa dalla non linearita’ dello scintillatore.
Cristalli monocromatori e analizzatori
Si sfrutta la riflessione totale di Bragg
Cristalli di Cu,Be,C(come grafite pirolitica), Ge e Si
€
n λ = 2d sin θ
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 235U o composti di 10B 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.
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 cm3 di aria a 0o 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 241Am 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.
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 10B, come gas il 10BF3 e il 3He.
Il contatore opera in modo proporzionale e ha una buona risoluzione spettrale delle energie dei prodotti delle reazioni
€
10B(n,α )7Li e 3He(n,p)3H
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.
Contatori a scintillazione per neutroni
- Scintillatori inorganici: NaI(Tl), CsI(Na), CsI(Tl), Li(IEu), BGO,...
- Scintillatori organici: cristallini, plastici, liquidi, contengono O e C
Scintillatori organici sfruttano la fluorescenza
Necessario doparli con elementi reattivi ai neutroni quali: Li, Ce, B, Tl
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.
Neutron camera
Come dice il nome la Neutron camera permette di rivelare e registrare distribuzioni a 2-D di neutroni, convertiti in luce per mezzo di un convertitore a scintillazione ,
un dispositivo ad es. CCD ne registrera’ la luce.
I materiali per convertire i neutroni in luce contengono un materiale tipo fosforo con inglobati elementi ad alta xsect per neutroni, es Li o Gd.
Lo spessore del materiale convertitore-scintillantedeve essere tale da assicurare una alta efficienza di rivelazione ma ridotta dispesione di luce per assicurare una buona risoluzione spaziale.
Moderni converitori possono pemettere la localizzazione dell’evento pari al range
delle particelle cariche emesse ( 10-20 mum), limite massimo per un dispositivo di imaging
neutronico.
Neutron scintillating glass detectors
The scintillating glass fibers work by incorporating 6Li and Ce3+ into the glass bulk composition. The 6Li 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 3He and 10B are 4 to 5 times larger than 6Li, 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.
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.