CHAPTER 2C Interaction of Neutron.pdf

Chapter II :Neutron Interaction A. General Properties ▪ In common with gamma rays, neutrons carry no charge and therefore cannot interact in matter of the coulomb force, which dominates the energy loss mechanisms for charged particles and electrons. ▪ Neutrons can travel through many centimeter...

Chapter II :Neutron Interaction A. General Properties ▪ In common with gamma rays, neutrons carry no charge and therefore cannot interact in matter of the coulomb force, which dominates the energy loss mechanisms for charged particles and electrons. ▪ Neutrons can travel through many centimeters of matter without any type of interaction and thus can be totally invisible to a detector of common size. ▪ When a neutron does undergo interaction, it is with a nucleus of the absorbing material. ▪ As a result of the interaction, the neutron may either totally disappear and be replaced by one or more secondary radiations, or else the energy or direction of the neutron is changed significantly. ▪ In contrast to gamma rays, the secondary radiations resulting from neutron interactions are almost always heavy charged particles. ▪ These particles may be produced either as a result of neutron-induced nuclear reactions or they may be the nuclei of the absorbing material itself, which have gained energy as a result of neutron collisions.  ‫أ‪.‬الخصائص العامة ‪-:‬‬ ‫كما هو الحال مع أشعة جاما‪ ،‬ال تحمل النيوترونات أي شحنة‪ ،‬وبالتالي ال يمكنها التفاعل فيما يتعلق بقوة كولوم‪ ،‬التي تهيمن‬ ‫على آليات فقدان الطاقة للجسيمات المشحونة واإللكترونات‪.‬‬ ‫يمكن للنيوترونات أن تنتقل عبر عدة سنتيمترات من المادة دون أي نوع من التفاعل‪ ،‬وبالتالي يمكن أن تكون غير مرئية تما ًما‬ ‫لكاشف ذي حجم عادي‪.‬‬ ‫عندما يخضع النيوترون للتفاعل‪ ،‬فإنه يكون مع نواة المادة الممتصة‪.‬‬ ‫ونتيجة للتفاعل‪ ،‬قد يختفي النيوترون كليًا ويحل محله إشعاع ثانوي واحد أو أكثر‪ ،‬أو تتغير طاقة النيوترون أو اتجاهه بشكل‬ ‫كبير‪.‬‬ ‫وعلى النقيض من أشعة جاما‪ ،‬فإن اإلشعاعات الثانوية الناتجة عن تفاعالت النيوترونات تكون دائ ًما جسيمات مشحونة ثقيلة‪.‬‬ ‫وقد يتم إنتاج هذه الجسيمات إما نتيجة تفاعالت نووية مستحثة بالنيوترونات‪ ،‬أو قد تكون نواة المادة الماصة نفسها‪ ،‬والتي‬ ‫اكتسبت طاقة نتيجة اصطدام النيوترونات‪.‬‬ ▪ Most neutron detectors utilize some type of conversion of the incident neutron into secondary charged particles, which can then be detected directly. ▪ The relative probabilities of the various types of neutron interactions change dramatically with neutron energy. ▪ Neutrons divide into two categories on the basis of their energy, either "fast neutrons’ or "slow neutrons, "and discuss their interaction properties separately. The dividing line will be at about 0.5 eV, or about the energy of the abrupt drop in absorption cross section in cadmium (the cadmium cutoff energy) ‫ والتي يمكن بعد ذلك‬،‫عا ما من تحويل النيوترون الساقط إلى جسيمات مشحونة ثانوية‬ ً ‫تستخدم معظم كاشفات النيوترونات نو‬.‫اكتشافها مباشرة‬.‫تتغير االحتماالت النسبية لألنواع المختلفة من تفاعالت النيوترونات بشكل كبير مع طاقة النيوترونات‬ ‫ ونناقش خصائص‬،"‫ إما "النيوترونات السريعة" أو "النيوترونات البطيئة‬،‫تنقسم النيوترونات إلى فئتين على أساس طاقتها‬.‫تفاعلها بشكل منفصل‬ ‫ أو حول طاقة االنخفاض المفاجئ في المقطع العرضي لالمتصاص في الكادميوم‬،‫ فولت‬0.5 ‫سيكون الخط الفاصل عند حوالي‬.)‫(طاقة قطع الكادميوم‬ B. Slow Neutron Interactions - For slow neutrons, the significant interactions include elastic scattering with absorber nuclei and a large set of neutron-induced nuclear reactions. - Because of the small kinetic energy of slow neutrons, very little energy can be transferred to the nucleus in elastic scattering. - Elastic collisions tend to be very probable, however, and often serve to bring the slow neutron into thermal equilibrium with the absorber medium before a different type of interaction takes place. - The slow neutron interactions of real importance are neutron-induced reactions that can create secondary radiations of sufficient energy to be detected directly. - In most materials, the radiative capture reaction [or (n,) reaction] is the most probable and plays an important part in the attenuation or shielding of neutrons. - Radiative capture reactions can be useful in the indirect detection of neutrons using activation foils. - Other interactions include; (n,) , (n,p), and (n,fission). These are much more attractive for neutron detectors because the secondary radiations are charged particles.  ‫ب‪.‬التفاعالت النيوترونية البطيئة‬ ‫بالنسبة للنيوترونات البطيئة‪ ،‬تشمل التفاعالت المهمة التشتت المرن مع النوى الماصة ومجموعة كبيرة‬ ‫ ‬ ‫من التفاعالت النووية المستحثة بالنيوترونات‪.‬‬ ‫بسبب الطاقة الحركية الصغيرة للنيوترونات البطيئة‪ ،‬يمكن نقل القليل جدًا من الطاقة إلى النواة في حالة‬ ‫ ‬ ‫التشتت المرن‪.‬‬ ‫تميل االصطدامات المرنة إلى أن تكون محتملة جدًا‪ ،‬وغالبًا ما تعمل على جلب النيوترون البطيء إلى‬ ‫ ‬ ‫التوازن الحراري مع الوسط الممتص قبل حدوث نوع مختلف من التفاعل‪.‬‬ ‫تفاعالت النيوترونات البطيئة ذات األهمية الحقيقية هي تفاعالت ناجمة عن النيوترونات والتي يمكن أن‬ ‫ ‬ ‫تنتج إشعاعات ثانوية ذات طاقة كافية يمكن اكتشافها مباشرة‪.‬‬ ‫في معظم المواد‪ ،‬يكون تفاعل االلتقاط اإلشعاعي [أو تفاعل (‪)n, ‬هو األكثر احتماالً ويلعب ً‬ ‫دورا مه ًما‬ ‫ ‬ ‫في التوهين أو حجب النيوترونات‪.‬‬ ‫يمكن أن تكون تفاعالت االلتقاط اإلشعاعي مفيدة في الكشف غير المباشر عن النيوترونات باستخدام‬ ‫ ‬ ‫رقائق التنشيط‪.‬‬ ‫تشمل التفاعالت األخرى؛ )‪ ) n, ‬و ( )‪ (n,p‬و (‪, n‬النشطار)‪.‬وهي أكثر جاذبية لكاشفات النيوترونات‬ ‫ ‬ ‫ألن اإلشعاعات الثانوية عبارة عن جسيمات مشحونة‪.‬‬ C. Fast Neutron Interactions The probability of most neutron-induced reactions potentially useful in detectors drops off rapidly with increasing neutron energy. - The importance of scattering becomes greater, however, because the neutron can transfer an appreciable amount of energy in one collision. - The secondary radiations in this case are recoil nuclei, which have picked up a detectable amount of energy from neutron collisions. - At each scattering site, the neutron loses energy and is thereby moderated or slowed to lower energy. - The most efficient moderator is hydrogen because the neutron can lose up to all its energy in a single collision with a hydrogen nucleus. - For heavier nuclei, only a partial energy transfer is possible. - If the energy of the fast neutron is sufficiently high, inelastic scattering with nuclei can take place in which the recoil nucleus is elevated to one of its excited states during the collision. - The nucleus quickly de-excites, emitting a gamma ray, and the neutron loses a greater fraction of its energy than it would in an equivalent elastic collision. - Inelastic scattering and the subsequent secondary gamma rays play an important role in the shielding of high-energy neutrons but are an unwanted complication in the response of most fast neutron detectors based on elastic scattering.  ‫ج‪.‬التفاعالت النيوترونية السريعة‬ ‫إن احتمالية معظم التفاعالت المستحثة بالنيوترون والتي من المحتمل أن تكون مفيدة في أجهزة الكشف تنخفض بسرعة مع‬ ‫زيادة طاقة النيوترونات‪ -.‬ومع ذلك‪ ،‬تصبح أهمية التشتت أكبر‪ ،‬ألن النيوترون يمكنه نقل كمية ملحوظة من الطاقة في تصادم‬ ‫واحد‪.‬‬ ‫‪ -‬اإلشعاعات الثانوية في هذه الحالة هي نوى ارتدادية‪ ،‬والتي التقطت كمية يمكن اكتشافها من الطاقة من اصطدام النيوترونات‪.‬‬ ‫‪ -‬في كل موقع تشتت‪ ،‬يفقد النيوترون طاقته‪ ،‬وبالتالي يتم اعتداله أو إبطاؤه إلى طاقة أقل‪.‬‬ ‫‪ -‬الوسيط األكثر كفاءة هو الهيدروجين ألن النيوترون يمكن أن يفقد ما يصل إلى كل طاقته في تصادم واحد مع نواة‬ ‫الهيدروجين‪.‬‬ ‫‪ -‬بالنسبة للنوى األثقل‪ ،‬ال يمكن سوى نقل جزئي للطاقة‪.‬‬ ‫‪ -‬إذا كانت طاقة النيوترون السريع عالية بما فيه الكفاية‪ ،‬فمن الممكن أن يحدث تشتت غير مرن مع النوى حيث ترتفع النواة‬ ‫االرتدادية إلى إحدى حاالتها المثارة أثناء االصطدام‪.‬‬ ‫‪ -‬تتالشى النواة بسرعة‪ ،‬وينبعث منها أشعة غاما‪ ،‬ويفقد النيوترون جز ًءا أكبر من طاقته مما قد يفقده في أي تصادم مرن‬ ‫مكافئ‪.‬‬ ‫دورا مه ًما في حماية النيوترونات عالية الطاقة‪ ،‬ولكنه يمثل تعقيدًا غير‬ ‫‪ -‬يلعب التشتت غير المرن وأشعة جاما الثانوية الالحقة ً‬ ‫مرغوب فيه في استجابة معظم أجهزة كشف النيوترونات السريعة المعتمدة على التشتت المرن‪.‬‬ D. Neutron Cross Sections For neutrons of a fixed energy, the probability per unit path length is a constant for any one of the interaction mechanisms. It is conventional to express this probability in terms of the cross section 𝜎 per nucleus for each type of interaction. The cross section has units of area and has traditionally been measured in units of the barn m2).For example, each nuclear species will have an elastic scattering cross section, a radiative capture cross section, and so on, each of which will be a function of the neutron energy. When multiplied by the number of nuclei N per unit volume, the cross section 𝜎 is converted into the macroscopic cross section 𝜮.‫ يكون االحتمال لكل وحدة طول مسار ثابتًا ألي منها آليات التفاعل‬،‫ بالنسبة للنيوترونات ذات الطاقة الثابتة‬.‫ من المعتاد التعبير عن هذا االحتمال بداللة المقطع العرضي 𝜎 لكل نواة كل نوع من التفاعل‬ ‫ سيكون لكل نوع نووي مقطع‬،‫ على سبيل المثال‬.2‫ يحتوي المقطع العرضي على وحدات مساحة وقد تم قياسه تقليديًا بارن م‬.‫ وكل منها سيكون وظيفة الطاقة النيوترونية‬،‫ وما إلى ذلك‬،‫ ومقطع عرضي اللتقاط اإلشعاع‬،‫عرضي مرن للتشتت‬ 𝜮 ‫ يتحول المقطع العرضي 𝜎 في المقطع العرضي المجهري‬،‫لكل وحدة حجم‬N ‫ عند ضرب عدد النوى‬  which now has dimensions of inverse length. 𝚺 has the physical interpretation of the probability per unit path length for the specific process described by the "microscopic" cross section 𝝈. When all processes are combined by adding together the cross sections for each individual interaction the resulting 𝚺 tot is the probability per unit path length that any type of interaction will occur.  The neutron mean free path 𝜆 is, by analogy with the gamma-ray case, givcn by l/ 𝚺tot,,. In solid materials, 𝜆 for slow neutrons may be of the order of a centimeter or less, whereas for fast neutrons, it is normally tens of centimeters. A more complex neutron transport computation is then required to predict the number of transmitted neutrons and their distribution in energy. Thus, the reaction rate density is given by the product of the neutron flux and the macroscopic cross section for the reaction of interest: V. RADIATION EXPOSURE AND DOSE A. Gamma-Ray Exposure - Exposure is a measure of the ionization produced in air by X-rays or gamma radiation. The unit for exposure is the Roentgen (R), which is defined as 2.58 × 10-4 Coulombs of charge produced by X or gamma-rays per kilogram of air. 1 R = 2.58 × 10-4 C/kg - The exposure rate at a known distance from a point radionuclide source can be expressed by: where α is the activity of the source, and [(in R.cm2)/(hr.mCi)] is defined as the exposure rate constant for the specific radionuclide of interest, and d is the distance from the source. - The value of for a particular radionuclide can be calculated from its gamma-ray yield and the energy dependent absorption properties of air. Some particular values are listed in table below:ù  B. Absorbed Dose (D) -The amount of energy absorbed per unit weight of a material is called absorbed dose and is expressed in units of gray (Gy). -One gray dose is equivalent to one joule radiation energy absorbed per kilogram of organ or tissue weight. - Rad is the old and still used unit of absorbed dose. One gray is equivalent to 100 rads. 1 Gy = 100 rads  C. Dose Equivalent - Equal doses of all types of ionizing radiation are not equally harmful. - Alpha particles produce greater harm than do beta particles, gamma-rays and X-rays for a given absorbed dose. - To account for this difference, radiation dose is expressed as equivalent dose in units of sievert (Sv). - The dose in Sv is equal to "absorbed dose" multiplied by a "radiation weighting factor" (WR - see the table below). Prior to 1990, this weighting factor was referred to as Quality Factor (Q). H = DQ  The quality factor increases with linear energy transfer L as shown in Table 2.2. For the fast electron radiations of interest in this text, L is sufficiently low so that Q is essentially unity in all applications. Therefore, the dose equivalent is numerically equal to the absorbed dose for beta particles or other fast electrons. The same is true for X-rays and gamma rays because their energy is also delivered in the form of fast secondary electrons. Charged particles have a much higher linear energy transfer and the dose equivalent is larger than the absorbed dose. For example, Q is approximately 20 for alpha particles of typical energies. Because neutrons deliver most of their energy in the form of heavy  - Equivalent dose is often referred to simply as "dose" in every day use of radiation terminology. - The old unit of "dose equivalent" or "dose" was rem. Dose (Sv) = Absorbed Dose (Gy) × radiation weighting factor (WR) Dose (rem) = Dose (rad) × QF 1 Sv = 100 rem 1 rem = 10 mSv 1 Gy air dose is equivalent to 0.7 Sv tissue dose (UNSEAR 1988 Report p.57) 1 R (roentgen) exposure is approximately equivalent to 10 mSv tissue dose Guidelines for radiation exposure limits to personnel are quoted in units of dose equiva- lent in order to place exposures to different types and energies of radiation on a common basis.  D.ICRP Dose Units In its report ICRP Publication 60, the International Commission on Radiation Protection has introduced a somewhat different set of definitions that are also used in the radiation protection literature. A new quantity is named the equivalent dose and given the symbol HT,R,.It is obtained from the absorbed dose DT,R averaged over a tissue or organ T due to radiation R, multiplied by a radiation weighting factor wR that accounts for the different biological effects of various radiations: