Dosimetría de radiación

Las cámaras de fisión son detectores de ionización utilizados para detectar neutrones. Las cámaras de fisión pueden usarse como detectores de rango intermedio para monitorear el flujo de neutrones (potencia del reactor) al nivel de flujo intermedio. También proporcionan indicaciones, alarmas y señales de disparo del reactor. El diseño de este instrumento se elige para proporcionar una superposición entre los canales de rango de fuente y el rango completo de los instrumentos de rango de potencia.

En general, la cámara de ionización , también conocida como cámara de iones , es un dispositivo eléctrico que detecta varios tipos de radiación ionizante . El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la región de ionización . El voltaje no es lo suficientemente alto como para producir amplificación de gas (ionización secundaria). Las cámaras de ionización son preferidas para altas tasas de dosis de radiación porque no tienen «tiempo muerto», un fenómeno que afecta la precisión del tubo Geiger-Muellera altas dosis. Además, en la región de ionización, un aumento en el voltaje no causa un aumento sustancial en el número de pares de iones recogidos. El número de pares de iones recogidos por los electrodos es igual al número de pares de iones producidos por la radiación incidente, y depende del tipo y la energía de las partículas o rayos en la radiación incidente.

En el caso de las cámaras de fisión , la cámara está recubierta con una capa delgada de uranio 235 altamente enriquecido para detectar neutrones. Los neutrones no son directamente ionizantes y generalmente tienen que convertirse en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. A neutrones térmicos causará un átomo de uranio-235 a la fisión , con los dos fisión fragmentos fabricados que tengan una alta energía cinéticay provocando la ionización del gas argón dentro del detector. Una ventaja de usar el recubrimiento de uranio-235 en lugar de boro-10 es que los fragmentos de fisión tienen una energía mucho mayor que la partícula alfa de una reacción de boro. Además, los fragmentos de fisión resultantes de la interacción de neutrones con el recubrimiento causan una cantidad significativamente mayor de ionización dentro de la cámara de fisión que la radiación gamma incidente en el detector. Esto da como resultado que los pulsos de carga generados por neutrones sean significativamente más grandes que los pulsos gamma. Los circuitos de discriminación de tamaño de pulso se pueden usar para bloquear los pulsos gamma no deseados. Por lo tanto, las cámaras de fisión son muy sensibles al flujo de neutrones y esto permite que las cámaras de fisión operen en campos gamma más altos. que una cámara de iones no compensada con revestimiento de boro.

Las cámaras de fisión a menudo se usan como dispositivos indicadores de corriente y dispositivos de pulso dependiendo del nivel de flujo de neutrones. En el modo de pulso, las cámaras de fisión son especialmente útiles, debido a la gran diferencia de tamaño de pulso entre neutrones y rayos gamma. Cuando la potencia es alta en el rango intermedio o en el rango de potencia (es decir, en un flujo mixto de gamma y neutrones de alto nivel), las cámaras de fisión pueden funcionar en modo Campbelling (también conocido como «modo de fluctuación» o «modo de voltaje cuadrado medio») para proporcionar mediciones confiables y precisas relacionadas con neutrones. La técnica Campbelling elimina la contribución gamma. Debido al doble uso de la cámara de fisión, a menudo se usa en canales de «amplio rango» en sistemas de instrumentación nuclear.

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La cámara de ionización , también conocida como la cámara de iones , es un dispositivo eléctrico que detecta varios tipos de radiación ionizante . El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la región de ionización . El voltaje no es lo suficientemente alto como para producir amplificación de gas (ionización secundaria). Las cámaras de ionización se prefieren para altas tasas de dosis de radiación porque no tienen «tiempo muerto», un fenómeno que afecta la precisión del tubo Geiger-Mueller a altas tasas de dosis.

La cámara de iones compensados se utiliza en el rango intermedio porque la salida de corriente es proporcional al flujo de neutrones relativamente estable, y compensa las señales del flujo gamma. La cámara de iones compensados ​​consta de dos detectores en un caso. La cámara exterior está recubierta por dentro con boro-10 , mientras que la cámara interior no está recubierta. La cámara recubierta es sensible tanto a los rayos gamma como a los neutrones, mientras que la cámara no recubierta es sensible solo a los rayos gamma. Al conectar las dos cámaras de manera adecuada, la salida eléctrica neta del detector será la corriente debido solo a los neutrones.

Para lograr la cantidad adecuada de compensación gamma, los voltajes entre estos dos conjuntos de electrodos deben estar equilibrados. Las consecuencias de operar con una cámara sobrecompensada o subcompensada son importantes. Si el voltaje en la cámara de compensación es demasiado alto, el detector está sobrecompensado y parte de la corriente de neutrones, así como toda la corriente gamma, se bloquea y la potencia indicada es inferior a la potencia real del núcleo. Si el voltaje de compensación es demasiado bajo, se producirá una compensación insuficiente . A alta potencia, el flujo gamma es relativamente pequeño en comparación con el flujo de neutrones, y los efectos de una compensación inadecuada pueden no notarse. Sin embargo, es extremadamente importante que la cámara se compense adecuadamente durante el arranque y apagado del reactor.

Ver también: Departamento de Energía, Instrumentación y Control de EE. UU. DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 de 2. Junio ​​de 1992.

Los detectores de rango intermedio monitorean el flujo de neutrones (potencia del reactor) en el nivel de flujo intermedio. También proporcionan indicaciones, alarmas y señales de disparo del reactor . Su rango es desde la parte superior del rango de la fuente hasta el rango de potencia (cubre un lapso de ocho décadas). El diseño de este instrumento se elige para proporcionar una superposición entre los canales del rango de fuente y la amplitud parcial o total de los instrumentos del rango de potencia . La instrumentación de rango intermedio generalmente consta de dos o cuatro canales, cada uno con su propio detector separado, tendido de cables y circuitos electrónicos. Los detectores utilizados suelen estar   revestidos de boro ocámaras de ionización compensadas llenas de gas boro o cámaras de fisión . Su precisión generalmente no logra la precisión de la instrumentación del rango de potencia que opera en un rango mucho más estrecho.

La instrumentación del rango de fuente monitorea e indica el nivel de flujo de neutrones del núcleo del reactor y la velocidad a la que cambia el flujo de neutrones durante toda la fase de arranque del reactor y operación de potencia. El flujo de neutrones se indica en porcentaje de la potencia nominal. La tasa de cambio de la población de neutrones se indica como tasa de inicio (SUR), que se define como el número de factores de diez que la potencia cambia en un minuto. Por lo tanto, las unidades de SUR son potencias de diez por minuto, o décadas por minuto ( dpm ). La alta velocidad de arranque en cualquiera de los canales puede iniciar una acción protectora.

Rango intermedio – Seguridad del reactor

Como se escribió, el sistema de instrumentación nuclear excore se considera un sistema relacionado con la seguridad, ya que proporciona entradas al sistema de protección del reactor . El disparo de flujo de neutrones de rango intermedio proporciona la protección del núcleo contra un accidente de extracción de barra de banco RCCA no controlado por una condición subcrítica durante el arranque. Esta función de disparo proporciona protección redundante al flujo de neutrones del rango de potencia: punto de ajuste bajo. También proporciona protección redundante a la función de disparo del rango de fuente para accidentes de dilución de boro y eventos de expulsión de la barra de control.

Cámaras de ionización compensada

La cámara de ionización , también conocida como la cámara de iones , es un dispositivo eléctrico que detecta varios tipos de radiación ionizante . El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la región de ionización . El voltaje no es lo suficientemente alto como para producir amplificación de gas (ionización secundaria). Las cámaras de ionización se prefieren para altas tasas de dosis de radiación porque no tienen «tiempo muerto», un fenómeno que afecta la precisión del tubo Geiger-Mueller a altas tasas de dosis.

La cámara de iones compensados se utiliza en el rango intermedio porque la salida de corriente es proporcional al flujo de neutrones relativamente estable, y compensa las señales del flujo gamma. La cámara de iones compensados ​​consta de dos detectores en un caso. La cámara exterior está recubierta por dentro con boro-10 , mientras que la cámara interior no está recubierta. La cámara recubierta es sensible tanto a los rayos gamma como a los neutrones, mientras que la cámara no recubierta es sensible solo a los rayos gamma. Al conectar las dos cámaras de manera adecuada, la salida eléctrica neta del detector será la corriente debido solo a los neutrones.

Para lograr la cantidad adecuada de compensación gamma, los voltajes entre estos dos conjuntos de electrodos deben estar equilibrados. Las consecuencias de operar con una cámara sobrecompensada o subcompensada son importantes. Si el voltaje en la cámara de compensación es demasiado alto, el detector está sobrecompensado y parte de la corriente de neutrones, así como toda la corriente gamma, se bloquea y la potencia indicada es inferior a la potencia real del núcleo. Si el voltaje de compensación es demasiado bajo, se producirá una compensación insuficiente . A alta potencia, el flujo gamma es relativamente pequeño en comparación con el flujo de neutrones, y los efectos de una compensación inadecuada pueden no notarse. Sin embargo, es extremadamente importante que la cámara se compense adecuadamente durante el arranque y apagado del reactor.

Ver también: Departamento de Energía, Instrumentación y Control de EE. UU. DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 de 2. Junio ​​de 1992.

Cámara de fisión – Detectores de amplio rango

Las cámaras de fisión son detectores de ionización utilizados para detectar neutrones. Las cámaras de fisión pueden usarse como detectores de rango intermedio para monitorear el flujo de neutrones (potencia del reactor) al nivel de flujo intermedio. También proporcionan indicaciones, alarmas y señales de disparo del reactor. El diseño de este instrumento se elige para proporcionar una superposición entre los canales de rango de fuente y el rango completo de los instrumentos de rango de potencia.

En general, la cámara de ionización , también conocida como cámara de iones , es un dispositivo eléctrico que detecta varios tipos de radiación ionizante . El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la región de ionización . El voltaje no es lo suficientemente alto como para producir amplificación de gas (ionización secundaria). Las cámaras de ionización son preferidas para altas tasas de dosis de radiación porque no tienen «tiempo muerto», un fenómeno que afecta la precisión del tubo Geiger-Muellera altas dosis. Además, en la región de ionización, un aumento en el voltaje no causa un aumento sustancial en el número de pares de iones recogidos. El número de pares de iones recogidos por los electrodos es igual al número de pares de iones producidos por la radiación incidente, y depende del tipo y la energía de las partículas o rayos en la radiación incidente.

En el caso de las cámaras de fisión , la cámara está recubierta con una capa delgada de uranio 235 altamente enriquecido para detectar neutrones. Los neutrones no son directamente ionizantes y generalmente tienen que convertirse en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. A neutrones térmicos causará un átomo de uranio-235 a la fisión , con los dos fisión fragmentos fabricados que tengan una alta energía cinéticay provocando la ionización del gas argón dentro del detector. Una ventaja de usar el recubrimiento de uranio-235 en lugar de boro-10 es que los fragmentos de fisión tienen una energía mucho mayor que la partícula alfa de una reacción de boro. Además, los fragmentos de fisión resultantes de la interacción de neutrones con el recubrimiento causan una cantidad significativamente mayor de ionización dentro de la cámara de fisión que la radiación gamma incidente en el detector. Esto da como resultado que los pulsos de carga generados por neutrones sean significativamente más grandes que los pulsos gamma. Los circuitos de discriminación de tamaño de pulso se pueden usar para bloquear los pulsos gamma no deseados. Por lo tanto, las cámaras de fisión son muy sensibles al flujo de neutrones y esto permite que las cámaras de fisión operen en campos gamma más altos. que una cámara de iones no compensada con revestimiento de boro.

Las cámaras de fisión se usan a menudo como dispositivos indicadores de corriente y dispositivos de pulso dependiendo del nivel de flujo de neutrones. En el modo de pulso, las cámaras de fisión son especialmente útiles, debido a la gran diferencia de tamaño de pulso entre neutrones y rayos gamma. Cuando la potencia es alta en el rango intermedio o en el rango de potencia (es decir, en un flujo mixto de gamma y neutrones de alto nivel), las cámaras de fisión pueden funcionar en modo Campbelling (también conocido como «modo de fluctuación» o «modo de voltaje cuadrado medio») para proporcionar mediciones relacionadas con neutrones confiables y precisas. La técnica Campbelling elimina la contribución gamma. Debido al doble uso de la cámara de fisión, a menudo se usa en canales de «amplio rango» en sistemas de instrumentación nuclear.

Un  contador proporcional , también conocido como  detector proporcional , es un dispositivo eléctrico que detecta varios tipos de radiación ionizante. El voltaje del detector se ajusta de modo que las condiciones correspondan a la  región proporcional . En esta región, el voltaje es lo suficientemente alto como para proporcionar a los electrones primarios suficiente aceleración y energía para que puedan ionizar átomos adicionales del medio. Estos iones secundarios ( amplificación de gas ) formados también se aceleran causando un efecto conocido como  avalanchas de Townsend , que crea un solo pulso eléctrico grande. Los contadores proporcionales gaseosos generalmente operan en campos eléctricos altos del orden de 10 kV / cm y alcanzan los valores típicos factores de amplificación de aproximadamente 10 ⁵ . Dado que el factor de amplificación depende en gran medida del voltaje aplicado, la carga recogida (señal de salida) también depende del voltaje aplicado y los contadores proporcionales requieren un voltaje constante.

Esta es una diferencia sutil pero importante entre las  cámaras de ionización  y los  contadores proporcionales . Una cámara de ionización producirá una corriente que es proporcional al número de electrones recolectados por segundo. Esta corriente se promedia y se usa para conducir una lectura de pantalla en Bq o μSv / h. Los contadores proporcionales  no funcionan de esta manera. En cambio, amplifican cada una de las explosiones individuales de ionización para que cada evento ionizante se detecte por separado. Por lo tanto, miden el número de eventos ionizantes (por eso se les llama contadores). En la instrumentación nuclear, los contadores proporcionales de trifluoruro de boro (BF3) se utilizan ampliamente como detectores de rango de fuente .

 Contador proporcional BF ₃

Como los neutrones son  partículas eléctricamente neutras,  están sujetos principalmente a  fuertes fuerzas nucleares  pero no a fuerzas eléctricas. Por lo tanto, los neutrones no son  directamente ionizantes  y generalmente tienen que  convertirse  en partículas cargadas antes de que puedan detectarse. En general, cada tipo de detector de neutrones debe estar equipado con un convertidor (para convertir la radiación de neutrones en radiación detectable común) y uno de los detectores de radiación convencionales (detector de centelleo, detector gaseoso, detector de semiconductores, etc.).

Las cámaras de ionización se utilizan a menudo como dispositivo de detección de partículas cargadas. Por ejemplo, si la superficie interna de la cámara de ionización está recubierta con una capa delgada de boro, la reacción (n, alfa) puede tener lugar. La mayoría de las reacciones (n, alfa) de neutrones térmicos son reacciones  10B (n, alfa) 7Li  acompañadas de una emisión gamma de 0,48 MeV  .

Además, el isótopo boro-10 tiene una sección transversal de reacción alta (n, alfa) a lo largo de todo  el espectro de energía de neutrones . La partícula alfa causa ionización dentro de la cámara, y los electrones expulsados ​​causan más ionizaciones secundarias.

Otro método para detectar neutrones usando un contador proporcional es usar el trifluoruro de boro gaseoso   (BF ₃ ) en lugar de aire en la cámara. Los neutrones entrantes producen partículas alfa cuando reaccionan con los átomos de boro en el gas detector. Cualquiera de los dos métodos puede usarse para detectar neutrones en un reactor nuclear. Cabe señalar que los  contadores BF ₃ generalmente se operan en la región proporcional.

Detectores de rango de fuente

Los detectores de rango de fuente monitorean el flujo de neutrones (potencia del reactor) en los niveles de apagado más bajos y proporcionan indicaciones, alarmas y disparos del reactor. La instrumentación del rango de fuente generalmente consta de dos o cuatro canales de rango de fuente, cada uno con su propio detector, cable y circuito electrónico. Los detectores utilizados suelen ser contadores proporcionales de trifluoruro de boro (BF ₃ ) de alta sensibilidad . En general, los contadores proporcionales son capaces de identificar partículas y medir la energía (espectroscopía). La altura del pulso refleja la energía depositada por la radiación incidente en el gas detector. Como tal, es posible distinguir los pulsos más grandes producidos por partículas alfa(producido por reacciones (n, alfa)) de los pulsos más pequeños producidos por partículas beta o rayos gamma .

Estos detectores BF ₃ producen una salida de frecuencia de pulso proporcional al flujo térmico de neutrones visto en el detector. Estos canales se usan típicamente en un rango de conteo de 0.1 a 10 ⁶ conteos por segundo , pero varían según el diseño del reactor. Estos detectores de núcleo generalmente están ubicados en pozos de instrumentos en el escudo primario (escudo de concreto) adyacente al recipiente del reactor.

La instrumentación del rango fuente supervisa e indica el nivel de flujo de neutrones del núcleo del reactor y la velocidad a la que cambia el flujo de neutrones durante el apagado del reactor y la fase inicial de arranque . Son muy importantes para monitorear la subcriticidad durante la recarga de combustible, cuando tiene lugar la multiplicación subcrítica . El flujo de neutrones se indica en conteos por segundo (cps). La tasa de cambio de la población de neutrones se indica como tasa de inicio (SUR), que se define como el número de factores de diez que la potencia cambia en un minuto. Por lo tanto, las unidades de SUR son potencias de diez por minuto, o deca des por minuto ( dpm ).

Hay dos problemas principales en la instrumentación del rango de origen:

• Discriminación . Durante la parada del reactor y la fase inicial de arranque, se requiere distinguir el número relativamente pequeño de pulsos producidos por los neutrones del gran número de pulsos producidos por la radiación gamma . Por lo tanto, la discriminación gamma es de particular interés durante el apagado después de que el núcleo del reactor alcanza un nivel significativo de quema de combustible. Esta condición produce un campo gamma alto y un flujo de neutrones bajo alrededor del detector. Los contadores proporcionales permiten la discriminación, pero deben calibrarse. El discriminador excluye el paso de pulsos que son inferiores a un nivel predeterminado. La función del discriminador es excluir el ruido y los pulsos gamma que son de menor magnitud que los pulsos de neutrones (pulsos alfa respectivamente). Muchas centrales eléctricas han encontrado necesario colocar contadores proporcionales de rango de fuente en el blindaje de plomo para reducir la radiación gamma en los detectores. Esto aumenta la sensibilidad del detector del extremo inferior y puede extender la vida útil del detector.
• Tiempo Muerto . Este instrumento puede indicar una tasa de recuento de neutrones máxima de 10 ⁶ cps. Las tasas de conteo más altas están influenciadas por un fenómeno conocido como tiempo muerto. El tiempo muerto es el período durante el cual el detector está ocupado y no puede aceptar ni procesar pulsos. Este fenómeno puede tener serias consecuencias, ya que el tiempo muerto distorsiona los resultados en actividades altas o altas tasas de dosis.

Hay algunas centrales eléctricas que han tomado medidas para mover los detectores del rango de fuente desde sus posiciones operativas a una posición de nivel de flujo de neutrones reducido, una vez que el nivel de flujo aumenta por encima del rango de fuente.

Referencia especial: Plan de revisión estándar para la revisión de informes de análisis de seguridad para centrales nucleares: edición LWR. NUREG-0800, NRC de EE. UU.

Los detectores de rango de fuente monitorean el flujo de neutrones (potencia del reactor) en los niveles de apagado más bajos y proporcionan indicaciones, alarmas y disparos del reactor. La instrumentación del rango de fuente generalmente consta de dos o cuatro canales de rango de fuente, cada uno con su propio detector, cable y circuito electrónico. Los detectores utilizados suelen ser contadores proporcionales de trifluoruro de boro (BF ₃ ) de alta sensibilidad . En general, los contadores proporcionales son capaces de identificar partículas y medir la energía (espectroscopía). La altura del pulso refleja la energía depositada por la radiación incidente en el gas detector. Como tal, es posible distinguir los pulsos más grandes producidos por partículas alfa(producido por reacciones (n, alfa)) de los pulsos más pequeños producidos por partículas beta o rayos gamma .

Estos detectores BF ₃ producen una salida de frecuencia de pulso proporcional al flujo térmico de neutrones visto en el detector. Estos canales se usan típicamente en un rango de conteo de 0.1 a 10 ⁶ conteos por segundo , pero varían según el diseño del reactor. Estos detectores de núcleo generalmente están ubicados en pozos de instrumentos en el escudo primario (escudo de concreto) adyacente al recipiente del reactor.

La instrumentación del rango fuente supervisa e indica el nivel de flujo de neutrones del núcleo del reactor y la velocidad a la que cambia el flujo de neutrones durante el apagado del reactor y la fase inicial de arranque . Son muy importantes para monitorear la subcriticidad durante la recarga de combustible, cuando tiene lugar la multiplicación subcrítica . El flujo de neutrones se indica en conteos por segundo (cps). La tasa de cambio de la población de neutrones se indica como tasa de inicio (SUR), que se define como el número de factores de diez que la potencia cambia en un minuto. Por lo tanto, las unidades de SUR son potencias de diez por minuto, o deca des por minuto ( dpm ).

Hay dos problemas principales en la instrumentación del rango de origen:

• Discriminación . Durante el apagado del reactor y la fase inicial de arranque, se requiere distinguir el número relativamente pequeño de pulsos producidos por los neutrones del gran número de pulsos producidos por la radiación gamma . Por lo tanto, la discriminación gamma es de particular interés durante el apagado después de que el núcleo del reactor alcanza un nivel significativo de quema de combustible. Esta condición produce un campo gamma alto y un flujo de neutrones bajo alrededor del detector. Los contadores proporcionales permiten la discriminación, pero deben calibrarse. El discriminador excluye el paso de pulsos que son inferiores a un nivel predeterminado. La función del discriminador es excluir el ruido y los pulsos gamma que son de menor magnitud que los pulsos de neutrones (pulsos alfa respectivamente). Muchas centrales eléctricas han encontrado necesario colocar contadores proporcionales de rango de fuente en el blindaje de plomo para reducir la radiación gamma en los detectores. Esto aumenta la baja sensibilidad del detector y puede extender la vida útil del detector.
• Tiempo Muerto . Este instrumento puede indicar hasta una tasa máxima de recuento de neutrones de 10 ⁶ cps. Las tasas de conteo más altas están influenciadas por un fenómeno conocido como tiempo muerto. El tiempo muerto es el período durante el cual el detector está ocupado y no puede aceptar ni procesar pulsos. Este fenómeno puede tener serias consecuencias, ya que el tiempo muerto distorsiona los resultados en actividades altas o altas tasas de dosis.

Hay algunas centrales eléctricas que han tomado medidas para mover los detectores del rango de fuente desde sus posiciones de operación a una posición de nivel de flujo de neutrones reducido, una vez que el nivel de flujo aumenta por encima del rango de fuente.

El sistema de instrumentación nuclear incore mide la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas en el núcleo del reactor. Los propósitos del sistema de instrumentación incore son proporcionar información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas de salida del conjunto de combustible en ubicaciones centrales seleccionadas. El sistema de instrumentación incore proporciona adquisición de datos y, por lo general, no realiza funciones de protección ni de control operativo de la planta.

El sistema de instrumentación incore incluye:

• Sistema de monitoreo de flujo de neutrones Incore
• Sistema de monitoreo de temperatura Incore

Westinghouse Technology Systems Manual, Sección 9.2. Sistema de instrumentación Incore. <disponible en: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Sistema de monitoreo de flujo de neutrones Incore

El sistema de monitoreo de neutrones incore consta de detectores incore con sensibilidad suficiente para permitir la medición de las variaciones localizadas de distribución de flujo de neutrones dentro del núcleo del reactor . Cabe señalar que, en los núcleos de los reactores de potencia, la distribución del flujo, y también la distribución de potencia está influenciada significativamente por muchos factores. Por lo tanto, la temperatura en un reactor en funcionamiento varía de un punto a otro dentro del sistema. Como consecuencia, siempre hay una barra de combustible y un volumen local , que están más calientes que el resto. Con el fin de limitar estos lugares calientes los límites de potencia de pico deben ser introducidos. Los límites de potencia máxima están asociados con unCrisis de ebullición y con las condiciones que pueden causar el derretimiento de pellets de combustible. El sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore proporciona información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y, por lo tanto, los márgenes de estos límites de potencia máxima .

El sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore generalmente utiliza:

• cámaras de fisión en miniatura
• detectores de neutrones autoalimentados

Estos detectores de flujo móviles, que generalmente se colocan en el tubo de instrumentación de un conjunto de combustible , pueden monitorear toda la longitud de los conjuntos de combustible seleccionados para proporcionar un mapa tridimensional extremadamente preciso de la distribución de flujo de neutrones . Usando estos datos, la reconstrucción del flujo de neutrones se puede realizar también en el resto del núcleo del reactor. Los datos obtenidos del sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore generalmente se utilizan (dependiendo del diseño del reactor) para:

1. Estos datos se pueden usar para determinar la distribución de energía en el núcleo en cualquier momento durante el ciclo de combustible. La distribución de energía monitoreada se utiliza para verificar que los siguientes factores del canal activo de distribución de energía cumplan con los límites de las especificaciones técnicas:
   1. El factor de canal caliente del flujo de calor – F _Q (z) , que se define como: La relación de la densidad de potencia lineal local máxima, donde hay un margen mínimo para limitar la temperatura del combustible (durante AOO), a la densidad de potencia lineal local promedio en el núcleo
   2. El factor de canal caliente de aumento de la entalpía nuclear – F _NΔH , que se define como: La relación de la integral de la potencia lineal a lo largo de la barra de combustible en la que se produce una desviación mínima de la relación de ebullición nucleada (durante AOO), a la potencia promedio de la barra de combustible en el núcleo.
2. Estos datos se pueden usar para determinar el consumo de combustible y los inventarios de combustible isotópico en el núcleo en cualquier momento durante el ciclo del combustible.
3. Estos datos se pueden usar para calibrar los instrumentos nucleares de rango de potencia excore para la diferencia de flujo axial (AFD)
4. Estos datos se pueden usar para verificar que la relación de inclinación de potencia del cuadrante (QPTR) cumpla con el límite de especificación técnica.
5. Los datos también proporcionarán tendencias de las condiciones centrales para que se puedan tomar medidas correctivas antes de que una condición se vuelva excesiva.

Ver también: Distribución de energía en PWR

Ver también: Método nodal en difusión de neutrones

Sistema de monitoreo de temperatura Incore

El sistema de monitoreo de temperatura de neutrones incore consiste en termopares incore, que se colocan en ubicaciones preseleccionadas para medir la temperatura de salida del refrigerante del conjunto de combustible para su uso en el monitoreo de la distribución de energía radial central y la distribución de entalpía del refrigerante . Cabe señalar que las temperaturas de salida del refrigerante están más o menos influenciadas por la mezcla de flujo lateral y, para algunos diseños de reactores, este sistema tiene otro propósito, como el monitoreo de las funciones de seguridad. Estos datos (temperaturas de salida del refrigerante) pueden (dependiendo del diseño del reactor) usarse para:

1. Proporcionar a los operadores indicaciones de condiciones inadecuadas de enfriamiento del núcleo durante situaciones de emergencia (por ejemplo, sobretemperatura del núcleo )
2. Proporcione información sobre el aumento de temperatura en el conjunto de combustible. Esto puede indicar una condición central grave (por ejemplo , bloqueo del canal ) y debe investigarse.
3. Proporcionar entradas a los monitores de margen de subenfriamiento
4. Proporcione entradas para las aplicaciones informáticas de la planta de la planta que usan temperaturas de salida del núcleo para determinar los aumentos de entalpía del ensamblaje de combustible y la información de distribución de energía limitada.

Westinghouse Technology Systems Manual, Sección 9.2. Sistema de instrumentación Incore. <disponible en: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Detector de neutrones autoalimentado

Los detectores de neutrones autoalimentados ( SPND ) son detectores de neutrones, que se utilizan ampliamente en reactores para monitorear el flujo de neutrones debido a su adaptabilidad para entornos severos en el núcleo. Los SPND pueden ser parte del sistema de monitoreo de flujo de neutrones incore, que proporciona información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y, por lo tanto, los márgenes de estos límites de potencia máxima. Estos detectores utilizan el proceso básico de desintegración radiactiva de su material de activación de neutrones para producir una señal de salida. Como su nombre lo indica, los   SPND no requieren una fuente de voltaje externa para crear un potencial de voltaje en el detector. En cambio, se produce una corriente en el detector como resultado de la activación de neutronesy posterior desintegración beta del detector en sí. Debido a la emisión de estas partículas beta (electrones), el cable se carga cada vez más positivamente. El potencial positivo del cable hace que una corriente fluya en la resistencia, R. La corriente de electrones de la desintegración beta se puede medir directamente con un amperímetro.

Hay dos ventajas principales del detector de neutrones autoalimentado:

• Se requiere muy poca instrumentación, generalmente solo un milivoltímetro o un amperímetro
• El material emisor tiene una vida útil mucho mayor que el revestimiento de boro o uranio 235 utilizado en las cámaras de fisión.

Por otro lado, también hay desventajas, una está asociada con el hecho de que las corrientes incluso a plena potencia son muy bajas. Por lo tanto, los SPND no pueden proporcionar información sobre la distribución de flujo en operaciones de baja potencia (10% o menos). La principal desventaja del detector de neutrones autoalimentado es que el material emisor se descompone con una vida media característica, que determina el tiempo de respuesta del detector. Dependiendo del tiempo de respuesta, estos detectores se clasifican en términos generales como:

• Detectores de respuesta rápida . Los detectores de respuesta rápida como Cobalt e Inconel se utilizan en aplicaciones de protección y regulación de reactores.
• Detectores de respuesta retardada . Los detectores de respuesta retardada como el vanadio y el rodio se están utilizando ampliamente para el Sistema de Mapeo de Flujo (FMS).

El SPND típico es un cable coaxial que consiste en:

• Emisor . Un electrodo interno, que está hecho de un material que absorbe un neutrón y sufre desintegración radiactiva al emitir un electrón (desintegración beta). El emisor generalmente está hecho de rodio y se usa para producir electrones.
• Aislamiento. El emisor está rodeado de aislamiento, que generalmente está hecho de óxido de aluminio.
• Coleccionista . Las paredes metálicas del detector encierran estas partes y sirven como colector para el. electrones que se producen.- El colector está conectado al potencial de tierra,

Los detectores de neutrones autoalimentados generalmente se colocan en el tubo de instrumentación de un conjunto de combustible, pueden monitorear toda la longitud de los conjuntos de combustible seleccionados para proporcionar un mapa tridimensional extremadamente preciso de la distribución del flujo de neutrones . Usando estos datos, la reconstrucción del flujo de neutrones se puede realizar también en el resto del núcleo del reactor.

Los materiales típicos utilizados para el emisor son cobalto, cadmio, rodio y vanadio. Estos materiales deben usarse porque poseen temperaturas de fusión relativamente altas, secciones transversales relativamente altas de neutrones térmicos y son compatibles con el proceso de fabricación de SPND.

Referencia especial: William H. Todt, Sr. CARACTERÍSTICAS DE LOS DETECTORES DE NEUTRÓN AUTOMÁTICOS UTILIZADOS EN REACTORES DE POTENCIA. Corporación de Tecnología de Imagen y Detección. Nueva York.

Emisor de rodio – SPND a base de rodio

Uno de los posibles materiales es el rodio como emisor. Un SPND con un emisor de rodio tiene una sensibilidad relativamente alta , una alta tasa de combustión , perturba la densidad de potencia local y tiene una señal retardada ( doble ) . El detector basado en rodio es el tipo de detector autoalimentado de corriente beta, que utiliza la siguiente reacción de activación para producir una corriente que se puede medir.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Como se puede ver, un neutrón capturado por el rodio 103 hace que un átomo de rodio 103 se convierta en un átomo radiactivo de rodio 104 . El rodio 104 se descompone en paladio 104 más una partícula beta ( electrón ). La partícula beta tiene suficiente energía para pasar a través del aislante y llegar al colector. La vida media del rodio activado 104 es de 42,3 segundos, lo que retrasa la emisión de la partícula cargada. El detector a base de rodio utiliza esta producción de partículas beta (electrones) para crear una corriente que es proporcional al número de neutrones capturados por el emisor, que también es proporcional a la densidad de potencia del reactor local. Una parte del flujo de corriente del detector se debe a los rayos gamma. Para compensar esta señal errónea, se realiza una corrección de fondo a través del detector de fondo, que consta de los mismos componentes que el detector, excepto que se elimina el rodio.

El rodio 103 tiene una sección transversal de captura de 133 graneros para neutrones térmicos y una resonancia a 1,25 eV. Esta reacción conduce a la producción de ¹⁰⁴ Rh con T _1/2 = 42 segundos, que es beta radiactivo. Cabe señalar que alrededor de 11 graneros pertenecen a la reacción en la que se produce un isómero ^104m Rh (con T _1/2 = 4.4 min).

Las siguientes características son típicas cuando se utilizan en reactores de potencia térmica (p. Ej., PWR).

• La tasa de quemado de rodio es 0.39% por mes en un flujo de neutrones térmicos de 10 ¹³ n / cm ² / seg.
• El 92% de la señal tiene una vida media de 42 segundos.
• El 8% de la señal tiene una vida media de 4,4 minutos.
• La emisión beta tiene una energía de 2,44 MeV.

Emisor de vanadio – SPND a base de vanadio

Un SPND con un emisor de vanadio tiene una sensibilidad relativamente baja, una baja tasa de quemado, con una perturbación mínima de la densidad de potencia local y tiene una señal retardada muy larga. El detector a base de vanadio es el tipo de detector autoalimentado de corriente beta, que utiliza la siguiente reacción de activación para producir una corriente que se puede medir.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

El vanadio-51 tiene una sección transversal de captura de 4.9 graneros para neutrones térmicos sin resonancias. Esta reacción conduce a la producción de ⁵² V con T _1/2 = 3.74 min, que es beta radiactivo .

Las siguientes características son típicas cuando se utilizan en reactores de potencia térmica (p. Ej., PWR).

• La tasa de quemado de vanadio es 0.012% por mes en un flujo de neutrones térmicos de 10 ¹³ n / cm ² / seg.
• El 99% de la señal tiene una vida media de 3,8 minutos.
• El 1% de la señal es puntual.
• La emisión beta posterior tiene una energía de 2.6 MeV.

El flujo de neutrones generalmente se mide mediante detectores de neutrones excore instalados fuera del núcleo . Estos detectores pertenecen al llamado sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . El sistema de instrumentación nuclear excore monitorea el nivel de potencia del reactor mediante la detección de fugas de neutrones desde el núcleo del reactor. El sistema de instrumentación nuclear excore generalmente consta de tres rangos superpuestos separados de instrumentación excore , que monitorean el nivel de flujo de neutrones generado en el núcleo desde unos pocos recuentos por segundo hasta aproximadamente 10 ¹⁵ neutrones / cm ²/ seg (corresponde aproximadamente al 200 por ciento de la potencia nominal). Dado que el flujo de neutrones cubre un amplio rango (aproximadamente 12 décadas), se utilizan tres rangos de instrumentación para obtener mediciones precisas del nivel de flujo:

• Detectores de rango de fuente
• Detectores de rango intermedio
• Detectores de rango de potencia

Estos detectores de núcleo generalmente están ubicados en pozos de instrumentos en el escudo primario (escudo de concreto) adyacente al recipiente del reactor . El sistema proporciona señales de indicación, control y alarma para la operación y protección del reactor. Por lo tanto, el sistema de instrumentación nuclear excore se considera un sistema relacionado con la seguridad , ya que proporciona entradas al sistema de protección del reactor durante el arranque y la operación de energía. Este sistema es de la mayor importancia para el sistema de protección del reactor, porque los cambios en el flujo de neutrones se pueden reconocer casi de inmediato solo a través de este sistema.

La función principal del sistema de instrumentación nuclear excore es proteger el núcleo del reactor de la sobrepotencia al monitorear el flujo de neutrones y generar alarmas apropiadas y disparos del reactor para apagar el reactor cuando sea necesario. Cada rango de instrumentación (fuente, intermedio y potencia) proporciona la protección de disparo del reactor de sobrepotencia necesaria (disparo del reactor de alto flujo de neutrones) requerida durante la operación en ese rango.

Ver también: detección de neutrones

En los reactores nucleares , la potencia térmica producida por las fisiones nucleares es proporcional al nivel de flujo de neutrones. Por lo tanto, desde el punto de vista de la seguridad del reactor, es de suma importancia medir y controlar el flujo de neutrones y la distribución espacial del flujo de neutrones en el reactor correctamente y mediante la instrumentación adecuada. Para este propósito, se instalan varios instrumentos nucleares. Estas mediciones generalmente se realizan fuera del núcleo del reactor, pero también hay mediciones realizadas desde el interior del núcleo. Por lo tanto, las instrumentaciones nucleares generalmente se clasifican como:

• • Instrumentación Nuclear Excore . El flujo de neutrones generalmente se mide mediante detectores de neutrones excore instalados fuera del núcleo. Estos detectores pertenecen al llamado sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . Dado que el flujo de neutrones cubre un amplio rango (aproximadamente 12 décadas), se utilizan tres rangos de instrumentación para obtener mediciones precisas del nivel de flujo:
    • Detectores de rango de fuente
    • Detectores de rango intermedio
    • Detectores de rango de potencia
  • Instrumentación Nuclear Incore . El sistema de instrumentación nuclear incore mide la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas en el núcleo del reactor. Los propósitos del sistema de instrumentación incore son proporcionar información detallada sobre la distribución del flujo de neutrones y las temperaturas de salida del conjunto de combustible en ubicaciones centrales seleccionadas. El sistema de instrumentación incore incluye:
    • Sistema de monitoreo de flujo de neutrones Incore
    • Sistema de monitoreo de temperatura Incore

Ambos sistemas se basan en la detección de neutrones. El flujo de neutrones generalmente se mide mediante detectores de neutrones excore instalados fuera del núcleo. Estos detectores pertenecen al llamado sistema de instrumentación nuclear excore (NIS) . El flujo de neutrones y su distribución dentro del núcleo generalmente se mide mediante un sistema incore , que se instala dentro del reactor. Aunque el sistema de instrumentación nuclear proporciona una respuesta rápida a los cambios en el flujo de neutrones y es un sistema insustituible, debe calibrarse . La potencia térmica precisa del reactor solo se puede medir mediante métodos basados ​​en el balance de energíadel circuito primario o balance de energía del circuito secundario. Estos métodos proporcionan una potencia precisa del reactor, pero estos métodos son insuficientes para los sistemas de seguridad. Las entradas de señal para estos cálculos son, por ejemplo, la temperatura de la pierna caliente o la velocidad de flujo a través del sistema de agua de alimentación y estas señales cambian muy lentamente con los cambios de potencia de neutrones. En otras palabras, la potencia térmica medida por métodos calorimétricos es precisa, mientras que la potencia nuclear medida por los detectores de neutrones excore es el único sistema capaz de detectar rápidamente la excursión de reactividad.

Velocidad de reacción: proporcionalidad entre el flujo de neutrones y la energía térmica

Ver también: velocidad de reacción

El conocimiento del  flujo de neutrones (la  longitud total del trayecto  de todos los neutrones en un centímetro cúbico en un segundo) y las  secciones transversales macroscópicas  (la probabilidad de tener una interacción  por centímetro de longitud del trayecto ) nos permite calcular la tasa de interacciones (por ejemplo, la tasa de reacciones de fisión). Esta velocidad de reacción  (el número de interacciones que tienen lugar en ese centímetro cúbico en un segundo) se obtiene multiplicándolas juntas:

dónde:

Ф –  flujo de  neutrones (neutrones.cm ^-2 .s ^-1 )

σ –  sección transversal microscópica  (cm ² )

N –  densidad del número atómico  (átomos.cm ^-3 )

La velocidad de reacción para varios tipos de interacciones se encuentra en el tipo de sección transversal apropiado:

• • • Σ _t  . Ф – velocidad de reacción total
    • Σ _a  . Ф –   velocidad de reacción de absorción
    • Σ _c . Ф –   velocidad de reacción de captura radiativa
    • Σ _f . Ф –   velocidad de reacción de fisión

Para determinar la  potencia térmica , debemos centrarnos en la  velocidad de reacción de fisión . Por simplicidad, supongamos que el  material fisionable  está distribuido uniformemente en el reactor. En este caso, las  secciones transversales macroscópicas  son independientes de la posición. Multiplicar la  velocidad de reacción de fisión  por unidad de volumen ( RR = Ф. Σ ) por el  volumen total  del núcleo (V) nos da el  número total de reacciones que  ocurren en el núcleo del  reactor  por unidad de tiempo. Pero también sabemos que la cantidad de  energía liberada por cada reacción de fisión  es de aproximadamente  200 MeV / fisión. Ahora, es posible determinar la  velocidad de liberación de energía  (potencia) debido a la reacción de fisión. Se da mediante la siguiente ecuación:

P = RR. E _r  . V = Ф. Σ _f  . E _r  . V = Ф. N _U235  . σ _f ²³⁵  . E _r  . V

dónde:

P – potencia del reactor (MeV.s ^-1 )

Ф – flujo de neutrones (neutrones.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – sección transversal microscópica (cm ² )

N – densidad del número atómico (átomos.cm ^-3 )

Er – la energía recuperable promedio por fisión (MeV / fisión)

V – volumen total del núcleo (m ³ )

Las cámaras de burbujas son detectores de partículas, que se basan en principios similares a las cámaras de niebla. En la cámara de burbujas, las huellas de partículas subatómicas se revelan como rastros de burbujas en un líquido calentado justo debajo de su punto de ebullición, generalmente hidrógeno líquido. Las cámaras de burbujas se pueden hacer físicamente más grandes que las cámaras de niebla, y como están llenas de material líquido mucho más denso, revelan las huellas de partículas mucho más energéticas. Una partícula cargada de energía (por ejemplo, una partícula alfa o beta) interactúa con el líquido y el líquido entra en una fase sobrecalentada y metaestable. Alrededor de la pista de ionización, el líquido se vaporiza, formando burbujas microscópicas. La densidad de burbujas alrededor de una pista es proporcional a la pérdida de energía de una partícula.

Debe enfatizarse que las burbujas que en estos dispositivos forman pistas crecen en iones creados por el paso de partículas ionizantes. Por lo tanto, este proceso de ionización debe ser analizado. Cada tipo de partícula interactúa de manera diferente , por lo tanto, el conocimiento de esta interacción, cómo las diferentes partículas depositan energía en la materia y cuánta energía depositan las partículas, es fundamental para nuestra comprensión del problema. Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos. Partículas alfason bastante masivos y llevan una carga doble positiva, por lo que tienden a viajar solo una corta distancia y no penetran mucho en el tejido, si es que lo hacen. Sin embargo, las partículas alfa depositarán su energía en un volumen más pequeño (posiblemente solo unas pocas células si entran en un cuerpo) y causarán más daño a esas pocas células. Como resultado, las partículas alfa dejan un rastro corto pero significativo en la cámara.

Las partículas beta (electrones) son mucho más pequeñas que las partículas alfa. Llevan una sola carga negativa. Son más penetrantes que las partículas alfa. Pueden viajar varios metros pero depositan menos energía en cualquier punto a lo largo de sus caminos que las partículas alfa. Por lo tanto, las partículas beta dejan un rastro más largo pero menos visible en la cámara.

Si se aplica un campo magnético a través de la cámara de la nube, las partículas cargadas positiva y negativamente se curvarán en direcciones opuestas, de acuerdo con la ley de fuerza de Lorentz.

Información de ionización y seguimiento

Cabe destacar que las gotas que en estos dispositivos forman pistas crecen en iones creados por el paso de partículas ionizantes. Por lo tanto, este proceso de ionización debe ser analizado. Cada tipo de partícula interactúa de manera diferente , por lo tanto, el conocimiento de esta interacción, cómo las diferentes partículas depositan energía en la materia y cuánta energía depositan las partículas, es fundamental para nuestra comprensión del problema. Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos. Partículas alfason bastante masivos y llevan una carga doble positiva, por lo que tienden a viajar solo una corta distancia y no penetran mucho en el tejido, si es que lo hacen. Sin embargo, las partículas alfa depositarán su energía en un volumen más pequeño (posiblemente solo unas pocas células si entran en un cuerpo) y causarán más daño a esas pocas células. Como resultado, las partículas alfa dejan un rastro corto pero significativo en la cámara.

Las partículas beta (electrones) son mucho más pequeñas que las partículas alfa. Llevan una sola carga negativa. Son más penetrantes que las partículas alfa. Pueden viajar varios metros pero depositan menos energía en cualquier punto a lo largo de sus caminos que las partículas alfa. Por lo tanto, las partículas beta dejan un rastro más largo pero menos visible en la cámara.

Si se aplica un campo magnético a través de la cámara de la nube, las partículas cargadas positiva y negativamente se curvarán en direcciones opuestas, de acuerdo con la ley de fuerza de Lorentz.

Según datos experimentales, la ionización específica dN / dx en cámaras de niebla, definida como el número medio de iones producidos por unidad de longitud por una partícula que pasa, se describe bien en una primera aproximación tanto para electrones como para partículas más masivas mediante la ecuación de Bethe .

Poder de frenado – Bethe Formula

Una variable conveniente que describe las propiedades de ionización del medio circundante es el poder de detención . El poder de detención lineal del material se define como la relación de la pérdida de energía diferencial para la partícula dentro del material con la longitud del camino diferencial correspondiente :

, donde T es la energía cinética de la partícula cargada, nion es el número de pares de iones de electrones formados por unidad de longitud de camino, e denota la energía promedio necesaria para ionizar un átomo en el medio. Para partículas cargadas, S aumenta a medida que disminuye la velocidad de las partículas . La expresión clásica que describe la pérdida de energía específica se conoce como la fórmula Bethe. La fórmula no relativista fue encontrada por Hans Bethe en 1930. La versión relativista (ver más abajo) también fue encontrada por Hans Bethe en 1932.

En esta expresión, m es la masa en reposo del electrón, β es igual a v / c, lo que expresa la velocidad de la partícula en relación con la velocidad de la luz, γ es el factor de Lorentz de la partícula, Q es igual a su carga, Z es el número atómico del medio yn es la densidad de átomos en el volumen. Para las partículas no relativistas (las partículas cargadas pesadas son en su mayoría no relativistas), dT / dx depende de 1 / v ² . Esto se puede explicar por el mayor tiempo que la partícula cargada pasa en el campo negativo del electrón, cuando la velocidad es baja.

La naturaleza de la interacción de una radiación beta con la materia es diferente de la radiación alfa , a pesar de que las partículas beta también son partículas cargadas. En comparación con las partículas alfa, las partículas beta tienen una masa mucho menor y alcanzan principalmente energías relativistas . Su masa es igual a la masa de los electrones orbitales con los que están interactuando y, a diferencia de la partícula alfa, una fracción mucho mayor de su energía cinética se puede perder en una sola interacción. Dado que las partículas beta alcanzan principalmente energías relativistas, la fórmula Bethe  no relativista no se puede utilizar. Para electrones de alta energía, Bethe también ha derivado una expresión similarpara describir la pérdida de energía específica debido a la excitación e ionización (las «pérdidas por colisión»).

Además, las partículas beta pueden interactuar mediante la interacción electrón-nuclear (dispersión elástica de los núcleos), lo que puede cambiar significativamente la dirección de la partícula beta . Por lo tanto, su camino no es tan sencillo. Las partículas beta siguen un camino muy en zig-zag a través del material absorbente, este camino resultante de partículas es más largo que la penetración lineal (rango) en el material.

Las partículas beta también difieren de otras partículas cargadas pesadas en la fracción de energía perdida por el proceso radiativo conocido como bremsstrahlung . Según la teoría clásica, cuando una partícula cargada se acelera o desacelera, debe irradiar energía y la radiación de desaceleración se conoce como bremsstrahlung («radiación de frenado») .

Las cámaras de niebla , también conocidas como cámaras de niebla de Wilson , son detectores de partículas, que fueron dispositivos esenciales en las primeras investigaciones de física nuclear y de partículas. Las cámaras de niebla, uno de los instrumentos más simples para estudiar partículas elementales , han sido sustituidas por detectores más modernos en investigaciones reales, pero siguen siendo un aparato pedagógico muy interesante.

Cámara de niebla y descubrimiento de positrones

Los positrones tienen carga positiva (+ 1e), partículas casi sin masa. Su masa en reposo es igual a 9.109 × 10 ⁻³¹ kg ( 510.998 keV / c 2 ) (aproximadamente 1/1836 la del protón ).

Al igual que todas las partículas elementales, los electrones exhiben propiedades tanto de partículas como de ondas: pueden colisionar con otras partículas y pueden difractarse como la luz. La idea original de las antipartículas surgió de una ecuación de onda relativista desarrollada en 1928 por el científico inglés PAM Dirac(1902-1984). Se dio cuenta de que su versión relativista de la ecuación de onda de Schrödinger para electrones predijo la posibilidad de antielectrones. Estos fueron descubiertos por Paul Dirac y Carl D. Anderson en 1932 y nombrados positrones. Estudiaron colisiones de rayos cósmicos a través de una cámara de niebla, un detector de partículas en el que los electrones en movimiento (o positrones) dejan rastros a medida que se mueven a través del gas. Las rutas de los positrones en una cámara de niebla trazan la misma ruta helicoidal que un electrón pero giran en la dirección opuesta con respecto a la dirección del campo magnético debido a que tienen la misma magnitud de relación carga-masa pero con carga opuesta y, por lo tanto, opuesta ratios de carga a masa firmadas. Aunque Dirac no utilizó el término antimateria , su uso sigue de forma bastante natural a partir de antielectrones,antiprotones , etc.

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Este artículo se basa en la traducción automática del artículo original en inglés. Para más información vea el artículo en inglés. Puedes ayudarnos. Si desea corregir la traducción, envíela a: translations@nuclear-power.com o complete el formulario de traducción en línea. Agradecemos su ayuda, actualizaremos la traducción lo antes posible. Gracias.