Design, building and evaluation of a neutron detection device based on boron loaded plastic scintillator
Conception, réalisation et caractérisation d'un dispositif de détection neutronique basé sur l'utilisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore
Résumé
This work focuses on the study, the characterization and the fabrication of Boron-loaded plastic scintillators. Their use in thermal and fast neutron detection devices is also investigated.
Fabrication process, especially boron doping, is explained in the first part of this work. Several FTIR, UV-visible and NMR analysis methods were used in order to characterize the material and to check its structure and stoechiometry. Experiences were done using alpha particles and proton beams to measure the scintillation characteristics. Light emission could therefore be completely determined by the Birks semi-empirical relation.
In the second part, the whole detector simulation is undergone : interaction between material and radiation, light generation, paths and signal generation. Neutron simulation by MCNP (Monte Carlo N-Particles) is coupled to a light generation and propagation code developed especially during this work. These simulation tools allow us to optimize the detector geometry for neutron detection and to determine the geometry influence to the photon collection efficiency. Neutron detection efficiency and mean lifetime in this scintillator are also simulated. The close fit obtained between experimental measurements and simulations demonstrate the reliability of the method used.
The third part deals with the discrimination methods between neutron and gamma, such as analog (zero crossing) and digital (charge comparison) ones. Their performances were explained and compared.
The last part of this work reports on few applications where neutron detection is essential and can be improved with the use of boron loaded plastic scintillators. In particular, the cases of doped scintillation fibers, neutron spectrometry devices and more over neutron multiplicity counting devices are presented.
Fabrication process, especially boron doping, is explained in the first part of this work. Several FTIR, UV-visible and NMR analysis methods were used in order to characterize the material and to check its structure and stoechiometry. Experiences were done using alpha particles and proton beams to measure the scintillation characteristics. Light emission could therefore be completely determined by the Birks semi-empirical relation.
In the second part, the whole detector simulation is undergone : interaction between material and radiation, light generation, paths and signal generation. Neutron simulation by MCNP (Monte Carlo N-Particles) is coupled to a light generation and propagation code developed especially during this work. These simulation tools allow us to optimize the detector geometry for neutron detection and to determine the geometry influence to the photon collection efficiency. Neutron detection efficiency and mean lifetime in this scintillator are also simulated. The close fit obtained between experimental measurements and simulations demonstrate the reliability of the method used.
The third part deals with the discrimination methods between neutron and gamma, such as analog (zero crossing) and digital (charge comparison) ones. Their performances were explained and compared.
The last part of this work reports on few applications where neutron detection is essential and can be improved with the use of boron loaded plastic scintillators. In particular, the cases of doped scintillation fibers, neutron spectrometry devices and more over neutron multiplicity counting devices are presented.
Le travail présenté dans ce mémoire de thèse concerne l'étude, la réalisation et la caractérisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore. Leur mise en œuvre au sein de dispositifs de détection de neutrons rapides et thermiques y est examinée.
Dans une première partie, le processus de fabrication et la méthode de dopage en éléments borés sont présentés de façon détaillée. Différentes analyses physico-chimiques (I.R., UV-vis et RMN) ont été utilisées pour caractériser le matériau obtenu et pour confirmer sa composition et sa structure. De plus, une série d'expériences sous rayonnements alpha et sous faisceaux de protons a permis de mesurer les caractéristiques de scintillation. L'émission lumineuse peut ainsi être déterminée grâce à la relation semi-empirique de Birks.
Une seconde partie rend compte de la modélisation complète de l'ensemble du détecteur : interaction rayonnement - matière, émission et parcours de la lumière, formation du signal. Le code de calcul MCNP (Monte Carlo N-Particles) a été couplé à un code de génération et de propagation de lumière développé au cours de ce travail. Ces moyens de simulation ont permis d'optimiser les dimensions du détecteur pour la détection neutronique et de cerner l'influence de la géométrie sur la collecte des photons de scintillation. L'efficacité de détection et la durée de vie des neutrons dans ce type de détecteurs ont été estimées. Les mesures confirment la validité des simulations.
Une troisième partie fait état des méthodes de discrimination neutron - gamma analogique (méthode du passage par zéro) et numérique (méthode de la comparaison de charges) mises en œuvre pour ce scintillateur. Leurs performances respectives sont comparées et discutées.
La dernière partie concerne les applications qui peuvent bénéficier de l'utilisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore, comme les fibres scintillantes dopées, la spectrométrie neutronique ou encore les systèmes de mesures des multiplicités neutroniques.
Dans une première partie, le processus de fabrication et la méthode de dopage en éléments borés sont présentés de façon détaillée. Différentes analyses physico-chimiques (I.R., UV-vis et RMN) ont été utilisées pour caractériser le matériau obtenu et pour confirmer sa composition et sa structure. De plus, une série d'expériences sous rayonnements alpha et sous faisceaux de protons a permis de mesurer les caractéristiques de scintillation. L'émission lumineuse peut ainsi être déterminée grâce à la relation semi-empirique de Birks.
Une seconde partie rend compte de la modélisation complète de l'ensemble du détecteur : interaction rayonnement - matière, émission et parcours de la lumière, formation du signal. Le code de calcul MCNP (Monte Carlo N-Particles) a été couplé à un code de génération et de propagation de lumière développé au cours de ce travail. Ces moyens de simulation ont permis d'optimiser les dimensions du détecteur pour la détection neutronique et de cerner l'influence de la géométrie sur la collecte des photons de scintillation. L'efficacité de détection et la durée de vie des neutrons dans ce type de détecteurs ont été estimées. Les mesures confirment la validité des simulations.
Une troisième partie fait état des méthodes de discrimination neutron - gamma analogique (méthode du passage par zéro) et numérique (méthode de la comparaison de charges) mises en œuvre pour ce scintillateur. Leurs performances respectives sont comparées et discutées.
La dernière partie concerne les applications qui peuvent bénéficier de l'utilisation de scintillateurs plastiques dopés au Bore, comme les fibres scintillantes dopées, la spectrométrie neutronique ou encore les systèmes de mesures des multiplicités neutroniques.