En este trabajo se realiza el análisis de datos correspondientes al período de tiempo marzo 2005- marzo 2006 del telescopio de neutrones solares instalado en el Monte Chacaltaya. Este trabajo corresponde a la descripción del telescopio, su funcionamiento, el tratamiento de los datos, las series temporales y simulaciones. Además se realiza la investigación de una fulguración que produce neutrones solares y que se ha observado con detectores instalados en Tierra. El evento fue registrado durante el período de an álisis, que data del 7 de septiembre de 2005, con datos del telescopio de neutrones solares (Universidades de Nagoya-San Andrés) y del monitor de neutrones 12NM64 (Universidad Mayor de San Andrés), ambos ubicados en el Monte Chacaltaya. Se presentan los procesos físicos de las fulguraciones solares, la ecuaci ón de transporte para las partículas generadas, las simulaciones de estos fenómenos en un formato comprensible. Se hace a continuación una descripción de los resultados obtenidos: Se presenta un paquete en lenguaje C de los algoritmos de simulación e integración de las ecuaciones diferenciales utilizadas en este trabajo. Se introduce asimismo un modelo para el decaimiento en función del tiempo para la fulguración del 7 de septiembre de 2005 y se ha dado una explicación con perspectiva general de la generación, transporte y llegada de los flujos de neutrones de origen solar durante las fulguraciones a los detectores de Chacaltaya

El documento digital no refiere asesor / Se estudia un conjunto de dos tipos de experimentos para medir la vida media del neutrón. El de confinamiento, comúnmente llamado Botella, y el de Haz también llamado Ráfaga. Se han realizado en estos últimos treinta años, al menos diecinueve experimentos tanto del haz como de botella, y se tiene para estos dos tipos de experimentos, una discrepancia significativa para la vida media del neutrón. Así tenemos que según el PDG (Particle Data Group) del 2017, que toma como referencia el promedio de siete experimentos, la vida media del neutrón es de: n = 880.2 ±1.0 s [1]. Hace diez años, el mismo PDG tomaba como promedio tn = 885.7 ±0.8 s [2], esto equivale a decir que hay una variación de al menos unos 5.5 s en las medidas. Por otro lado, según los últimos experimentos tenemos que la vida media del neutrón por el método de confinamiento es n = 880.2 ±1.2 s [3] y la vida media del neutrón por el método del haz es n = 887.7 ±2.2 s [4]. Esta discrepancia de la vida media obtenida por dos métodos distintos, hasta el momento no se ha explicado convincentemente. Se sustenta una hipótesis que ponga claridad a la discrepancia por estos dos métodos. / Tesis

En el presente trabajo el campo de neutrones producido por una fuente de neutrones de 241Am-Be es evaluado experimentalmente, debido que actualmente en el Perú no existe un laboratorio de Calibración de neutrones que preste servicios de calibración de equipos y detectores de neutrones térmicos. Además se describe los instrumentos y equipos utilizados en el proceso de detección de neutrones térmicos. La evaluación experimental se realiza en etapas, se usa varios elementos moderadores tales como parafina borada, polietileno y Cadmio a su vez se termalizan en diferentes geometrías como se muestran en la figuras 14, 15, 19 y 20. Mediante diferentes métodos tales como hojuelas Au197, CR-39 y TLD se obtienen flujos y dosis provenientes de la fuente isotópica, además mediante una serie de cálculos experimentales y teóricos (MCNP-4b) se determinan las características de la fuente isotópica Am-Be y del espectro gamma obtenido de un detector semiconductor de GeHP se puede determinar la energía gamma promedio. Se procede a realizar pruebas de reproducibilidad con las diferentes técnicas para obtener un mayor grado de precisión en los datos. Esta evaluación permite obtener datos para futuras calibraciones de equipos y/o detectores tales como CR-39, TLD y BF3 para monitoreo de personal expuesto a fuentes de neutrones provenientes de reactores nucleares, aceleradores lineales y fuentes portátiles así como para el monitoreo ambiental en caso de riesgo radiológico. Además se pretende con esta evaluación diseñar, construir, estudiar materiales para el blindaje, un sistema de irradiación de neutrones guardando todos los sistemas de seguridad que pide la AEIA. / Trabajo de suficiencia profesional

Magíster en Ciencias, Mención Física / El estudio de propiedades de muchos cuerpos en materia nuclear ha sido de gran importancia en las últimas décadas. En particular, la materia nuclear rica en neutrones ha cobrado particular interés debido a su importancia en la física de núcleos exóticos y de estrellas de neutrones. Estos estudios han permitido explorar dominios desconocidos de las interacciones nucleares. En contraste, la materia nuclear simétrica es mejor conocida. Sin embargo una explicación teórica satisfactoria de su punto de saturación constituye aún un tema abierto. Dentro de las últimas tendencias ha cobrado protagonismo la inclusión de fuerzas de tres cuerpos en materia nuclear, a fin de mejorar la descripción de su punto de saturación. Por otra parte, si bien el deuterón (par protón-neutrón) es el único estado ligado de dos nucleones en el vacío, la presencia de campos en el medio nuclear permite la formación de estados ligados en forma de di-neutrones. La inclusión de tales efectos en materia nuclear ha sido reportada sólo recientemente. El principal objetivo de este Trabajo de Tesis es el de obtener una ecuación de estado para materia nuclear basado en potenciales internucleones realistas, vale decir, aquellos que dan cuenta de propiedades observadas en sistemas de dos nucleones en el vacío. Para tal efecto se ha calculado la energía de ligazón de materia nuclear simétrica y neutrónica, a temperatura cero, dentro de la aproximación de Brueckner-Hartree-Fock. El esquema da cuenta en forma explícita de la formación de di-nucleones en el medio. Para la descripción de la interacción inter-nucleón se han utilizado: el potencial Argonne v18; y el potencial quiral N3LO con fuerzas de dos y tres cuerpos hasta N2LO. El formalismo nos ha permitido caracterizar la formación de di-neutrones en materia neutrónica, obteniendo funciones de onda de los estados ligados y sus energías de ligazón correspondientes. Además, se han identificado estados superfluidos mediante la resolución de las ecuaciones de Bardeen-Cooper-Schrieffer en materia neutrónica, en los canales 1S0 y 3PF2 . La ecuación de estado obtenida para materia nuclear ha sido aplicada al estudio de la estabilidad de estrellas de neutrones, para lo cual se ha resuelto la ecuación de Tolman-Oppenheimer-Volkoff en estrellas no rotantes en equilibrio hidrostático. La relación masa vs radio de estrellas de neutrones obtenidas resultan consistentes con otros trabajos. Se logró obtener una masa máxima de 1.9 masas solares, sin poder alcanzar las 2.01 masas solares del pulsar J0348+0432, la estrella de neutrones con mayor masa observada. Además, se ha estudiado el enfriamiento de estrellas de neutrones resolviendo las ecuaciones de evolución térmica, incorporando efectos de superfluidez de neutrones en los canales 1S0 y 3PF2 . Las curvas de enfriamiento resultan consistentes con las observaciones.

Se ha implementado el método de doble monitor desnudo para determinar los parámetros de los flujos neutrónicos térmico y epitérmico en el reactor RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal empleando la aleación de Au (1.55 %)-Cu como monitor de flujo. El método aplicado minimiza las dificultades técnicas que presentan métodos como el de diferencia por cadmio, simplificando el análisis y procesamiento de datos experimentales. Se determina los flujos neutrónicos térmicos y epitérmico en la posición central del núcleo del reactor RP10 en una sola irradiación, para una potencia de 1 kW, obteniendo una diferencia relativa menor al 4% respecto al formalismo de Westcott. Con la finalidad de validar la metodología propuesta, se determina la sección eficaz de captura de la reacción nuclear 98Mo (n, γ) 99Mo mediante el método de intercepción de la razón de flujos térmico y epitérmico, calculando el factor de comportamiento no ideal de flujo epitérmico (α) para cada posición de los monitores. Los factores de corrección de autoapantallamiento térmico y epitérmico e índice de flujo epitérmico (α) fueron considerados, obteniendo un valor promedio para la sección eficaz de captura de la reacción nuclear 98Mo (n, γ) 99Mo de 134.0 ±4.6 mb con una diferencia relativa menor que 3% respecto al valor aceptado de la bibliografía. / Tesis

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han investigado en esta tesis: Ecuación del transporte neutrónico resuelta por el método de Ordenadas Discretas, Ecuación de la Difusión y Ecuación de Armónicos Esféricos Simplificados. Para resolver estás ecuaciones se estudian diferentes esquemas del Método de Diferencias Finitas. La solución a estas ecuaciones describe la población de neutrones y las reacciones ocasionadas dentro de un reactor nuclear. A su vez, estas variables están relacionadas con el flujo y la potencia, parámetros fundamentales para el Análisis de Seguridad Nuclear. La tesis introduce la definición de las ecuaciones mencionadas y en particular se detallan para el estado estacionario. Se plantea el Método Modal como solución a los problemas de autovalores definidos por dichas ecuaciones. Primero se desarrollan varios algoritmos para la resolución del estado estacionario de la Ecuación del Transporte de Neutrones con el Método de Ordenadas Discretas para la discretización angular y el Método de Diferencias Finitas para la discretización espacial. Se ha implementado una formulación capaz de resolver el problema de autovalores para cualquier número de grupos energéticos con upscattering y anisotropía. Varias cuadraturas utilizadas por este método en su resolución angular han sido estudiadas e implementadas para cualquier orden de aproximación de Ordenadas Discretas. Además, otra formulación se desarrolla para la solución del problema fuente de la ecuación del transporte neutrónico. A continuación, se lleva a cabo un algoritmo que permite resolver la Ecuación de la Difusión de Neutrones con dos variantes del método de diferencias Finitas, una centrada en celda y otra en vértice o nodo. Se utiliza también el Método Modal calculando cualquier número de autovalores para varios grupos de energía y con upscattering. También se implementan los dos esquemas del Método de Diferencias Finitas anteriormente mencionados en el desarrollo de diferentes algoritmos para resolver las Ecuaciones de Armónicos Esféricos Simplificados. Además, se ha realizado un análisis de diferentes aproximaciones de las condiciones de contorno. Finalmente, se han realizado cálculos de la constante de multiplicación, los modos subcríticos, el flujo neutrónico y la potencia para diferentes tipos de reactores nucleares. Estas variables resultan esenciales en Análisis de Seguridad Nuclear. Además, se han realizado diferentes estudios de sensibilidad de parámetros como tamaño de malla, orden utilizado en cuadraturas o tipo de cuadraturas. / [CA] La forma més exacta de conèixer el desplaçament dels neutrons a través d'un mitjà material s'aconsegueix resolent l'Equació del Transport Neutrònic. Tres diferents aproximacions d'esta equació s'han investigat en aquesta tesi: Equació del Transport Neutrònic resolta pel mètode d'Ordenades Discretes, Equació de la Difusió i Equació d'Ármonics Esfèrics Simplificats. Per a resoldre estes equacions s'estudien diferents esquemes del Mètode de Diferències Finites. La solució a estes equacions descriu la població de neutrons i les reaccions ocasionades dins d'un reactor nuclear. Al seu torn, estes variables estan relacionades amb el flux i la potència, paràmetres fonamentals per a l'Anàlisi de Seguretat Nuclear. La tesi introduïx la definició de les equacions mencionades i en particular es detallen per a l'estat estacionari. Es planteja el Mètode Modal com a solució als problemes d'autovalors definits per les dites equacions. Primer es desenvolupen diversos algoritmes per a la resolució de l'estat estacionari de l'Equació del Transport de Neutrons amb el Mètode d'Ordenades Discretes per a la discretiztació angular i el Mètode de Diferències Finites per a la discretització espacial. S'ha implementat una formulació capaç de resoldre el problema d'autovalors per a qualsevol nombre de grups energètics amb upscattering i anisotropia. Diverses quadratures utilitzades per este mètode en la seua resolució angular han sigut estudiades i implementades per a qualsevol orde d'aproximació d'Ordenades Discretes. A més, una altra formulació es desenvolupa per a la solució del problema font de l'Equació del Transport Neutrònic. A continuació, es du a terme un algoritme que permet resoldre l'Equació de la Difusió de Neutrons amb dos variants del mètode de Diferències Finites, una centrada en cel·la i una altra en vèrtex o node. S'utilitza també el Mètode Modal calculant qualsevol nombre d'autovalors per a diversos grups d'energia i amb upscattering. També s'implementen els dos esquemes del Mètode de Diferències Finites anteriorment mencionats en el desenvolupament de diferents algoritmes per a resoldre les Equacions d'Harmònics Esfèrics Simplificats. A més, s'ha realitzat una anàlisi de diferents aproximacions de les condicions de contorn. Finalment, s'han realitzat càlculs de la constant de multiplicació, els modes subcrítics, el flux neutrònic i la potència per a diferents tipus de reactors nuclears. Estes variables resulten essencials en Anàlisi de Seguretat Nuclear. A més, s'han realitzat diferents estudis de sensibilitat de paràmetres com la grandària de malla, orde utilitzat en quadratures o tipus de quadratures. / [EN] The most accurate way to know the movement of the neutrons through matter is achieved by solving the Neutron Transport Equation. Three different approaches to solve this equation have been investigated in this thesis: Discrete Ordinates Neutron Transport Equation, Neutron Diffusion Equation and Simplified Spherical Harmonics Equations. In order to solve the equations, different schemes of the Finite Differences Method were studied. The solution of these equations describes the population of neutrons and the occurred reactions inside a nuclear system. These variables are related with the flux and power, fundamental parameters for the Nuclear Safety Analysis. The thesis introduces the definition of the mentioned equations. In particular, they are detailed for the steady state case. The Modal Method is proposed as a solution to the eigenvalue problems determined by the equations. First, several algorithms for the solution of the steady state of the Neutron Transport Equation with the Discrete Ordinates Method for the angular discretization and Finite Difference Method for spatial discretization are developed. A formulation able to solve eigenvalue problems for any number of energy groups, with scattering and anisotropy has been developed. Several quadratures used by this method for the angular discretization have been studied and implemented for any order of approach of the discrete ordinates. Furthermore, an adapted formulation has been developed as a solution of the source problem for the Neutron Transport Equation. Next, an algorithm is carried out that allows to solve the Neutron Diffusion Equation with two variants of the Finite Difference Method, one with cell centered scheme and another edge entered. The Modal method is also used for calculating any number of eigenvalues for several energy groups and upscattering. Both Finite Difference schemes mentioned before are also implemented to solve the Simplified Spherical Harmonics Equations. Moreover, an analysis of different approaches of the boundary conditions is performed. Finally, calculations of the multiplication factor, subcritical modes, neutron flux and the power for different nuclear reactors were carried out. These variables result essential in Nuclear Safety Analysis. In addition, several sensitivity studies of parameters like mesh size, quadrature order or quadrature type were performed. / Me gustaría dar las gracias al Ministerio de Economía, Industria y Competitividad y a la Agencia Estatal de Investigación de España por la concesión de mi contrato predoctoral de formación de personal investigador con referencia BES-2016-076782. La ayuda económica proporcionada por este contrato fue esencial para el desarrollo de esta tesis, así como para el financiamiento de una estancia. / Morato Rafet, S. (2020). Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/159271 / TESIS

Los arreglos magnéticos de las denominadas "fases verdes", consituidas por los mismos elementos que los cupratos superconductores, siguen siendo objeto de estudio tanto porque algunas de ellas presentan ordenamientos de baja dimensionalidad como porque continúa sin conocerse el mecamismo que regula la interacción entre tierras raras y metales de transición 3d. En este trabajo se estudian mediante suceptibilidad AC y difracción de neutrones la transicióon de dimensionalidad que surge en el Y2BaCuO5 al ser dopado con Dy. En particular se estudiaron muestras con el 1, 5, 10 y 25 % de Dy y el propio Dy2BaCuO5. Los datos experimentales fueron tratados con modelos de Campo Medio y con Hamiltonianos de Baja Dimensionalidad a travées de desarrollos en serie de alta temperaturas. Los resultados muestran que con muy bajas concentraciones de Dy (~ 1 - 10 %) el sistema no puede tratarse con esquemas que supongan la interacción entre distinas redes magnéticas tridimensionales (Campo Medio) sino que puede ser analizado con modelos de baja dimensionalidad. Esta característica se pierde mayores concentraciones de Dy frente a las cuales el sistema se arregla tridimensionalmente y se puede describir con modelos de campo medio simples.

Neutron Stars present a wide variety from the observational point of view. The advent of new and powerful detectors and instruments has opened a new era where the classical picture of neutrons stars seen as radio-pulsars has been modified with new classes such as magnetars, X-ray Isolated Neutron Stars (XINSs) or Central Compact Objects (CCOs) in Supernova Remnants . In addition to the more than 2500 sources detected in the radio band, more than two hundred have also been detected as X-ray and gamma-ray sources. This number is expected to increase in the near future. Despite this apparent diversity, some studies demand a theory able to explain the different classes in terms of the same physical scenario (Kaspi, 2010), in which the evolution of the magnetic field appears to play an important role (Viganò et al., 2013). The Population Synthesis of Neutron Stars, which is the central subject of this thesis, is an interesting approach to understand the problem, as both intrinsic properties and observational biases are taken into account. These technique is based on Monte Carlo methods, applied to simulate the whole population of neutron stars. The main objective of the thesis has been to perform a multi-wavelength study of the different populations of Neutron Stars focusing in the effects of magneto-thermal evolution. This report consists of a global summary of the objectives, methods and main results of the thesis. It is structured as follows. The first chapter gives an introduction to Neutron Stars. Chapter two is a description of the method of Population Synthesis of Neutron Stars. In chapter three a global discussion of the main results is presented. Chapter four closes the report with the conclusions. An appendix is also included which constitutes a description of a method based on the pulsar current analysis.