Informe Científico Tecnológico
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<p>El Informe Científico Tecnológico <em>(Inf. Cient. Tec.)</em> es una revista peruana de divulgación científica de acceso abierto que tiene como objetivos dar a conocer los resultados de las investigaciones, difundir la producción científica y contribuir a la generación del conocimiento en temas relacionados con la ciencia y tecnología nuclear. </p>Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN)es-ESInforme Científico Tecnológico1684-1662Utilización del espectrofotómetro portátil GAMMA-Rad5 AMPTEK para la medición in vivo: Análisis comparativos de cálculos utilizando Excel 2010 y GENIE 2000 CANBERRA
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<p>La Norma técnica IR.002.2012 “Requisitos de protección radiológica y seguridad en medicina nuclear”, en el punto 6.4 sobre vigilancia radiológica individual, 611 indica que los trabajadores expuestos que realicen tareas rutinarias en áreas controladas deben contar con dosimetría personal externa proveniente de un servicio autorizado por la Oficina Técnica de la Autoridad Nacional (OTAN). En 612, se menciona que la contaminación interna de los trabajadores expuestos debe ser evaluada cuando se manipule 131I, en función a la carga de trabajo o cuando exista una sospecha de incorporación incidental.</p> <p>Por tanto, es importante realizar la vigilancia individual de la contaminación interna a través de la medición in vivo de los trabajadores ocupacionalmente expuestos (TOE). Sin embargo, la falta de recursos de las organizaciones imposibilita, en muchos casos, la implementación de este tipo de vigilancia.</p> <p>En este trabajo se propone la utilización del Espectrómetro de rayos Gamma portátil GAMMA-RAD5 para realizar la monitorización de la contaminación interna a través de la medición in vivo para las organizaciones que manipulan material radiactivo; utilizando como patrón con una fuente 133-Ba certificado. Se realizó mediciones utilizando el equipo portátil para la identificación de la fuente y los cálculos de la actividad a través del programa Excel, luego se comparó estos resultados de actividad obtenida con el software de análisis espectrometría gamma GENIE 2000, realizando un análisis comparativo de los resultados de ambas metodologías.</p> <p>Los resultados obtenidos del cálculo de actividad del simulador de tiroides con la fuente de Ba-133 fueron de 99,52 % ± 1.35 para el software Genie, y de 99,70% ± 0.89% para la hoja de cálculo Excel. Los análisis estadísticos efectuados demostraron que no existen diferencias estadísticamente significativas entre ambas metodologías de cálculo para un nivel de confianza del 95%.</p> <p>Se concluye que este equipo portátil puede ser utilizado para ampliar el servicio de monitoreo de la contaminación interna de los TOE en los servicios de medicina nuclear en hospitales y clínicas a nivel local y nacional, teniendo como principal objetivo, la<br>salvaguarda de la salud de los trabajadores, así como el cumplimiento de las normas internacionales de seguridad.</p>Roberto KogaLuis Defilippi
Derechos de autor 2022 Roberto Koga, Luis Defilippi
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2022-02-162022-02-161711010Protección Radiológica Ocupacional en América Latina a través de la misión ORPAS
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<p>Con la finalidad de evaluar, de manera integral, el nivel de la protección radiológica ocupacional en América Latina se llevó a cabo la revisión de evaluaciones de las misiones OIEA-ORPAS en sesenta establecimientos de cinco países de la región. La información relevante fue tabulada y sometida a procedimientos estadísticos no paramétricos con el objetivo de identificar el grado de variabilidad entre países así como la implementación de las nuevas recomendaciones establecidas en las normas básicas internacionales de seguridad del OIEA. Los resultados muestran que hay un grado de variación en la adaptación de las nuevas recomendaciones, destacando la necesidad de mantener actualizados los registros y licencias, la falta de un programa de protección radiológica específico y la necesidad de una capacitación continua y actualizada. El sector médico constituye el grupo que tiene el mayor número de instalaciones evaluadas y el que presenta un elevado índice de problemas debido a la carga de trabajo y disponibilidad de facilidades para los diferentes procedimientos que se llevan a cabo. Se recomienda ampliar el alcance de estas misiones a un mayor número de prestadoras de servicios y usuarios finales del sector industrial.</p>José Manuel Osores
Derechos de autor 2022 José Manuel Osores
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2022-02-162022-02-161711111Determinación de las magnitudes de referencia para calibración dosimétrica en radioterapia y protección radiológica con dos trazabilidades BIPM y PTB
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<p>El Laboratorio Secundario de Calibraciones Dosimétricas del Instituto Peruano de Energía Nuclear (LSCD IPEN) ha obtenido magnitudes de referencia utilizando patrones de trazabilidades diferentes: al Bureau International des Poids et Mesures (BIPM) y a Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB). Los valores obtenidos muestran una diferencia inferior al 0.5 %, comprobando la alta calidad metrológica de los sistemas de medición con los que cuenta el LSCD IPEN.</p> <p>La tasa de dosis absorbida en agua Dw , fue estimada utilizando una unidad de cobalto-60 Theratron Phoenix, y patrones de referencia (cámaras de ionización tipo farmer de 0.6 cm3 ), trazables al BIPM y al PTB. Los valores de referencia fueron determinados para la calidad de radiación Co-60. También se calculó la tasa de kerma en aire Kair en protección radiológica, utilizando patrones (cámaras de ionización de 1000 cm3 ) para determinar el kerma en aire de referencia para la calidad de radiación S-Cs en el irradiador OB6.</p> <p>Los valores de las magnitudes de referencia y sus incertidumbres fueron determinados para un nivel de confianza del 95 % (k=2) aproximadamente, utilizando los patrones correspondientes para cada práctica. En la Tabla 1, se muestran los valores de las magnitudes de referencia obtenidos para niveles de radioterapia y protección radiológica.</p> <p>De acuerdo con los resultados obtenidos, ambas trazabilidades mostraron una variación menor a ± 0.5 % lo cual evidencia que los patrones secundarios del LSCD IPEN son de alta calidad metrológica y pueden ser utilizados como referencia para la calibración de instrumentos de medición.</p> <p>Actualmente, con la implementación de dichas magnitudes se brinda el servicio de calibraciones a nivel nacional y también a nivel internacional para países que no tienen LSCD como Bolivia, por ejemplo.</p> <p>Con estos patrones, se obtienen las magnitudes de Dosis Absorbida en Agua, Dw , y Kerma en Aire, Kair , requeridas para la calibración de cámaras de ionización utilizadas en radioterapia, y de monitores de radiación utilizados en radioprotección.</p> <p> </p>Natali PalominoEnrique Rojas
Derechos de autor 2022 Natali Palomino, Enrique Rojas
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2022-02-162022-02-161711213Implementación de calidad de radiación del 131I para calibración de monitores de radiación y pruebas de desempeño de dosímetros personales
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<p>El Laboratorio Secundario de Calibraciones Dosimétricas del Instituto Peruano de Energía Nuclear (LSCD IPEN), ha implementado una calidad de radiación de 131I para la calibración dosimétrica de monitores de radiación y pruebas de desempeño de dosímetros personales en el mencionado radionúclido. Con ese objetivo, se diseñó un irradiador para asegurar el posicionamiento, padronización, contención y colimación de la fuente, se utilizaron patrones de referencia calibrados de alta calidad metrológica como la cámara de ionización tipo LS01 de 1000 cm3 y un activímetro tipo pozo; asimismo, se caracterizó el haz de radiación emitido por una fuente líquida de 131I de 5 ml de volumen, contenida en un vial de vidrio tipo 10R. El factor gamma determinado fue de 0. 0240 μGy. m2. min-1. mCi-1, para este tipo de fuente con una incertidumbre de ± 12,1 % y un nivel de confianza de 95 % (k=2), aproximadamente.</p> <p>Con el factor gamma, y los factores de corrección tomados de la norma ISO 4073, se logró determinar las magnitudes de referencia: equivalente de dosis ambiental y equivalente de dosis personal para 131I, con las cuales se puede contrastar la respuesta de los equipos.</p> <p>Utilizando el patrón de referencia en la magnitud actividad para 131I y siguiendo el procedimiento para manipulación y medición de fuentes abiertas, se realizó la medición de la actividad de la fuente de 5 ml de volumen, obteniendo un valor de (18.6 ± 4.2) mCicon un nivel de confianza de 95 % (k=2). Se calculó el factor gamma (Γ), para cada una de las distancias indicadas líneas arriba, obteniéndose como resultado final el promedio de los factores gamma obtenidos. Asimismo, se determinó la incertidumbre asociada a la medición, utilizando el presupuesto de incertidumbre para cada valor obtenido en cada distancia.</p> <p>Utilizando el patrón de referencia en la magnitud actividad para 131I y siguiendo el procedimiento para manipulación y medición de fuentes abiertas, se realizó la medición de la actividad de la fuente líquida de 5 ml de volumen, obteniendo un valor de 18.6 ± 4.2 mCi con un nivel de confianza de 95 % (k=2). Se calculó el factor gamma (Γ), para cada una de las distancias indicadas previamente, obteniéndose como resultado final el promedio de los factores gamma. Asimismo, se determinó la incertidumbre asociada a la medición, utilizando el presupuesto de incertidumbre para cada valor obtenido en cada distancia.</p> <p>El valor obtenido del factor gamma fue de Γ1=0. 0240 μGy. m2. min-1. mCi-1 para una distancia de 40.0 cm, Γ2 = 0. 0240 μGy. m2. min-1. mCi-1 para una distancia de50.0 cm, y a una distancia de 60.0 cm se obtuvo un Γ3=0. 0250 μGy. m2. min-1. mCi-1 . La incertidumbre obtenida fue de ± 12.1 % con un nivel de confianza de 95 % (k=2), aproximadamente.</p> <p>En conclusión, se ha obtenido el factor gamma para una fuente líquida de I-131 en un vial tipo 10R, para determinar de una manera sencilla la magnitud operacional H*(10), empleado en la calibración dosimétrica de monitores de radiación. Con esta información, se obtendrá un factor de calibración y/o corrección de fácil uso para los usuarios de las instalaciones donde se manipula I-131.</p>Enrique RojasNatali PalominoLila León
Derechos de autor 2022 Enrique Rojas, Natali Palomino, Lila León
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2022-02-162022-02-161711415Flujograma analítico simplificado para la determinación de isótopos de uranio en muestras ambientales de agua
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<p>El uranio (U) es un elemento radiactivo natural, cuya composición isotópica es de: 99,274 % de U-238, 0,72 % de U-235 y 0,006 % de U-234. En la naturaleza, el uranio se encuentra diseminado formando minerales en forma de óxidos de uranio, entre ellos el óxido uranoso-uránico (U3O8). La concentración del uranio en aguas superficiales y subterráneas depende de las características geológicas de los suelos. El objetivo del trabajo, es proponer un flujograma analítico simplificado, de uno de los métodos para determinar los isótopos del uranio en las muestras ambientales de agua. El método consiste de: </p> <p>a) Proceso radioquímico, empleando como radiotrazador el U-232, para determinar el rendimiento químico. La cantidad de muestra de agua es de 300 ml y entre los principales reactivos químicos utilizados son: ácido nítrico concentrado, ácido fosfórico al 85%, solución de calcio (20 mg/ml), hidróxido de amonio al 25%, ácido clorhídrico 8 M, resina AG-1x8 100-200 mallas, ácido clorhídrico 0.5 M, sulfato de amonio (100 g / lt), etanol al 80%.</p> <p>b) Intercambio iónico para separar el uranio, para la cual se emplea la Resina AG 1-X8, malla 100-200 acondicionada con HCl 8 M, en una columna de 9 mm de diámetro y 100 mm de altura. El lavado de la columna se realiza con HCl 8 M y HNO3 8M. Se eluye el uranio retenido en la resina, con HCl 0.5N.</p> <p>c) Electrodeposición de los isótopos de uranio en cátodos de acero inoxidable. Entre los principales parámetros de la electrodeposición son: volumen del electrolito: 10 ml, cátodo: acero inoxidable, ánodo: platino, tensión: 15 V, intensidad: 0.93 A.</p> <p>d) Medición por espectrometría alfa de los isótopos de uranio tanto: U-238, U-234 y U-235, electrodepositados en los cátodos antes mencionados. Equipo empleado: espectrómetro alfa Canberra S570.</p> <p>En conclusión, el flujograma analítico simplificado que se presenta, describe uno de los métodos para la determinación de los isótopos del uranio en muestras ambientales de agua, empleando como radiotrazador al U-232; la que facilita determinar por espectrometría alfa, los isótopos del uranio.</p>Jorge Condori
Derechos de autor 2022 Jorge Condori
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2022-02-162022-02-161711616Efecto de la radiación gamma en la conservación de papas en el Perú
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<p>El Perú se mantiene como el principal productor de papa en América Latina, con una producción anual de 5.3 millones de toneladas registradas en el 2019, cuyo volumen es superior para atender las necesidades alimenticias de una población de 32 millones de consumidores en nuestro país. Sin embargo, este alimento podría verse afectado por el brotamiento, ocasionando una pérdida en su comercialización nacional e internacional.</p> <p>El uso de la radiación en productos como la papa permite una mejor conservación y vida útil de anaquel. El objetivo del presente trabajo fue evaluar el efecto de la radiación gamma a nivel sobre tres variedades de papa: Mariva , Revolución y Tomasa Condemayta. Para las irradiaciones se utilizó el dispositivo irradiador autoblindado Categoría 1 Gammacell 220, con fuente radiactiva de Cobalto 60 y una actividad de 3 337,5 Ci (123,5 TBq). La tasa de dosis fue de 2,10 kGy/h. En papas variedad Mariva se irradiaron 30 kg por dosis (Control; 50; 80; 100; 120 y 140 Gy) y se almacenaron durante 5 meses. Se evaluaron los siguientes parámetros: pérdida de peso de los tubérculos, tamaño de brote. Para las papas de la variedad Revolución y Tomasa Condemayta, se irradiaron 400 kg de papa por dosis (Control y 100 Gy).</p> <p>Se realizaron análisis químico, análisis proximal, análisis sensorial y pérdida de peso. Como resultado se evidenció que las papas no irradiadas perdieron peso a diferencia de las irradiadas. Con respecto a las dosis se evidenció que a 100Gy fue la mejor. Se concluye que la aplicación de la dosis de 100 Gy no afecta las características de la papa para consumo humano y permite su conservación hasta por 6 meses de almacenamiento.</p>Johnny VargasMónica VivancoEmma CastroJoe Hermosilla
Derechos de autor 2022 Johnny Vargas, Mónica Vivanco, Emma Castro, Joe Hermosilla
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2022-02-162022-02-161711717Cápsulas de I-131 para el tratamiento de enfermedades tiroideas
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<p>El yodo juega un rol importante en la producción de la hormona tiroxina, producida por la glándula tiroides, cuya función es controlar el metabolismo del cuerpo humano. Además, de su rol en el desarrollo del cerebro y crecimiento. Una de las formas de tratar las enfermedades tiroideas, la terapia del cáncer de tiroides o tumores benignos, es utilizando solución de yoduro de sodio radiactiva (Na131I), principalmente administrándola en forma líquida. Sin embargo, con esta modalidad, existen riesgos altos de contaminación por los componentes volátiles y exposición del personal de salud que administra la solución de Iodo-131 a los pacientes tiroideos. Con el objetivo de reducirlos, en el presente trabajo se propone una formulación de cápsulas, basada en una mezcla de excipientes que ha probado ser una matriz efectiva para la solución de radioyodo, que es el ingrediente activo.</p> <p>La elaboración de la matriz o soporte con que se llenan las cápsulas de gelatina, se realizó seleccionando un grupo de excipientes autorizados por la DIGEMID: ácido ascórbico, tiosulfato de sodio, fosfato de sodio, sulfato de magnesio, dextrosa, celulosa, manitol, maltosa, sacarosa y lactosa, los que se probaron con solución de yoduro de sodio no radiactiva (en frio) para evaluar la estabilidad del yoduro con cada uno de los excipientes y con mezclas de ellos, y así, determinar la mejor mezcla. De estas experiencias, se escogieron dos mezclas que dieron los mejores resultados en cuanto a estabilidad con la solución de yoduro: 1) mezcla F43, compuesta por 100 mg de manitol, 150 mg de fosfato de sodio, 5 mg de sulfato de magnesio, 2 mg de ácido ascórbico y 3 mg de sulfito de sodio; 2) mezcla F47, compuesta por 100 mg de dextrosa, 150 mg fosfato de sodio, 15 mg de sulfato de magnesio, 2 mg de ácido ascórbico y 3 mg de sulfito de sodio. Para comparación, se utilizó una mezcla de excipientes de control FC, utilizada en Brasil que consistió de 370 mg de fosfato de sodio, 3 mg de sulfito de sodio, 4 mg de bicarbonato de sodio y 90 μl de solución de hidróxido de sodio. Con estas mezclas se prepararon 10 cápsulas, dispensando solución de Na131I para obtener una actividad de 7,4 x108 Bq. Otro grupo de capsulas fueron preparadas con una actividad de 1,78 x109 Bq. Se evaluó la volatilidad del Na131I en las cápsulas en viales de vidrio ámbar, con un trozo de papel de filtro impregnado con solución de almidón. Cada 24 horas se procedió al cambio de vial, por 20 días el primer grupo de cápsulas y por 15 días, el segundo. Los viales con el papel filtro, se midieron en un detector de Ge (HP).</p> <p>Las figuras 1 y 2 muestran los resultados del experimento de volatilidad, donde se puede ver que la formulación utilizando la mezcla de excipientes F43 es ligeramente menor, en comparación con la mezcla F47 y ambas mezclas significativamente menores que la de control FC. Tendencia que se ha mantenido para el segundo grupo de cápsulas controladas en 15 días.</p> <p>Los resultados de la identificación y pureza radionucleídica de las cápsulas, se evaluaron disolviéndolas y midiendo la disolución en un detector de Ge (HP), mostrando el pico de energía a 364.48 keV, que corresponde al I-131 con una pureza mayor al 99,99%; cumpliendo el criterio de aceptación de pureza radionucleídica, mayor a 99,90%.</p> <p>Se proponen ambas formulaciones para continuar los ensayos con actividades terapéuticas in vivo, y confirmar los resultados de este estudio; así como, realizar los estudios de estabilidad a largo plazo, para obtener la licencia de la DIGEMID, antes de ser administradas a los pacientes.</p>Martha AlviarJesús MirandaPatricia Bedregal
Derechos de autor 2022 Martha Alviar, Jesús Miranda, Patricia Bedregal
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2022-02-162022-02-161711819Concepto operacional para la detección instrumental de material radiactivo y nuclear en los Juegos Panamericanos Lima 2019
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<p>El Concepto Operacional tiene por finalidad la implementación del sistema de detección instrumental durante el desarrollo de los Juegos Panamericanos Lima 2019, de forma tal de desarrollar el mapeo de la radiación de fondo en las sedes y en los lugares estratégicos identificados en la elaboración del Plan de seguridad física nuclear, y que fueron realizados desde antes del inicio del evento, de acuerdo a las recomendaciones internacionales. De igual manera consideró el despliegue de instrumentos de detección en los puntos de acceso a las sedes de los eventos deportivos y lugares estratégicos, para detectar los materiales nucleares y otros materiales radiactivos no sometidos a control reglamentario que se quisieran introducir en esos lugares, buscando ocultarlos ya sea en personas, mercancías o vehículos. De igual manera, se optimizaron y complementaron los sistemas de control, ubicando los detectores integrándolos a las medidas de seguridad física existentes, utilizando los detectores de metales o la inspección física. El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) y el Departamento de Energía de los Estados Unidos de Norteamérica, a través de la National Nuclear Security Administration (NNSA) Office of Nuclear Incident Policy and Cooperation, brindaron a Perú un excelente apoyo, con la facilitación de equipamiento moderno y altamente sensibles.</p> <p>Como método de trabajo se utilizó el que recomienda el Organismo Internacional de Energía Atómica, en la Colección de Seguridad Física Nuclear N°18, “Sistemas y medidas de seguridad física nuclear para grandes eventos públicos”. Los factores relevantes para implementar el Concepto Operacional consideraron las sedes con mayor número de eventos deportivos, con mayor número de participantes y público asistente, los lugares estratégicos donde se habían identificado mayores vulnerabilidades, las sedes donde participaban deportistas de países considerados como posibles blancos, los puntos de control de la seguridad de convergencia controlada y donde también hubieran sensores de metales, los lugares estratégicos con participación de dignatarios. En la implementación del programa de seguridad física, en los Juegos Panamericanos<br>Lima 2019, participaron 1490 miembros de la Policía Nacional del Perú (PNP), 300 del Grupo TEDAX y NRBQE, 20 integrantes del Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN) y 9 miembros de la National Nuclear Security Administration (USA-DOE).</p> <p>Los resultados permitieron asegurar el descarte de presencia de materiales radiactivos y de explosivos, en los días que se realizaban eventos deportivos, en las diferentes sedes, en un trabajo conjunto IPEN y PNP, en las sedes deportivas. Se logró establecer el control radiológico permanente, dentro del programa nacional de seguridad física integral, de los Juegos Panamericanos Lima 2019, donde participaron en el caso de los Juegos Panamericanos, 41 delegaciones nacionales con 5700 atletas. En el caso de los Juegos Para panamericanos participaron 33 delegaciones nacionales y 1890 participantes.</p> <p>Se realizaron los reconocimientos y levantamiento de información de las 21 sedes deportivas, 20 lugares de entrenamiento y 5 lugares estratégicos. En total hubieron 41 delegaciones nacionales en los Juegos Panamericanos y 33 en los Juegos Para<br>Panamericanos, Se hizo el mapeo de los niveles de radiación de fondo y se aplicó el concepto operacional específico en la inauguración, de los Juegos Panamericanos realizado en el Estadio Nacional, y también en la clausura. Se identificaron durante el desarrollo de los Juegos Panamericanos y Para Panamericanos, 3 alarmas inocentes, y una alarma no confirmada, considerando las detecciones realizadas por personal de primera línea. En el caso de los equipos SPARCS al realizar el mapeo correspondiente de las zonas recorridas, se identificaron 5 puntos con señales muy marcadas que correspondió a material NORM.</p> <p>La estrategia desarrollada por la Sub Dirección de Seguridad Radiológica del IPEN, fue muy exitosa al centrar su atención en la consecución de apoyo de equipamiento de detección instrumental, de organizaciones internacionales y asimismo, de impulsar un programa intensivo de capacitación y entrenamiento, debido a la poca disponibilidad de equipamiento y de personal capacitado. Los logros obtenidos fue posible debido a que el personal de la Sub Dirección de Seguridad Radiológica del IPEN, estuvo muy comprometido no solo con la institución, sino también con el país, ya que los Juegos Panamericanos de Lima 2019, fue considerado por el gobierno central, como un evento de interés nacional.</p>Mario MallaupomaAndrés CorahuaCarlos HuarachiLuis HuatayLudwig GuiopAlejandro ZapataKetty León
Derechos de autor 2022 Mario Mallaupoma, Andrés Corahua, Carlos Huarachi, Luis Huatay, Ludwig Guiop, Alejandro Zapata, Ketty León
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2022-02-162022-02-161712021Separación de Lu e Yb en una columna de intercambio iónico
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<p>El 177 Lu se produce por irradiación de 176 Yb enriquecido en un reactor nuclear. El producto final contiene 177Lu e 177Yb, por lo que deben separarse [1]. La separación de lantánidos es una de las separaciones más complicadas en química debido a las características similares de estos elementos. A escala industrial, se utiliza la extracción con disolvente, mientras que cuando se desean altas purezas, se prefiere la cromatografía de intercambio iónico. El objetivo de tener elementos lantánidos separados individualmente es obtener productos químicos puros o en grupo cuando se desean eliminar efectos matriz o pre concentrarlos para fines analíticos. Entre los métodos utilizados para la detección, XRF es una de las mejores opciones, ya que es confiable, rápido, sencillo y selectivo para todos los lantánidos. Los analitos de interés se eluyen de la columna cromatográfica en forma acuosa de la cual se toma una alícuota con una micropipeta y se vierte sobre un papel de filtro, que después de secarse se coloca en el detector. La integración de picos de cada muestra de volumen puede representar una tendencia similar a la separación. Como ligando se han realizado pruebas con ácido cítrico y α-HIBA.El monitoreo de la separación Lu e Yb se realiza utilizando la técnica por fluorescencia de rayos X en energía dispersiva. Se observa que la separación de los elementos lantánidos con ácido cítrico depende fuertemente del pH. Según el gráfico adjunto se observa que a pH 4-4.5 hay una mejor separación de Lu e Yb y a pH superiores a este no hay separación. Esto se debe a que el ion citrato presenta distintas especies de bases conjugadas con diferente capacidad de formar complejos, dando lugar a diversas estructuras químicas. La separación con ácido cítrico es recomendable para la separación grupal de elementos lantánidos ligeros y pesados, pero muy complicada para la separación individual de elementos vecinos en número atómico. Se requieren muchas etapas para obtener rendimientos superiores.</p> <p> </p>Cynthia Cáceres Rivero
Derechos de autor 2022 Cynthia Cáceres Rivero
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2022-02-162022-02-161712223Desarrollo de instrumentación nuclear de costos sostenibles
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<p>La investigación y desarrollo en el campo nuclear son actividades que requieren el uso de instrumentos de medición o control que están asociados a costos elevados de adquisición y mantenimiento. Usualmente, el costo de adquisición de un equipo es sólo una parte, generalmente la parte más pequeña; pues además de éste, se debe tener en cuenta el mantenimiento preventivo, correctivo y las actualizaciones. Con la finalidad de proporcionar sostenibilidad en el tiempo a las actividades de investigación y desarrollo del IPEN, desde hace algunos años se han venido diseñando y construyendo instrumentos nucleares y convencionales, tales como: espectrómetros alfa, medidores de concentración de radón, contadores Geiger-Muller, cadenas de espectrometría gamma, intercambiadores automáticos de muestras para espectrometría, sistemas de transporte de muestras radioactivas, entre otros, gracias a una filosofía de diseño que incluye la adaptación de tecnologías de menor costo para utilizarlas en aplicaciones de altas prestaciones. Debido a que se posee el know-how o conocimiento para desarrollar estas innovaciones, los instrumentos así concebidos pueden ser actualizados tanto en firmware como en hardware, son susceptibles de adicionarles nuevas funcionalidades, corregir errores de diseño, actualizar el software de usuario, mejorar la integración con otros instrumentos, permitir la automatización de procesos entre otras características. Gracias a este enfoque, ha sido posible dotar de instrumentación a diversos laboratorios para sus actividades de investigación y/o difusión de las actividades nucleares, generando por un lado un ahorro significativo de recursos, pero por otro lado, generando conocimiento y experiencia que reduce la dependencia tecnológica del país.</p>Oscar Baltuano EliasJavier Gago CampusanoRenzo Chan Ríos
Derechos de autor 2022 Oscar Baltuano Elias, Javier Gago Campusano, Renzo Chan Ríos
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2022-02-162022-02-161712424Desarrollo de sistemas electrónicos y modernización de equipos de vigilancia radiológica para reducir la dosis efectiva del personal ocupacionalmente expuesto del RP-10 y PPRR
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/129
<p>El Centro Nuclear del IPEN cuenta con una moderna Planta de Producción de Radioisótopos (PPRR), diseñada y construida con facilidades necesarias para producir radioisótopos primarios, radiofármacos, compuestos marcados y otras sustancias radiactivas a escala industrial. Para producir dichos radioisótopos se deben irradiar en el Reactor Nuclear RP-10, durante varias horas, determinadas sustancias químicas que después de activarse, deben ser llevadas hasta las celdas de producción para su procesamiento radioquímico y purificación. Actualmente todo el proceso de traslado, es realizado de forma manual por personal del RP-10 y PPRR, siguiendo procedimientos de radio protección, sin embargo, debido a la alta actividad de las muestras y la distancia de seguridad entre el operador y el material radiactivo, en casos de alta demanda de radioisótopos y/o accidente radiológico, el transporte manual ya no es adecuado.</p> <p>Es por ello que, teniendo en cuenta el principio ALARA (As Low As Reasonably Achievable), se propuso el desarrollo de prototipos tecnológicos, como sistemas neumáticos de traslado de muestras y sistemas electromecánicos de control remoto, que permitan el traslado y transporte del material radiactivo, con la finalidad de optimizar la protección radiológica del POE, reduciendo la dosis efectiva durante las operaciones rutinarias y manteniéndola dentro de los límites permisibles ante algún accidente del tipo radiológico en el recinto de la PPRR y/o RP-10.</p> <p>Además de ello, se vio la necesidad de modernizar los equipos de vigilancia radiológica (monitores de área), por sistemas altamente configurables y robustos, que permitan la visualización de las tasas de dosis de las diferentes áreas del Reactor Nuclear y la centralización de dicha información, mediante una red de área local, en un centro de operaciones donde estarán los Oficiales de Protección Radiológica del RP-10.</p>Renzo ChanJavier GagoOscar BaltuanoYuri Hernández
Derechos de autor 2022 Renzo Chan, Javier Gago, Oscar Baltuano, Yuri Hernández
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2022-02-162022-02-161712525Implementación de un intercambiador para manipulación y monitoreo de muestras irradiadas en el RP10
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<p>El presente proyecto se genera ante un requerimiento del área de Técnicas Analíticas que cuenta con un laboratorio donde se llevan a cabo determinaciones simultáneas de varios elementos químicos, mediante la activación de muestras sometidas al flujo neutrónico del Reactor RP-10 y posterior análisis mediante espectrometría gamma.</p> <p>El procedimiento consiste en la introducción manual de la muestra a analizar dentro de blindaje colocándola sobre el detector conllevando un peligro de irradiación y contaminación del usuario además de limitar el número de muestras a analizar. </p> <p>Con la finalidad evitar la exposición y contaminación del usuario, mejorar la capacidad de análisis por activación de neutrones y aumentar el número de muestras a analizar se automatizó la técnica de medición de muestras por activación neutrónica en una evaluación grupal se reoriento en el rediseño del intercambiador de muestras Rapiduran para procesar hasta 120 muestras en forma automática para almacenar en transportar en forma neumática al sistema de medición de espectrometría gamma. La distancia entre las muestras almacenadas y el sistema de medición es de 30 m aproximadamente de esta forma se evita que haya interferencias en la obtención de información por el detector. Se tiene avanzado los planos de diseño y pruebas mecánicas preliminares del intercambiador. </p>Javier GagoYuri HernandezEduardo Cunya
Derechos de autor 2022 Javier Gago, Yuri Hernandez, Eduardo Cunya
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2022-02-162022-02-161712626Desarrollo del control electrónico y protocolo de comunicación para el sistema neumático avanzado de envío de muestras al RP-10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/131
<p>El procedimiento de análisis de muestras por la técnica de Análisis por Activación Neutrónica ha demostrado ser muy eficiente y por tanto muy requerido por usuarios locales como externos. Automatizar este procedimiento resulta de mucha utilidad por los procesos involucrados que demandan precisión, reproductibilidad y confianza realizado por todo el personal involucrado de estos laboratorios. La automatización de muchas tareas repetitivas se ha intensificado gracias al desarrollo de los sistemas embebidos electrónicos que actualmente son de tamaño muy reducido, eficientes y de bajo coste por lo que se puede incorporar a cualquier instrumento o dispositivo de medición posibilitando además su interconexión en una red de comunicación. Un medio de comunicación digital que facilite los procesos disminuyendo la intervención de la interfaz humana tiene sus ventajas tanto en el aspecto de seguridad del analista, así como la interconexión de los instrumentos utilizados en dicho análisis. Por lo que un sistema de comunicación de tipo industrial apropiado empleando medio alámbrico (hilos de conductores) resulta practico, fácil de instalar y de poco costo. Es por ello que se eligió un bus de campo de tipo serial con conductores físicos, como es el protocolo, Red de Área de Controladores (CAN). La red de comunicación permite integrar instrumentos que son autónomos y que no requieren la atención de un operador en un trabajo de periodo largo (horas o días). Por estas características de la medición llevada a cabo es que se hace necesaria la implementación de un medio de comunicación y control de procesos en el análisis de muestras de laboratorio. </p> <p>La interconexión de los distintos instrumentos localizados en diferentes laboratorios facilita la disponibilidad de los datos de medición, así como el registro de los parámetros de configuración de algún proceso experimental o de producción permitiendo la gestión de aquellos de forma centralizada en una unidad de reporte de resultados de análisis. En resumen, implementar un sistema de información automatizado para los laboratorios del CN RACSO que requieren cumplir con estándares de aseguramiento de calidad para los servicios que ofrecen a sus usuarios.</p>Eduardo CunyaOscar BaltuanoRenzo ChanJavier GagoYuri HernándezPatricia Bedregal
Derechos de autor 2022 Eduardo Cunya, Oscar Baltuano, Renzo Chan, Javier Gago, Yuri Hernández, Patricia Bedregal
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2022-02-162022-02-161712727Cálculo de Dosis por ingestión de Uranio en Agua en la Localidad de Huanuhuanu
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/132
<p>El cálculo de la dosis está basado en la elaboración de una serie de tabla que estiman la dosis del poblador según los supuesto de consumo diario de 1 a 4 litros de agua diario, el grupo etario y concentraciones de uranio por ingestión de 0.01 mg/L a 0.04mg/L de uranio en el agua, además tomamos de referencia los valores de dosis de la colección de seguridad N° 115 y datos estadísticos del INEI. </p> <p>La finalidad del presente trabajo es ver si realmente la población de Huanuhuanu desde el punto de vista Radiológico fue seriamente afectada por, la supuesta contaminación de uranio en agua por la ingestión de la misma.</p> <p>Basado en cálculos teóricos se elaboró una serie de tablas de dosis según la concentración de uranio, el consumo diario de agua y el grupo etario.</p> <p>En base a los resultados de los laboratorios que participaron para ver cuál fue la concentración de uranio en el agua potable que consumía la población, y comparando éstos con la tabla elaborada para la dosis estimada, se obtuvieron las conclusiones.</p> <p>El valor de Dosis para todas las edades, se encuentran en el rango de 0.00096 mSv/año a 0.087 mSv/año, muy por debajo del límite permisible, de 0.1 mSv/año por lo que desde el punto de vista radiológico esta agua no presenta contaminación.</p> <p>Se concluye que el agua es apta para el consumo desde el punto de vista radiológico.</p>Jorge Martinez
Derechos de autor 2022 Jorge Martinez
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2022-02-162022-02-161712828Evaluación del Impacto Radiológico Ambiental de Ciclotrones en el Perú
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/133
<p>La Ley del Sistema Nacional de Evaluación de Impacto Ambiental (Ley N° 27446) está orientada a la evaluación de los proyectos de inversión pública, privado o de capital mixto, que por su naturaleza pudieran generar impactos ambientales negativos de carácter significativo. En línea con lo anteriormente mencionado, la Ley General del Ambiente (Ley N° 28611), en su acápite 75.2, señala que los estudios para proyectos de inversión a nivel de pre-factibilidad, factibilidad y definitivo, a cargo de entidades públicas o privadas, cuya ejecución pueda tener impacto en el ambiente deben considerar los costos necesarios para preservar el ambiente de la localidad en donde se ejecutará el Proyecto y de aquellas que pudieran ser afectadas por éste.</p> <p>Entre los meses de agosto y octubre del año 2020, Se llevó a cabo la evaluación del impacto radiológico ambiental (EIRA) de un ciclotrón ubicado en Lima Metropolitana con la finalidad determinar el estado del medio natural y las condiciones radiológicas del área de influencia del proyecto. El área de estudio comprendió territorios próximos a los lugares de emplazamiento de los componentes del proyecto, hasta donde se prevé podrían presentarse los impactos ambientales.</p> <p>Específicamente, el alcance del estudio basó en el Decreto Supremo N° 009-97-EM “Reglamento de Seguridad Radiológica”, Ley N° 28028 “Ley de Regulación del Uso de Fuentes de Radiación Ionizante”, la Ley N° 27446 “Ley del Sistema Nacional de <br>Evaluación de Impacto Ambiental” y los lineamientos dados en la “Guía de orientación para titulares respecto a las pautas de redacción, formato y marco legal del resumen ejecutivo del Estudio de Impacto Ambiental detallado” expedido por el Servicio Nacional de Certificación Ambiental para las Inversiones Sostenibles – SENACE.</p> <p>El presente estudio ha sido elaborado en tres etapas: (1) Etapa de planificación que corresponde a la revisión de información sobre las características y alcances de la instalación, la revisión de los estudios señalados en la bibliografía incluyendo la consulta con diferentes actores y otras fuentes de información, tanto del Estado como de instituciones privadas, relacionadas con el área de estudio; y un análisis de los documentos cartográficos sobre la zona; asimismo, en esta etapa se incluye la planificación de las evaluaciones de campo a realizar para la caracterización ambiental. (2) Etapa de campo que corresponde a la evaluación para caracterizar ambientalmente el área de estudio, para lo cual se desarrolló un período de muestreo, los niveles de exposición radiactiva, los componentes bióticos y los cuerpos receptores tales como suelo, agua y aire fueron evaluados radiológicamente según lo establecido en la etapa de planificación; ambos componentes (biótico y abiótico) fueron evaluados considerando la incidencia del Proyecto en el área. Finalmente la (3) etapa de gabinete post-campo en donde se realizó la sistematización de información obtenida en campo; en esta fase se analizaron los resultados de las muestras enviadas al laboratorio, se prepararon las tablas definitivas y se desarrollaron los capítulos correspondientes al contenido de la revisión del EIRA.</p> <p>La mediana del equivalente de dosis ambiental H*(10) en las instalaciones fue 0,30 Sv/h y la tasa de dosis registrada en los exteriores de la instalación presentó valores entre 0,070 y 0,084 Sv/h, equivalente a 0,68 ± 0,04 mSv/año. El sistema de filtración de la instalación presentó una tasa de dosis promedio de 6,6 Sv/h y las estimaciones realizadas demuestran que la dosis que podría recibir una persona ubicada a un metro de distancia del tanque de retención aerosoles oscilaría entre 1,13 y 1,75 mSv/año, asimismo en una situación de contacto permanente al tanque, la dosis recibida sería igual a 10 mSv/año.</p> <p>Al realizar el ajuste del modelo de dispersión atmosférica aplicado durante el proceso de producción, se aprecia que los valores de concentración de actividad se encuentran por debajo de los límites de exención y por lo tanto el riesgo radiológico es tan bajo que no precisa control reglamentario y al evaluar la dosis efectiva individual comprometida de una persona que incorpora F-18 por inhalación durante todo un año a diferentes distancias de la chimenea de la instalación se encontró que en ninguno de los casos se alcanzan valores superiores al límite de dosis efectiva anual (1 mSv/año).</p> <p>Se concluye que las actividades de producción del ciclotrón evaluado en la ciudad de Lima Metropolitana no ocasionan impacto en la dosis recibida por el personal ocupacionalmente expuesto y por la población ubicada dentro del área de influencia. Los<br>valores de dosis ambiental, representados por el equivalente de dosis ambiental se encuentran dentro del rango de valores naturales presentes en la región de Lima y el banco de filtros del sistema de ventilación presenta una retención porcentual variable en función del tiempo debido a que tiende a saturarse por la concentración de F-18 recibida durante la operación con un rango de eficiencia que se encuentra entre el 63% y 26% de retención dependiendo de la concentración del radionúclido. Sin embargo, el banco de filtros y el tanque de retención de efluentes radiactivos son radiológicamente seguros dado que no generan riesgo de exposición radiactiva durante su operación al personal ocupacionalmente expuesto, asimismo, no hay evidencia de impacto radiológico por parte del tanque de retención de gases radiactivos en los trabajadores de la empresa que laboran en los ambientes inferiores de la instalación.</p> <p> </p>José Manuel OsoresAndrés CorahuaRoberto KogaRaúl Jara
Derechos de autor 2022 José Manuel Osores, Andrés Corahua, Roberto Koga, Raúl Jara
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2022-02-162022-02-161712930Aerosoles atmosféricos PM10 y PM2.5 en la zona urbana de Carabayllo
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/134
<p>Los aerosoles, también denominados material particulado o PM (por sus siglas en inglés) son una mezcla compleja de partículas pequeñas y gotas líquidas, que están compuestas por varios componentes, incluyendo ácidos (como nitratos y sulfatos), productos<br />químicos orgánicos, metales y partículas de suelo o polvo. El material particulado es uno de los mayores contaminantes en áreas urbanas El impacto de los aerosoles sobre la calidad el aire, la salud humana y el cambio climático está relacionado con el tamaño de<br />las partículas. Las más peligrosas son las de 10 micrómetros de diámetro, PM10, o menores porque pueden ser inhaladas y pasar, a través de la nariz y garganta, hasta los pulmones. Partículas más finas, de 2,5 micrómetros, PM2.5 o menores, son aún de mayor<br />riesgo, ya que puede atravesar los pulmones y entrar al torrente sanguíneo, produciendo enfermedades respiratorias y cardiovasculares . En el presente trabajo se ha obtenido información sobre la concentración de la masa del material particulado en la estación de muestreo del SENAMHI, ubicada en el distrito de Carabayllo. Para ello, se ha utilizado un muestreador de alto volumen para PM10 con filtros de cuarzo de 203 mm x 254 mm y otro muestreador de bajo volumen con filtros de teflón de 47 mm de diámetro. El muestreo se realizó durante el año 2019, con cambio de filtros cada 3 días y toma de muestra por 24 horas. Se obtuvieron 58 muestras de filtros con PM10 y 92 muestras de filtros con PM2.5.</p> <p>La Organización Mundial de la Salud, WHO, en la guía sobre niveles de contaminación del aire ha establecido los valores límites para PM2.5 y PM10 de 15 μg/m3 y 45 μg/m3 , respectivamente. Los resultados obtenidos (tabla 1), indican que el aire que se respira en<br />la zona de Carabayllo es de muy mala calidad y la población está expuesta por corto y largo tiempo. Incluso los valores mínimos obtenidos sobrepasan los límites establecidos por la WHO. Invierno es la estación del año con mayor contaminación por PM2.5 y la<br />contaminación por PM10, predomina en otoño. </p> <p>Estudios adicionales permitirán definir las fuentes de contaminación.</p> <p> </p>Patricia BedregalJhojan RojasMarco Ubillús
Derechos de autor 2022 Patricia Bedregal, Jhojan Rojas, Marco Ubillús
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2022-02-162022-02-161713132Caracterización Radiológica de los Sedimentos Extraídos de la Profundidad del Mar en el Estrecho de Bransfield y Muestras Ambientales en la ECAMP
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/135
<p>El presente trabajo está enmarcado en el proyecto de investigación “Caracterización Radiológica de los Sedimentos Extraídos de la Profundidad del Mar en el Estrecho de Bransfield y Muestras Ambientales en la Ecamp” y su desarrollo está enfocado en delinear el nivel radiológico del entorno marino en la zona ya mencionada.</p> <p>Para tal efecto se ha recolectado sedimentos marinos tanto con “piston core” como con draga, así como muestras de agua para análisis de radionúclidos y de tritio respectivamente. Las muestras preparadas y acondicionadas son evaluadas mediante espectrometría gamma de alta resolución y en el caso las muestras de agua se realiza el tratamiento fisicoquímico para la separación y medición de tritio (3H) mediante la técnica de centelleo líquido.</p> <p>Los resultados obtenidos nos permitirán evaluar el comportamiento de sedimentación de los radionúclidos en la zona de estudio y corroborar posibles procesos hidrotermales indicados en los trabajos realizados en la primera parte del proyecto (ANTAR XXVI).</p> <p>Las muestras que forman parte de este estudio fueron tomadas durante el verano austral del 2019-2020 como parte de la expedición científica ANTAR XXVII en un trabajo conjunto entre el Ministerio de Relaciones Exteriores, la Marina de Guerra del Perú y el Instituto Peruano de Energía Nuclear.</p>Víctor PomaPablo MendozaConstanza Ricaurte
Derechos de autor 2022 Víctor Poma, Pablo Mendoza, Constanza Ricaurte
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2022-02-162022-02-161713333Determinación de la Curva Integral y la Curva de Saturación de las Cadenas de Arranque del Reactor Nuclear RP10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/136
<p>En un reactor nuclear, el monitoreo y control de la evolución del flujo de neutrones se realiza mediante detectores de neutrones y para la etapa de iniciación se utiliza como detector una cámara de fisión asociados a las cadenas de arranque. La cámara de fisión es una cámara de ionización en modo pulso, utiliza como convertidor el U3O8 al 90 % U235 generando pulsos de 50 mV de amplitud por cada fisión aproximadamente. La cámara de fisión no solo genera un pulso por cada fisión de su convertidor, sino también genera pulsos debido a la radiación gamma del núcleo del reactor y al mismo U235 del convertidor que es un emisor alfa. La amplitud de estos pulsos es menor a la amplitud debido a la fisión del convertidor. En el presente trabajo se obtuvo experimentalmente la curva integral que permite fijar el voltaje de discriminación para discriminar los pulsos debido a la radiación gamma, radiación alfa y ruido de la misma electrónica. Para ello se ha variado el discriminador desde 0V hasta 5V y tomado como dato cuentas del escalímetro de la cadena de arranque teniendo una curva de voltaje versus cuentas. También se ha obtenido experimentalmente la curva de saturación que permite fijar el voltaje de polarización dentro de la región de ionización. Para ello se ha variado la fuente de alta tensión desde 0V hasta 800V y tomado como dato cuentas del escalímetro de la cadena de arranque teniendo una curva de voltaje versus cuentas.</p> <p>Los resultados obtenidos (tabla 1), indican que se ha tenido voltaje de discriminación elevado con lo que se han estado discriminando algunos pulsos generados por el convertidor. También se indica los nuevos voltajes de polarización de las cadenas de arranque del reactor nuclear RP-10. </p> <p>Es aplicable para mejorar la eficiencia de toda cadena de arranque de reactores de investigación que utilicen cámaras de fisión como detector.</p>Eisenk BenancioJunior OlivaresSandro SanchezLuis CrispinRaúl Guerrero
Derechos de autor 2022 Eisenk Benancio, Junior Olivares, Sandro Sanchez, Luis Crispin, Raúl Guerrero
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2022-02-162022-02-161713536Diseño de Arquitectura de Control mediante un Sistema Instrumentado de Seguridad para la Instrumentación Convencional del Reactor Nuclear RP10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/137
<p>Para poder operar y controlar un reactor nuclear es necesario un sistema de control que monitoree y actué cuando algún parámetro se aparte de los valores nominales de operación, para evitar daños al reactor y/o a las personas, produciendo las acciones automáticas de seguridad adecuada cada vez que sea necesario mediante el sistema de protección. El sistema de control de la instrumentación convencional se realiza mediante Teleperm C – Siemens, un sistema robusto, completamente analógico, modular, de tecnología de semiconductores suministra principalmente información de parámetros como temperatura, diferencia de temperatura, diferencia de presión, caudal, conductividad y pH. El objetivo es migrar de una arquitectura completamente analógica, en obsolescencia y diseñar una arquitectura de control mediante un sistema instrumentado de seguridad digital para la Instrumentación Convencional manteniendo las bases de diseño de la Instrumentación y Control como redundancia, confiabilidad, disponibilidad, falla sin riesgo.</p> <p>Se tomó como base la arquitectura analógica debido a que una modificación de la instrumentación y control no deberá afectar negativamente la seguridad del reactor y no debe afectar significativamente el diseño original, y se diseñó una arquitectura de control digital. Se eligió a los Tricon como controlador porque cumple con estándares internacionales para sistemas eléctricos, electrónicos y electrónicos programables relacionados con la seguridad para el sector nuclear IEC 61513, estándar internacional para aplicaciones nucleares 1E.</p> <p>Este diseño de arquitectura mediante un sistema instrumentado de seguridad para la instrumentación convencional del RP10 cumple con los criterios de diseño de la Instrumentación y Control así como las recomendaciones sobre actualización de la Instrumentación y Control de reactores nucleares por parte del Organismo Internacional de Energía Atómica.</p> <p>Las operaciones aritméticas como la diferencia de temperatura del núcleo con un controlador analógico aumenta el tamaño del hardware debido a que se necesitan módulos. Al ser un controlador digital las operaciones aritméticas como la diferencia de temperatura del núcleo se realizan en el procesador central del controlador. </p>Eisenk BenancioJunior OlivaresEmilio VeramendiEdgar Ovalle
Derechos de autor 2022 Eisenk Benancio, Junior Olivares, Emilio Veramendi, Edgar Ovalle
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2022-02-162022-02-161713737Evaluación de tanque principal del reactor nuclear de investigación RP-10 con fines de extensión de vida útil
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/138
<p>El Centro Nuclear Óscar Miró Quesada de la Guerra (RACSO) se inauguró el 19 de diciembre de 1988 y cuenta con un reactor nuclear de investigación, denominado RP–10. Uno de los componentes principales de este reactor es su tanque principal, en el cual se aloja el núcleo del reactor conformado – principalmente – por sus elementos combustibles de siliciuro de uranio. Asimismo, dicho tanque contiene agua hasta una altura de once metros para refrigerar al núcleo del reactor, moderar los neutrones y establecer un blindaje biológico axial. El objetivo de la evaluación del tanque principal del reactor nuclear de investigación RP-10 es conocer el estado situacional de la estructura del tanque y sus componentes mecánicos internos a través de la ejecución de ensayos no destructivos con el fin de garantizar su integridad y asegurar la disponibilidad del reactor nuclear de investigación RP-10; así como, su operación de forma segura permitiendo extender su vida útil. Para ello, se consideran los mecanismos de envejecimiento que afectan a este tipo de estructuras habiendo estado sometida a procesos de irradiación constante en condiciones de servicio asociado a su funcionamiento normal, y conociendo que el único mecanismo de envejecimiento potencial afectable es la corrosión localizada. De los resultados obtenidos en la aplicación de las diversas técnicas de ensayos no destructivos, se tiene que el tanque principal presenta una buena condición visual, tanto en el cuerpo, como en su fondo y tuberías internas permitiendo el funcionamiento y disponibilidad para la operación segura del reactor nuclear RP-10. Adicionalmente, con el desarrollo de los ensayos no destructivos se cuenta con un diagnóstico actual que permite garantizar la extensión de vida útil del reactor RP-10 para sus procesos de irradiación, incluido el que conlleva a la producción de radiofármacos.</p>Rocio SolisRolando Arrieta
Derechos de autor 2022 Rocio Solis, Rolando Arrieta
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2022-02-162022-02-161713838Evaluación de la calidad del agua en los sistemas de tratamiento aguas del reactor nuclear RP-10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/139
<p>El RP-10 es un reactor de investigación de 10 MW de potencia térmica, en el cual, se usa el agua como fluido de refrigeración del núcleo, moderador y blindaje biológico. Dado que el agua es la principal sustancia en contacto con los materiales estructurales de los elementos combustibles y componentes del reactor, el mantenimiento del agua de alta calidad (impurezas no H2O lo más bajo técnicamente posible) es el factor más importante para reducir los niveles de radiactividad y la velocidad de la corrosión de dichos materiales que en su mayoría son aleaciones de aluminio y acero inoxidable; para ello se dispone de un sistema de purificación continuo del agua del reactor compuesto principalmente por una columna de intercambio iónico, asimismo se dispone de un sistema de provisión de agua desmineralizada, sistema de efluentes líquidos activos, colchón caliente y programa de tratamiento de agua en el sistema de refrigeración secundaria.</p> <p>En el presente artículo se tiene como objetivo evaluar la calidad de agua mediante parámetros fisicoquímicos y análisis por espectrometría gamma para identificar la presencia de radioisótopos, en los sistemas de tratamiento de aguas del rector. El análisis de muestras y monitoreo en línea de calidad de agua se realizó en los últimos tres años. En los resultados se muestra algunos parámetros fisicoquímicos en el circuito primario donde la conductividad es regularmente menor a 1μS/cm y el pH varía entre 6 - 6.5 u.pH y temperatura < 40°C, estos resultados reducen la probabilidad de ataque de la corrosión localizada en el revestimiento de aluminio de los elementos combustibles, y otras materiales estructurales de aluminio del sistema de refrigeración primario. También es importante evitar el crecimiento del espesor de la película de óxido de aluminio en la vaina de los elementos combustibles, cuyo efecto, depende fuertemente del pH y temperatura del agua. Los componentes radiactivos del agua es un indicador útil de la pureza del agua y para identificar la presencia de radioisótopos provenientes de combustibles defectuosos (e.g. Cs-137) y productos activos de corrosión (e.g. Co-60, Na- 24).</p> <p>En la evaluación de calidad del refrigerante del circuito secundario los resultados se muestran la conductividad: 1000 - 4500 μS/cm, pH: 7 - 9 u.pH y cloruros: 3 - 180 ppm; en el agua de reposición al sistema se observa que la conductividad varía entre 1000 - 1400 μS/cm, el pH varía entre 7 – 7.5 u.pH, dureza total menor a 10ppm y cloruros 30 - 45 ppm; el control de los parámetros es esencial para evitar la formación de depósitos o incrustaciones en superficies metálicas, corrosión de componentes metálicos y acumulación de crecimiento microbiológico. Ambos, los depósitos y el crecimiento biológico podrían reducir la eficiencia de la transferencia de calor. La corrosión podría conducir a fugas y / o avería del sistema de enfriamiento de materiales estructurales que son de acero al carbono.</p>Wilber PerezÁngel RevillaIván Babiche
Derechos de autor 2022 Wilber Perez, Ángel Revilla, Iván Babiche
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2022-02-162022-02-161713939Análisis de Accidente por Perdida Total de Caudal de Refrigerante en el reactor RP-10 con Elementos Combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/140
<p>La carga de combustible nuclear que emplea el reactor RP-10 fue reemplazado por una nueva carga de combustible de diferente característica. Inicialmente el combustible original fue óxido de uranio (U3O8) y con una densidad de 2.3 g/cm3. Actualmente el nuevo combustible es siliciuro de uranio (U3Si2) y tiene una densidad de 4.8 g/cm3. Así mismo, el número de placas combustibles también fue modificado, ahora el diseño contempla 17 placas en el elemento combustible normal y 13 placas en el elemento combustible de control. Además, el cambio de combustible nuclear en el reactor requiere que se realice el análisis de accidentes base de diseño, así como también evaluar la respuesta del sistema de seguridad. El objetivo en este caso es analizar el accidente por perdida de refrigerante el cual tiene como evento iniciante de pérdida total de caudal de refrigerante que atraviesa el núcleo del reactor RP-10, empleando elementos combustibles de U3Si2.</p> <p>El modelo para evaluar este accidente considera la distribución de potencia en el núcleo, con la cual se definen dos canales: el canal caliente, que está formado por el combustible más exigido y el canal promedio formado por los otros combustibles. Cuando se pierde el caudal de refrigerante, es decir cuando las bombas del sistema de refrigeración salen de funcionamiento y esto ocurre cuando el reactor está en operación, se produce la reducción de caudal, el cual es censado por los sistemas de seguridad produciendo SCRAN, las barras de control caen extinguiendo el reactor. Las bombas permanecen girando debido a las volantes de inercia, cuando estás pierden su energía cinética, se abren las clapetas y se produce la inversión del flujo másico del refrigerante en el núcleo del reactor, estableciéndose la convección natural.</p> <p>Los resultados muestran, que este accidente, con los combustibles de siliciuro de uranio en el reactor, es controlado por los sistemas de seguridad y el reactor es conducido a un estado subcrítico evitando que las temperaturas superen los límites establecidos.</p>Germán CáceresWilder ArevaloBraulio TiconaAlvaro AguirreAgustín ZunigaJavier QuispeGianfranco HuacchoVíctor Viera
Derechos de autor 2022 Germán Cáceres, Wilder Arevalo, Braulio Ticona, Alvaro Aguirre, Agustín Zuniga, Javier Quispe, Gianfranco Huaccho, Víctor Viera
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2022-02-162022-02-161714040Análisis de Accidente por Inserción de Reactividad de 1.5 $ en 0.3 s en el Reactor RP-10 con Elementos Combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/141
<p>Se estudió el comportamiento del núcleo del RP-10 de tipo piscina para los nuevos elementos combustibles de U3Si2, cuando ocurre un accidentes de excursiones de potencia por inserciones de reactividad, donde el elementos combustible normal está<br>formada por 17 placas combustibles y el elemento combustible de control por 13 placas, para la configuración nuclear; debido a que el evento iniciante que conduce a la inserción de reactividad, es independiente del estado de operación del reactor; por lo que, el objetivo es realizar el análisis en la condición más desfavorable, este estado se produce cuando el reactor está en operación a bajas potencias y en convección natural. Se realizó cálculos de importancia, así como los márgenes de seguridad y de algunas variables de entrada del código con respecto a las consecuencias, estas variables son los parámetros cinéticos como el beta efectiva, que es muy sensible a la configuración; en transferencia de calor se elige varias opciones de correlaciones de predicción de regímenes de transferencia de calor. También es necesarios datos adicionales como coeficiente de inserción de reactividad por vacío y por temperatura, la calibración de barras, tiempos de retardo y caída de barras, entre otros datos que se discutió la validez de su acepción para el núcleo analizado. El código de cálculo empleado para el análisis de estos accidentes es<br>el PARET V7.5 desarrollado en Argonne National Laboratorio –USA. </p> <p>El modelo matemático para el análisis consiste de un núcleo representado en varias regiones, cada una con diferente generación de potencia, flujo másico de refrigeración, parámetros hidráulicos, coeficientes de realimentación y picos de potencia. Cada región se representa por una placa o caja combustible más su canal de refrigeración asociado. Cada una de estas regiones está ponderada por la cantidad de combustible con el propósito de calcular las reactividades de realimentación y potencias en cada región. La transferencia de calor al interior de cada placa combustible se calcula con la ecuación de conducción, permitiendo discretizar hasta 96 secciones o 97 nodos axiales y hasta 43 secciones o 44 nodos radiales. La fuente de calor se calcula de acuerdo a la cantidad de combustible, factores espaciales (factor de pico) y el nivel de potencia de cada región. </p> <p>Los resultados muestran que los sistemas de seguridad del reactor RP-10 y las condiciones operativas, conducen al reactor a condición segura con inserción de barras de control y apagado seguro del reactor. Por tanto, se concluye que el diseño del RP-10 con los combustibles de U3Si2, asegura la integridad de las placas de los elementos combustibles y puede soportar un accidente de inserción de reactividad de 1.5 $ en 0.3 s.</p> <p> </p>Wilder ArevaloGermán CáceresBraulio TiconaAlvaro AguirreAgustín ZunigaJavier QuispeGianfranco HuacchoVíctor Viera
Derechos de autor 2022 Wilder Arevalo, Germán Cáceres, Braulio Ticona, Alvaro Aguirre, Agustín Zuniga, Javier Quispe, Gianfranco Huaccho, Víctor Viera
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2022-02-162022-02-161714142Aproximación a crítico del RP-10 durante la puesta en marcha con los elementos combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/142
<p>La experiencia de aproximación a crítico en un reactor nuclear nos indica si una configuración de núcleo establecida logra alcanzar una reacción de fisión controlada, se basa en el hecho que, la población neutrónica se multiplica en cada generación y conforme se va extrayendo una barra, el factor de multiplicación efectivo se aproxima a uno (estado crítico). </p> <p>Se ha determinado la configuración de núcleo que alcanza el estado crítico para la puesta en marcha del reactor con los elementos combustibles de siliciuro de uranio, para lo cual el objetivo fue analizar la curva de tendencia que presentan los contajes de las tres cámaras de fisión por cada porción de barra extraída; con las barras de control y seguridad insertadas en el núcleo se procedió a extraer la primera barra de seguridad BS1 en tramos de 50% hasta quedar 100% extraído, se siguió el mismo proceso con las barras de seguridad BS2 y BS3, teniendo las tres barras de seguridad arriba se extrajo la barra de control BC1 en tramos de 20% hasta quedar completamente extraída, finalmente se extrajo la barra de control BC2 en tramos de 10%, la curva presentó una tendencia al estado crítico cuando estaba 30% extraído, entonces se extrajo en tramos de 5%, 3%, y 1% hasta que se logró alcanzar el estado crítico. </p> <p>Se ha llegado al estado crítico del reactor con los elementos combustibles de siliciuro de uranio en la configuración de núcleo 7, el cual está constituido por 9 elementos combustibles normales y 5 elementos combustibles de control, logra ser crítico a las 22:35 horas del 16 de Septiembre de 2019, las posiciones de las barras fueron: BS1: 100%, BS2: 100%, BS3: 100%, y las barras de control BC1: 100%, BC2: 41%.</p>Javier QuispeAgustín ZúñigaGermán CáceresÁlvaro AguirreBraulio TiconaWilder ArévaloGianfranco HuacchoVíctor Viera
Derechos de autor 2022 Javier Quispe, Agustín Zúñiga, Germán Cáceres, Álvaro Aguirre, Braulio Ticona, Wilder Arévalo, Gianfranco Huaccho, Víctor Viera
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2022-02-162022-02-161714343Cálculos en subcrítico con una fuente de neutrones durante la puesta en servicio del reactor RP-10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/144
<p>La puesta en servicio del reactor RP-10, llevado a cabo en Septiembre de 2019, tuvo como principal tarea la puesta a crítico del reactor con los combustibles de siliciuro de uranio (U3Si2). La puesta a crítico del reactor consiste en llegar a una configuración de elementos combustibles y barras de control donde se pueda mantener una reacción en cadena controlada y autosostenida, es decir sin fuente de neutrones externa, sin embargo, para el inicio de la reacción (arranque) se utiliza una fuente de neutrones que posteriormente es retirada. El objetivo de este trabajo es realizar un análisis de la multiplicación y eficiencia de la fuente en un medio subcrítico. El procedimiento consistió en tomar el modelo de cálculo del reactor RP-10 e incorporar el modelo de una fuente de neutrones externa de Am-Be de 1.08E+07 neutrones/s de intensidad, los cálculos neutrónicos se realizaron con el código Monte Carlo Serpent 2 y usando la base de datos para los cálculos neutrónicos del RP-10 y la biblioteca de datos nucleares ENDF/B-VII. Se concluye que la fuente de neutrones juega un rol importante durante la puesta a crítico de un reactor, la multiplicación e importancia neutrónica de la fuente dependen de la ubicación y del grado de subcriticidad de la configuración. Este análisis contribuyó también para determinar el flujo de neutrones que se establece alrededor del núcleo debido a la fuente y así poder determinar las posiciones de los detectores de neutrones (contadores de fisión), que son parte de la instrumentación nuclear utilizada para monitorear el arranque del reactor desde sala de control.</p>Gianfranco HuacchoJavier QuispeAgustín ZúñigaBraulio TiconaVictor VieraÁlvaro AguirreGermán CáceresWilder Arévalo
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2022-02-162022-02-161714444Evaluación neutrónica del coeficiente de realimentación por temperatura en el RP-10 durante la puesta en marcha con los elementos combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/145
<p>Considerando el control de la reactividad de un reactor nuclear, es importante tomar en cuenta que uno de los principales mecanismos que provocan la variación de la reactividad en periodos cortos de tiempo, es la variación de la temperatura en el núcleo, este cambio de la reactividad debido a la temperatura se relaciona a variaciones en la densidad de los materiales, a cambios geométricos debido a dilataciones térmicas y a cambios espectrales; por seguridad el coeficiente de realimentación por temperatura debe ser negativo, de este modo el diseño presenta características auto limitantes en accidentes por reactividad.</p> <p>El objetivo fue determinar el valor del coeficiente de reactividad por temperatura para la puesta en servicio del RP-10 con los nuevos elementos combustibles de siliciuro de uranio, para tal propósito se enfrió el moderador por medio del sistema de refrigeración primario del reactor, para verificar el cambio de la reactividad se calibró la barra de control BC2 por el método de periodo asintótico, se estableció la posición a crítico con la barra de control BC2 conforme iba disminuyendo la temperatura en el moderador, se registraron cuatro puntos en el rango de 28°C a 21°C.</p> <p>Para la puesta en marcha del reactor con los elementos combustibles de siliciuro de uranio, el valor del coeficiente de realimentación por temperatura en el moderador resultó (-5.2 ± 0.3) pcm/°C, el signo negativo de este resultado garantiza la seguridad del reactor con los nuevos elementos combustibles.</p>Javier QuispeAgustín ZúñigaGermán CáceresÁlvaro AguirreBraulio TiconaWilder ArévaloGianfranco HuacchoVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161714545Diseño neutrónico del reactor RP-10 para la puesta en servicio
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/146
<p>En el diseño de un reactor de investigación se consideran ciertos criterios que se deben cumplir para que el reactor pueda operar de manera segura. La realización del diseño se lleva a cabo previamente a la construcción de una instalación con el fin de evaluar la seguridad. Dentro de los diferentes tipos de evaluaciones que se consideran se encuentra el diseño neutrónico el cual toma en cuenta el comportamiento del neutrón en dentro del núcleo del reactor. La evaluación neutrónica se lleva a cabo utilizando unos programas de computadora conocidos como códigos nucleares. El objetivo del presente trabajo es mostrar los resultados de los cálculos neutrónicos realizados con el código de núcleo CITVAP en todas las etapas de la puesta en servicio del núcleo del RP-10 con elementos combustibles del U3SI2, desde los núcleos previos hasta el núcleo de arranque. Así como<br>realizar el análisis desde el punto de vista de la seguridad verificando los límites para que un núcleo opere de forma segura. Se ha considerado como dato de entrada la geometría de las distintas configuraciones de núcleo que se armaron desde el primer núcleo previo (núcleo subcrítico) hasta el núcleo de arranque, es decir la disposición en la grilla de los elementos que conforman cada núcleo tales como elementos combustibles normal y de control (con o sin barra de control), elementos reflectores de berilio y grafito, cajas de irradiación, caja de la barra de control fina (con o sin barra de control), etc. También se ha considerado como dato de entrada las librerías de secciones eficaces macroscópicas generadas en el cálculo de celda, la cual contiene información muy importante de cada tipo de elemento que conforma un núcleo, relacionado principalmente con la geometría y la composición del material. Estas librerías de secciones eficaces macroscópicas son utilizadas para tres estados del reactor: operación a baja potencia y sin xenón, operación a plena potencia y sin xenón, y operación a plena potencia y con xenón en equilibrio. Además estás librerías están condensadas en 3 grupos de energía del neutrón: rápido (0.821MeV- 10.0 MeV), epitérmico (0.625eV, 0.821 MeV) y térmico (0.0 eV, 0.625 eV). Con el código de núcleo CITVAP se ha tomado dicha información de entrada y se ha ejecutado distintos tipos de cálculos neutrónicos tanto estáticos como dinámicos en los que se consideró el estado del reactor y el grado de inserción de las barras de control. Al final se procesaron los resultados del cálculo neutrónico para que sean analizados y se verificó el cumplimiento de los criterios de diseño y seguridad.</p>Braulio TiconaGianfranco HuacchoJavier QuispeÁlvaro AguirreAgustín ZunigaGermán CáceresWilder ArevaloVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161714747Diseño Termohidráulico del Reactor RP-10 con los Elementos Combustibles de U3Si2 en Convección Forzada
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/147
<p>El cambio de combustible de óxido de uranio U3O8 por combustible de siliciuro de uranio U3Si2, en el reactor nuclear RP-10, requiere mantener las condiciones de seguridad establecida. El objetivo de esta evaluación fue verificar que todos los límites de seguridad establecidos se cumplen y que los parámetros termohidráulicos mantengan sus valores dentro de los límites cuando el reactor está en operación. El modelo de cálculo termohidráulico en convección forzada, considera el análisis hidráulico con el cual se determina la distribución de flujo de caudal del refrigerante en el núcleo y la determinación de la velocidad del refrigerante en cada canal existente en el núcleo; luego considera el análisis térmico, donde se determina el flujo térmico para condiciones de flujo crítico, el cual produciría daños a la estructura de los elementos combustibles, por esta razón se estable un margen de seguridad igual a 2. También se determina el flujo térmico para el inicio de la ebullición nucleada, de ellos dos se considera el menor valor para definir la potencia máxima de operación del reactor, así como la potencia máxima debe cumplir con los límites de seguridad. La potencia de operación se define a partir de la potencia máxima y se considera el factor de seguridad recomendado para la ebullición nucleada. La potencia de operación es menor que la potencia máxima, por lo tanto, debe cumplir con los límites de seguridad, no optante siempre se realiza la evaluación de los límites de seguridad para potencia de operación. La evaluación termohidráulica se realiza para todas las configuraciones propuestas en la gestión de combustible. Del cálculo se obtiene que los valores de los parámetros termohidráulicos cumplen con los requisitos de seguridad nuclear. Con los resultados obtenidos, se demuestra que los elementos combustibles de siliciuro de uranio cumplen con los criterios de seguridad en las condiciones de operación establecidas en todas las configuraciones de la gestión de combustibles.</p>Germán CáceresWilder ArevaloBraulio TiconaAlvaro AguirreAgustín ZunigaJavier QuispeGianfranco HuacchoVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161714848Cálculo de dosis en una emergencia radiológica en el RP-10 con elementos combustibles de U3Si2 utilizando DOSAC
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/148
<p>El RP-10 es un reactor de investigación que tiene como una de sus principales funciones la producción de radioisótopos, los cuales son producidos en el núcleo del reactor mediante irradiación de ciertos blancos. El reactor al cumplir esta función opera a una cierta potencia la cual trae como consecuencia que el combustible nuclear se consuma debido a las constantes fisiones que se producen en su núcleo, como consecuencia aparecen productos de fisión los cuales son elementos radiactivos. Estos elementos radiactivos quedan contenidos dentro de las placas combustibles, las cuales representan una barrera física de contención. En el diseño de un reactor se postula que podrían ocurrir ciertos eventos que podrían conllevar a que el material radiactivo contenido en las placas combustibles puedan liberarse, uno de esos eventos podría ser la pérdida del refrigerante del núcleo, el cual es conocido como LOCA (loss of coolant accident). La consecuencia de dicho accidente es que en los combustibles se produce un sobrecalentamiento que hace que las placas combustibles se fundan, provocando una liberación del material radiactivo primero dentro de la contención y finalmente hacia la atmosfera. Las consecuencias que podrían causar dicha liberación se evalúan mediante la dosis producida a una cierta distancia en un punto de interés. El objetivo del presente trabajo es describir el proceso de cálculo con el código DOSAC y mostrar los valores de dosis obtenidos de parte de los radionúclidos del inventario radiactivo del núcleo del RP-10 con elementos combustibles de U3Si2 en una emergencia radiológica a 2 y 24 horas de ocurrida la emergencia y hasta una distancia de 5 km desde el punto de liberación. Se ha considerado como uno de los datos de entrada principales a la actividad del inventario radiactivo del núcleo del RP-10, el cual representa a todos los productos de fisión, productos de activación y actínidos que se generan en el combustible de un reactor nuclear debido a su funcionamiento. También se ha considerado como dato de entrada principal a las condiciones de funcionamiento de los niveles de contención del inventario radiactivo por los cuales pasa desde su liberación en el núcleo al medio ambiente fuera de la contención, dicho material radiactivo liberado se le conoce como término fuente. Una vez fuera de la contención, se ha considerado como dato de entrada principal a las condiciones ambientales representadas por los datos meteorológicos, los cuales influyen en la forma como la pluma radiactiva se propaga en el medio ambiente. Con todos los datos de entrada ya mencionados antes se ha utilizado el código DOSAC el cual ha permitido obtener los resultados de dosis para diferentes distancias desde el punto de liberación y a 2 y 24 horas de la liberación, tanto para contaminación interna y externa.</p>Braulio TiconaÁlvaro AguirreGermán CáceresWilder ArevaloGianfranco HuacchoAgustín ZunigaJavier QuispeVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161715050Estimación del flujo neutrónico térmico promedio con elementos combustibles de U3O8 del reactor RP-10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/149
<p>La determinación de la distribución neutrónica es uno de los factores importantes que contribuye al cálculo de la eficiencia del rector RP-10. Esta eficiencia utiliza ciertos métodos para determinar situaciones de criticidad, determinación de reactividad, etc.<br>El objetivo de esta evaluación fue estimar la cantidad de flujo neutrónico térmico promedio en algunos elementos combustibles de Óxido de Uranio (U3O8) en la configuración del núcleo N°46 del reactor RP-10, para una corriente de operación de 0.0021 uA (micro amperios) aproximadamente; además, se utilizaron vías experimentales para dicho propósito. El procedimiento experimental que se implementó fue la de activación de neutrones mediante indicadores metálicos cubiertos con cadmio y<br>desnudos. El procedimiento también incluye etapas de preparación, irradiación y medición de los indicadores metálicos de Oro (Au), indicadores metálicos de Cobre (Cu) y materiales que se involucran en el proceso (espadas de aluminio, cuerdas, cobertores de cadmio). En la etapa de preparación se tomó las características de los indicadores y materiales (masa y dimensiones), se preparó 2 conjuntos de indicadores de Oro con cubierta de cadmio y desnudos en la parte central de la espada de aluminio; se colocó de manera axial los alambres de Cobre en las espadas de aluminio. En la etapa de irradiación que duró 30 minutos, se ubicó las espadas con los indicadores en los elementos combustibles de las posiciones F2, C4 y E6, según la grilla del núcleo. Finalmente la etapa de medición, se utilizó el sistema de espectrometría gamma con detector de GeHP para medir la actividad de los indicadores metálicos de Oro con cubierta de cadmio y desnudos, y mediante el Formalismo Westcott se determinó el flujo neutrónico térmico; de igual manera se utilizó el sistema de espectroscopia gamma con detector de INa para medir la actividad de los indicadores metálicos de Cobre. El flujo neutrónico térmico del Oro se normalizó con las actividades del indicador de Cobre, donde se logró obtener el flujo neutrónico térmico promedio para cada elemento combustible deseado. En conclusión, del formalismo Westcott y las actividades medidas de los sistemas de espectrometría gamma se obtuvo el flujo neutrónico térmico promedio en cada elemento combustible con una incertidumbre de medición menor al 5%. Además, los sistemas de espectrometría gamma funcionaron correctamente, en cada etapa de calibración y medición. </p>Víctor VieraAgustín ZunigaJavier QuispeGermán CáceresWilder ArevaloBraulio TiconaAlvaro AguirreGianfranco Huaccho
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2022-02-162022-02-161715151La Física de Reactores Nucleares en el RP10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/150
<p>La física de reactores (FIRE) tiene como problema básico conocer la densidad neutrónica en cualquier lugar del núcleo del reactor y en cualquier momento. Para ello se proponen modelos o aproximaciones los cuales conducen a propuestas de programas de simulación y técnicas experimentales. Así, un grupo de FIRE requiere establecer herramientas o softwares y procedimientos de técnicas experimentales validados por la colectividad internacional. </p> <p>El método consiste en presentar los programas (softwares) y las técnicas experimentales que se requieren implementar en un grupo de FIRE, tomando como hito referencial a la puesta en servicio del reactor (PES) así aparecen antes, durante y posterior a él. En esa dirección se señalan las actividades que suelen realizar los denominados calculistas agrupados en termohidráulica, seguridad y neutrónica. Mientras que las técnicas experimentales se agruparían en aproximación a crítico, distribución de neutrones y reactividad distribuidas en antes, durante y después de la PES.</p> <p>Se concluye que, para consolidar la física de reactores en un reactor nuclear de investigación requerirá de formación seria, experiencia y habilidades, lo primero es preferible un posgrado en ingeniería nuclear o equivalente. En cuanto a la experiencia es no menor a un año en después de la formación. En cuanto a habilidades es esencial habilidades blandas. Pero es imprescindible promover la cultura por las publicaciones y coautoría con la participación de especialistas internacionales.</p>Agustín ZúñigaJavier QuispeBraulio TiconaGermán CáceresAlvaro AguirreWilder ArévaloGianfranco HuacchoVictor Viera
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2022-02-162022-02-161715252Puesta en Servicio en el Reactor RP-10 con los Elementos Combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/151
<p>El reactor RP-10 se diseñó originalmente con combustibles de óxido de uranio (U3O8), estos combustibles fueron consumidos gradualmente. En ese sentido fue necesario planificar la adquisición de una nueva carga de combustible nuclear. Es así como se inició el proyecto para la adquisición de nuevos elementos combustibles. La fabricación fue realizada por la compañía argentina INVAP y con el apoyo técnico del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Los nuevos combustibles fueron diseñados empleando siliciuro de uranio (U3Si2) como combustible nuclear, los cuales son diferentes a los originales que eran de óxido de uranio. La modificación en los combustibles, obligó al IPEN a evaluar la seguridad del reactor para estas modificaciones.</p> <p>Se planificó las actividades para la Puesta en Servicio (PES), cuyo objetivo fue reemplazar el combustible de óxido de uranio (U3O8) por el de siliciuro de uranio (U3Si2), considerando realizar el Informe de Análisis de Seguridad, para evaluar el comportamiento del reactor con respecto a la seguridad, se definió el proceso de como ingresarán los combustibles nucleares en el núcleo del reactor RP-10 para conformar las diferentes configuraciones de núcleos previstas en la gestión de combustibles proyectada: Para ello se estableció las condiciones de seguridad y como resultado se genera el cronograma de actividades de la Puesta en Servicio.</p> <p>El Plan de Puesta en Servicio contempló cuatro etapas: 1) La primera fue las pruebas pre operacionales y el retiro de los combustibles de óxido de uranio. 2) La segunda consistió en la aproximación a critico hasta alcanzar la configuración de núcleo crítico y posteriormente el núcleo de arranque. 3) La tercera consistió en la realización de las mediciones experimentales para evaluar los parámetros nucleares, que consistió en la medición de reactividad, flujo neutrónico, coeficientes de realimentación de reactividad, etc., estás evaluaciones se realizaron a baja potencia. Finalmente, 4) La cuarta etapa consistió en incrementar la potencia térmica de forma gradual hasta alcanzar la potencia de operación establecida. En todas las etapas se realizaron evaluaciones, con la finalidad de continuar con la siguiente etapa. La Puesta en Servicio fue planificada y ejecutada por personal del IPEN.</p> <p>En conclusión, los resultados obtenidos, demuestran que los combustibles de U3Si2 cumplen con los criterios de seguridad y no incrementan ningún riesgo. Además, el reactor continuará en funcionamiento brindando servicios al país.</p>Germán CáceresAgustín ZunigaJavier QuispeAlvaro AguirreWilder ArevaloBraulio TiconaGianfranco HuacchoVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161715353Calibración de la Potencia por Balance Térmico en el reactor RP-10 con Elementos Combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/152
<p>El reactor nuclear del Perú, RP-10, viene operando desde el año 1988 con combustible de óxido de uranio U3O8, y que se agotó, debido a que el quemado de los combustibles de óxidos ha llegado a su límite, y por consiguiente se realizó la nueva carga a base de siliciuro de uranio (U3Si2). Para ello se realizaron diferentes experiencias, entre ellas la calibración de potencia térmica.</p> <p>Estos combustibles de U3Si2 tienen mejores propiedades nucleares y mecánicas lo que permite generar mayor flujo neutrónico y mayor densidad de potencia, es decir se genera la misma potencia con núcleos más compacto, esto representa un menor costo operativo, además un flujo neutrónico más alto permite realizar otros procesos, como generar molibdeno por fisión o la producción de iridio para uso médico e industrial.</p> <p>Uno de los objetivos de la PES fue que el reactor alcanzara la potencia de operación de forma gradual, por ello se proyectó operar el reactor inicialmente a baja potencia por algunas horas, verificar que se cumplen con los límites de seguridad, luego del cual se incrementó secuencialmente la potencia realizando las verificaciones pertinentes, hasta alcanzar la potencia de operación.</p> <p>Las mediciones en los racks y la toma de datos en la consola para el balance térmico y análisis termohidráulico se realizaron en estado cuasi-estacionario, en intervalos menor o igual a una hora para reducir errores accidentales. A su vez en el sistema de adquisición de datos para las potencias dadas, las variables físicas como la temperatura llegaron a estabilizar en periodos aproximado en dos horas, después de que el sistema haya alcanzado el estado cuasi-estacionario. Esto permitió realizar la calibración de potencia mediante balance térmico, en la cual se relaciona la potencia térmica con la corriente de la cámara de marcha 4 del sistema de control del RP-10. Para la potencia térmica de operación de 6 MW del reactor RP-10, la corriente de la cámara de marcha 4 (ICM4) es de 0.198E-5 A. </p> <p>Manteniendo los criterios de seguridad, se demuestra que la potencia térmica con respecto a la corriente de la cámara de marcha 4, mantienen una relación constante para los diferentes niveles de potencia.</p>Wilder ArevaloGermán CáceresBraulio TiconaAlvaro AguirreAgustín ZunigaJavier QuispeGianfranco HuacchoVíctor Viera
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2022-02-162022-02-161715454Formación de operadores, mantenedores y utilizadores del reactor nuclear RP10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/153
<p>En el país no se disponía de especialistas nuevos que permitieran remplazar a trabajadores de los reactores RP-10 y RP-0, que saldrían por cuestiones de jubilación. Esta situación conspiraría principalmente con la falta de mantenimiento oportuno de los reactores y en consecuencia afectarían a la operación de los reactores orientados principalmente a la producción de radioisótopos cuyo impacto sería a la salud pública. Para enfrentar el problema se requirió identificar las causas principales y en base a ella mediante el marco lógico las causas principales eran la escasez de cursos en reactores nucleares en las universidades (academia); poco presupuesto para nuevas plazas (Estado); poca infraestructura adecuada para la enseñanza (infraestructura); y escaso interés de la juventud en aspectos de reactores nucleares (interesados).</p> <p>Para enfrentar el problema desde la responsabilidad de la dirección de Producción se preparó un programa de formación del personal en las instalaciones del reactor RP-10 utilizando las guías que dispone la agencia internacional de energía atómica (IAEA) bajo la denominación SAT (sistematic approach training), que consiste en cinco etapas: análisis (plantear las necesidades y las competencias), diseño (objetivos de capacitación), desarrollo (preparación de materiales), implementación (utilización de materiales) y evaluación (datos, mejoras). Para que tenga sostenibilidad la propuesta se convocó al CSEN, con la responsabilidad de implementar el programa propuesto, designar a los capacitadores, proporcionar local y logística necesaria, y finalmente emitir la certificación de los participantes para que les permita presentar a la autoridad técnica nacional para obtener la licencia. Se propusieron las materias, horas de teoría y prácticas, y contenidos para dos grupos de operadores los iniciantes (cursos para obtener su primera licencia) y seniors (para revalidad la licencia).</p> <p>Se finaliza presentando los resultados y las lecciones aprendidas de la experiencia realizada en la formación de iniciantes. Igualmente se concluye que: se debería reconocer que la formación de especialistas nucleares en operación, mantenimiento y utilización requieren de un periodo largo para adquirir las competencias requeridas (no menor a 3 años); se debería conectar los reactores nucleares (RP0, RP10) con las universidades; se debería consolidar con el CSEN el dictado de cursos relacionados con reactores nucleares a nivel de diplomado o maestría, eso facilitaría una permanente renovación del personal. En base al curso dictado se destaca que con la colaboración de todas las instancias la implementación de los cursos fue exitoso.</p>Agustin ZúñigaAngélica PradoGermán CáceresBraulio TiconaAlvaro AguirreWilder ArévaloJavier QuispeGianfranco HuacchoVictor Viera
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2022-02-162022-02-161715555Benchmark experimental durante la puesta en servicio del RP10 con elementos combustibles de U3Si2
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/154
<p>Durante la puesta en servicio del reactor de investigación RP10 con los nuevos combustibles de U3SI2, se obtuvieron diferentes datos experimentales sobre las experiencias llevadas a cabo en este proceso y que pueden ser utilizadas para validar los modelos de cálculo desarrollados.</p> <p>La validación de los modelos de cálculo está de acuerdo con el 4to. objetivo del Plan Estratégico Institucional 2020-2023, el cual es incrementar la producción de radioisótopos y servicios tecnológicos nucleares en beneficio de los sectores económicos, dado que ello permitirá optimizar el uso del reactor y predecir de manera más precisa los principales parámetros del reactor, al obtenerse valores calculados de dentro del margen de error de los valores medidos experimentalmente.</p> <p>El objetivo de este trabajo es validar el modelo de Monte Carlo del RP10 implementado con el código MCNP6, utilizando los experimentos de aproximación a crítico durante la puesta en servicio del RP10 con los nuevos elementos combustibles de U3Si2.</p> <p>El procedimiento seguido para el análisis de la experiencia de aproximación a crítico se basa en el adoptado por ICSBEP (International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project), el cual consiste en que a partir de la información disponible y del análisis de la misma, se estiman las incertezas de cada parámetro del reactor que afecta de algún modo al parámetro analizado. Se analiza el efecto de cada parámetro por separado y luego se los combina para obtener la llamada incerteza del Benchmark. La validación del modelo utilizado para el cálculo de efectos suele ser implícita y está dada por la obtención de valores calculados cercanos al valor experimental.</p> <p>Los valores calculados usando del modelo de Monte Carlo del RP10 están acuerdo con los valores medidos experimentalmente.</p>Alvaro AguirreWilder ArevaloGermán CaceresGianftanco HuacchoBraulio TiconaJavier QuispeAgustín ZúñigaVictor Viera
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2022-02-162022-02-161715656Análisis de accidente por inserción de reactividad del Núcleo N8b – U3si2 - RP-10
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/155
<p>El sistema de control y seguridad del RP10 debe tener características que son requerimientos normativos a cumplir a fin de que controle y lleve a parada segura el reactor, aun en condiciones accidentales, con combustibles U3Si2. Durante la puesta en marcha del reactor se postula una excursión de potencia crítica a causa de inserción de reactividad de $1.5/300ms.</p> <p>El combustible MTR U3Si2 (CNEA), al igual que U3O8 (NUKEM), tienen características nucleares (feedback) pero que con una mayor carga (densidad) de uranio debe ser estudiada en su capacidad de controlar el desarrollo del pico de potencia antes del inicio de la caída de barras de seguridad y control. Se determina el tiempo de retardo y velocidad de inserción de barras del banco de barras de seguridad para extinguir el pico de potencia por la inserción de reactividad de $1.5/300ms y en consecuencia se determina si el banco de barras de seguridad del RP10 reúne las condiciones calculadas.</p> <p>Para este estudio se utiliza el código de cálculo PARETV3 el que fue utilizado para estudiar los combustibles U3O8 en su primera configuración y núcleos de trabajo del RP10. Se utiliza como información relevante aquella contenida en el informe de seguridad con los combustibles U3Si2., e informes del núcleo N08b. Características, térmica de la aleación, geometría de los combustibles, coeficientes de realimentación por vacío de moderador, cambio de temperatura de agua, combustible, expansión térmica.,factor pico.</p> <p>Como resultado: Los tiempos de retardo de las barras deben ser menores a 60ms y velocidad de inserción como mínimo 1.2 m/s. Se determina sensibilidad en los resultados, variables tales como el factor pico de canal caliente, en 2.7 como máximo. Se resume en gráficos, la potencia, temperaturas y reactividad. La potencia máxima que se desarrolla es de 226Mw a los 0.8s. En ambos casos se desarrollan dos picos de potencia. La reactividad inducida por el vacío es importante pero no suficiente para el control del segundo pico de potencia y allí reside la importancia del inicio de inserción de la reactividad del banco de barras de seguridad.</p> <p>En conclusión: Los valores de tiempo de retardo hasta 60 ms y velocidad de inserción de 1,2 m/s, el banco de barras controla $1.5 insertadas en 300ms, Se presenta valores de periodo asintótico para inserciones desde $1.5 a $ 3 y estos son comparados con los resultados de U3O8 y data de reactores SPERT I.</p>Gerardo Lázaro Moreyra
Derechos de autor 2022 Gerardo Lázaro Moreyra
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2022-02-162022-02-161715757Validación de la prueba de endotoxinas bacterianas por el método GEL CLOT del componente para radiofármaco Medronato 6mg polvo para solución inyectable
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/156
<p>Parte del control de calidad para productos radiofarmacéuticos estériles exige la cuantificación de las endotoxinas bacterianas, su presencia superior al límite especificado en el producto terminado, puede provocar reacciones febriles, shock y muerte del paciente. </p> <p>La prueba de endotoxinas bacterianas, se utiliza para detectar y cuantificar las endotoxinas de bacterias gram negativas, una de las metodologías recomendadas en las farmacopeas es el método GEL CLOT, el cual se da mediante la reacción de coagulación y formación de un gel. </p> <p>El objetivo del presente trabajo es realizar la validación de esta metodología, demostrando que es adecuada para el uso previsto y que ofrece resultados confiables. Se realizó la validación del ensayo GEL CLOT para el componente para radiofármaco AMD, para ello se utilizó tres lotes de Medronato 6mg (AMD) polvo para solución inyectable, así como también del producto marcado con 99mTc, se realizaron las pruebas de confirmación de la sensibilidad del reactivo (0.03 UE/mL), se determina la máxima dilución válida (MDV), 1:1166.7 y el límite de endotoxinas < 35 UE/mL, en pruebas de inhibición y realce, se encontró que el producto no potencia ni inhibe el reactivo y se estableció la dilución de trabajo validada 1:512, el cual corresponde a aproximadamente a la mitad del MDV. En todas las operaciones del presente trabajo se utilizaron equipos calibrados y material despirogenados para cada una de las pruebas realizadas. Se concluye la validez del método en las condiciones establecidas para el CPR denominado Medronato 6 mg y es apta para su uso previsto.</p>Jobelith Ñañez
Derechos de autor 2022 Jobelith Ñañez
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2022-02-162022-02-161715858Validación del proceso de esterilización del radiofármaco Pertecnetato de Sodio Tc99m solución inyectable
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/157
<p>Se realizó la validación de un proceso de esterilización del radiofármaco Pertecnetato de sodio 99mTc solución inyectable, mediante calor húmedo con un sistema automatizado de control y administración de la autoclave instalada en el recinto de envasado de pertecnetato de sodio Tc-99m ubicado en el laboratorio No 35 de la Planta de producción de radiofármacos y radioisótopos. El objetivo del presente trabajo es tener pruebas documentadas que demuestren con alto grado de seguridad que el proceso de esterilización llevado a cabo en la autoclave Marca: DE LAMA, Modelo: DLOV/C, se encuentra instalada, operando y funcionando dentro de los parámetros de trabajo establecidos cumpliendo con el ciclo de esterilización predefinido. Previamente, se verificó el estado y funcionamiento adecuado de las instalaciones de la autoclave. La recolección de data se realizó con dataloggers. Se realizó la Calificación de operación con la distribución de temperatura en la cámara vacía (sin carga). La Calificación de desempeño en base a la calificación física con la distribución de temperatura en la cámara con carga y la calificación biológica en la cámara con carga completa, para la carga se empleó Pertecnetato de sodio Tc99m solución inyectable con baja actividad, en viales de 10 mL. Se realizó la prueba de penetración de calor y desafío biológico utilizando indicadores biológicos. En las condiciones experimentales se demostró estadísticamente que el proceso de esterilización por vapor en la autoclave para la calificación de desempeño las pruebas de penetración de calor y desafío biológico tiene un valor de Fo mayor a los 12 minutos de acuerdo a la USP 42, se establece el punto frio para la colocación del bioindicador, el cual, después de incubar dio negativo para el crecimiento bacteriano. Se concluye, que el proceso de esterilización cumple con las condiciones de esterilización especificados, en toda la distribución de la cámara de la autoclave, asegurando la esterilidad del Pertecnetato de Sodio Tc99m solución inyectable en las condiciones establecidas.</p>Miguel Vasquez
Derechos de autor 2022 Miguel Vasquez
https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
2022-02-162022-02-161715959Tres décadas de desarrollo del proceso radioquímico de obtención de Yodo-131 en la Planta de Producción de Radioisótopos y Radiofármacos a la actualidad
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/158
<p>La Planta de Producción de Radioisótopos – PPRR del IPEN, viene produciendo Iodo-131, un radiofármaco listo para usar desde el año 1989, por activación neutrónica del dióxido de teluro (TeO2) natural en el reactor nuclear RP-10. El objetivo de este trabajo, es dar a conocer todas las modificaciones de infraestructura, equipos y procedimientos radioquímicos realizados para implementar mejoras importantes en el proceso y rendimiento de la producción y disminuir la tasa de exposición de dosis del TOE (trabajador ocupacionalmente expuesto). La metodología empleada es comparativa describiendo la evolución de los procesos de producción, por el método argentino en 1989 por vía húmeda, pasando posteriormente por otras variantes como el método francés desde 1990 a 1993 y finalmente desde 1993 hasta la fecha, por el método húngaro por vía seca. La capacidad de producción anual en la instalación estudiada, se elevó en más de 10 veces, de 1154 GBq en 1990 a 7560 GBq en el 2009 y a 10846 GBq en 2019. En conclusión, la modificación más relevante se produce, al pasar de un proceso de producción por vía húmeda a vía seca, por el cual, el tiempo total de procesamiento actual es en promedio 6,5 horas, hasta el dispensado y empacado final, y la eficiencia del proceso es 95 ± 5%. Esta capacidad de producción, es el resultado de las mejoras realizadas en las instalaciones, optimizando el proceso de producción de modo gradual, durante las tres décadas consideradas en este estudio y especialmente en los últimos seis años para el cumplimiento y obtención en el 2018 de las Buenas Prácticas de Manufactura (BPM).</p>Jesús MirandaArturo PortillaMaria Benites
Derechos de autor 2022 Jesús Miranda, Arturo Portilla, Maria Benites
https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
2022-02-162022-02-161716060Implementación de Buenas Prácticas de Manufactura y la mejora de los productos manufacturados en una Planta de Producción de Radioisótopos
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/159
<p>En Perú, desde 1990, se cuenta con la Planta de Producción de Radioisótopos, en la cual se manufacturan los radiofármacos: ioduro de sodio (I-131) y pertecnetato de sodio (Tc-99m), los cuales son distribuidos a clínicas y hospitales para su empleo en la radioterapia y radiodiagnóstico de diversos tipos de cánceres; por ende, su uso conlleva a contribuir en la mejora de la calidad de vida de la población nacional. El objetivo de la investigación es determinar cómo influye la implementación de las Buenas Prácticas de Manufactura en los productos terminados en la planta de producción de radioisótopos. Para ello, se emplea un método de investigación explicativo considerando como población de estudio a todos los productos manufacturados en las líneas de producción de ioduro de sodio (I-131) y pertecnetato de sodio (Tc-99m) de los años 2017 y 2018. A fin de estandarizar los procesos de producción de ioduro de sodio (I-131) y de pertecnetato de sodio (Tc-99m), se efectúa la adquisición de equipamiento, cuya instalación optimizó las actividades para la obtención de los productos finales. Como parte del estudio, se corrobora que a través de las Buenas Prácticas de Manufactura se garantiza la inocuidad de los medicamentos, brindando un óptimo servicio a los clientes; además de permitir llevar a cabo procesos y operaciones de elaboración de forma eficaz y eficiente. Al contar con las buenas prácticas, se tiene un sistema de información confiable y oportuna sobre las principales variables que afectan el proceso productivo y por ende la calidad del producto; de esta forma, las Buenas Prácticas de Manufactura permiten el aseguramiento de la calidad y se convierten en una herramienta esencial para garantizar productos inocuos para el consumo humano.</p>Rocio Solis
Derechos de autor 2022 Rocio Solis
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2022-02-162022-02-161716161Certificación de las Buenas Prácticas de Manufactura y de Laboratorio, experiencia en la Planta de Producción de Radioisótopos del Centro Nuclear RACSO – IPEN
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/160
<p>En el Perú, el IPEN fabrica radiofármacos de forma industrializada, en la Planta de Producción de Radioisótopos, los cuales están clasificados y autorizados como medicamentos por ello debe cumplir y certificar en Buenas Prácticas de Manufactura (BPM) y de Laboratorio (BPL). Con este propósito, según el alcance, complejidad de los procesos y recursos disponibles se elaboró un Plan de Implementación de Buenas Prácticas de Manufactura y de Laboratorio que se inició en el 2014. Basándonos en la investigación cualitativa, revisión de disposiciones legales nacionales y supranacionales, se aplicó el método inductivo-deductivo para identificar, priorizar y planificar las actividades incluidas en el proceso de implementación de BPM y BPL. Estas actividades incluyeron la mejora del Sistema de Aseguramiento de la Calidad, organización y capacitación del personal, calificación de instalaciones y equipos, validación de los procesos que intervienen en línea de producción de líquidos no estériles (Solución Ioduro de Sodio I-131) y de líquidos estériles (Solución Inyectable de Pertecnetato de sodio Tc-99m y Samario Sm-153 Lexidronam). Adicionalmente, los métodos analíticos aplicados a los radiofármacos producidos en el IPEN tales como: pureza química, pureza radioquímica, identificación y pureza radionucleídica, ensayos microbiológicos de esterilidad, endotoxinas y límite microbiano fueron incluidos en la certificación de Buenas Prácticas de Laboratorio. La estabilidad a largo plazo se realizó bajo condiciones de la zona climática IVA. Como resultado de la ejecución y control del Plan de implementación y de la inspección realizada por DIGEMID en octubre 2018 se obtuvo la Certificación en Buenas Prácticas de Manufactura y de Laboratorio con una de vigencia de cinco años. La experiencia en la producción de radiofármacos desde el año 1989 y la incorporación de buenas prácticas aplicadas a medicamentos no radioactivos fueron elementos que facilitaron la implementación de los requisitos de la BPM y BPL en la fabricación y distribución de radiofármacos.</p>Delcy Castro Condori
Derechos de autor 2022 Delcy Castro Condori
https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
2022-02-162022-02-161716262Optimización de la miniplanta de producción automática de Tc-99m, utilizando nuevos adsorbentes
https://revistas.ipen.gob.pe/index.php/ict/article/view/161
<p>Se ha construido un equipo automático modular de producción de 99mTc basado en la técnica de extracción por solventes, empleando 99Mo de baja actividad específica, desde la disolución del MoO3 irradiado hasta la elución de 99mTc con actividad programada. No obstante, el uso de solventes orgánicos para separar el 99mTc y su eliminación por evaporación genera problemas de seguridad en el equipo, así como impacto ambiental por los desechos químicos producidos. El objetivo principal es el cambio del método de separación por uno de adsorción, optimizando el proceso de producción y disminuyendo los costos de fabricación y mantenimiento. Se empleó como adsorbente nanopartícula gamma alúmina de 5 nm (99.99% de pureza) y 80 nm (99.95% de pureza) adquiridos a Research Nanomaterials Inc con un área superficial especifica de 150 m2 /g y 58 m2 /g respectivamente. Como radiotrazador se usó 99Mo de 5 mCi/ml proveído por la planta de producción de radioisótopos, asimismo, los reactivos químicos: hidróxido de sodio, ácido nítrico, ácido clorhídrico, ácido acético, acetato de sodio y cloruro de sodio fueron de grado analítico. Se caracterizó los parámetros de la cinética de adsorción en ambas alúminas: punto de carga cero, coeficiente de distribución, cinética de adsorción, isotermas de adsorción y capacidad máxima de adsorción tanto bajo estudio estático como dinámico, empleando un detector HPGe del 70% de eficiencia relativa con resolución de 1,9 keV para medir la actividad del 99mTc y del 99Mo. La mayor adsorción de Mo en la gamma alúmina se produce a pH 4 cuya cinética sigue un comportamiento descrito por la reacción de pseudo-segundo orden requiriendo un tiempo de contacto de 300 s para una adsorción del 99%. En tanto, la distribución del Mo en la superficie del adsorbente es mejor descrita por la isoterma de Freundlich.</p> <p>La capacidad máxima de adsorción (CMA) bajo estadio estático se muestra en la siguiente tabla con un tercer adsorbente, alúmina acida, que se utiliza como control o referencia para comparar la adsorción de las nanopartículas y que es utilizado en los generadores de 99Mo/99mTc convencionales.</p> <p>En tanto, para estadio dinámico se obtiene un CMA de 140 mg Mo/g para gamma alúmina de 80 nm con eficiencia de elución de 99mTc del 80%. El rápido equilibrio de sorción del 99Mo, la selectividad hacia el 99Mo y la alta capacidad son poderosos atributos 64 del adsorbente nano γ-Al2O3 que se aprovecharían para la preparación de generadores de 99Mo/99mTc de actividad moderada utilizando el 99Mo de baja actividad específica.</p>Emily Vivanco CubaPablo Mendoza Hidalgo
Derechos de autor 2022 Emily Vivanco Cuba, Pablo Mendoza Hidalgo
https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
2022-02-162022-02-161716364