Examinando por Autor "Bazzana, Santiago"
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Ítem Acceso Abierto Análisis de la capacidad de producción de radionucleidos en el Reactor RA 10(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Lan, Luis Eugenio; Romero, Luis; Bazzana, Santiago; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan BeninsonDesde el 2010 la CNEA lleva adelante el proyecto de diseño del reactor multipropósito RA-10, uno de principales objetivos es la producción de radionucleidos de uso medicinal. Para tal fin, el reactor contará con dispositivos de irradiación para la producción de 99Mo, 192Ir y 177Lu. También contará con otras cuatro posiciones para la producción de otros radionucleidos (ORI). Las posiciones destinadas a la producción de 99Mo, 192Ir y 177Lu han sido analizadas detalladamente en las fases de ingeniería básica y de detalle del proyecto. No obstante el análisis realizado sobre las posiciones de ORI, se centró en cálculos de flujo y potencia depositada en los elementos estructurales correspondientes, relegando el estudio de capacidad de producción para etapas posteriores. El objetivo de este trabajo se centró en analizar cuál es la capacidad de producción del 188W y del 225Ac en el reactor RA-10, principalmente en las posiciones de irradiación correspondientes a ORI y en las posiciones de irradiación internas al núcleo. La selección de los radionucleidos a analizar se realizó luego de un estudio bibliográfico y con el asesoramiento de la División de Radioquímica Básica y Datos Nucleares perteneciente al Departamento de Investigación y Desarrollo en Radiofarmacia del Centro Atómico Ezeiza de la CNEA. Se tuvieron en cuenta las características del reactor tales como el espectro neutrónico en las diferentes posiciones de irradiación o los ciclos de operación del reactor, así también como características fisicoquímicas y radioquímicas de los radionucleidos generados, como por ejemplo usos de los mismos en la medicina nuclear, capacidad de ser generadores de otros radionucleido de interés o versatilidad de manipulación fisicoquímica. Los cálculos se realizaron utilizando el código ORIGEN-S, un código que permite obtener productos de activación neutrónica y términos de fuente radiante (espectro de neutrones y fotones) a partir de la irradiación de materiales que pueden estar compuestos por una mezcla de distintos elementos e isótopos. Para la validación del método de cálculo se simularon la activación de diferentes elementos bajo el flujo de las posiciones ORI y las posiciones de Ir medicinal/Lu y fueron comparadas con cálculos realizados en la ingeniería básica del proyecto RA-10. El análisis de producción determinó que el 188W alcanza la saturación de producción al 5to ciclo operación e irradiando 1 g en las posiciones de menor flujo se alcanzaría las actividades de un generador 188W aceptable. Para el caso del 225Ac no se puede generar una optima relación 225Ac/227Ac para el uso directo del 225Ac. La simulación de producción en las posiciones internas al núcleo del reactor logró mejores resultados para ambos nucleidos. Sin embargo sigue sin alcanzarse una óptima relación de 225Ac/227Ac.Ítem Acceso Abierto Análisis de métodos de reducción de varianza aplicados a cálculos de blindajes mediante el método Monte Carlo(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Mildenberger, Sebastian Alejandro; Bazzana, Santiago; Ramos, Ricardo Luis; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan BeninsonLas radiaciones ionizantes pueden alterar las estructuras químicas de las moléculas que forman las células de nuestro organismo con consecuencias nocivas. Una manera eficiente para el control de la exposición a la irradiación externa consiste en la interposición de blindajes de materiales adecuados entre las fuentes de radiación y las personas expuestas. El diseño de estos blindajes de radiación debe asegurar que la tasa de dosis que reciban las personas expuestas no ponga en riesgo su integridad y puedan desarrollar sus tareas de manera segura. Uno de los programas más utilizados en dicho cálculo es MCNP (Monte Carlo N-Particle), basado en los métodos numéricos Monte Carlo para simular el transporte de partículas en geometrías complejas. El programa permite modelar todo tipo de escenarios mediante la especificación de distintas geometrías, materiales, fuentes de radiación y ofrece diferentes maneras para estimar la tasa de dosis. Por otro lado, si bien los resultados obtenidos son más precisos que los conseguidos por otros métodos de cálculo, los tiempos implicados resultan muy altos. Para disminuir estos tiempos, el código implementa diferentes métodos de reducción de varianza que permiten enfocar el cálculo en alguna región del espacio modelado. Uno de los objetivos de este trabajo es el aprendizaje y uso de la herramienta MCNP, complementado mediante búsqueda bibliográfica relacionada al tema, como así también el estudio de los fundamentos teóricos de la dosimetría, cálculo de blindajes y métodos Monte Carlo. Para ello, a modo de inicializarse en cálculos de dosimetría mediante MCNP, se comparan diferentes formas que tiene este programa para calcular dosis absorbida por un fantoma debido a fotones. Se determinan y analizan los resultados de los cálculos de tasas de dosis, obtenidos a partir de la deposición de energía, y mediante la fluencia de partículas, junto con los factores de kerma correspondientes. El otro objetivo de este trabajo consiste en analizar diferentes herramientas relacionadas con la optimización de cálculos de blindajes de radiación. El estudio se enfoca en analizar la utilidad de los métodos de reducción de varianza, esquema de importancias, transformación exponencial y ventanas de pesos aplicados a un sistema con radiación gamma, y al estudio de su sensibilidad ante la modificación de los distintos parámetros que definen a cada uno. Los resultados obtenidos permiten determinar si existen diferencias significativas en las formas de obtener la tasa de dosis y comparar los métodos de reducción de varianza de modo de optimizar el tiempo de cálculo necesario para obtener resultados confiables.Ítem Acceso Abierto Desarrollo de una metodología de cálculo de transporte de radiación asociado a guías de neutrones(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Ibarra, Rebeca; Romero, Luis; Bazzana, Santiago; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan BeninsonEn conjunto con el desarrollo del Proyecto RA-10, un Reactor Nuclear Argentino Multipropósito que lleva adelante la Comisión Nacional de Energía Atómica, se produce el avance del Proyecto LAHN - Laboratorio Argentino de Haces de Neutrones. Este Laboratorio busca promover y desarrollar el uso de las técnicas neutrónicas en la comunidad científico-industrial argentina y de Latinoamérica que será capaz de brindar el RA-10 a través de distintos haces de neutrones térmicos y fríos. Estos haces de neutrones contendrán diversos instrumentos; entre los primeros ya establecidos para su futura instalación se encuentran un Tomógrafo de neutrones fríos denominado ASTOR - Advanced System for Tomogrphy and Radiography; un Escáner de Tensiones/ Difractómetro Multipropósito en una guía térmica, ANDES - Advanced Non- Destructive Evaluation Stress; un Reectómetro e instrumento de Small Angle Neutron Scattering (SANS), instalados en una guía de neutrones fríos. En su etapa nal, el LAHN espera poner en funcionamiento 14 instrumentos distintos en el hall de guías. El transporte de neutrones desde la fuente fría o térmica en el núcleo del reactor, se producirá mediante guías de neutrones, tubos de sección rectangular con paredes metálicas que funcionan como espejos neutrónicos, con las características físicas apropiadas según cada espectro de energía de estas partículas. De esta forma, los neutrones producidos en el núcleo del reactor podrán alcanzar el hall de guías (edificio contigüo al reactor, de unos 70 m de largo por 50 m de ancho) donde se encontrarán algunos de los instrumentos antes mencionados y los futuros. En este trabajo se propone establecer un método de cálculo para simular una guía de neutrones del RA-10, para lo cual se modela una guía neutrónica térmica típica con un blindaje convencional. Se implementan los códigos de transporte de neutrones McStas y TRIPOLI-4, ambos basados en técnicas Monte Carlo para su funcionamiento. Con el primero se simula la sección de guía que se estudia, así como la fuente de neutrones en la entrada de la misma. Se caracteriza la pérdida de neutrones a través de las caras de la guía, considerando distintos monitores que ofrece el paquete McStas. Con el segundo código de transporte, TRIPOLI-4, se simula esta pérdida a través de las caras y los materiales que componen tanto la guía como el blindaje. Se calcula la tasa de dosis equivalente en el hall de guías para neutrones y fotones. Se espera que los valores obtenidos no superen los límites establecidos por las Normas de la Autoridad Regulatoria Nuclear Argentina.Ítem Acceso Abierto Estimación del flujo adjunto a dos grupos de energía en el RA-1(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Mestre Ahumada, Guadalupe; Bazzana, Santiago; Benhaim, Alejandra; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan BeninsonEl presente trabajo fue desarrollado en el reactor de investigación argentino RA-1, en donde se obtuvieron perfiles de flujo adjunto a dos grupos de energía para una posición interna del núcleo del reactor. Se diseño y se utilizó un dispositivo posicionador para recorres la posición axial estudiada y realizar distintas mediciones. Se logró obtener un perfil de flujo térmico directo sin perturbar utilizando un detector tipo SPND previamente caracterizado en la zona de interés. Adicionalmente se estimó el cambio en reactividad provocado por una muestra de cadmio y por otra de uranio en función de la posición. También se lograron determinar valores de secciones eficaces macroscópicas de dicha muestras mediante simulación numérica utilizando MCNP5. Los perfiles de flujo adjunto obtenidos resultaron ser consistentes con valores esperados teóricamente y presentaron incertezas de alrededor del 14% en el rango térmico y del 18% aproximadamente para el rango rápido.