INSTITUTO DE TECNOLOGÍA NUCLEAR DAN BENINSON
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Ítem Acceso Abierto Diseño y caracterización de un nuevo blindaje neutrónico para la aplicación de BNCT en un modelo experimental de cáncer bucal en el reactor RA-3(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2012-12-11) Pozzi, Emiliano C. C.; Thotp, Silvia I.; Trivillin, Verónica A.; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEl presente trabajo final se realizó en el marco del proyecto multidisciplinario de BNCT como terapia para tumores, que desarrolla la CNEA, tendiente a realizar aportes en el marco de la investigación y del desarrollo tecnológico en el campo de la Salud, las Ciencias Biológicas y la Radiobiología. El grupo de investigación de la División Patología de la Radiación de la CNEA, ha demostrado previamente la eficacia terapéutica de distintos protocolos de BNCT para tratar el cáncer oral experimental en un modelo de cáncer bucal en la bolsa de la mejilla del hámster. En particular, para llevar adelante estudios en este modelo experimental en la Facilidad de la Columna Térmica del reactor nuclear RA-3 (FCCT), se construyó un blindaje de neutrones con el fin de irradiar la bolsa de la mejilla, minimizando las dosis en el resto del cuerpo del animal. Este blindaje permite la irradiación de un solo animal a la vez y, dada la tasa de uso que presenta, se consideró de interés poder irradiar más de un animal simultáneamente. El objetivo del presente trabajo fue diseñar y construir una versión optimizada del blindaje de neutrones existente para modelo de cáncer bucal en la bolsa de la mejilla del hámster, que permitiera irradiar más de un animal a la vez en la FCCT; y caracterizar el mismo para demostrar que las condiciones de irradiación son equivalentes en cada una de las posiciones relevantes definidas para cada animal. Teniendo en cuenta la caracterización del haz y los ensayos biológicos preliminares, se diseñó un blindaje para el cuerpo del animal en forma de caja rectangular con paredes dobles de acrílico, conteniendo entre las mismas un relleno ininterrumpido de 6 Li2CO3 (95% enriquecido en 6 Li) de aproximadamente 6 mm de espesor. La caja blindaje posee una tapa removible por donde se accede a su interior. Un par de pequeñas ventanas que interrumpen el blindaje en uno de los extremos de la caja, permiten ubicar las bolsas de la mejilla a irradiar sobre trampolines externos de acrílico donde se exponen al flujo neutrónico. La caracterización del blindaje demostró una equivalencia en el flujo de neutrones en las posiciones de irradiación relevantes desde el punto de vista del BNCT, y del modelo experimental de cáncer bucal de la bolsa de la mejilla del hámster. 6 De esta forma, se logró diseñar y construir un nuevo blindaje de neutrones que permite irradiar dos animales a la vez en la FCCT del RA-3. Esta nueva versión permitirá reducir el número de intervenciones que realizan los operadores con el sistema de irradiación, con lo cual se reducirán las dosis ocupacionales de los mismos al realizar estas experiencias.Ítem Acceso Abierto Optimización de métodos de control para la liberación del producto inyectable 18Fluordesoxiglucosa(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2013-01-04) Cantera, Paula Daniela; Cerizola, María Verónica; Paulo, Patricia Silva; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEste trabajo final consiste en una revisión de los métodos de control para la aprobación del producto inyectable 18Fluordesoxiglucosa. Los métodos de control tanto del producto terminado como de materias primas, insumos, procesos y controles ambientales en las celdas de producción, están orientados a la liberación paramétrica. Por eso la finalidad del presente trabajo es determinar los puntos críticos y ensayos que nos permitan especificar la calidad microbiológica del producto elaborado .El mismo se llevó a cabo en la división control de calidad de la Planta de Producción de Radioisótopos del Centro Atómico Ezeiza, Argentina, entre el Martes 27 de Noviembre y el Miércoles 11 de Diciembre del 2012.Ítem Acceso Abierto Caracterización de detectores de Germanio mediante Códigos Monte Carlo(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2014-08-19) Rossi, Mario; Cerutti, Gabriela; Arenillas, Pablo; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEn este trabajo se caracterizó un detector de Germanio coaxial que posee el Laboratorio de Metrología de Radioisotopos (LMR), mediante la utilización de Código Monte Carlo. Se trata de paquetes de software especialmente diseñados para trabajar en el área de la física de las radiaciones. La caracterización se realizó con fuentes puntuales según los procedimientos indicados en las publicaciones del tema. Finalizada esta etapa se pasó a simular una fuente extensa multi-gamma de un volumen de 500cm3, obteniéndose diferencias menores al 8% respecto de resultados experimentales. Paralelamente a la caracterización del detector, se realizó un testeo del uso de los códigos MCNP y PENELOPE logrando reproducir los resultados de un trabajo de intercomparación internacional entre laboratorios.Ítem Acceso Abierto Radiofármacos terapéuticos basados en 177Lu de peptidos análogos de colecistokinina/ gastrina de uso potencial de terapia radionucléidica de receptores peptidicos(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2014-08-19) López Bularte, Ana Clariso; Crudo, José Luis; Nevares, Noemí; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa radiomarcación de péptidos ha surgido como una herramienta de gran interes para el diagnostico y tratamiento de tumores. Los radiopéptidos análogos de Colecistoquinina/Gastrina estan siendo evaluados por su posible aplicación a la Terapia Radionucleídica de Receptores Peptídicos (PRRT) para el tratamiento de tumores que sobrexpresen el receptor CCK2R. Se evaluaron comparativamente, por primera vez a nivel internacional, 2 análogos cíclicos de Minigastrina, que se diferencian en la sustitución del aminoácido metionina por norleucina, el DOTA-cyclo-(Met)MG1 y DOTA-cyclo-(Nle)MG2, ambos radiomarcados con Lutecio-177 de producción local. Las purezas radioquímicas fueron 93,8% para 177Lu-DOTA-cyclo-MG1 y 99,1% para 177Lu-DOTA-MG2. El ensayo de internalización realizado en la linea celular A431(CCK2R+) evidenció la internalización de ambos análogos, 17,3% (177Lu-DOTA-cyclo-MG1) y 19,3% (177Lu-DOTA-MG2). La implementación de este ensayo constituye un aporte considerable en el desarrollo de radiofármacos de CCK/Gastrina basados en 177Lu para PRRT. Finalmente, el análisis dosimétrico y la evaluación de la eficacia terapéutica en un modelo animal apropiado determinarán la aplicación potencial de estos radiopeptidos a la PRRT .Ítem Acceso Abierto Evaluación y caracterización de la matriz vegetación para el Plan de Monitoreo Radiológico Ambiental del Centro Atómico Ezeiza(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2014-12-17) Capalbo, Noelia Soledad; Novello, Ariel; Almada, GabrielaEl trabajo se realizó en el marco del Plan de Monitoreo Radiológico Ambiental del Centro Atómico Ezeiza - CNEA. En el Plan de Monitoreose analizan diversas matrices ambientales con el fin de evaluar el impacto radiológico ambiental del Centro Atómico Ezeiza sobre sus alrededores. El objetivo del presente trabajo es la evaluación y la caracterización de los distintos tipos de la matriz vegetación, con la finalidad de analizar el impacto sobre el público y el ambiente, de las descargas atmosféricas de radionucleidos artificiales emitidas por las Instalaciones emplazadas en el Centro Atómico Ezeiza. Una vez determinados los tipos de matriz ambiental bajo estudio, se desarrollaran los protocolos adecuados para su toma de muestras y posterior análisis. La incorporación de la matriz vegetación al Plan de Monitoreo Ambiental, junto con las otras matrices ambientales estudiadas, contribuye a garantizarle a la población mediante evidencia objetiva, que los niveles de protección para las diferentes vías de exposición son los adecuados y que han sido correctamente verificados, cumpliendo exitosamente con las normas referidas a la seguridad radiológica y nuclear exigidas por el Organismo Regulador Competente, siendo en nuestro caso, la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN).Ítem Acceso Abierto Proyecto de acreditación del laboratorio de dosimetría personal y de área. Dificultades encontradas y mejoras obtenidas(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2014-12-18) Rojas, Andrea G.; Resnizky, Sara M.; Carballido, Mario J.; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEl Laboratorio de Dosimetría Personal y de Área (DPA) perteneciente a la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) tiene a su cargo las mediciones dosimétricas en el ámbito ocupacional y ambiental. Desde su creación documenta las técnicas de ensayo, mantiene registros de las actividades realizadas y los resultados emitidos como una necesidad de ordenar su trabajo. Siendo la calidad un tema siempre presente en la institución, se ha impulsado desde su presidencia, la implementación de Sistema de Gestión de la Calidad especialmente en laboratorios e instalaciones. Alineado con esta política, el laboratorio DPA viene implementando los requisitos de la Norma ISO/IEC 17025 “Requisitos generales para la competencia de los laboratorios de ensayo y de calibración”, con el objetivo de lograr la Acreditación del laboratorio por el “Organismo Argentino de Acreditación”. En el presente trabajo se describen las distintas etapas por las cuales atravesó el laboratorio en referencia a su Sistema de Gestión de la Calidad, desde su creación hasta la acreditación de su primer técnica de ensayo considerando las dificultades encontradas y las mejoras obtenidas.Ítem Acceso Abierto Comparación de dos radiofármacos, 177Lu-EDTMP y 177Lu-DOTMP, de pontencial uso en terapia paliativa del dolor provocado por métastasis óseas(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2014-12-18) Trotta, Marisa Virginia; Crudo, José Luis; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEl principal síndrome asociado a la metástasis ósea es el dolor, que se manifiesta de forma frecuente y que es muy difícil de tratar. Se han obtenido resultados alentadores con radiofármacos emisores β- con afinidad por el tejido óseo. El objetivo de este trabajo es la comparación de dos radiofármacos de potencial uso para terapia paliativa del dolor provocado por metástasis ósea. Ambos radiofármacos se basan en la marcación de bifosfonatos con 177Lu de baja actividad específica. Los quelantes que se estudiaron son el EDTMP y el DOTMP. Se analizó la pureza radioquímica, la estabilidad del compuesto, se estudio la biodistribución en distintos modelos animales y se extrapolaron los resultados a humanos con el propósito de poder evaluar las dosis y los riesgos de radiotoxicidad. Los radiofármacos estudiados se obtuvieron con elevada pureza radioquímica, se comprobó una rápida y significativa captación en hueso y una rápida eliminación en orina. La extrapolación dosimétrica al modelo humano mostró que las dosis más altas son recibidas por las células osteogénicas para ambos radiofármacos y se determinó que el órgano limitante de dosis es la médula ósea, con una dosis umbral de 200 cGy, observándose un 36 % de incremento de dosis para 177Lu-DOTMP con respecto a 177Lu- EDTMP. La máxima actividad tolerable (MAT), es decir la máxima actividad que no produce mielotoxicidad en hombre y mujer adultos es 37,3 y 46,2 MBq/kg para 177Lu-EDTMP y 24,7 y 30,6 MBq/ Kg para 177Lu-DOTMP. Los estudios clínicos mostraron una respuesta favorable a la terapia, el dolor comenzó a disminuir en la primer semana de tratamiento y la disminución completa se produjo entre la sexta y séptima semana post- inyección del radiofármaco.Ítem Acceso Abierto Implementación de técnicas separativas de Ra-226 y posterior detección por Centelleo líquido y Espectrometría de masas de alta resolución(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2016-12-15) Bavio, Marta A.; Cerchietti, M. Luciana; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa presencia de elementos radiactivos en la naturaleza es una realidad que no debe asustar a nadie, al contrario, debe ser motivo de interés y estudio respetuoso y continuo para conocerlos, poder medirlos, manipularlos y utilizarlos incluso para nuestro beneficio en distintos aspectos de la vida cotidiana. Así lo ha sido desde los comienzos de la Comisión Nacional de Energía Atómica y como parte de esta institución y por su interés y necesidad, además de como corolario de la Especialización en Radioquímica y Aplicaciones Nucleares, se planteó el estudio de un particular radioisótopo, el Ra-226. El Ra-226 es un isótopo radiactivo del Radio, presente en la naturaleza en forma natural debido al decaimiento de su madre, el U-238. Existen otros isótopos que se generan por otras cadenas de desintegración pero el trabajo está centrado en el isótopo 226 en particular ya que es el que tiene una persistencia mayor en la Tierra que los otros y por su impacto biológico es considerado muy dañino y al cual se lo debe monitorear, cuantificar y de ser necesario aislar de las fuentes naturales. Por la naturaleza de la actividad nuclear de la institución, con principal énfasis en el uranio y su ciclo de combustible, la presencia de Radio en los sitios de trabajo se debe monitorear. Para ello la institución cuenta con los recursos humanos necesarios y respecto de las técnicas de detección, actualmente se utiliza una metodología estándar, de referencia para el OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica) pero que requiere mucho tiempo de preparación y manipulación de muestra. En este trabajo se propone estudiar al Radio, entender su importancia en la vida humana, como un posible contaminante radiactivo. La revisión bibliográfica llevó a conocer los distintos tipos de métodos existentes para aislarlo, preconcentrarlo y poder medirlo. Utilizando todos los medios disponibles en la casa, instrumentales y materiales, este trabajo se basó en plantear un método rápido y simple para la separación y detección del Ra- 226, evaluando las ventajas y desventajas de las distintas alternativas. La separación se llevó a cabo utilizando dos metodologías, la co-precipitación con sulfato de bario y la separación por columna de intercambio catiónico. La co-precipitación tuvo una recuperación de 80-85% y la columna una recuperación de 95-99% en muestras sintéticas. Ambos métodos consumen alrededor de 7-9 hs (1 día si se evapora la muestra). La detección se realizó por centelleo líquido (LSC) para el caso de la co-precipitación, con tiempos de mediciones de 3 hs y por Espectrometría de Masas de Alta Resolución por Plasma Acoplado Inductivamente (HR-ICPMS), con tiempos de 3 minutos por muestra, para las muestras separadas por columna. Se obtuvieron Mínimas Actividades Detectables (MDA) de 0,018 Bq.L-1 para el método de co-precipitación y detección por LSC y 0,092 Bq.L-1 para la 8 separación por columna pero con detección por HR-ICPMS. Este último método es una alternativa novedosa para la Casa, simple y rápida para la determinación de Ra-226 en muestras ambientales contaminadas. Las variables importantes a optimizar para mejorar las MDA son el tiempo de medición y volumen de muestra. Además la naturaleza de la muestra es crítica en la selección del pretratamiento más adecuado según los posibles interferentes, que condicionan la técnica de detección a utilizar. En este trabajo se puso énfasis en el desarrollo de la técnica HR-ICPMS y demostrada la existencia de interferentes en la cuantificación, se plantea a futuro agregar y optimizar una segunda etapa de separación para aumentar la selectividad del método para el Radio, así como también agregar el isótopo Ra-228 a la detección por su importancia desde el punto de vista de la protección radiológica.Ítem Acceso Abierto Estudio de las aplicaciones del Ga68 en radiofarmacia, prodecimientos de producción y controles de calidad(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2016-12-19) Solano Carranza, María Paz; Cerizola, Verónica; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa tomografía por emisión de positrones (PET) es una técnica de diagnóstico por imagen que emplea radiofármacos emisores de positrones. La elaboración de los radionucleídos más utilizados en la actualidad en PET, se realiza por medio de ciclotrones. La gran mayoría de estos radiofármacos que son utilizados para diagnóstico son de período de semidesintegración muy corto y desafortunadamente no todos los centros médicos tienen las posibilidades económicas de tener un ciclotrón para la producción de estos radioisótopos. Existe la posibilidad de la utilización de generadores, lo que hace posible el acceso a diversos radiofármacos en centros PET sin ciclotrón, promoviendo los estudios PET y haciendo posible el esparcimiento de la técnica. El objetivo de éste trabajo es el análisis de la producción de Galio-68 por medio de generador de Ge68/Ga68, los métodos de control de calidad que se le aplican y en qué casos clínicos es empleado , ya que ha llegado a ser de gran interés clínico para obtención de radiofármacos emisores de positrones.Ítem Acceso Abierto Efectos de la irradiación sobre un biomaterial compuesto(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2018-12-05) Ciávaro, María Nazarena; Del Groso, Mariela F.; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonUn biomaterial es una sustancia natural o sintética que al ponerse en contacto con un tejido vivo no debe provocar daño o alteración pero debe mantener su efectividad mecánica y biológica. Los biomateriales se implantan con el objeto de remplazar o restaurar tejidos vivientes y sus funciones. La importancia de los mismos radica en que restauran funciones de tejidos vivos y órganos en el cuerpo. El polietileno de alta densidad (HDPE) además de ser un biomaterial puede aplicarse al campo medicinal y, según su peso molecular y estructura espacial, es apto en general para aplicaciones donde se requieran elevadas prestaciones mecánicas ya que es tolerable biológicamente por el organismo. Por otro lado, la hidroxiapatita (HA) se caracteriza por ser bioactiva ya que induce la difusión de células de tejidos circundantes a través de la interfase implante-tejido mejorando la fijación del biomaterial. Basados en estas características de ambos materiales es que se propone utilizar un material compuesto por polietileno e hidroxiapatita (HDPE-HA) como biomaterial, para luego evaluar cómo afecta la irradiación gamma a dicho compuesto. El compuesto fue elaborado por extrusión en el laboratorio de polímeros del CAE. El mismo está formado por una matriz polietilénica de alta densidad [HDPE] y una carga de hidroxiapatita sintética cristalina [HA]. El producto extruido fue termoformado por moldeo por compresión a fin de producir planchas rectangulares. Luego, las planchas fueron cortadas en forma de probetas. Posteriormente, las mismas fueron envasadas en vacío y en presencia de aire y finalmente se irradiaron con dosis de (0; 40; 100) kGy a temperatura ambiente, con radiación gamma proveniente de una fuente de 60Co en la planta semi-industrial (PISI) del Centro Atómico Ezeiza. El plan de trabajo consiste en evaluar las propiedades mecánicas de tracción (módulo elástico, resistencia a la tracción, tensión a la rotura) y microdureza, las propiedades térmicas 4 mediante DSC, y los efectos de la irradiación sobre el material compuesto en presencia y en ausencia de aire mediante FTIR.Ítem Acceso Abierto Estudio sobre la producción de LU-177 en el reactor RA-3 del Centro Atómico Ezeiza(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2018-12-05) Viqueira, Maximiliano Federico; Siri, Sandra; Fornaciari Iljadico, M. Celeste; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa aplicación de radioisótopos a lo largo de los años en diversas áreas de la ciencia ha contribuido a un avance significativo en los logros alcanzados por ella, particularmente en ámbitos como investigación, industria, tecnología y en especial en el campo de la medicina. La Argentina se encuentra dentro del grupo de países con capacidad tecnológica para la producción de radioisótopos, y ha venido realizando estudios y desarrollos que la ubican en una posición destacada en esta actividad. La Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), con su reactor de investigación y producción RA-3 y su ciclotrón de producción, emplazados en el Centro Atómico Ezeiza (CAE), abastece desde hace más de 50 años al mercado local con la mayor parte de los radioisótopos empleados en el país, y genera saldos exportables, lo cual la posiciona como pionera y referente a nivel local, con reconocimiento internacional. Gran parte de este reconocimiento viene dado por la amplia difusión de las aplicaciones de radioisótopos para mejora de la salud humana, con el aporte significativo a la calidad de vida de la sociedad que esto representa. Las aplicaciones de las radiaciones en beneficio de la salud comienzan desde el mismo descubrimiento de los rayos X, en 1895, por el físico alemán Wilhelm Konrad Roentgen. Poco tiempo después comenzaron las primeras aplicaciones terapéuticas de estos rayos, las que continuaron con el descubrimiento de los efectos producidos por los radioisótopos descubiertos por Marie Curie, y siguen hasta nuestros días. La demanda de radioisótopos de uso terapéutico se encuentra en crecimiento. Entre ellos, el Lu-177 se presenta como uno de los más promisorios dadas sus propiedades características. Diversos desarrollos se han realizado en el Centro Atómico de Ezeiza, con miras a la realización de ensayos con radiofármacos para tratamiento de diversas patologías. Es intención de este trabajo colaborar para lograr información pertinente que permita llevar la obtención de Lu-177 a escala de producción rutinaria en el reactor RA-3 del Centro Atómico Ezeiza.Ítem Acceso Abierto Resolución y optimización de Sistemas Radioanalíticos Complejos en Espectrometrías Alfa y Gamma mediante métodos Quimiométricos(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2019-03-06) Morzan, Ezequiel M.; Fornaciari Ijadica, María Celeste; Siri, Sandra; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa Quimiometría se puede definir como una disciplina química que utiliza métodos matemáticos y estadísticos empleando la lógica formal para diseñar o seleccionar procedimientos de medición óptimos o experimentos, para proveer la máxima información química relevante mediante el análisis de datos y para obtener información acerca del sistema químico bajo estudio. Los procedimientos matemáticos para el procesamiento de datos multidimensionales son algoritmos que permiten el análisis de los datos en base a un determinado modelo matemático. En este trabajo se evaluaron diferentes estrategias de obtención de datos multidimensionales a partir de información instrumental proporcionada por dispositivos de medición radioanalíticos como son la espectrometría alfa y gamma. A partir de los espectros se lograron conseguir datos de distintos órdenes instrumentales, luego se exploraron las potencialidades de diversos algoritmos quimiométricos para el análisis de muestras complejas de composición variada. En el capítulo 2 se muestra el desarrollo un software GammaCal 2.0 concebido para simplificar, automatizar y dinamizar la etapa de tratamiento de datos en mediciones rutinarias de espectrómetros gamma. Este programa permite cargar reportes generados por el GammaVision o adquirir datos desde una planilla de Excel, realizar automáticamente la calibración pudiendo cambiar el grado del polinomio del ajuste, poder tratar una gran cantidad de muestras rápidamente y de forma simultánea y además calculando las contribuciones a la incertidumbre de cada una de las fuentes y la incertidumbre total combinada de cada uno de los resultados. En el capítulo 3 se desarrolló un algoritmo matemático basado en herramientas quimiométricas de primer orden para modelar espectros alfa con distinto grado de ensanchamiento por auto-absorción. Este algoritmo permite la cuantificación de señales de espectrometría alfa severamente interferidas por otros radioisótopos, permitiendo la posibilidad de determinar composición isotópica de uranio y cuantificar mezclas de distintos radioisótopos presentes en una misma fuente. En el capítulo 4 se aplican diferentes metodologías de segundo y primer orden para la resolución de interferencias espectrales (obtenidas mediante espectrometría gamma) entre el 177Lu y el 177mLu. Esto habilitó la determinación conjunta de ambos radionucleidos. Luego, con la información obtenida se realizó una optimización semi-empírica multivariable en combinación con la función de deseabilidad para conseguir las condiciones óptimas para la producción de 177Lu para su empleo en radiofarmacia.Ítem Acceso Abierto Diseño y optimización de un método radioquímico para determinar Pb-210, Bi-210 y Po-210 en muestras complejas de interés nuclear ambiental(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2019-03-06) Martín, Silvana; Servant, Roberto; Cerchietti, Luciana; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLos radionucleidos Plomo-210, Bismuto-210 y Polonio-210 son descendientes de la cadena de desintegración del Uranio-238. Su actividad natural presente en la corteza terrestre puede verse aumentada por el accionar del hombre a través de diferentes actividades. El análisis de estos radionucleidos en muestras ambientales es de interés tanto para evaluar el impacto radiológico como así también, la dinámica de los procesos ambientales donde actúan como trazadores. Durante este trabajo se avanzó en el diseño y la implementación de un método radioquímico para la cuantificación de Pb-210, Bi-210 y Po-210 en muestras geológicas complejas para su aplicación a niveles de interés ambiental. El desarrollo abarcó las etapas de caracterización y pretratamiento de las muestras, coprecipitación seguida de separación radioquímica mediante columnas de extracción comerciales (Sr-resin Eichrom®) y posterior medición por Centelleo Líquido (LSC, por sus siglas en inglés Liquid Scintillation Counting). El desarrollo involucró el empleo de la Fluorescencia de rayos X (FRX) en dos modalidades, la dispersiva en longitud de onda (WDXRF) y la de reflexión total (TXRF), la Espectroscopía de Absorción Atómica (AA) y la Espectrometría de Masas por Plasma Inductivamente Acoplado (ICP-MS) para la caracterización de las muestras sólidas y en solución. El análisis elemental inicial, indicativo del tipo de matriz a tratar, permitió tomar decisiones en cuanto al proceso de digestión de las muestras y a las interferencias más relevantes en el proceso de separación radioquímica y posterior medición por LSC. Los ensayos con soluciones simuladoras de matriz y estándares de plomo y bismuto estable se aplicaron a la optimización de los eluyentes y sus volúmenes a lo largo del trabajo, así como al estudio de los efectos de la matriz en el proceso de separación radioquímica. Como parte importante de la optimización del método se realizó la calibración del contador de centelleo líquido. En una primera etapa, utilizando fracciones de Pb-210, Bi-210 y Po- 210 obtenidas mediante separación radioquímica a partir de una solución estándar de Pb- 210 y luego mediante la medición de muestras sintéticas y reales contaminadas. Se aplicó el método de la doble ventana, estableciendo el factor de superposición o tailing, entre el Bi- 210 y el Pb-210. Conjuntamente, se calibró el contador de tal manera de medir alfas y betas. Se establecieron las eficiencias de medición, el conteo medio del fondo en cada región de interés y se calculó el rendimiento químico para Pb-210 discutiendo su variabilidad y haciendo énfasis en el uso de un trazador estable potencialmente medido por ICP-MS o TXRF.Ítem Acceso Abierto Diseño de un nuevo método analítico empleandola flouorescencia de rayos X con aplicaciones en el control ocupacional del sector nuclear(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2019-03-07) Gonzalez, Florencia; Cerchietti, M. Luciana; Custo, Graciela S.; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonArgentina es un país nuclear, pertenece al selecto grupo que maneja el Ciclo del Combustible Nuclear y posee centrales nucleares en funcionamiento y en vías de fabricación. La industria nuclear es una de las actividades más controladas en cuanto a la calidad de vida del trabajador como así también su impacto en el medio ambiente. Por otro lado, las ventajas analíticas de la Fluorescencia de Rayos X (FRX), le permite estar presente en cada una de las etapas del Ciclo de combustible nuclear, desde la búsqueda de uranio, hasta la fabricación de elementos de combustibles y la construcción de reactores de potencia e investigación. La caracterización de muestras geológicas, la determinación elemental en componentes estructurales del combustible nuclear, los ensayos químicos vinculados con muestras ambientales y efluentes, los ensayos no destructivos de nuevos materiales y aleaciones especiales, entre otras aplicaciones. Dentro de las tareas más relevantes de la Comisión Nacional de Energía Atómica y de la Autoridad Regulatoria Nacional (ARN), se encuentran el monitoreo ambiental y el monitoreo ocupacional. En este trabajo se propone el uso de la Fluorescencia de Rayos X por Reflexión Total (TXRF), una de las metodologías más actuales de FRX, en el control ocupacional de trabajadores expuestos a uranio. Aprovechando las cualidades tecnológicas actuales y las ventajas analíticas de la TXRF, se propone la determinación de uranio en orina, de manera rápida, con mínimo volumen de muestra y de parámetros analíticos adecuados para el monitoreo ocupacional en caso incidental de incorporación de uranio.Ítem Acceso Abierto Radiofármacos de 99mTc: Biodistribuciones alteradas observadas por interacciones farmacológicas o patologías preexistentes en el paciente(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2019-03-08) Córdoba, Natalia; Rabiller, Graciela; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonUn radiofármaco es un producto medicinal con fines clínicos que, cuando está disponible para su empleo, contiene uno o más radionucleídos. Al ser administrados en el paciente son de utilidad para el diagnóstico y tratamiento de diversas patologías. En general, la localización depende de la molécula marcada y la detección o el efecto terapéutico dependen del radionucleído. La Medicina Nuclear es una especialidad médica que permite realizar diagnósticos y tratamientos mediante la utilización de los radiofármacos, los cuales se administran al paciente a través de diferentes vías, la más utilizada es la vía intravenosa. Los radiofármacos que se emplean para diagnóstico se administran en dosis mínimas, por lo que no tienen acción farmacológica y, en general, no tienen efectos secundarios ni reacciones adversas graves. Una vez que el radiofármaco se inyecta en el paciente se distribuye y, mediante diferentes mecanismos, se localiza en un sistema, tejido u órgano. La distribución de este radiofármaco es detectada por un equipo detector de radiación y almacenada digitalmente. La información es procesada obteniendo imágenes de todo el cuerpo u órgano en estudio. Estas imágenes, a diferencia de las obtenidas en radiología, son imágenes funcionales y moleculares, es decir, muestran cómo están funcionando los órganos y tejidos explorados o revelan alteraciones de los mismos a un nivel molecular. En el desarrollo de cualquier estudio de Medicina Nuclear, además del conocimiento de los mecanismos de localización de los radiofármacos empleados, es necesario tener presente las posibles interacciones que podría tener el agente diagnóstico, que puedan dar lugar a alteraciones en la biodistribución del mismo. Estas interacciones provocan variaciones en el camino metabólico del radiofármaco, pudiendo incluso dar lugar a falsos positivos o negativos, y llevar a un diagnóstico erróneo. Existen varios factores que se asocian al uso de los radiofármacos y pueden afectar la biodistribución. Se describen cinco categorías: - Factores asociados con la preparación y la formulación del radiofármaco - Factores causados por procedimientos médicos - Factores causados por la técnica de administración y tiempo de realización del estudio - Factores causados por la fisiopatología del paciente y los cambios bioquímicos asociados - Factores asociados por interacción con fármacos.Ítem Acceso Abierto Aspectos regulatorios en el uso de Radioisótopos emisores de partículas Alfa en los tratamientos oncológicos(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2020) Jiménez Amorós, Adriana; Pozzi, Oscar; López, Ana Clarisa; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonEl uso de los radiofármacos terapéuticos (RPT) por sus siglas en inglés se define por el suministro de átomos radiactivos a objetivos asociados a tumores. La radiofarmacia terapéutica es una modalidad que viene siendo usada desde hace muchas décadas para el tratamiento del cáncer, que ofrece varias ventajas sobre otros enfoques terapéuticos existentes como el uso de radiación externa. Argentina ha sido uno de los países pioneros en el mundo en tener centros de medicina nuclear y uno de los primeros lugares donde se realizaron tratamientos con radioisótopos en humanos, esto gracias a un proyecto conjunto con del Departamento de energía de U.S.A. bajo el programa Átomos para la Paz para el diagnóstico y tratamiento de bocio endémico con iodo-131 en Mendoza [Stanbury, 1956]. Los primeros estudios para el tratamiento de hipertiroidismo con I-131 comenzaron en 1941 en el Massachusetts General Hospital de U.S.A. [Hertz, 1964], ya en 1949 en el Royal Cáncer Hospital (Londres, UK) se escalaron las dosis a valores entre 50-230 [mCi] en pacientes que tenían tumores inoperables de cáncer diferenciado de tiroides con metástasis, que básicamente eran mortales [Smithers, 1951]. Desde esos inicios hasta ahora como se ira explicando a lo largo de este trabajo se ha recorrido un largo camino donde se desarrollaron más radioisótopos y muchos radiofármacos. Hasta llegar actualmente a los radioisótopos emisores de partículas alfa cuya regulación es el objetivo del presente trabajo.Ítem Acceso Abierto Estudio y optimización del flujo de trabajo para el cuarto de radiofarmacia del futuro laboratorio nacional de imagenología preclínica (LANAIP)(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2021-06-18) Rojas Carvajal, Santiago Augusto; Rogulich, Lucila; Pozzi, Emiliano; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLa medicina nuclear es una especialidad de la medicina en la que se utilizan radiotrazadores o radiofármacos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades. La rama de estudio que incluye el diagnóstico de imágenes se ha convertido con el correr de los años en una herramienta esencial para el estudio de la progresión de enfermedades y la respuesta a terapias, entre otras aplicaciones, valiéndose de la biodistribución de nuevos fármacos como herramienta que posibilita el uso de técnicas diagnósticas o terapéuticas. En este sentido, con el espíritu de contribuir con nuevos conocimientos en dichas áreas, la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) adquirió una plataforma trimodal dedicada a imagenología de pequeños animales y dio origen al Laboratorio Nacional de Imagenología Preclínica (LANAIP). La puesta en funcionamiento de esta instalación y sus capacidades requiere, entre otras cosas, la evaluación radiológica de las locaciones asociadas, a fines de cumplimentar con los requerimientos impuestos por la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN). En el presente trabajo, se realizó en primera instancia un análisis y propuesta para la gestión del servicio bajo la modalidad de microPET. Este estudio, incluyó la presentación y evaluación de dos esquemas temporales de trabajo, la determinación de la actividad óptima a solicitar al proveedor para cubrir las necesidades de un día de operación del laboratorio y el estudio de la distribución más adecuada desde el punto de vista radiológico para las fuentes que se alojarán dentro del cuarto de radiofarmacia. En una segunda etapa, se procedió con la evaluación dosimétrica del cuarto de radiofarmacia que integrará las instalaciones del LANAIP. Se calculó la dosis ambiental anual para trabajadores ocupacionalmente expuestos y para público en el interior y en los alrededores del cuarto, y se estimó también la dosis por operaciones que recibiría el técnico a cargo de las tareas que componen la rutina de un día de operación del servicio. Se incluyó un estudio de optimización de blindajes en los puntos que se alejaban de las restricciones. Los resultados obtenidos en este trabajo proporcionaron información preliminar que permitirá perfeccionar los detalles y consideraciones para la evaluación de seguridad a presentar ante la Autoridad Regulatoria Nuclear durante la etapa de licenciamiento de la instalación.Ítem Acceso Abierto Diseño y síntesis de radiofármacos: Métodos Mecano-Cuánticos aplicados a la optimización de la interacción agente quelante - radioisótopo(Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan Beninson, 2021-06-18) Gramajo Feijoo, Marcelo E.; Pozzi, Oscar; Nevares, Noemi; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia Área Académica. Gerencia Instituto Dan BeninsonLos inhibidores de PSMA, así como todo radiofármaco, presentan tres “zonas” bien definidas en su estructura molecular. El agente quelante utilizado actualmente en la molécula comercial PSMA-617 es el ácido 1,4,7,10-Tetraazaciclododecano-1,4,7,10-tetraacetico (DOTA). DOTA es un derivado del macrociclo “cyclen”, en donde los cuatro grupos amino secundarios se modifican mediante la sustitución de los grupos N-H por grupos N-CH2CO2H. El resultado es un agente quelante de alta afinidad por los cationes di y trivalentes de menor radio iónico que el 225Ac-225+3 Sin embargo, estudios preliminares indican que es conveniente ynecesario desarrollar agentes quelantes más específicos para 225Ac+3 a fin de proveeral radiofármaco de mayor estabilidad biológica y disminuir aún más la posibilidad de tener emisores alfa liberados en el torrente sanguíneo como ser 225Ac+3 libre y sus productos de decaimiento, los cuales, eventualmente, darán lugar a irradiación en tejidos sanos. De esto se desprende que el “background” de conocimiento al día de la fecha en lo que respecta a la Química de Coordinación de 225Ac+3 con agentes quelantes cíclicos y acíclicos es de suma importancia a la hora del diseño y síntesis de radiofármacos marcados con 225Ac+3 altamente específicos para distintos tipos de cáncer. El objetivo del presente trabajo es llevar a cabo un estudio del “state of the art” en lo que respecta a la interacción “Agente Quelante – Radioisótopo” a fin de comenzar a sentar las bases de futuros ensayos de diseño y síntesis de radiofármacos a llevarse a cabo en la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA). Estos radiofármacos serán similares al análogo comercial 225Ac+3 - PSMA- 617 de manera tal que, al igual que este último, presente la capacidad de unirse al sitio activo del receptor PSMA, el cual solo se encuentra en células tumorales prostáticas. Para ellos se llevó a cabo un “research” de la literatura científica respecto al tópico planteado anteriormente, es decir, haciendo foco de manera pormenorizada en la zona III del radiofármaco (Agente Quelante). En base a la información obtenida, se analizaron los pasos a seguir y propusieron tareas orientadas a las necesidades de temas a cubrir dentro del Proyecto Alfa.Ítem Acceso Abierto Estudio de nuevas aleaciones de Zirconio-Niobio para la construcción y reemplazo de componentes internos de reactor(Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson, 2022) Marchena, Martín Hernán; Fortis, Ana MaríaLos reactores PHWR (tipo Atucha), contienen un elevado número de componentes internos fabricados en Zircaloy-4. Estos internos constituyen componentes únicos que no tienen un equivalente en los reactores tipo PWR o BWR. Debido a distintos procesos de degradación detectados durante la historia operativa, se ha postulado el potencial reemplazo del Zircaloy’4 por otras aleaciones de zirconio. En esta tesis se presenta el análisis realizado sobre varias de estas aleaciones, desde el punto de vista del daño por radiación y la fragilización por hidrógeno. Durante la primera etapa de esta tesis se analizaron los datos de bibliografía sobre las posibles aleaciones candidatas y se realizaron cálculos de las condiciones de irradiación tomando como caso testigo un canal combustible central. En una etapa posterior se simuló el daño por radiación por medio de experimentos de irradiación con iones a altas fluencias; y se estudió el efecto del agregado de hidrógeno como factor fragilizante. Los efectos combinados de daño por radiación e hidruración se evaluaron por medio de técnicas micromecánicas y difracción de rayos X. También como parte de esta tesis se analizó el posible reemplazo de técnicas mecánicas tradicionales por otras que permitan minimizar la exposición radiológica, como los ensayos de punzonado (SPT) y los ensayos mecánicos con nanoindentación.Ítem Acceso Abierto Estudio para la automatización y robotización de las etapas en la producción de ⁹⁹Mo(Comisión Nacional de Energía Atómica. Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson, 2022) Medrano, Karen Antonella; Amaya, Daniel; Brizuela, Martín; Relloso, JoséEn el marco del Proyecto Final Integrador de la carrera de Ingeniería Nuclear con orientación en aplicaciones, se encara como tema el estudio de la posibilidad de implementar una automatización y robotización en el proceso de producción del radioisótopo Molibdeno-99 (⁹⁹Mo) . En primer lugar se estudia en detalle cada etapa comprendida en el proceso de producción del ⁹⁹Mo y las tareas que se realizan en cada una de ellas con sus respectivos requerimientos. A partir de este análisis se plantea una de las tareas para implementar una posible automatización con la finalidad de obtener beneficios al nivel de producción y de seguridad del trabajador. En el desarrollo de este proyecto se desglosa en detalle la investigación realizada y la propuesta de automatización. Respecto a la parte de automatización, se describe el estudio de robótica necesario para poder implementar el uso de un robot industrial en un entorno con exposición a una fuente gamma.