TRABAJOS FINALES

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    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 Beninson
    El 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.
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    Estudio de nuevas aleaciones de Zirconio-Niobio para la construccion y reemplazo de componentes internos de reactor
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Marchena, Martín Hernan; Fortis, Ana María; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Los 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 o 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 l isis 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.
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    Análisis numérico de una expansión libre de jet supersónico en tobera axisimétrica
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Huaranca, Arnaldo Oscar; Berlin, Guido; Cardozo, Matias; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    En este proyecto integrador se presentan los resultados de varias pruebas en las que se analizó el comportamiento de un gas en expansión libre en una geometría axisimétrica bidimensional en estado estacionario que nos permitió obtener condiciones de flujo supersónico y que tendrían aplicaciones, en futuros proyectos, en el estudio de enriquecimiento aerodinámico isotópico. El análisis aquí descrito, tuvo en cuenta los principales parámetros que rigen la expansión libre de gas que son: el diámetro del orificio de entrada del gas, la presión de estancamiento y la presión de descarga. Es por ello, que se realizó el modelado de un gas que se expande libremente hasta alcanzar flujo supersónico con el software Ansys Fluent (CFD). Estos resultados se compararon con las relaciones semi-empíricas presentadas por los autores Giovanni Sanna - Giuseppe Tomassetti (2005) que se tomaron como referencia para el análisis. La región analizada fue la zona de campo cercano, específicamente la zona de silencio donde se cumplen las condiciones de éstas relaciones. Para la calibración del modelado se realizaron variaciones de los parámetros de las simulaciones como, por ejemplo, la densidad de la malla, las relaciones de presiones en la entrada y salida, y la extensión del dominio computacional. El gas que se utilizó para las simulaciones fue aire, que circuló desde una cámara de alta presión hacia otra de baja presión por medio de una boquilla. Esto permitió obtener un flujo supersónico a la salida de la boquilla el cual se análizo y se comparó con lo propuesto como referencia, citada anteriormente. Los datos obtenidos por el programa Fluent de las distintas simulaciones y los de referencia se compararon mediante el error cuadrático medio, y con la variación de este indicador (disminuye o aumenta) se seleccionaron las alternativas de simulación más adecuada. Se tomó como criterio que el error disminuya entre cada simulación y con esto poder obtener valores que se asemejen a los propuestos por la referencia. Con los últimos resultados, el error cuadrático medio pasó de 2% a 0.08%. Tomando en cuenta todos los datos calculados por las simulaciones en Fluent y con un error cuadrático medio del 0.08% se puede tomar estos valores como aceptables en comparación con el modelo semi-empírico y utilizarlos para futuros análisis en regiones que no estén delimitadas por la zona de silencio, ni por valores del número de Mach mayores a 5.5 donde tienen validez las relaciones semi-empíricas.
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    Monitoreo de área remoto basado en una red de sensores
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Muller Yane, Alex; Martinez Garbino, Lucio José; Alarcón, Juan; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Toda instalacion nuclear debe contar con un sistema de monitoreo de radiacion ionizante, a fin de proteger al personal radiologicamente expuesto y poseer mecanismos de control y registro de radiacion ionizante. En el presente trabajo se describe el desarrollo de una red de sensores inalambricos para monitoreo de radiacion mediante unidades autonomas remotas equipadas con detectores de radiacion ionizante. Fundamentalmente pensada para instalaciones de gran tamaño con poca disponibilidad de energia electrica, considerando la totalidad de su superficie, como por ejemplo el Area de Gestion Ezeiza de la Comision Nacional de Energia Atomica. Dichas unidades de deteccion estan provistas de un mecanismo de comunicacion en tiempo real que permite desde una estacion base acceder a las lecturas de todos los detectores que componen la red. La estacion base permitira detectar cambios anomalos en las mediciones y poder actuar en consecuencia (alarmas, enclavamientos, mensajes, etc) Finalmente, la estacion base permitira mantener un registro historico de las mediciones, posibilitando la deteccion de cambios en el fondo de radiacion.
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    Sistema de limitación de Central Nuclear Atucha II con redes neuronales artificiales
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Gómez de la Peña, Rosana Alelí; Lencina, Luis Javier; Silva, Martín Sebastián; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    En el marco del cambio del elemento combustible de uranio natural (UN) a uranio levemente enriquecido (ULE) de la Unidad II de la Central Nuclear Atucha (CNA-UII) se planteo la necesidad de mejorar el metodo de prediccion del margen de potencia con que cuentan los elementos combustibles. En este proyecto se realizo el estudio de la utilizacion de Redes Neuronales Artificiales (ANN del ingles artificial nueral network) para el sistema de limitacion de la planta, ya que el algoritmo actual es poco flexible a las variaciones provocadas por el ULE. Se evaluo las tecnicas de Retropropagacion del Error y Recocido Simulado para el entrenamiento de distintas estructuras de ANN, con el fin de predecir el margen de operacion al fenomeno de apartamiento de ebullicion nucleada en el Sistema de Limitacion a partir de las señales de los detectores internos en el nucleo, tanto para estados de planta con UN como con ULE. Se realizaron comparaciones de ganancia de margen relativo en los casos estudiados. Asi mismo se estudio la robustez de estos metodos al presentarse fallas en los detectores in-core. Por ultimo se desarrollo un programa para evaluar en tiempo real el comportamiento de la mejor ANN obtenida con las señales de planta.
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    Implementación del programa de mapeo de flujo Podesy a la Central Nuclear Atucha I
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Brahim, Pablo Ezequiel; Silva, Martín Sebastián; Giovagnoli, Federico Andrés; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El presente trabajo describe el proceso de implementacion del programa de mapeo de flujo PODESY para la Central Nuclear Atucha I (CNA-UI) en el marco del proyecto de su extension de vida. Dicho programa fue originalmente desarrollado para Atucha II y permite obtener la distribucion de flujo neutronico instantaneo en tiempo real a partir de las lecturas de los detectores in-core. Del mapeo de flujo se obtienen numerosos parametros operativos relevantes para la vigilancia de la distribucion de potencia del nucleo. El proceso de implementacion involucro la adaptacion del codigo fuente para representar aquellos aspectos en los que difieren las dos unidades de Atucha y la generacion y acondicionamiento de las entradas del programa para generar el modelo del reactor de CNA-UI. Entre las tareas de actualizacion de los datos de entrada se incluye el caculo de los armonicos en la geometria del reactor. para esta tarea se utilizo el programa DINO, desarrollado por NA-SA. Ademas, se debieron generar las bases de datos de barras de control para las correcciones y se debio armar el modelo para el calculo de difusion de PODESY en la geometria de CNA-UI. La adaptacion del programa a CNA-UI presenta diversos desafios debido a que existen diferencias significativas a considerar. la discrepancia mas relevante se encuentra en el sistema de control de reactividad, que en este caso emplea menor cantidad de barras pero de material mas absorbente. El sistema ademas posee un programa de rotacion entre bancos de control con diferentes configuraciones en el reactor. En el trabajo se describe la etapa de evaluacion de rendimiento del programa adaptado y acondicionado a CNA-UI. La primera parte de esta etapa consta de una serie de pruebas de escritorio en las que se contrasta contra simulaciones con los programas PUMA y DINO utilizando lecturas de detectores interpoladas en la malla de calculo, con el objetivo de confirmar que la metodologia implementada es adecuada para el problema que se quiere resolver. Una vez verificado el correcto funcionamiento de todos los modulos del programa, el trabajo se completa con la instalacion en planta y la validacion utilizando mediciones en tiempo real. El programa PODESY adaptado ha demostrado un buen funcionamiento general en operacion normal siguiendo con gran precision la evolucion de los principales parametros de la planta. Durante las maniobras de arranque se observo un incremento considerable en el error de mapeo debido al alto grado de apantallamiento entre las barras de control negras. Este hecho implicara el desarrolllo de una metodologia alternativa para la representacion de escenarios de planta con alto grado de insercion de barras.
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    Caracterización de un módulo amplificador de valor cuadrático medio para la medición de flujo neutrónico de amplio rango
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Quesada, Gonzalo; Giuliodori, Luis; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    En este trabajo se presentan los resultados de la caracterización en laboratorio de un módulo amplificador de valor cuadrático medio diseñado en Instrumentación y Control de CNEA que realiza las operaciones necesarias en la medición de la fluctuación de Campbell para la medición de flujo neutrónico en un canal de amplio rango.
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    Desarrollo de un monitor de haces de neutrones basado en centelladores y fotomultiplicadores de silicio
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Arévalo, Emanuel; Izraelevitch, Federico; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Los neutrones han sido parte de la ciencia aplicada desde los primeros años de su descubrimiento. esto a permitido el avance en el desarrollo de detectores cada vez mas eficientes. ademas, cambios politicos a raiz de los acontecimientos del 11 de septiembre de 2011 potenciaron la busqueda de nuevas alternativas para la deteccion de neutrones. El presente escrito se enmarca en el Proyecto Final Integrador de la Ingenieria Nuclear con Orientacion en Aplicaciones. El trabajo realizado durante el ultimo año de esta carrera permitio avanzar en el desarrollo de un detector prototipo cuyo diseño se adapta a los requerimientos de un monitor de flujo neutronico para el haz Prompt Gamma del RA-3. El trabajo consistio en el ensayo de distintos compuestos centelladores con el objetivo de determinar los mejores candidatos para conformar el detector de neutrones. De los compuestos seleccionados se estudiaron las caracteristicas de los pulsos generados en el fotodetector. Estos estudios incluyeron la discriminacion por altura y por forma de pulsos, la determinacion del rechazo a fotones gamma y el calculo de la sensibilidad a neutrones.
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    Análisis de viabilidad técnico - económica para la fabricación de dióxido de uranio utilizando el proceso de desnitración termoquímica
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Zamora, Mariana Luz; Fernandez Zuvich, Afra; Coppari, Norberto; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El cambio climático requiere atención urgentemente y la Energía Nuclear es una de las herramientas para mitigar esta situación. Debido a su bajo costo de operación y mantenimiento, como así también su versatilidad de aplicación y localización, las Centrales Nucleares resultan una excelente alternativa para alcanzar la descarbonización de la matriz energética. Actualmente, los procesos de fabricación de combustibles de reactores de uranio natural y agua pesada, utilizados en el mundo, son vía Diuranato de Amonio (ADU) y Uranil Carbonato de Amonio (AUC), siendo este último el utilizado en el Ciclo de Combustible Nuclear Argentino. Un reciente método de síntesis descubierto, llamdo "Desnitración Termoquímica (DTQ)" permite obtener, entre otros, dióxido de uranio (UO2) nanoestructurado, utilizado como materia prima para combustibles nucleares. La DTQ aparece como un método innovador con parámetros como baja temperatura, en aire y a presión atmosférica, y realizable en un único paso, por lo que son esperables mejoras en la operación y ventajas económicas con respecto a los métodos tradicionales. El objetivo de este Proyecto Final de graduación es una Evaluación Económica y comparativa de las inversiones y costos para los métodos AUC y DTQ a los fines de determinar la factibilidad económica para el proceso DTQ en escala industrial. Debido a los resultados positivos obtenidos en este trabajo, son aconsejables futuros estudios con cambio de escala (laboratorio y planta piloto), primero para validar variables de proceso en las diferentes etapas mencionadas (factibilidad técnica y operacional) y segundo, para mejorar las estimaciones del flujo de fondos y de los indicadores.
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    Cuantificación de estudios SPECT-CT de Paratiroides con 99mTc-Sestamibi
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Sanabria, Pablo Javier; Cusimano, Sandra; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El centellograma y SPECT-CT de paratiroides con 99mTc-Sestamibi son exploraciones bien establecidas y ampliamente utilizadas para la localización prequirúrgica de adenomas de paratiroideos. Diversos autores han propuesto índices de captación del radiofármaco para diferenciar tejido paratiroideo hiperfuncionante del tiroideo para objetivar la evaluación cualitativa de las imágenes. En los últimos 10 años debido a la mejora de los sistemas SPECT-CT en algunos trabajos se incluye el análisis con el valor de captación estándar (suv). Sin embargo, en la actualidad no hay consenso acerca de cuál es el índice más adecuado para utilizar en la rutina clínica. Tampoco abundan trabajos que comparen el desempeño de diferentes índices con relación al protocolo y al equipamiento disponible. Objetivo: Comparar la utilidad de diferentes índices de captación y lavado del 99mTc-Sestamibi para diferenciar tejido paratiroideo hiperfuncionante del tejido tiroideo en un protocolo SPECT de doble fase. Materiales y Métodos: se utilizó un fantoma de cuello fabricado con tecnología de impresión 3d que simuló los compartimentostiroideos y dos adenomas paratiroideos inferiores derecho e izquierdo. A los mismos se los rellenó con solución de 99mTcO4 y se adquirieron SPECT-CT con fotopico centrado en 140 keV +/- 7,5 KeV y ventana de scatter centrada en 120 KeV +/- 7,5 Kev, matrices de 128 x 128, zoom de 1,5; 15 segundos por vista , 60 frames y tomografía por rayos x con 140 KeV y 2,5 mA. Se procesaron las imágenes con método iterativo OSEM con y sin corrección de atenuación-dispersión. Se cuantificaron las imágenes de fusión SPECT-CT en una terminal Xeleris 4, se computaron las cuentas máximas, medias y totales. Se compararon los perfiles de las cuentas máximas de los insertos paratiroideos versus los toroideos tanto para la condición con corrección de atenuación versus sin corrección de atenuación. Se estimó la sensibilidad tomográfica el sistema SPECT con un fantoma de 10 litros con solución de 99mTcO4 y de la relación actividad-cuenta se obtuvo una estimación del efecto de voluman parcial para este protocolo y de las actividades de los insertos paratiroideos. Luego se analizaron retrospectivamente 27 estudios de pacientes obtenidos en fase temprana (SPECT9 y tardía (SPECT-CT) entre los 15 minutos y 2-3 horas post administración del radiofármaco adquiridos y procesados con los mismos parámetros que los fantomas. Se comparó las captaciones del tejido paratiroideo hiperfuncionante con respecto al tejiodo tiroideo contralateral utilizando cuentas medias, máximas, suv máximo y suv medio tardío. Se comparó el promedio de las cuentas máximas, medias y suv con respecto al tejido, la fase y con los datos de la fase tardía con respecto al procesamiento con y sin corrección de atenuación-dispersión. Resultados: con respecto a los insertos del fantoma de cuello se observó que las cuentas máximas se incrementaron cerca del 40% cuando se corrigieron por atenuación y dispersión con respecto a las no corregidas. No obstante, el contraste entre los compartimientos tiroideos y paratiroideos para ambos tipos de procesamiento fue similar. La estimación del voluman parcial reveló una subestimación cerca de un 90% en la actividad para fuentas del volumen del orden de las paratiroideos. El error de cuantificación de los insertos del fantoma de cuello fue similar. Con respecto a los pacientes para el protocolo de doble fase se obtuvieron diferencias significativas para el lavado calculado con cuentas máximas entre paratiroides y el tejido tiroideo siendo significativamente mayor este último con respecto al primero. Entre todos los índices analizados el lavado basado en cuentas máximas resultó el único cuyos valores de dispersión de ambos tejidos no se solaparon y permitió diferenciar cuantitativamente ambos tejidos en todos los pacientes. Conclusiones: el índice de lavado del tejido paratiroideo y del tejido tiroideo basado en cuentas máximas sería el más adecuando para su utilización en el protocolo de doble fase de nuestra institución. Este análisis podría complementar a la evaluación cualitativa de las imágenes tardías con SPECT/CT.
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    Análisis de seguridad de situaciones accidentales en un depósito para el almacenamiento transitorio de residuos radioactivos de aceites de uranio
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Mancuso, Regina; Chao, Lucas; Giomi, Ayelén; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Las instalaciones relevantes o instalaciones clase I según la Normativa Básica AR 10.1.1 Rev. 4, presentan los mayores riesgos radiológicos asociados a sus prácticas. Las mismas deben poseer evaluaciones de seguridad que consideren situaciones tanto en operación normal como potenciales situaciones accidentales. El presente trabajo busca realizar una evaluación de seguridad en situaciones accidentales en una instalación hipotética del Programa Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos (PNGRR) emplazada en Área de Gestión Ezeiza (AGE). Como premisa se asume que la misma almacena de forma transitoria soluciones orgánicas contaminadas con uranio. Se planteará un escenario incidental y se realizará la evaluación utilizando el software HOSPOT 3.12. Este código fue creado como herramienta para la respuesta a emergencia en caso de incidentes radiológicos. Con este programa se estimará la dosis efectiva comprometida a recibir por la persona representativa frente al escenario hipotético. Adicionalmente, se completará la evaluación de seguridad en condiciones accidentales, realizando una estimación de la dosis efectiva que recibirá del personal ocupacionalmente expuesto, utilizando metodologías presentes en documentación del DOE y NUREG.
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    Verificación del diseño mecánico estructural del elemento combustible para el reactor Maria de Polonia
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Guzmán, Carlos; Álvarez, Luis; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Se realiza le verificación del diseño del prototipo del combustible de bajo enriquecimiento para el reactor MARIA, desde el punto de vista mecánico estructural. El informe fue realizado como trabajo final de la carrera de especialización de Reactores Nucleares y su Ciclo de Combustible del Instituto Dan Beninson. Se concluye que para el análisis realizado bajo el alcance de este trabajo, el diseño del prototipo es un diseño seguro, no siendo esperable la aparición de fallas sistemáticas relacionadas con el diseño estructural durante el servicio nuclear de los elementos combustibles.
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    Marcación de proteínas o péptidos con HYNIC para el desarrollo de radiofármacos para localización de inflamación/infección en una instalación de Radiofarmacia Hospitalaria
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Poch, Carolina; Rabiller, Graciela; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    La Medicina Nuclear es hoy una especialización médica reconocida y practicada en todo el mundo. Se inició en el año 1950 con el uso de moléculas o drogas marcadas con un radionucleído (radiofármaco), para la realización de estudios diagnóstico in vivo o in vitro, o para conseguir un efecto terapéutico. A principios de la década del 70, su desarrollo y evoluación se acentuó gracias a la electrónica, al aporte de nuevos instrumentos de detección para el diagnóstico por imágenes (Cámara gamma) y a la aparición de nuevos radionucleídos (en particular el 99mTc). La Radiofarmacia trajo aparejado la formación de especialistas (Radiofarmacéuticos), entrenados en preparar, fraccionar, controlar y entregar los radiofármacos, ya que el uso de generadores (en especial, 99Mo/99mTc), ha exigido la preparación in situ de los distintos radiofármacos a partir del radionucleído. De esta manera las diferentes técnicas implementadas y la variedad de radiofármacos disponibles permiten estudiar los distintos procesos fisiológicos o bioquímicos que ocurren en el organismo, en situación mormal o patológica. En estos últimos años, se ha observado un resurguimiento en los procedimientos terapéuticos, los cuales están orientados a una radioterapia dirigida y específica, utilizando anticuerpos monoclonales, péptidos bioactivos y determiandos radionucléidos.
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    Producción de 123I en el ciclotrón de producción de Radioisótopos del Centro Atómico Ezeiza
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Farias, Anahí; Peña, Gabriela; Aizcorbe, Jesuana; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El presente trabajo integrador tiene como principal objetivo incentivar la producción de 123 I en Argentina para su uso en estudios de diagnóstico por imágenes, dado que éste imparte menor dosis absorbida en los tejidos sanos circundantes al órgano blanco que el 131 I utilizado actualmente. Para esto se realizaron diferentes análisis a lo largo del proceso de producción de 123 I que se llevará a cabo en el Ciclotrón de Producción del Centro Atómico Ezeiza. El proceso de producción de 123 I se puede separar en cinco etapas: 1) Elección del blanco, 2) Irradiación, 3) Transporte a celda caliente, 4) Remoción de 123 I del portablanco, 5) Control de calidad del radiofármaco. En la primera etapa se analizaron dos diferentes blancos, 123Te y 124Te mediante el cálculo de rendimiento de reacción. Para dicho cálculo se identificaron los rangos de energía de irradiación más adecuandos considerando las posibles reacciones secundarias que se pudieran producir a partir de las impurezas contenidas en el blanco enriquecido. Luego se procedió a la segunda etapa la cual involucra el proceso de irradiacion. El ciclotrón con el que se va a irradiar presenta una energía mínima de 25 MeV, por lo que en el caso que el blanco elegido requiera de una energía de incidencia menor se le debe interponer al haz un degradador de energía. Se calculó el espesor del mismo mediante la obtención del rango proyectado para el material elegido con la herramienta de software SRIM. Continuando con el proceso se estudió el material portablanco, el cual se encuentra involucrado tanto en la etapa 2 de irradiación como en la etapa 4 de remoción de 123 I. Se realizaron diferentes actividades dedicadas a la investigación y selección de un material protablanco que tuviera las características apropiadas para el proceso de producción del 123 I. Para esto, se analizaron materiales propuestos mediante ensayos que se llevaron a cabo en el Taller de Blancos del ciclotrón. Dado que las celdas calientes donde se va a procesar el blanco, no se encuentra dentro de la instalación del ciclotrón, deberá transportarse el blanco irradiado hasta la Planta de Producción de Radioisótopos ubicada del mismo predio del centro atómico. Por esta razón, para la etapa 3 se calculó el espesor de blindaje necesario para poder realizar dicho transporte de manera segura. Una vez que se encuentre en celda caliente, se continúa con la cuarta etapa en donde se investigó acerca de cuál es la mejor vía química de separación del 123 I del protablanco considerando como objetivo principal de este proceso que la cantidad de 123 I extraída sea la mayor posible. La etapa 5 del proceso de producción no se analiza ya que el control de calidad del radiofármaco excede los objetivos del trabajo.
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    Implementación de polímeros de coordinación para la separación de elementos f
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Liendo, Hernán; Luca, Vittorio; Dos Santos, Lucas; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El presente se realizo en el contexto de Programa Nacional de Gestion de Residuos Radiactivos (PNGRR) en el marco general del desarrollo e implementacion de novedosos materiales con buenas propiedades para la adsorcion de productos fision y elementos radiactivos presentes al final del ciclo del combustible nuclear. En este trabajo se sintetizo un polimero de coordinacion utilizando Zr (IV) como centros metalicos y como ligantes organicos polifosfonatos, el amino acido fosfonico trimetileno (ATMP) con el fin de evaluar su potencialidad para la extraccion selectiva de elementos del bloque f (lantanidos/tierras raras, Th y U) El objetivo principal consistio en caracterizar el compuesto Zr-ATMP puro como tambien incluido en un soporte polimerico de poliacrilonitrilo (PAN) y evaluar su desempeño en columnas cromatograficas para la adsorcion y separacion intralantanidos (tierras raras) El compuesto Zr-ATMP fue sintentizado con distintas fracciones molares de fosforo (0.6, 0.8 y 0.9) mediante metodos hidrotermales. a partir de los patrones de difraccion se infirio que el compuesto obtenido es altamente amorfo. Fue necesario utilizar un metodo de granulacion e inclusion (esferas pequeñas y hebras) para el compuesto Zr-ATMP utilizando de soporte polimerico PAN. El compuesto Zr-ATMP PAN en forma granular y de hebras fue ensayado en columnas cromatograficas, ya que resulta inapropiado el uso del polvo Zr-ATMP directo sin una morfologia adecuada. Luego se empaco en columnas de intercambio ionico y se midieron sus curvas de rupturas. Se evaluo la selectividad del material por los diferentes elementos, especialmente la serie de los lantanidos, Th y U a partir de una solucion simulante multielemental con dichos elementos. A traves del uso de diferentes acidos a concentraciones variables se intento ajustar las propiedades de adsorcion. En los ensayos llevados a cabo, se observo que el compuesto presenta una alta afinidad por Sc3+ definido por IUPAC como tierra rara. A partir de este resultado se llevaron a cabo ensayos para evaluar una posible aplicacion minera para su extraccion. El material sintetizado posee una alta afinidad por Sc, Th y U en un amplio rango de pH. Asimismo dichos elementos se mantuvieron fuertemente adsorbidos en el mismo rango de pH evaluado al momento de eluir la columna, mientras que algunos elementos fueron desorbidos practicamente en conjunto. Desde el punto de vista de sepracion selectiva intralantanidos en este trabajo se observa que el compuesto Zr-ATMP muestra una capacidad de adsorcion mucho mayor para los lantanidos pesados como Dy respecto de lantanidos livianos como La. Sin embargo, en este trabajo no fue posible lograr una separacion cuantitativa entre elementos de la serie de los lantanidos. Tambien se ensayo el material irradiado (3MGy de radiacion) con el objetivo de simular las condiciones reales de aplicacion del material. los resultados mostraron que el material posee una alta resistencia a la radiacion, manteniendo algunas de sus principales caracteristicas. Finalmente se calcino el material cargado con cationes a fin de investigar si es posible la transformacion del mismo en algun tipo de ceramico y evaluar su resistencia a la lixiviacion.
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    Realización de Benchmarks de reactores tipo MTR para validación de la línea de cálculo Huemul-Puma
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Heredia, Nayra; Beliera, Juan; Romero, Luis; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    La línea de cálculo propiedad de CEA, HUEMUL-PUMA, ha sido largamente probada en reactores de potencia tipo PHWR. Debido a los proyectos nucleares que se han comenzado en los últimos años se hace necesario validar su correcto funcionamiento para otros tipos de reactor y para otros diseños de elementos combustibles y elementos de control. En el presente trabajo se propone realizar una serie de benchmarks para la validación de la línea de cálculo mencionada para reactores tipo MTR. En primer lugar, se comenzó con un benchmarks numérico de una celda de MTR, considerando combustibles HEU y LEU, y así tener una idea de cómo modelar celdas con HUEMUL y una noción de los errores asociados a dicho cálculo. Se evaluó el modelo, el mallado y el paso de quemado a considerar, teniendo en cuenta el tiempo de cálculo y comparando los resultados pbtenidos con los benchmarks de otros laboratorios (10). La segunda etapa consistió en realizar un cálculo del núcleo del reactor canadiense SPERT-IV, para lo cual se debió hacer uso de la línea de cálculo completa: HUEMUL-PUMA. El experimento que se estudió fue la puesta a critico inicial y la carga del núcleo operativo. En esta etapa, se adoptaron los modelos de celda más representativos al reactor, habiendo analizado previamente distintos modelos, mallados y los errores asociados respectivos. A su vez, se evaluó el mallado del núcleo hasta alcanzar un punto de convergencia en los resultados. los resultados obtenidos se compararon con los datos experimentales proporcionados por la bibliografía (12).
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    Cálculo de mejor estimación más incertezas de la temperatura del combustible y de vaina en un canal combustible de la Central Nuclear Embalse durante un pérdida de refrigerante
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Mugrabi, Fernando Isaac; Lazarte, Alejandro Iván; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    En este trabajo se presenta un cálculo de mejor estimación en TRACES Patch 4 de la temperatura de vaina y combustible durante un evento de pérdida de refrigerante en la Central Nuclear Embalse más un estudio de incertezas realizado con el código DAJOTA. La simulación consiste en el análisis del comportamiento de una canal combustible durante un LOCA del 40% del colector de entrada por un período de 20 segundos. El modelo, además, incluye los colectores tomados como condición de contorno, alimentadores, "end fittings" y el canal combustible. El estudio de incertezas realizado sigue la metodología elaborada por el GRS, donde se eligen parámetros geométricos (como diámetros, entre otros), hidráulicos (pérdidas de cergas), térmicos (excursión de potencia) y factores multiplicativos en distintas correlaciones semiempíricas que serían variados aleatoriamente. Para determinar el número de cálculos para lograr obtener una cota superior con un 95% de probabilidad y con un 95% de confianza se empleará la fórmula de Wilks. Los resultados evaluados son la temperatura de combustible y la de vaina de Zircaloy, ambas para el caso mejor estimación y el caso mejor estimación más incertezas. El máximo valor obtenido para la temperatura de combustible es de 1882 ºC cuando se consideran las incertezas, mientras que al no considerarlas es de 1613 ºC. Para la temperatura de vaina el máximo valor alcanzado es de 788 ºC al considerar las incertezas, mientras que al no considerarlas se alcanza un valor de 612 ºC. Se ha concluido que la temperatura de combustible se va más afectado por la incertidumbre en el valor de la excursión y en la densidad del combustible; y la temperatura de vaina es afectada por la incertidumbre en la presión en el colector de descarga del canal combustible y en menor medida por la potencia y la pérdida de carga distribuida. Acompañado al estudio de incerteza se evaluó la sensibilidad de los parámetros en el resultado utilizando un coeficiente de Spearman. De allí surgen cuáles son los parámetros que tienenmayor impacto en las figuras de mérito elegidas.
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    Empleo del sistema de gestión para la determinación de la incertidumbre en la reducción del área de tubos laminados
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Carus Zega, Gabriel; garonis, Hernán; Bianchi, Daniel; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Un requisito de la norma IRAM-ISO 9001:2008 (9) establece que se debe "determinar el seguimiento y la medición a realizar y los equipos de seguimiento y medición necesarios para proporcionar la evidencia de la conformidad del producto con los requisitos determinados". Asimismo es necesario "establecer procersos para asegurarse de que el seguimiento y medición pueden realizarse y se realizan de una manera coherente con los requisitos". En la Planta Piloto de Fabricación de Aleaciones Especiales (PPFAE) al momento de aceptar los requisitos establecidos por el cliente para realizar la laminación de un lote de tubos de aleación de circonio, en base a la experiencia de trabajos anteriores, se definieron las condiciones y el equipamiento para realizar el seguimiento y la medición del producto. En este trabajo se emplearán los elementos provistos por el Sistema de Gestión de la Calidad para confirmar, con datos empíricos, si el seguimiento se realizó de manera eficaz.
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    Estimación de reactividad para distintos materiales a lo largo de una facilidad de irradiación del reactor RA-1
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Pereira, Roberto; Bellino, Pablo Armando; Barberis, Claudia; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    Frecuentemente en un reactor nuclear de investigación de baja potencia, tal como lo es el RA-1, es necesario introducir muestras de materiales de distinto tipo. Dichas muestras generan un cambio en reactividad en el núcleo debido a la variación que producen en las propiedades neutrónicas del sistema. Es sabido que la misma muestra tendrá un valor distinto dependiendo de la posición en donde sea introducida. En el presente trabajo se realiza un análisis sistemático del valor de reactividad producido por una muestra de cadmio y otra de grafito al ser introducidas en distintas posiciones de una facilidad de irradiación del reactor. Las mediciones fueron realizadas con un reactímetro digital asociado a una cámara de ionización compensada. Una de las muestras consistió en un material absorbente de neutrones térmicos (cadmio) y la otra un elemento con alta sección eficaz de dispersión (grafito). Los perfiles de reactividad a lo largo del canal de irradiación fueron los predichos por un moedelo sencillo realizado a un grupo de energías. Para el material absorbente, el máximo valor negativo de reactividad se obtuvo en el plano central del núcleo. El material dispersor, en cambio, introdujo una reactividad positiva con un máximo a una distancia de 15 cm del plano medio del núcleo.
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    Sistema de refrigeración de parada de un dispositivo de irradiación a utilizar en el Reactor RA-3
    (Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson) Gvirtzman, Axel; Parkansky, David; Comisión Nacional de Energía Atómica. Gerencia de Área Académica. Gerencia Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson
    El principal objetivo de este documento es evaluar la evacuación de calor de dacaimiento radiactivo y parámetro termohidráulicos en el circuito de refrigeración de parada de un dispositivo de irradiación de barras combustibles de centrales nucleares a utilizarse en el reactor RA3. La evaluacion incluye los mecanismos de transferencia de calor en el interior del dispositivo de irradiación a la pileta del reactor RA3 para un nivel de potencia determinado. Análisis del material más adecuado del caño de disipación de calor. El objetivo del módulo de irradiación es poder testear el comportamiento de distintas barras combustibles de reactores de potencia a ser utilizados en los reactores Atucha I, Atucha II, Embalse y Carem. Esta facilidad debe replicar las condiciones de operación a encontrarse en las centrales de potencia, como son la tasa de fisiones, temperatura, presión, velocidad y química del refrigerante. El módulo de irradiación cuenta con un circuito cerrado de circulación independiente de los sistemas del reactor, usa agua liviana como refrigerante y moderador, cuenta con la posibilidad de irradiar hasta 3 barras combustibles de reactores de potencia cuyos tramos oscilan entre 40 y 650 cm de longitud, posee un sistema de control de presión con presurizador y un sistema pasivo de refrigeración de parada y, la entrada y salida del refrigerante es desde boca de tanque. Para poder verificar las condiciones de operación y estudiar el comportamiento de las barras combustibles, el dispositivo debe estar instrumentado de modo de poder medir los siguientes parámetros: - Temperatura de vaina - Temperatura en el centro de la pastilla combustible - Temperatura de entrada y salida del líquido refrigerante - Caudal del refrigerante - Flujo neutrónico. La potencia generada en las barras combustibles está determinada por la potencia del reactor de manera que el apagado de la facilidad de irradiación será alcanzado a través del apagado del reactor.