Análisis de la capacidad de producción de radionucleidos en el Reactor RA 10

Abstract

Desde 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.