Pub Date : 2023-03-15DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.687
A. Sánchez Galindo, J. Ramírez
Se implementó un proceso KDD, con analítica descriptiva en la etapa de minería de datos, para desarrollar una visualización interactiva del comportamiento de las importaciones de materiales radiactivos en Colombia desde enero 2012 hasta septiembre de 2022, utilizando las herramientas de software KNIME y Power BI. En los microdatos de las declaraciones de importación presentadas a la Dirección de Impuestos y Aduanas Nacionales (DIAN), puestos a disposición por el Departamento Administrativo Nacional de Estadística (DANE), mediante la clasificación arancelaria se identificaron las importaciones que corresponden a materiales radiactivos. Se representó gráficamente su comportamiento en términos del total del valor FOB de las mercancías (miles de USD), con segmentación de datos y filtros correspondientes a la fecha del proceso, el total del peso neto (kg), la clasificación arancelaria y el importador; además, se incluyeron objetos gráficos para segmentar los datos según el departamento de destino, la ciudad de ingreso y los países de compra y procedencia de las mercancías. Se determinó que las importaciones colombianas de materiales radiactivos en valores FOB, desde enero de 2012 hasta septiembre de 2022, fueron de 60 914984 dólares, correspondientes al 0,011 % del total de las importaciones.
{"title":"Visualización interactiva de las importaciones de materiales radiactivos en Colombia de 2012 a 2022","authors":"A. Sánchez Galindo, J. Ramírez","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.687","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.687","url":null,"abstract":"Se implementó un proceso KDD, con analítica descriptiva en la etapa de minería de datos, para desarrollar una visualización interactiva del comportamiento de las importaciones de materiales radiactivos en Colombia desde enero 2012 hasta septiembre de 2022, utilizando las herramientas de software KNIME y Power BI. En los microdatos de las declaraciones de importación presentadas a la Dirección de Impuestos y Aduanas Nacionales (DIAN), puestos a disposición por el Departamento Administrativo Nacional de Estadística (DANE), mediante la clasificación arancelaria se identificaron las importaciones que corresponden a materiales radiactivos. Se representó gráficamente su comportamiento en términos del total del valor FOB de las mercancías (miles de USD), con segmentación de datos y filtros correspondientes a la fecha del proceso, el total del peso neto (kg), la clasificación arancelaria y el importador; además, se incluyeron objetos gráficos para segmentar los datos según el departamento de destino, la ciudad de ingreso y los países de compra y procedencia de las mercancías. Se determinó que las importaciones colombianas de materiales radiactivos en valores FOB, desde enero de 2012 hasta septiembre de 2022, fueron de 60 914984 dólares, correspondientes al 0,011 % del total de las importaciones.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":"1 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-03-15","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"41862097","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2023-02-15DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.667
Alejandro Restrepo Giraldo, Juan Sebastián Ramírez
Radioactive sources of isotopes 22Na, 137Cs, 60Co, 133Ba and decay chains of Th and U are analyzed by means of gamma spectroscopy. The instrument used, a cylindrical NaI(Tl) scintillator from Mirion Technologies (Canberra) with dimensions of 2 × 2, is characterized by its calibration and absolute efficiency. The peak energies of the gamma spectra obtained are identified and related to corresponding isotopes and matter-radiation interactions according to nuclear and atomic databases. From these data, spectroscopic methods are implemented to compute radioactive activities for each source.
{"title":"Estimation of radioactive activity by gamma spectroscopy","authors":"Alejandro Restrepo Giraldo, Juan Sebastián Ramírez","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.667","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.7.2023.667","url":null,"abstract":"Radioactive sources of isotopes 22Na, 137Cs, 60Co, 133Ba and decay chains of Th and U are analyzed by means of gamma spectroscopy. The instrument used, a cylindrical NaI(Tl) scintillator from Mirion Technologies (Canberra) with dimensions of 2 × 2, is characterized by its calibration and absolute efficiency. The peak energies of the gamma spectra obtained are identified and related to corresponding isotopes and matter-radiation interactions according to nuclear and atomic databases. From these data, spectroscopic methods are implemented to compute radioactive activities for each source.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2023-02-15","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"43249842","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-12-28DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.674
Valeria Galeano, Yuly Meneses, Harvey Aguirre, Luis Peña, César Díaz, J. Niño, Jormagn Abril
La dosimetría Fricke es una técnica con múltiples aplicaciones, desde la industria alimentaria hasta la medicina. En las actividades cotidianas de la planta de irradiación gamma del Servicio Geológico Colombiano (SGC) se usan diferentes sistemas dosimétricos para el estudio de las dosis absorbidas en los materiales, entre ellos el sistema dosimétrico Fricke. En este trabajo se realizó la comparación de la dosis absorbida determinada en el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica (LSCD), a partir de patrones trazables calibrados en el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), y la aplicación del protocolo IAEA TRS 398, en el irradiador G100 Hopewell Design que contiene una fuente de Co-60, con las dosis obtenidas mediante el sistema Fricke usado rutinariamente. Se aplicaron los protocolos establecidos en la norma ISO-STM 51026 “Práctica estándar para el uso del sistema de dosimetría Fricke”. Se elaboró la curva de calibración de los dosímetros Fricke, de la cual se obtuvo el parámetro experimental para el cálculo de la dosis absorbida en las condiciones ambientales particulares de la instalación; el sistema mostró un comportamiento lineal en el rango de 100 Gy a 350 Gy. Teniendo en cuenta el valor experimental de dosis obtenido con dicho sistema, se realizó la intercomparación con la dosis conocida determinada en el LSCD obteniendo una diferencia en el rango de dosis mencionado no mayor al 3,7 % y una incertidumbre del 3 % con una confiabilidad del 95 %. A partir del valor experimental encontrado y que la instalación planta irradiación gamma se encuentra en similares condiciones ambientales que el laboratorio secundario de calibración y que los irradiadores de estas instalaciones suministran sus dosis de manera similar, se puede construir un procedimiento propio para el cálculo de la dosis, el cual permitirá mayor precisión y operatividad a la dosimetría de la instalación.
{"title":"Intercomparación de las dosis obtenidas con el sistema Fricke y en el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica","authors":"Valeria Galeano, Yuly Meneses, Harvey Aguirre, Luis Peña, César Díaz, J. Niño, Jormagn Abril","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.674","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.674","url":null,"abstract":"La dosimetría Fricke es una técnica con múltiples aplicaciones, desde la industria alimentaria hasta la medicina. En las actividades cotidianas de la planta de irradiación gamma del Servicio Geológico Colombiano (SGC) se usan diferentes sistemas dosimétricos para el estudio de las dosis absorbidas en los materiales, entre ellos el sistema dosimétrico Fricke. En este trabajo se realizó la comparación de la dosis absorbida determinada en el Laboratorio Secundario de Calibración Dosimétrica (LSCD), a partir de patrones trazables calibrados en el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), y la aplicación del protocolo IAEA TRS 398, en el irradiador G100 Hopewell Design que contiene una fuente de Co-60, con las dosis obtenidas mediante el sistema Fricke usado rutinariamente. Se aplicaron los protocolos establecidos en la norma ISO-STM 51026 “Práctica estándar para el uso del sistema de dosimetría Fricke”. Se elaboró la curva de calibración de los dosímetros Fricke, de la cual se obtuvo el parámetro experimental para el cálculo de la dosis absorbida en las condiciones ambientales particulares de la instalación; el sistema mostró un comportamiento lineal en el rango de 100 Gy a 350 Gy. Teniendo en cuenta el valor experimental de dosis obtenido con dicho sistema, se realizó la intercomparación con la dosis conocida determinada en el LSCD obteniendo una diferencia en el rango de dosis mencionado no mayor al 3,7 % y una incertidumbre del 3 % con una confiabilidad del 95 %.\u0000A partir del valor experimental encontrado y que la instalación planta irradiación gamma se encuentra en similares condiciones ambientales que el laboratorio secundario de calibración y que los irradiadores de estas instalaciones suministran sus dosis de manera similar, se puede construir un procedimiento propio para el cálculo de la dosis, el cual permitirá mayor precisión y operatividad a la dosimetría de la instalación.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-12-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"44617625","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.643
Andrés Pinzón C., Axel Simbaqueba, J. Rodríguez, Stella Veloza, José Esguerra C.
La irradiación corporal total (TBI, por sus siglas en inglés) es una terapia previa al trasplante de médula ósea en la que se administra una dosis de radiación uniforme en todo el cuerpo del paciente, que busca minimizar la dosis entregada en diferentes órganos como pulmones y, en algunas ocasiones, riñones [1]. En Colombia la TBI con rayos X generados por acelerador lineal se realiza con la técnica convencional, en la cual el paciente mantiene una posición anatómica de pie, fetal o decúbito lateral durante tiempos de irradiación prolongados, lo cual implica que la posición de tratamiento para el paciente sea incómoda y poco reproducible; adicionalmente su implementación requiere distancias fuente/paciente de hasta 4 metros y la construcción de protecciones personalizadas [2]. Con el fin de superar estas dificultades, el Instituto Nacional de Cancerología (INC) tiene el objetivo de desarrollar un protocolo para administrar la TBI empleando arcoterapia volumétrica de intensidad modulada (VMAT). Con esta técnica de optimización inversa se ha reportado una entrega de dosis de radiación más uniforme en todo el cuerpo del paciente en comparación con la técnica convencional, y una reducción de la dosis recibida por los órganos en riesgo (OAR) [3]; adicionalmente su implementación no requiere grandes áreas en la sala de tratamiento, ya que se realiza a distancias estándar fuente/isocentro. En este artículo se presenta un estudio preliminar del protocolo de TBI/VMAT y su validación, mediante el empleo de un simulador anatómico CIRS: la construcción de una camilla rotable para ser superpuesta a la mesa del acelerador y tomógrafo, que facilita el cambio de orientación craneocaudal del paciente a caudocraneal durante el tratamiento, recomendaciones para la inmovilización del paciente sobre la camilla rotable, la obtención de imágenes de tomografía computarizada de cuerpo completo mediante fusión de imágenes parciales, la planeación del tratamiento con múltiples isocentros y múltiples arcos para el cálculo de la dosis absorbida y la verificación del tratamiento con superposiciones de medidas de dosis en el software SNC Patient tomadas con detectores en el dispositivo ArcCheck en diferentes orientaciones.
{"title":"Estudio preliminar de la aplicación de la técnica VMAT en irradiación corporal total: diseño de una camilla rotable","authors":"Andrés Pinzón C., Axel Simbaqueba, J. Rodríguez, Stella Veloza, José Esguerra C.","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.643","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.643","url":null,"abstract":"La irradiación corporal total (TBI, por sus siglas en inglés) es una terapia previa al trasplante de médula ósea en la que se administra una dosis de radiación uniforme en todo el cuerpo del paciente, que busca minimizar la dosis entregada en diferentes órganos como pulmones y, en algunas ocasiones, riñones [1]. En Colombia la TBI con rayos X generados por acelerador lineal se realiza con la técnica convencional, en la cual el paciente mantiene una posición anatómica de pie, fetal o decúbito lateral durante tiempos de irradiación prolongados, lo cual implica que la posición de tratamiento para el paciente sea incómoda y poco reproducible; adicionalmente su implementación requiere distancias fuente/paciente de hasta 4 metros y la construcción de protecciones personalizadas [2]. Con el fin de superar estas dificultades, el Instituto Nacional de Cancerología (INC) tiene el objetivo de desarrollar un protocolo para administrar la TBI empleando arcoterapia volumétrica de intensidad modulada (VMAT). Con esta técnica de optimización inversa se ha reportado una entrega de dosis de radiación más uniforme en todo el cuerpo del paciente en comparación con la técnica convencional, y una reducción de la dosis recibida por los órganos en riesgo (OAR) [3]; adicionalmente su implementación no requiere grandes áreas en la sala de tratamiento, ya que se realiza a distancias estándar fuente/isocentro. En este artículo se presenta un estudio preliminar del protocolo de TBI/VMAT y su validación, mediante el empleo de un simulador anatómico CIRS: la construcción de una camilla rotable para ser superpuesta a la mesa del acelerador y tomógrafo, que facilita el cambio de orientación craneocaudal del paciente a caudocraneal durante el tratamiento, recomendaciones para la inmovilización del paciente sobre la camilla rotable, la obtención de imágenes de tomografía computarizada de cuerpo completo mediante fusión de imágenes parciales, la planeación del tratamiento con múltiples isocentros y múltiples arcos para el cálculo de la dosis absorbida y la verificación del tratamiento con superposiciones de medidas de dosis en el software SNC Patient tomadas con detectores en el dispositivo ArcCheck en diferentes orientaciones.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"46850496","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-10-31DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.655
Víctor Ramos, María Rosaria Baldissera Salgado, Javier Mauricio Mora Méndez, D. Pineda, D. González
Para reducir la dosis de radiación en la población pediátrica entre 0 y 10 años, a la que se le realizan tomografías de cráneo simple en el Hospital Universitario Clínica San Rafael, se redujo el kV con el que se adquieren las tomografías computarizadas (TC) de cráneo simple de 120 a 80 kV. Retrospectivamente, se compara la calidad de imagen de las TC de 33 pacientes tomados con 120 kV y 33 tomados con 80 kV. Se realiza un análisis cuantitativo con el uso de la relación contraste a ruido entre materia gris y materia blanca, y un índice de artefactos en la fosa posterior. El análisis cualitativo de imágenes anonimizadas lo ejecutan dos neurorradiólogos con una experiencia mayor a cinco años mediante la escala de la guía europea de criterios de calidad de imagen en TC. Se registran los valores del índice volumétrico de dosis en tomografía (CTDIvol) y del producto dosis longitud (DLP) de todos los estudios y se estima la SSDE para cada paciente. Se obtiene un aumento de 26,4 % en la relación contraste a ruido entre materia gris y materia blanca del grupo tomado con 80 kV respecto al de 120 kV; esto es concordante con la mejora en la resolución espacial percibida por los radiólogos. El aumento en el ruido para el grupo de 80 kV no fue significativo respecto al de 120 kV, tanto en el análisis cualitativo como en el cuantitativo. Se obtuvo una disminución de los indicadores de dosis cercana al 10 % en el grupo tomado con 80 kV, respecto al tomado con 120 kV. Con la disminución del kV en el Hospital Universitario Clínica San Rafael se obtuvo una reducción de la dosis de radiación recibida por los pacientes de un 19,3 %, la aceptabilidad diagnóstica, ruido y resolución espacial no presentaron diferencias estadísticamente significativas(p > 0,05) entre las lecturas de los dos radiólogos para 120 kV vs. 80 kV.
{"title":"Efecto del kV en la calidad de imagen y la dosis de radiación en exámenes pediátricos de tomografía computarizada de cráneo simple del Hospital Universitario Clínica San Rafael","authors":"Víctor Ramos, María Rosaria Baldissera Salgado, Javier Mauricio Mora Méndez, D. Pineda, D. González","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.655","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.655","url":null,"abstract":"Para reducir la dosis de radiación en la población pediátrica entre 0 y 10 años, a la que se le realizan tomografías de cráneo simple en el Hospital Universitario Clínica San Rafael, se redujo el kV con el que se adquieren las tomografías computarizadas (TC) de cráneo simple de 120 a 80 kV. Retrospectivamente, se compara la calidad de imagen de las TC de 33 pacientes tomados con 120 kV y 33 tomados con 80 kV. Se realiza un análisis cuantitativo con el uso de la relación contraste a ruido entre materia gris y materia blanca, y un índice de artefactos en la fosa posterior. El análisis cualitativo de imágenes anonimizadas lo ejecutan dos neurorradiólogos con una experiencia mayor a cinco años mediante la escala de la guía europea de criterios de calidad de imagen en TC. Se registran los valores del índice volumétrico de dosis en tomografía (CTDIvol) y del producto dosis longitud (DLP) de todos los estudios y se estima la SSDE para cada paciente. Se obtiene un aumento de 26,4 % en la relación contraste a ruido entre materia gris y materia blanca del grupo tomado con 80 kV respecto al de 120 kV; esto es concordante con la mejora en la resolución espacial percibida por los radiólogos. El aumento en el ruido para el grupo de 80 kV no fue significativo respecto al de 120 kV, tanto en el análisis cualitativo como en el cuantitativo. Se obtuvo una disminución de los indicadores de dosis cercana al 10 % en el grupo tomado con 80 kV, respecto al tomado con 120 kV. Con la disminución del kV en el Hospital Universitario Clínica San Rafael se obtuvo una reducción de la dosis de radiación recibida por los pacientes de un 19,3 %, la aceptabilidad diagnóstica, ruido y resolución espacial no presentaron diferencias estadísticamente significativas(p > 0,05) entre las lecturas de los dos radiólogos para 120 kV vs. 80 kV.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-10-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47604456","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-08-17DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.660
Julián Orlando Páez López, Wilmar Rodríguez, D. Cano
Se realizó un análisis mediante simulación computacional de la atenuación de un haz de acelerador de 6 MV que atraviesa una barrera de blindaje de grosor variable y construida en concreto Portland. Se ajustó la atenuación como función del grosor y la curva encontrada se comparó con los mecanismos de ajuste propuestos por la IAEA y por el NCRP, con lo que se pone en evidencia la naturaleza conservativa de esos mecanismos. Las diferencias encontradas en el grosor de blindaje en este trabajo respecto a lo publicado en los reportes de la IAEA y el NCRP llegan a valores de más de 20 cm, lo cual sugiere la necesidad de mejorar los valores que son actualmente utilizados en los cálculos de blindaje, pues se podrían reducir costos de construcción sin sacrificar la confianza que tenemos en las barreras y con ello en la seguridad radiológica de los diferentes servicios de radioterapia.
{"title":"Estudio de la atenuación en concreto para un haz de un acelerador a 6 MV","authors":"Julián Orlando Páez López, Wilmar Rodríguez, D. Cano","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.660","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.660","url":null,"abstract":"Se realizó un análisis mediante simulación computacional de la atenuación de un haz de acelerador de 6 MV que atraviesa una barrera de blindaje de grosor variable y construida en concreto Portland. Se ajustó la atenuación como función del grosor y la curva encontrada se comparó con los mecanismos de ajuste propuestos por la IAEA y por el NCRP, con lo que se pone en evidencia la naturaleza conservativa de esos mecanismos. Las diferencias encontradas en el grosor de blindaje en este trabajo respecto a lo publicado en los reportes de la IAEA y el NCRP llegan a valores de más de 20 cm, lo cual sugiere la necesidad de mejorar los valores que son actualmente utilizados en los cálculos de blindaje, pues se podrían reducir costos de construcción sin sacrificar la confianza que tenemos en las barreras y con ello en la seguridad radiológica de los diferentes servicios de radioterapia.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-08-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"43050180","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-07-29DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.656
Paula Arboleda, Liseth Ospina, J. Portilla, J. Gómez, Yonatan Zuleta
El Servicio Geológico Colombiano cuenta con la única Instalación licenciada para gestionar desechos y fuentes radiactivas en desuso en el país: Instalación Centralizada para la Gestión de Desechos Radiactivos (ICGDR). Entre las prácticas de procesamiento de desechos radiactivos se encuentra el tratamiento previo y el acondicionamiento como preparación para la disposición final; en ocasiones, se reciben unidades de desecho que deben someterse a reducción de volumen y segregación para facilitar que lo que vaya a permanecer en la zona controlada de almacenamiento transitorio de la ICGDR esté constituido exclusivamente por material radiactivo. En la actualidad, dentro de las unidades almacenadas a la espera de su acondicionamiento, se destacan varios colimadores que ocupan alrededor del 15 % de esta área y que contienen en su mayoría material no radiactivo. Con el objetivo de minimizar la ocupación de estos, y debido a la falta de un procedimiento para su procesamiento, se propone elaborar un protocolo para la reducción de volumen de unidades de desecho de este tipo, que incluye una guía para la segregación a través del desensamblaje y retiro de las piezas radiactivas. La identificación experimental de las partes de uranio empobrecido (U-238) fue posible a través de la implementación de técnicas in situ y portátiles: espectrometría de rayos gamma de alta resolución y fluorescencia de rayos X. Gracias a esta metodología, se determinaron las piezas y características del material radiactivo que conformaban el colimador, y representaban un 10 % del volumen de la unidad de desecho inicial, y así proceder a su acondicionamiento y almacenamiento temporal. Por su parte, el armazón restante fue dispuesto fuera de la ICGDR como material aprovechable o residuo peligroso, de acuerdo con las características de peligrosidad de cada parte segregada.
{"title":"Caracterización mediante espectrometría gamma y fluorescencia de rayos X de colimadores radiactivos para reducción de volumen en la Instalación Centralizada para la Gestión de Desechos Radiactivos","authors":"Paula Arboleda, Liseth Ospina, J. Portilla, J. Gómez, Yonatan Zuleta","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.656","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.656","url":null,"abstract":"El Servicio Geológico Colombiano cuenta con la única Instalación licenciada para gestionar desechos y fuentes radiactivas en desuso en el país: Instalación Centralizada para la Gestión de Desechos Radiactivos (ICGDR). Entre las prácticas de procesamiento de desechos radiactivos se encuentra el tratamiento previo y el acondicionamiento como preparación para la disposición final; en ocasiones, se reciben unidades de desecho que deben someterse a reducción de volumen y segregación para facilitar que lo que vaya a permanecer en la zona controlada de almacenamiento transitorio de la ICGDR esté constituido exclusivamente por material radiactivo. En la actualidad, dentro de las unidades almacenadas a la espera de su acondicionamiento, se destacan varios colimadores que ocupan alrededor del 15 % de esta área y que contienen en su mayoría material no radiactivo. Con el objetivo de minimizar la ocupación de estos, y debido a la falta de un procedimiento para su procesamiento, se propone elaborar un protocolo para la reducción de volumen de unidades de desecho de este tipo, que incluye una guía para la segregación a través del desensamblaje y retiro de las piezas radiactivas. La identificación experimental de las partes de uranio empobrecido (U-238) fue posible a través de la implementación de técnicas in situ y portátiles: espectrometría de rayos gamma de alta resolución y fluorescencia de rayos X.\u0000Gracias a esta metodología, se determinaron las piezas y características del material radiactivo que conformaban el colimador, y representaban un 10 % del volumen de la unidad de desecho inicial, y así proceder a su acondicionamiento y almacenamiento temporal. Por su parte, el armazón restante fue dispuesto fuera de la ICGDR como material aprovechable o residuo peligroso, de acuerdo con las características de peligrosidad de cada parte segregada.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":"1 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-07-29","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"41372243","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
El objetivo de este artículo es comparar el perfil de riesgo para la técnica de teleterapia, radioterapia conformada tridimensional (3D-CRT), en dos instalaciones hipotéticas con las mismas características en la instalación, pero que presentan recurso humano diferente, de forma específica en la cantidad de físicos médicos, oncólogos radioterapeutas y tecnólogos en radioterapia, siendo el centro 1 el de recurso humano limitado y el centro 2 con recurso humano suficiente. Se recurrió a la metodología de la matriz de riesgo con la aplicación del software SEVRRA para evaluar el perfil de riesgo de ambos centros. Las barreras de seguridad de verificación independiente por un par profesional impactan de forma que el perfil de riesgo del centro 1 respecto al del centro 2 se diferencia en 12 sucesos iniciadores con riesgo alto, nivel de riesgo que es nulo en el centro 2. Como estudio complementario, se evaluó la supresión de algunas funciones de seguridad asociadas al aumento de la carga de trabajo en el centro 1, con lo cual el número de sucesos iniciadores con riesgo alto se duplicó. La matriz de riesgo como método de análisis para la práctica de teleterapia permitió anticipar los posibles eventos que pueden llegar a desencadenar en un accidente y como resultado presenta un perfil de riesgo, cuyo análisis permitiría identificar prioridades técnico-administrativas necesarias para la mitigación del riesgo, garantizando la seguridad del paciente
{"title":"Comparación del perfil de riesgo en la práctica de teleterapia de dos instalaciones hipotéticas con el método de matriz de riesgo","authors":"Simón Rubiano, Mauricio Andrés Arciniegas Álvarez, Jorge Emilio Muñoz Bravo","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.614","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.614","url":null,"abstract":"El objetivo de este artículo es comparar el perfil de riesgo para la técnica de teleterapia, radioterapia conformada tridimensional (3D-CRT), en dos instalaciones hipotéticas con las mismas características en la instalación, pero que presentan recurso humano diferente, de forma específica en la cantidad de físicos médicos, oncólogos radioterapeutas y tecnólogos en radioterapia, siendo el centro 1 el de recurso humano limitado y el centro 2 con recurso humano suficiente. Se recurrió a la metodología de la matriz de riesgo con la aplicación del software SEVRRA para evaluar el perfil de riesgo de ambos centros. Las barreras de seguridad de verificación independiente por un par profesional impactan de forma que el perfil de riesgo del centro 1 respecto al del centro 2 se diferencia en 12 sucesos iniciadores con riesgo alto, nivel de riesgo que es nulo en el centro 2. Como estudio complementario, se evaluó la supresión de algunas funciones de seguridad asociadas al aumento de la carga de trabajo en el centro 1, con lo cual el número de sucesos iniciadores con riesgo alto se duplicó. La matriz de riesgo como método de análisis para la práctica de teleterapia permitió anticipar los posibles eventos que pueden llegar a desencadenar en un accidente y como resultado presenta un perfil de riesgo, cuyo análisis permitiría identificar prioridades técnico-administrativas necesarias para la mitigación del riesgo, garantizando la seguridad del paciente","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-03-31","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"41727733","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2022-03-24DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.632
Alejandro Restrepo Giraldo, Juan Sebastián Ramírez Quintero
Se analiza una muestra de torio contenida en un electrodo de soldadura, mediante el uso de un contador Geiger-Müller modelo GMC-600, una cámara de niebla y un centelleador Canberra de NaI. Se caracterizan el contador Geiger y la muestra a partir de las especificaciones del fabricante y las bases de datos de estructura nuclear. Se propone un montaje para la determinación del rango en aire y el número total de decaimientos de la fuente radiactiva, y se enfatiza en la influencia de radiación de fondo y la geometría del montaje. Una vez se realiza este montaje, se reportan medidas y se interpretan desde la teoría y fuentes bibliográficas. Por último, se tienen en cuenta aspectos del riesgo de la manipulación de este objeto.
{"title":"Actividad radiactiva de un electrodo de tungsteno toriado","authors":"Alejandro Restrepo Giraldo, Juan Sebastián Ramírez Quintero","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.632","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.632","url":null,"abstract":"Se analiza una muestra de torio contenida en un electrodo de soldadura, mediante el uso de un contador Geiger-Müller modelo GMC-600, una cámara de niebla y un centelleador Canberra de NaI. Se caracterizan el contador Geiger y la muestra a partir de las especificaciones del fabricante y las bases de datos de estructura nuclear. Se propone un montaje para la determinación del rango en aire y el número total de decaimientos de la fuente radiactiva, y se enfatiza en la influencia de radiación de fondo y la geometría del montaje. Una vez se realiza este montaje, se reportan medidas y se interpretan desde la teoría y fuentes bibliográficas. Por último, se tienen en cuenta aspectos del riesgo de la manipulación de este objeto.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2022-03-24","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"48828601","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
Pub Date : 2021-12-23DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.5.2021.604
Estefanía Amaya Ríos, Erika Tatiana Muñoz Arango
Objetivo: Los niveles de referencia de dosis para diagnóstico (dose reference levels - DRL) son una herramienta útil para optimizar la protección radiológica en exposiciones médicas de diagnóstico. Su determinación es un requisito para obtener la licencia de uso de equipos emisores de radiación ionizante en los servicios de imágenes diagnósticas de Colombia. El objetivo de este trabajo fue establecer los valores de DRL institucionales con diversos equipos emisores de radiación ionizante para los procedimientos de diagnósticos más comunes asociados a áreas anatómicas típicas. Metodología: Este estudio fue realizado en dos equipos de radiología convencional, un equipo de mamografía, un equipo de tomografía computada (TC) y un equipo de fluoroscopia tipo arco en C. La muestra estadística se clasificó de acuerdo con los tipos de estudio, las áreas anatómicas de interés, tamaño y rangos de pesos de pacientes. Los tamaños de la muestra variaron según la técnica diagnóstica, siguiendo recomendaciones del documento técnico “Diagnostic reference levels in medical imaging. ICRP Publication 135”. Los datos de la dosis entregada a cada paciente se obtuvieron registrando el valor de dosis estimado por el equipo de adquisición de imagen. El análisis estadístico se hizo por medio de diagramas de cajas y distribuciones de frecuencias, donde el tercer cuartil se definió como el valor de DRL para cada técnica de adquisición de imagen. Resultados: Los valores obtenidos de DRL para radiografía convencional fueron inferiores a 15 dGy.cm2 para pacientes con pesos entre 50-80 kg, e inferiores a 27 dGy.cm2 para pacientes de más de 80 kg. Para mamografía, los valores de DRL a través de la dosis glandular media fueron inferiores a 2,7 mGy para proyecciones oblicuas con espesores entre 45-94 mm. Los índices de dosis en tomografía computarizada en volumen (CTDIvol) y los valores de producto dosis-longitud (DLP) fueron inferiores a 41,4 mGy y 907 mGy.cm respectivamente, obteniendo los mayores valores en cráneo y los menores en abdomen para pacientes entre50 y 80 kg. En procedimientos con arco en C, los valores obtenidos de DRL fueron iguales a 2,69 Gy.cm2 para colangiopancreatografía retrógrada endoscópica (CPRE), 2,88 Gy.cm2 para histerosalpingografía (HSG) y 9,22 Gy.cm2 para colon por enema. Conclusiones: Los niveles de referencia de dosis en procedimientos diagnósticos obtenidos en este estudio para SES-HUC, han arrojado valores comparables a los publicados por otros autores en análisis similares, aplicando métodos de análisis sugeridos por organismos internacionales.
{"title":"Determinación de los niveles de referencia de dosis (DRL) para diagnóstico de baja y media complejidad en Servicios Especiales de Salud Hospital Universitario de Caldas de Colombia (SES-HUC)","authors":"Estefanía Amaya Ríos, Erika Tatiana Muñoz Arango","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.5.2021.604","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.5.2021.604","url":null,"abstract":"Objetivo: Los niveles de referencia de dosis para diagnóstico (dose reference levels - DRL) son una herramienta útil para optimizar la protección radiológica en exposiciones médicas de diagnóstico. Su determinación es un requisito para obtener la licencia de uso de equipos emisores de radiación ionizante en los servicios de imágenes diagnósticas de Colombia. El objetivo de este trabajo fue establecer los valores de DRL institucionales con diversos equipos emisores de radiación ionizante para los procedimientos de diagnósticos más comunes asociados a áreas anatómicas típicas. Metodología: Este estudio fue realizado en dos equipos de radiología convencional, un equipo de mamografía, un equipo de tomografía computada (TC) y un equipo de fluoroscopia tipo arco en C. La muestra estadística se clasificó de acuerdo con los tipos de estudio, las áreas anatómicas de interés, tamaño y rangos de pesos de pacientes. Los tamaños de la muestra variaron según la técnica diagnóstica, siguiendo recomendaciones del documento técnico “Diagnostic reference levels in medical imaging. ICRP Publication 135”. Los datos de la dosis entregada a cada paciente se obtuvieron registrando el valor de dosis estimado por el equipo de adquisición de imagen. El análisis estadístico se hizo por medio de diagramas de cajas y distribuciones de frecuencias, donde el tercer cuartil se definió como el valor de DRL para cada técnica de adquisición de imagen. Resultados: Los valores obtenidos de DRL para radiografía convencional fueron inferiores a 15 dGy.cm2 para pacientes con pesos entre 50-80 kg, e inferiores a 27 dGy.cm2 para pacientes de más de 80 kg. Para mamografía, los valores de DRL a través de la dosis glandular media fueron inferiores a 2,7 mGy para proyecciones oblicuas con espesores entre 45-94 mm. Los índices de dosis en tomografía computarizada en volumen (CTDIvol) y los valores de producto dosis-longitud (DLP) fueron inferiores a 41,4 mGy y 907 mGy.cm respectivamente, obteniendo los mayores valores en cráneo y los menores en abdomen para pacientes entre50 y 80 kg. En procedimientos con arco en C, los valores obtenidos de DRL fueron iguales a 2,69 Gy.cm2 para colangiopancreatografía retrógrada endoscópica (CPRE), 2,88 Gy.cm2 para histerosalpingografía (HSG) y 9,22 Gy.cm2 para colon por enema. Conclusiones: Los niveles de referencia de dosis en procedimientos diagnósticos obtenidos en este estudio para SES-HUC, han arrojado valores comparables a los publicados por otros autores en análisis similares, aplicando métodos de análisis sugeridos por organismos internacionales.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":"1 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2021-12-23","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"42160962","PeriodicalName":null,"FirstCategoryId":null,"ListUrlMain":null,"RegionNum":0,"RegionCategory":"","ArticlePicture":[],"TitleCN":null,"AbstractTextCN":null,"PMCID":"","EPubDate":null,"PubModel":null,"JCR":null,"JCRName":null,"Score":null,"Total":0}
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