Pub Date : 2018-12-17DOI: 10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.55
José Antonio Sarta, L. A. Castiblanco
Con el fin de calcular los coeficientes del núcleo del TRIGA IAN-R1, fue calculada una configuración simplificada del núcleo sin barras de control y canales internos de irradiación. Los conjuntos de las secciones eficaces fueron recalculados con el código Wims en cada temperatura del combustible, del agua y de la densidad del agua. La reactividad efectiva fue calculada empleando el código Citation con un modelo conceptual y un cálculo X-Y-Z, con el propósito de evitar los recálculos del buckling. En el modelo conceptual del núcleo TRIGA IAN-R1 se obtuvo un valor de –7,37 pcm/°C para el coeficiente de temperatura del combustible; 3,67 pcm/°C y – 4,28 pcm/°C para el coeficiente de temperatura del moderador, y –95,5 pcm/% para el coeficiente de vacío
{"title":"Cálculo de coeficientes de reactividad del reactor nuclear de investigación TRIGA IAN-R1","authors":"José Antonio Sarta, L. A. Castiblanco","doi":"10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.55","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.55","url":null,"abstract":"Con el fin de calcular los coeficientes del núcleo del TRIGA IAN-R1, fue calculada una configuración simplificada del núcleo sin barras de control y canales internos de irradiación. Los conjuntos de las secciones eficaces fueron recalculados con el código Wims en cada temperatura del combustible, del agua y de la densidad del agua. La reactividad efectiva fue calculada empleando el código Citation con un modelo conceptual y un cálculo X-Y-Z, con el propósito de evitar los recálculos del buckling. En el modelo conceptual del núcleo TRIGA IAN-R1 se obtuvo un valor de –7,37 pcm/°C para el coeficiente de temperatura del combustible; 3,67 pcm/°C y – 4,28 pcm/°C para el coeficiente de temperatura del moderador, y –95,5 pcm/% para el coeficiente de vacío","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-12-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47983284","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 : 2018-12-17DOI: 10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.52
J. Lagos, Edgar Mauricio López
Este documento presenta una descripción histórica del reactor nuclear de investigación IAN-R1. Se hace una contextualización sobre el origen del reactor en el marco del programa Átomos para la Paz, y se incluyen las características técnicas y la configuración inicial del núcleo, cuyo combustible nuclear de tecnología MTR (90%) fue sustituido por uno de tipo TRIGA (20%) (acrónimos de material testing reactor y training, research, isotopes general atomics, respectivamente). De igual manera, se presentan las características de las dos modernizaciones que se han realizado a la instrumentación y el control. La primera está orientada a la instalación de tres canales nucleares —dos de amplio rango y un canal de potencia—, renovación de la consola de control y la instalación del gabinete del sistema de adquisición de datos (DAC); la segunda, correspondiente a la nueva instrumentación y el control del reactor, está orientada al cambio de la consola de control, que soporta los servidores de control y supervisión, un canal nuclear NP-1000, impresora, cuatro pantallas de la interface humano-máquina HMI, teclado del sistema de manejo de barras y dos teclados para cada uno de los servidores. Además, se realizó la sustitución del DAC por el gabinete de la instrumentación, del cual forman parte los sistemas de protección del reactor, sistema redundante de control y el sistema de supervisión. La instrumentación y control se caracteriza por el empleo del estándar Ethernet para lograr la interconectividad de los sistemas, programación de la interface humano-máquina (HMI) empleando código de fuente abierta Javatm, y multiplataforma, separación lógica de funciones aplicando conceptos de control distribuido y modularidad, redundancia, criterio de falla única e independencia. Se muestra la utilización del reactor refiriendo las facilidades de irradiación disponibles para irradiación de materiales para ser estudiados mediante la técnica de análisis por activación neutrónica (AAN). Del mismo modo, está prevista la irradiación en apoyo de la utilización de la técnica de datación por huellas de fisión, la investigación y el apoyo a instituciones educativas mediante conferencias técnicas y visita a la instalación nuclear.
{"title":"Desarrollo de capacidades para la operación del reactor nuclear IAN-R1","authors":"J. Lagos, Edgar Mauricio López","doi":"10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.52","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.52","url":null,"abstract":"Este documento presenta una descripción histórica del reactor nuclear de investigación IAN-R1. Se hace una contextualización sobre el origen del reactor en el marco del programa Átomos para la Paz, y se incluyen las características técnicas y la configuración inicial del núcleo, cuyo combustible nuclear de tecnología MTR (90%) fue sustituido por uno de tipo TRIGA (20%) (acrónimos de material testing reactor y training, research, isotopes general atomics, respectivamente). De igual manera, se presentan las características de las dos modernizaciones que se han realizado a la instrumentación y el control. La primera está orientada a la instalación de tres canales nucleares —dos de amplio rango y un canal de potencia—, renovación de la consola de control y la instalación del gabinete del sistema de adquisición de datos (DAC); la segunda, correspondiente a la nueva instrumentación y el control del reactor, está orientada al cambio de la consola de control, que soporta los servidores de control y supervisión, un canal nuclear NP-1000, impresora, cuatro pantallas de la interface humano-máquina HMI, teclado del sistema de manejo de barras y dos teclados para cada uno de los servidores. Además, se realizó la sustitución del DAC por el gabinete de la instrumentación, del cual forman parte los sistemas de protección del reactor, sistema redundante de control y el sistema de supervisión. La instrumentación y control se caracteriza por el empleo del estándar Ethernet para lograr la interconectividad de los sistemas, programación de la interface humano-máquina (HMI) empleando código de fuente abierta Javatm, y multiplataforma, separación lógica de funciones aplicando conceptos de control distribuido y modularidad, redundancia, criterio de falla única e independencia. Se muestra la utilización del reactor refiriendo las facilidades de irradiación disponibles para irradiación de materiales para ser estudiados mediante la técnica de análisis por activación neutrónica (AAN). Del mismo modo, está prevista la irradiación en apoyo de la utilización de la técnica de datación por huellas de fisión, la investigación y el apoyo a instituciones educativas mediante conferencias técnicas y visita a la instalación nuclear.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-12-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49297242","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 : 2018-12-17DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.2.2018.56
Oscar Alberto Sierra, Karel Giovanny Núñez, F. Acero, David Leonardo Alonso
El presente trabajo describe el procedimiento llevado a cabo para la determinación preliminar de parámetros característicos del flujo de neutrones del reactor nuclear de investigación IAN- R1 (RNI IAN-R1) por medio el método del triple monitor no cubierto en la posición de irradiación de periferia del núcleo. Mediante este método se estimó el valor de flujo térmico (ϕth), el factor de simetría de flujo de neutrones epitérmicos (α) y la razón entre flujo de neutrones térmicos con respecto al flujo de neutrones epitérmicos (ƒ). Dichos parámetros fueron obtenidos mediante la irradiación de monitores de zirconio (Zr) y de una aleación de oro con aluminio (Au-Al 0,1 % Au), que fueron irradiados en las posiciones de irradiación G3 y G4 del RNI IAN-R1. Como resultado se encontraron los siguientes valores en los parámetros estimados a una potencia de operación de 30 kW, ϕth= 2,1 × 1011 cm-2 • s-1 (coeficiente de variación CV 4%), α = 0,02 (CV 83 %), y ƒ = 67 (CV 8 %). La alta variación de α se explica porque el método usa únicamente tres reacciones de captura para describir el comportamiento de los neutrones en la región epitérmica del espectro. Esta variación se puede mejorar mediante la aplicación de métodos multimonitor para la caracterización de flujo neutrónico
{"title":"Implementación del método del triple monitor para la caracterización del flujo neutrónico del reactor nuclear de investigación IAN-R1","authors":"Oscar Alberto Sierra, Karel Giovanny Núñez, F. Acero, David Leonardo Alonso","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.2.2018.56","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.2.2018.56","url":null,"abstract":"El presente trabajo describe el procedimiento llevado a cabo para la determinación preliminar de parámetros característicos del flujo de neutrones del reactor nuclear de investigación IAN- R1 (RNI IAN-R1) por medio el método del triple monitor no cubierto en la posición de irradiación de periferia del núcleo. Mediante este método se estimó el valor de flujo térmico (ϕth), el factor de simetría de flujo de neutrones epitérmicos (α) y la razón entre flujo de neutrones térmicos con respecto al flujo de neutrones epitérmicos (ƒ). Dichos parámetros fueron obtenidos mediante la irradiación de monitores de zirconio (Zr) y de una aleación de oro con aluminio (Au-Al 0,1 % Au), que fueron irradiados en las posiciones de irradiación G3 y G4 del RNI IAN-R1. Como resultado se encontraron los siguientes valores en los parámetros estimados a una potencia de operación de 30 kW, ϕth= 2,1 × 1011 cm-2 • s-1 (coeficiente de variación CV 4%), α = 0,02 (CV 83 %), y ƒ = 67 (CV 8 %). La alta variación de α se explica porque el método usa únicamente tres reacciones de captura para describir el comportamiento de los neutrones en la región epitérmica del espectro. Esta variación se puede mejorar mediante la aplicación de métodos multimonitor para la caracterización de flujo neutrónico","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-12-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"49080148","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 : 2018-12-17DOI: 10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.53
Y. Rosas, J. Daza
El transporte de material radiactivo es una de las prácticas más seguras gracias a la regulación y a las medidas de seguridad y protección radiológica aplicadas. Tal como ocurre en otras prácticas implementadas cuando hay radiaciones ionizantes, también requiere la verificación de los requisitos de seguridad; por eso es determinante una adecuada evaluación de seguridad. En las evaluaciones de seguridad se aplican diferentes metodologías, como, por ejemplo, el método de matriz de riesgo, usado en radioterapia, radiología industrial, medicina nuclear, perfilaje, y por primera vez en el transporte de material radiactivo. En el marco de la consolidación de desechos radiactivos de alta peligrosidad, en Colombia se identificó la necesidad de confinar las fuentes categoría 1 de 60Co, catalogadas como extremadamente peligrosas, usadas en radioterapia, que deben ser reexportadas o trasladadas para su disposición final. Por las características de las fuentes y el tiempo transcurrido para su gestión, y en virtud de un arreglo especial, se requiere transportarlas en bultos con un nivel total de seguridad, un adecuado control operacional y algunas medidas adicionales. Teniendo en cuenta la peligrosidad de las fuentes y las características del transporte, era necesario aplicar el método de matriz de riesgo para evaluar la seguridad del transporte terrestre, prestando especial atención a la defensa en profundidad, los análisis cuantitativos y la aplicación de un enfoque diferenciado para el transporte de fuentes de 60Co categoría 1. La evaluación de seguridad concluyó que, en cualquier caso, como producto de la ocurrencia de sucesos iniciadores, las consecuencias son altas; sin embargo, la robustez de las barreras de seguridad, los reductores de consecuencia y los reductores de frecuencia mantienen la práctica en riesgos bajos.
{"title":"Evaluación de seguridad radiología para el transporte terrestre de fuentes categoría 1 (60Co) en virtud de arreglo especial aplicando el método de matriz de riesgo","authors":"Y. Rosas, J. Daza","doi":"10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.53","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/INVAPNUCLEAR.2.2018.53","url":null,"abstract":"El transporte de material radiactivo es una de las prácticas más seguras gracias a la regulación y a las medidas de seguridad y protección radiológica aplicadas. Tal como ocurre en otras prácticas implementadas cuando hay radiaciones ionizantes, también requiere la verificación de los requisitos de seguridad; por eso es determinante una adecuada evaluación de seguridad. En las evaluaciones de seguridad se aplican diferentes metodologías, como, por ejemplo, el método de matriz de riesgo, usado en radioterapia, radiología industrial, medicina nuclear, perfilaje, y por primera vez en el transporte de material radiactivo. En el marco de la consolidación de desechos radiactivos de alta peligrosidad, en Colombia se identificó la necesidad de confinar las fuentes categoría 1 de 60Co, catalogadas como extremadamente peligrosas, usadas en radioterapia, que deben ser reexportadas o trasladadas para su disposición final. Por las características de las fuentes y el tiempo transcurrido para su gestión, y en virtud de un arreglo especial, se requiere transportarlas en bultos con un nivel total de seguridad, un adecuado control operacional y algunas medidas adicionales. Teniendo en cuenta la peligrosidad de las fuentes y las características del transporte, era necesario aplicar el método de matriz de riesgo para evaluar la seguridad del transporte terrestre, prestando especial atención a la defensa en profundidad, los análisis cuantitativos y la aplicación de un enfoque diferenciado para el transporte de fuentes de 60Co categoría 1. La evaluación de seguridad concluyó que, en cualquier caso, como producto de la ocurrencia de sucesos iniciadores, las consecuencias son altas; sin embargo, la robustez de las barreras de seguridad, los reductores de consecuencia y los reductores de frecuencia mantienen la práctica en riesgos bajos.","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":" ","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2018-12-17","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"47552626","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 : 2002-12-28DOI: 10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.657
Luis Eduardo López Latorre, Johana Alexandra Velasco Jaramillo, Jesús Anselmo Tabares Giraldo
Los múltiples factores físicos inherentes al proceso de adquisición de la tomografía por emisión de positrones (PET) implican posibles niveles de imprecisión en la toma de imágenes, lo cual puede traducirse en una incorrecta descripción de la patología del paciente. Es menester conocer, analizar y aplicar un plan de aseguramiento de calidad que evalúe el desempeño del tomógrafo respecto a los resultados iniciales de aceptación o fábrica, con el fin de determinar su nivel de confiabilidad y de esta manera asegurar la calidad del diagnóstico médico que se realiza a los pacientes que requieren esta ayuda diagnóstica. Se evaluó el impacto de los parámetros del desempeño del tomógrafo respecto a la calidad del diagnóstico médico. Para ello se determinó el valor de la sensibilidad del PET utilizando una fuente lineal de 18F-FDG con 4,44 MBq (0,12 mCi), y se encontró una sensibilidad a 0 cm del eje del FOV de 6,28 cps/kBq, y a 10 cm del eje del FOV, de 5,96 cps/kBq; la resolución del PET fue calculada por medio de la suma de los FWHM de las funciones PSF en cada una de las posiciones de adquisición de una fuente de ~3,30 MBq (89,15 μCi) contenida en un volumen de ~1,9 mm3; la fracción de dispersión, razón de eventos aleatorios totales y NECR fue determinada por medio de una fuente lineal de 1,0 ± 0,1 cm de longitud, con una actividad de ~1070 MBq (28,92 mCi), con lo cual se obtuvo un resultado equivalente al 35,5 % para el parámetro de fracción de dispersión, y un pico NECR igual a 103,31 kcps. La evaluación de la calidad de imagen, precisión de corrección de atenuación y corrección de eventos dispersos se realizó mediante el protocolo de adquisición habitual del servicio. El porcentaje de contraste observado en las esferas calientes fue superior al 60 %, y en las esferas frías fue superior al 75 %. La precisión de corrección de atenuación y corrección de eventos dispersos se observó con porcentajes de 15,36 % y 8,52% en el caso de los cortes más cercanos al maniquí de dispersión. La evaluación del desempeño del componente PET en el tomógrafo Biograph mCT, por medio de las pruebas NEMA, permitió concluir condiciones óptimas de operación.
{"title":"Evaluación del desempeño físico del tomógrafo por emisión de positrones PET-CT Biograph mCT 20, del Servicio de Medicina Nuclear de la Clínica Imbanaco","authors":"Luis Eduardo López Latorre, Johana Alexandra Velasco Jaramillo, Jesús Anselmo Tabares Giraldo","doi":"10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.657","DOIUrl":"https://doi.org/10.32685/2590-7468/invapnuclear.6.2022.657","url":null,"abstract":"Los múltiples factores físicos inherentes al proceso de adquisición de la tomografía por emisión de positrones (PET) implican posibles niveles de imprecisión en la toma de imágenes, lo cual puede traducirse en una incorrecta descripción de la patología del paciente. Es menester conocer, analizar y aplicar un plan de aseguramiento de calidad que evalúe el desempeño del tomógrafo respecto a los resultados iniciales de aceptación o fábrica, con el fin de determinar su nivel de confiabilidad y de esta manera asegurar la calidad del diagnóstico médico que se realiza a los pacientes que requieren esta ayuda diagnóstica. Se evaluó el impacto de los parámetros del desempeño del tomógrafo respecto a la calidad del diagnóstico médico. Para ello se determinó el valor de la sensibilidad del PET utilizando una fuente lineal de 18F-FDG con 4,44 MBq (0,12 mCi), y se encontró una sensibilidad a 0 cm del eje del FOV de 6,28 cps/kBq, y a 10 cm del eje del FOV, de 5,96 cps/kBq; la resolución del PET fue calculada por medio de la suma de los FWHM de las funciones PSF en cada una de las posiciones de adquisición de una fuente de ~3,30 MBq (89,15 μCi) contenida en un volumen de ~1,9 mm3; la fracción de dispersión, razón de eventos aleatorios totales y NECR fue determinada por medio de una fuente lineal de 1,0 ± 0,1 cm de longitud, con una actividad de ~1070 MBq (28,92 mCi), con lo cual se obtuvo un resultado equivalente al 35,5 % para el parámetro de fracción de dispersión, y un pico NECR igual a 103,31 kcps. La evaluación de la calidad de imagen, precisión de corrección de atenuación y corrección de eventos dispersos se realizó mediante el protocolo de adquisición habitual del servicio. El porcentaje de contraste observado en las esferas calientes fue superior al 60 %, y en las esferas frías fue superior al 75 %. La precisión de corrección de atenuación y corrección de eventos dispersos se observó con porcentajes de 15,36 % y 8,52% en el caso de los cortes más cercanos al maniquí de dispersión. La evaluación del desempeño del componente PET en el tomógrafo Biograph mCT, por medio de las pruebas NEMA, permitió concluir condiciones óptimas de operación. ","PeriodicalId":33998,"journal":{"name":"Revista Investigaciones y Aplicaciones Nucleares","volume":"1 1","pages":""},"PeriodicalIF":0.0,"publicationDate":"2002-12-28","publicationTypes":"Journal Article","fieldsOfStudy":null,"isOpenAccess":false,"openAccessPdf":"","citationCount":null,"resultStr":null,"platform":"Semanticscholar","paperid":"69981124","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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京ICP备2023020795号-1
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