Rodriguez Estela, Jean C. (2021) Adaptación de la ecuación de la actividad inducida por irradiación intermitente para la producción de radioisótopos / Adaptation of the equation of the induced activity by intermittent irradiation for the production of radioisotopes. Trabajo Final (CEATEN), Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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| PDF (Tesis) Español 3013Kb |
Resumen en español
Se ha desarrollado un formulismo matemático para determinar la actividad del radioisótopo a priori considerando irradiaciones intermitentes requiriendo como el flujo neutrónico como variable de entrada. En consecuencia, se ha establecido una metodología para determinar los parámetros de los flujos neutrónicos térmicos y epitérmicos para alta potencia por el método de doble monitor desnudo en el reactor RP-10 del Centro Nuclear de Huarangal empleando lámina de Au(0.1%)-Al y alambre electrolíticos de Cu. No se consideró los factores de corrección de autoapantallamiento térmico y epitérmico. Se determinó los flujos neutrónicos térmicos y epitérmicos en la posición B1 del SNIM del núcleo del reactor RP-10 para una potencia de 5.6 MW, los cuales fueron corroborados por los calculados por el programa Serpent observando un buena coincidencia en los valores del flujos neutrónicos. De acuerdo al modelo, se observa que la actividad de 99Mo, de T1/2 intermedios, tiende a una asíntota siendo este comportamiento corroborado por los datos experimentales. Se espera que para radioisótopo de períodos de semidesintegración intermedios tengan este mismo comportamiento. Se determinó el rendimiento de producción de 99Mo usando el formulismo matemático obteniéndose 85% en promedio para muestras tipo puntual y 61% para muestras en condiciones rutinarias de producción comercial. Esta herramienta matemática implementada permitirá optimizar los procesos de producción de los radioisótopos en los reactores de investigación nuclear.
Resumen en inglés
A mathematical formulary has been developed to determine the radioisotope activity a priori considering intermittent irradiations requiring neutron flux as input variable. Consequently, a methodology has been established to determine the parameters of the thermal and epithermal neutron flux for high power by the bare double monitor method in the RP-10 reactor of the Huarangal Nuclear Center using Au (0.1%)-Al foil and Cu electrolytic wire. The correction factors of thermal and epithermal self-shielding were not considered. The thermal and epithermal neutronic fluxes were determined in the B1 position of the SNIM of the RP-10 reactor core for a power of 5.6 MW, which were corroborated by those calculated by the Serpent program, observing a good agreement in the neutron flux values. According to the model, it is observed that the activity of 99Mo, of intermediate T1/2, tends to an asymptote, this behavior being corroborated by the experimental data. It is expected that for radioisotope of intermediate half-lives they will have this same behavior. The production yield of 99Mo was determined using mathematical formulary, obtaining 85% on average for point type samples and 61% for samples under routine conditions of commercial production. This implemented mathematical tool will allow the optimization of radioisotope production processes in nuclear research reactors.
| Tipo de objeto: | Tesis (Trabajo Final (CEATEN)) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Research reactor; Reactor de investigación; Radioisotopes; Radioisótopos; [99Mo production; Producción de 99Mo; Intermittent irradiation; Irradiaciones intermitentes] |
| Referencias: | [1] Cristini P et al., “Actividades de Producción de Radioisótopos en la Argentina,” 2015. [Online]. Available: http://www.irpabuenosaires2015.org/Archivos/tr-completos/irpa/CARRANZAradioisotoposporfision.pdf. [2] F. F. (Russ. Knapp and S. Mirzadeh, “The continuing important role of radionuclide generator systems for nuclear medicine,” Eur. J. Nucl. Med., vol. 21, no. 10, pp. 1151–1165, 1994, doi: 10.1007/BF00181073. [3] I. V. Mednis, “Calculations of induced activity in the case of intermittent irradiation,” J. Radioanal. Chem., vol. 7, no. 2, pp. 355–363, 1971, doi: 10.1007/BF02513808. [4] J. Benavente, “Mapeamento de Fluxo e Estimativa do Termo Fonte de Radiação de Campos Neutrônicos Gerados pelo Cíclotron GE PETtracer-8,” Benavente, J.A., 2017. Mapeamento do fluxo e estimativa do termo fonte de radiação de campos neutrônicos gerados pelo cyclotron GE PETtrace-8. Doctoral thesis, Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG). Belo Horizonte., 2017. [5] K. Ahmad, “Estimating the activity of radioisotopes produced in intermittent irradiation of targets in nuclear reactors,” J. Radioanal. Nucl. Chem., vol. 218, no. 1, pp. 71–75, 1997, doi: 10.1007/BF02033976. [6] B. Arcipiani and E. Pedretti, “Some generalizations on the activation in intermittent flux with multiple decay,” Nucl. Instruments Methods, vol. 163, pp. 507–510, 1979. [7] J. Rodriguez and P. Mendoza, “Medición del flujo neutrónico mediante método de doble monitor desnudo,” Inf. Científico Tecnológico, vol. 16, no. 1, pp. 3–9, 2016. [8] N. Moreno, “Evaluación de nanomateriales SiO2-TiO2 para el desarrollo y optimización del generador 99Mo/99mTc en medicina nuclear,” Moreno, N. Evaluación de nanomateriales SiO2-TiO2 para el desarrollo y optimización del generador 99Mo/99mTc en medicina nuclea. Tesis de Maestría, Universidad Autónoma del Estado de México. México, 2018. [9] F. Monroy-Guzmán and J. Alanís Morales, “Contribuciones del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares al avance de la Ciencia y la Tecnología en México La protección y seguridad radiológica en el inin,” no. April, 2010, [Online]. Available: http://inin.gob.mx/documentos/publicaciones/contridelinin/Capítulo 9.pdf. [10] G. Montero de Espinosa Costa, “Control de calidad de generadores de 99Mo/99mTc de columna seca,” Montero, G., Control de calidad de generadores de 99Mo/99mTc. Tesis de Doctorado, Universidad Computense de Madrid. Madrid., 2002. [11] J. C. Rodriguez, Asesores, J. Aurelio, B. Cabrejos, P. A. Mendoza, and H. Lima, “Validación de los parámetros del flujo neutrónico determinado por el método de doble monitor desnudo mediante la determinación de la sección eficaz de captura de 98Mo en el reactor RP-10,” Tesis de Licencitura, Universidad Nacional Mayor de San Marcos. Lima, 2019. [12] S. Mughabghab, “Thermal neutron capture cross sections resonance integrals and g-factors,” International Atomic Energy Agency, no. 11376. 2003. [13] K. H. Beckurts and K. Wirtz, Neutron Physics. Springer, Berlin, Heidelberg, 1964. [14] J. H. Baard, W. L. Zijp, and H. J. Nolthenius, “Nuclear data guide for reactor neutron metrology,” Int. J. Radiat. Appl. Instrumentation. Part A. Appl. Radiat. Isot., vol. 41, no. 7, p. 707, 1990, doi: 10.1016/0883-2889(90)90093-v. [15] M.-M. Bé, N. Coursol, B. Duchemin, F. Lagoutine, and J. Legrand, “Table of Radionuclides,” Note technique LNHB 2011/53, Saclay, Francia. Accessed: Feb. 15, 2021. [Online]. Available: http://www.nucleide.org/DDEP_WG/DDEPdata.htm. [16] J. Leppänen, “Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code, VTT Technical Research Centre of Finland, March 6,” 2012. |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Reactores de investigación |
| Código ID: | 1004 |
| Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
| Depositado En: | 02 Jun 2022 14:56 |
| Última Modificación: | 02 Jun 2022 15:34 |
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