Sistema experimental para la irradiaci³n de muestras biol³gicas en un canal radial de un reactor
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INSTITUTO SUPERIOR DE TECNOLOGÍAS Y CIENCIAS APLICADAS DEPARTAMENTO DE INGENIERÍA NUCLEAR Sistema experimental para la irradiación de muestras biológicas en un canal radial de un reactor nuclear en operación Tesis presentada en opción al grado científico de Doctora en Ciencias Técnicas Maritza Rodríguez Gual La Habana 2011
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INSTITUTO SUPERIOR DE TECNOLOGÍAS Y CIENCIAS APLICADAS DEPARTAMENTO DE INGENIERÍA NUCLEAR
Sistema experimental para la irradiación de muestras biológicas en un canal radial de un reactor nuclear en operación
Tesis presentada en opción al grado científico de Doctora en Ciencias Técnicas
Maritza Rodríguez Gual
La Habana 2011
INSTITUTO SUPERIOR DE TECNOLOGÍAS Y CIENCIAS APLICADAS DEPARTAMENTO DE INGENIERÍA NUCLEAR
Sistema experimental para la irradiación de muestras biológicas en un canal radial de un reactor nuclear en operación
Tesis presentada en opción al grado científico de Doctora en Ciencias Técnicas
Autora: MSc. Maritza Rodríguez Gual
Tutores: Prof. Dr., Airton Deppman(IF-USP, Brasil), Prof. Dr., Paulo R. Coelho(IPEN-CNEN, Brasil) Dr. Oscar Rodriguez Hoyos (INSTEC, Cuba) Dr. Wenceslao Carrera Doral (CUBANERGIA, Cuba)
La Habana 2011
AGRADECIMIENTOS
DEDICATORIA
SÍNTESIS
TABLA DE CONTENIDO
INTRODUCCIÓN............................................................................................3
CAPITULO 1 - TENDENCIAS Y TECNOLOGÍAS ACTUALES .........16
1.1- Instalaciones experimentales de irradiación en los reactores nucleares.... 16
1.2- Materiales de filtros................................................................................... 21
1.3- Metodología para obtener el flujo de neutrones requerido. ..................... 26
1.4- Estudios del daño inducido por la radiación ionizante en el ADN ........... 28
CAPITULO 2 - MATERIALES Y MÉTODOS EMPLEADOS ...............31
2.1- Reactor de investigaciones IEA-R1 .......................................................... 31
2.1.1- Descripción de la fuente de neutrones .......................................... 31
2.1.2- Descripción del canal de irradiación............................................. 33
2.2- Propuesta del sistema de posicionamiento de la muestra.......................... 36
2.2.1- Aspectos tecnológicos................................................................... 36
2.2.2- Definición de los requisitos funcionales ...................................... 37
2.3- Método empleado para la formación del flujo de neutrones ..................... 40
2.4- Método de Monte Carlo ............................................................................ 46
2.5- Irradiación de muestras biológicas ............................................................ 53
2.5.1- Muestras de ADN ......................................................................... 53
2.5.2- Método para detectar el daño al ADN .......................................... 54
2.5.3- Método para cuantificar el daño al ADN...................................... 56
2.5.4- Control de temperatura antes y después de la irradiación............. 58
2
2.5.5- Método para la estimación del daño al ADN................................ 59
2.6- Medición de las dosis de radiación ........................................................... 61
CAPITULO 3- RESULTADOS Y DISCUSIÓN.........................................63
3.1- Sistema de posicionamiento de las muestras construido........................... 63
3.1.1- Operación del sistema ................................................................... 67
3.1.2- Aspectos de Protección Radiológica............................................. 69
3.1.3- Características generales del sistema construido .......................... 70
3.2- Sistema de formación del flujo.................................................................. 71
3.2.1- Modelación del canal de irradiación por Monte Carlo ................. 71
3.2.2- Determinación de los materiales de filtros.................................... 74
3.3- Cálculo de la dosis absorbida .................................................................... 84
3.3.1- Resultados del cálculo de la dosis absorbida con el MCNPX ...... 84
3.3.2- Incertidumbres en la simulación por Monte Carlo ....................... 89
3.4- Resultados de la irradiación de muestras biológicas ................................. 91
3.4.1- Daño inducido en el ADN con el flujo de neutrones obtenido ..... 91
3.4.2- Análisis estadístico de los resultados experimentales................. 105
3.5- Aplicabilidad del sistema construido ..................................................... 108
3.6- Impacto del sistema experimental construido ......................................... 108
CONCLUSIONES........................................................................................111
RECOMENDACIONES..............................................................................112
REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICA .........................................................113
REFERENCIAS DE LA AUTORA............................................................120
ANEXO- DIAGRAMA ORGANIZATIVO...............................................123
3
INTRODUCCIÓN
Los reactores nucleares son una de las más importantes instalaciones que promueven el
desarrollo de la ciencia y tecnología nuclear.
Existe un número considerable de diferentes tipos de reactores nucleares que pueden
clasificarse sobre la base de múltiples criterios, como pueden ser, entre otros: el
moderador, el refrigerante, el tipo de reacción nuclear, el combustible, su generación, y
su uso.
De acuerdo a su uso pueden clasificarse en: reactores de potencia, aquellos que se
utilizan para la producción de energía eléctrica; de propulsión para naves marinas y
cohetes; de producción de plutonio; de investigación.
Con los reactores de investigación está relacionado el objeto del presente trabajo de
tesis.
Si en los reactores de potencia el objetivo principal es conseguir altos flujos de calor
para la producción de electricidad, con el mínimo flujo de neutrones, en los reactores
de investigación el objetivo es producir los máximos flujos de neutrones con la mínima
potencia térmica. En comparación con los reactores de potencia los reactores de
investigación se caracterizan por ser de menores dimensiones y sus diseños son mucho
más diversos, en correspondencia con los objetivos específicos de los trabajos y
experimentos que en él se planifiquen.
La mayor parte de los reactores de investigación están instalados en Centros de
investigaciones y en universidades. Los mismos constituyen potentes fuentes de
radiación neutrónica y gamma de imprescindible uso para la investigación, la
4
producción de radioisótopos, el estudio de materiales, el entrenamiento del personal,
entre otros usos (Esposito y otros, 2007; Hsu y otros, 2009).
En la actualidad existen cerca de 665 reactores de investigación en el mundo (IAEA,
2007), de los que hay 237 en operación. 5 están en construcción.
Una buena parte de los reactores nucleares de investigación que se encuentran en
operación es utilizada fundamentalmente para la producción de isótopos, lo que exige
configuraciones de sus zonas activas muy específicas, para obtener los parámetros
adecuados de flujo. Esto hace que cualquier otra investigación que se realice en estos
reactores deba estar supeditada al objetivo de producción.
En Brasil existen 4 reactores nucleares de investigación. El reactor IPR-R1 de 250 kW
de potencia del tipo TRIGA-MARK 1 situado en Minas Gerais, el Argonauta de 200
kW de potencia localizado en Río de Janeiro, el conjunto crítico IPEN/MB-01 de
100 W de potencia y el IEA-R1. Estos dos últimos están en el Instituto de Pesquisas
Energéticas y Nucleares (IPEN) de São Paulo. El IEA-R1 es el único reactor de
investigaciones en Brasil con el nivel de potencia satisfactorio para su utilización en la
producción de radioisótopos, las investigaciones científicas en la física, la química, la
biología y la ingeniería (Saxena, 2007).
El reactor de investigaciones IEA-R1, es un reactor de tipo piscina, moderado y
refrigerado por agua ligera que usa grafito y berilio como reflector. Fue proyectado y
construido por la Empresa Norteamericana Babcock & Wilcox y alcanzó su primera
criticidad el 16 de Septiembre de 1957. A partir de entonces operó a una potencia de
2MW en un ciclo de 8 horas por día, 5 días por semana.
El reactor IEA-R1 es uno de los reactores de su tipo más viejos del mundo y ha estado
operando por más de 50 años con excelentes indicadores de seguridad. El mismo es
usado fundamentalmente para la producción de radioisótopos, demandados por las
5
instituciones médicas y la industria. Se emplea, además, para trabajos de Análisis por
Activación Neutrónica para la inspección de materiales y del combustible, así como
para entrenamientos y enseñanza tanto de estudiantes de pre-grado como de post-grado
y de operadores de reactores (Saxena, 2007). Debido al aumento de la demanda de
radioisótopos para su aplicación en la medicina, industria y agricultura, se inició a
mediados de 1995, un proyecto de modernización del reactor, incluyendo un aumento
de su potencia hasta 5 MW. En septiembre de 1997, fue alcanzada la potencia planeada,
ampliándose su ciclo de operación hasta 64 horas continuas semanales (Frajndlich,
2009).
En el reactor IEA-R1 se han realizado muchos esfuerzos para mejorar su régimen de
operación, extender su tiempo de vida y garantizar su operación segura y continua.
Actualmente opera a 3,5 MW en un ciclo de 64 horas por semana y debido al programa
de modernización implementado hace varios años se ha estimulado su utilización para
otras aplicaciones (Frajndlich, 2009).
En el reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 se cuenta con diferentes instalaciones
experimentales externas al núcleo y a la piscina del reactor. Entre las instalaciones
experimentales de irradiación externas al núcleo del reactor y a la piscina del reactor se
encuentran los canales de irradiación horizontales y la columna térmica. Los canales de
irradiación horizontales son 11 en total, siendo 8 radiales y uno tangencial en relación al
núcleo y dos en frente a la columna térmica. El canal tangencial del reactor no está
disponible.
El uso de la columna térmica está limitada, porque el reactor debe estar posicionado en
frente de la misma y de esta forma se pararían los otros experimentos del reactor, pues
el mismo se encontraría fuera de su posición normal de operación.
En el año 1997 (Coelho y otros, 1997) fue aprobado un proyecto de investigación para
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desarrollar estudios de Terapia por Captura Neutrónica en el Boro (BNCT), para lo cual
fue asignado el canal radial #3 disponible en el reactor nuclear de investigaciones IEA-
R1. El presente trabajo se realizó en el marco de ese proyecto de investigación.
Es por ello que el canal radial #3 de irradiación para la realización del objetivo
planteado es el objeto principal de nuestro trabajo de investigación.
Los objetivos del proyecto aprobado demandaban la irradiación ″in vitro″ de muestras
biológicas, en determinadas condiciones de flujo neutrónico y gamma, con el reactor en
operación. Este requisito no era cumplido por el canal de irradiación y su equipamiento
adjunto.
Para hacer que el canal de irradiación cumpliera los requisitos que se exigían para esta
investigación había necesidad de resolver dos problemas:
1. Construir un sistema de posicionamiento de las muestras, que permitiera la
introducción y extracción de las mismas sin necesidad de detener el reactor y
que además, cumpliera con un conjunto de características particulares para la
irradiación de las muestras biológicas.
2. Obtener el flujo de neutrones requerido en el lugar de posicionamiento de la
muestra para su irradiación.
En el canal radial asignado, sólo podía realizarse una irradiación semanal, por ser esta la
frecuencia de parada del reactor. No existía la posibilidad de variar el tiempo de
exposición, lo que imposibilitaba la realización de los estudios planteados.
El uso de ese canal estaba limitado ya que no se disponía de ningún dispositivo que
permitiera la colocación y retirada de las muestras con el reactor en funcionamiento en
la posición de irradiación.
De ahí surge la necesidad de construir y poner en funcionamiento un sistema de
posicionamiento de muestras biológicas para su irradiación en el canal radial #3
7
del reactor nuclear de investigaciones IEA-R1, que permitiese la colocación y
retirada de las muestras con el reactor en funcionamiento.
Diferentes grupos de investigadores en el mundo están llevando a cabo estudios con el
objetivo de entender mejor la naturaleza del daño causado por la radiación ionizante en
el ADN. En estos trabajos se utiliza el ADN de plasmidios por ser estos de menor
tamaño y más fáciles de analizar utilizando técnicas poco costosas como el gel de
electroforesis. Uno de los objetivos de estas investigaciones es conocer como este
complejo proceso es realizado y de esa forma evitar o disminuir los efectos causados en
células sanas y aumentar su efecto en células cancerígenas. La mayoría de los trabajos
revisados están dedicados al estudio del efecto de los rayos X, partículas alfa, gamma y
electrones sobre el ADN (Friedland y otros, 2005; Edel y otros, 2006; Purkayastha y
otros, 2007; Hunniford y otros, 2007; Akamatsu y otros, 2007; Yokoya y otros, 2008;
Śmialek y otros, 2008; Sharma y otros, 2008; Divyasree y otros, 2010). Ello se explica
por ser estas fuentes de radiaciones de más fácil acceso, como es el caso de los
aceleradores lineares e irradiadores dentro de hospitales y centros de investigación. Muy
pocas han sido las publicaciones encontradas que estudien los efectos de los protones y
neutrones, debido a la necesidad de poseer instalaciones muy costosas que sean capaces
de generarlas, además de la complejidad que trae realizar su irradiación. Se han
reportado algunos estudios “in vitro” e “in vivo” con neutrones rápidos y en presencia
de capturador de radicales libres (Spotheim-Maurizott, 1990; Stankus, 1995; Peak,
1995; Pogozelski, 1999; Hacker-Klom, 2000; Seche, 2002; Pang, 2005; Tsoulou, 2005).
Por otra parte, debido a que en estos estudios realizados por varios laboratorios del
mundo, las condiciones experimentales son diferentes es una dificultad la comparación
entre ellos. Se observan diferencias en órdenes de magnitud debido a factores tales
8
como: tipo de molécula de ADN y concentración de ADN, grado de pureza, capturador
de radicales libres y metodología de análisis.
Es por ello que los investigadores brasileños y cubanos se propusieron desarrollar una
metodología experimental que permitiera hacer un estudio sistémico de la interacción de
la radiación con la molécula ADN. De ahí surgió el proyecto internacional de la
Fundação de Amparo á Pesquisa do Estado de São Paulo, titulado: “Interação de
radiação com o DNA”, Proyecto FAPESP 097555-0, 2002-2006. En el proyecto
tomaron parte un grupo multidisciplinario de especialistas de Cuba y Brasil. Dicho
proyecto consistió en estudiar daños inducidos por diferentes tipos de radiación (rayos
gamma, protones y neutrones) manteniendo el mismo tipo de molécula, el mismo
capturador de radicales libres y la misma metodología de análisis (protocolo de
purificación y programa de cuantificación). El presente trabajo de tesis fue elaborado en
el marco de ese proyecto y además de los objetivos antes enunciados a la aspirante se le
asignó como objetivo: la realización del estudio del daño inducido por la radiación
neutrónica con un flujo de neutrones predominantemente de energía térmica y en
ausencia de capturador de radicales libres.
El principal objetivo consistía en aportar datos experimentales sobre el efecto del campo
mixto (neutrones térmicos + rayos gamma) del reactor en el ADN plasmidial y unirlos
a otros resultados a partir de la irradiación con rayos gamma y protones que utilizaran
exactamente la misma metodología de análisis que se estableciera (Echeimberg, 2003;
Gouveia, 2004 y Mas, 2006). Estos experimentos fueron realizados por un grupo de
cuatro investigadores, entre los que se encuentra la aspirante. Los otros tres
investigadores ya defendieron sus tesis de maestría y doctorales.
Estos y otros datos de la literatura podrán ser utilizados para la validación de
los diferentes estudios teóricos que tratan de modelar el daño producido en el
9
ADN por las radiaciones ionizantes (Champion y otros, 2005; Nikjoo y otros, 2006;
Semenenko y otros, 2006; Uehara y Nijkoo, 2006). En esto radica la importancia de este
estudio con el ADN.
Para la construcción de cualquier sistema ingenieril es necesario tener en cuenta varios
factores: tecnología a emplear, construcción, materiales de fabricación y
funcionamiento
Teniendo en cuenta lo anteriormente planteado, varias soluciones pueden ser propuestas
para el diseño del sistema de posicionamiento de las muestras biológicas para su
irradiación en el canal radial #3 del reactor nuclear de investigaciones IEA-R1.
Existen diferentes sistemas desde los más simples a los más complejos (Jang y otros,
2004; Li y otros, 2004; Ordenes y otros, 2005; Esposito y otros, 2007; Chung y otros,
2008; Burgett y otros, 2009; Palmer, 2010; Olsen y otros, 2010; Ismail, 2010).
Decidir la construcción de un sistema apropiado para solucionar el problema constituyó
una meta.
El proyecto imponía el requerimiento de que en el lugar de irradiación se requería unas
características del flujo que fuera: de neutrones con energías mayoritariamente térmicas,
baja componente de rayos gamma y de neutrones con energía rápida.
Para obtener un flujo de neutrones con esas características es necesario, emplear el
método de filtrado. Los filtros son materiales que sirven para remover la radiación no
deseada desde el flujo que emerge hacia ellos.
Ahora bien, el sistema de formación del flujo de neutrones necesario para la irradiación
de las muestras, es una parte del diseño general de las instalaciones experimentales de
los reactores nucleares de investigación y comprende:
1. Cálculo del flujo que atraviesa la superficie de los filtros, y
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2. La selección, construcción e instalación de los filtros seleccionados en base
a los cálculos previos realizados.
Para el cálculo del flujo que atraviesa la superficie de los filtros se emplean códigos
basados en el método Monte Carlo (Giusti y otros, 2003; Natvi y otros, 2003; Oliveira
y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Jang, y otros, 2004; Nigg y otros, 2004; Tracz y
otros, 2004; Kotiluoto, 2004; Nava y otros, 2005; Gao, 2005; Sweezy y otros, 2005;
Burlon y otros, 2005; Gritzay y otros, 2004; Ghassoun, 2007; Myong y otros 2007;
Moussaoui y otros, 2008; Belousov e Ilieva, 2009) el cual ha demostrado ser una
poderosa herramienta para dicho fin.
Importancia práctica que ha tenido el trabajo para Brasil
El reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 es el de mayor uso en Brasil, por lo que
facilitar su empleo ha sido un trabajo permanente de ese colectivo. Con la
implementación de los dispositivos experimentales resultantes de esta tesis se ha
ampliado la efectividad del uso del reactor, por cuanto se ha creado la capacidad de
irradiación de muestras en el canal #3 sin que el reactor deje de funcionar, lo cual
amplía y mejora sus posibilidades para la investigación y los servicios. Ahí radica la
importancia práctica de este estudio.
Importancia que tiene para Cuba el trabajo desarrollado
Es objetivo de la Agencia de Energía Nuclear y Tecnologías de Avanzada (AENTA) de
Cuba, mantener un grupo de personas preparadas en temas nucleares por la posibilidad
futura de retomar un programa nuclear de mayor envergadura en ésta área.
Enmarcados en este objetivo ha estado la capacitación y formación de personal
especializado en el área nuclear, adquiriendo experiencia en reactores nucleares e
11
intercambiando con colectivos de alto nivel científico, para que esta experiencia pueda
ser transmitida a otros especialistas en nuestro país. Precisamente en este objetivo se ha
enmarcado el presente trabajo de tesis, que se ha llevado a cabo como resultado de la
colaboración entre el Instituto Superior de Tecnologías y Ciencias Aplicadas (InSTEC),
el Instituto de Física de la Universidad de Sao Paulo (IF-USP) y el Instituto de
Pesquisas y Energéticas Nucleares de Sao Paulo (IPEN).
Justificación del estudio
1. Necesidad de cumplir los objetivos y de satisfacer las demandas experimentales
de un programa de investigación aprobado para ser ejecutado por un colectivo
de investigadores en el reactor IEA-R1 de Brasil.
2. No se contaba con un sistema experimental que pudiera satisfacer las
condiciones necesarias para la irradiación de las muestras biológicas en el canal
BH#3, en correspondencia con los objetivos planteados al proyecto.
3. No se contaba con datos de rendimientos de roturas simples y dobles inducidas
en la molécula de ADN por un flujo de neutrones fundamentalmente de energía
térmica.
La actualidad del trabajo está sustentada por los propios objetivos de investigación
planteados al proyecto, así como por el impacto que tiene en la ampliación del uso del
reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 en diferentes investigaciones básicas y
aplicadas.
El problema científico que aborda este trabajo es: la carencia en el reactor IEA-R1 de
un sistema experimental que permita la irradiación de muestras biológicas en
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condiciones de flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas en el canal
asignado, sin necesidad de realizar la parada del reactor, para la ejecución del programa
de investigaciones aprobado.
El objeto de investigación: el sistema experimental para irradiación de muestras
biológicas con flujos de neutrones mayoritariamente térmicos en el canal #3 del reactor
IEA-R1 de Brasil.
El objetivo general es “construir un sistema experimental para la irradiación de
muestras biológicas en condiciones de un flujo de neutrones con energías
mayoritariamente térmicas sin necesidad de detener el funcionamiento del reactor
IEA-R1 y llevar a cabo la irradiación de muestras biológicas en esas condiciones”.
Con éstos propósitos se definen como objetivos específicos de ésta tesis:
1. Construir y poner en funcionamiento un sistema de posicionamiento de las
muestras para su irradiación en el canal radial #3 del reactor de
investigaciones IEA-R1, sin detener la operación del reactor.
2. Obtener las características del flujo necesario para el experimento en el lugar
de irradiación.
3. Obtener los datos de rendimientos de roturas simples y dobles inducidas en
la molécula de ADN por un flujo de neutrones fundamentalmente de energía
térmica.
Este trabajo parte de la hipótesis de que: “se puede construir un sistema experimental
en el canal radial #3 del reactor nuclear IEA-R1 para la irradiación de muestras
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biológicas con un flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas y con el
reactor en funcionamiento”.
Los métodos experimentales y matemáticos empleados en el desarrollo de la
investigación se exponen a continuación:
1. El código de transporte de partículas basado en técnicas de Monte Carlo, MCNP
para la obtención de los filtros adecuados.
2. El método de electroforesis en gel de agarosa horizontal, que permitirá la
determinación de los efectos inducidos por la radiación en el ADN plasmidial.
3. El método de los Mínimos Cuadrados para la realización del ajuste de las curvas
de dosis-efecto.
4. Métodos predictivos: Análisis de Regresión Lineal Simple y de Regresión
Lineal Múltiple con el uso de variables indicadoras.
5. Métodos estadísticos de análisis: de varianza (ANOVA), prueba t de Student y
prueba F de Fisher para el análisis de los resultados.
Para facilitar una ubicación más rápida del lector de lo que se expone en la tesis, se ha
elaborado un diagrama con los objetivos y organización seguidos en la investigación
que se muestra en el anexo.
Beneficios esperados
El valor práctico de esta investigación viene dado porque:
• Se crean posibilidades para nuevas investigaciones en el reactor nuclear IEA-R1
en su conjunto.
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• Se logra por primera vez utilizar el canal radial #3 del reactor IEA-R1 para la
irradiación de muestras biológicas, sin detrimento de las otras líneas de
investigación.
• No se detiene el funcionamiento del reactor, por lo que no se detiene la
producción de isótopos, pilar económico y social del reactor.
El aporte económico de esta investigación viene dado por el ahorro de tiempo y dinero
por concepto de construcción rápida y no costosa del sistema experimental y de
implementación y por el ahorro de energía eléctrica.
El aporte social viene dado por:
• El sistema experimental desarrollado permitió cumplir los objetivos del proyecto
aprobado y realizar el estudio del daño inducido por la radiación en moléculas
de ADN.
• La experiencia adquirida en el trabajo experimental en infraestructura
tecnológica inexistente en el país (reactores nucleares), así como en el manejo de
técnicas de detección de daño inducido en moléculas de ADN.
• Se fortaleció la colaboración científica internacional entre ambos países.
Novedad
• Se construyó un dispositivo mecánico propio para la manipulación remota de
muestras biológicas en un canal radial de un reactor nuclear de investigaciones
con el objetivo de llevar a cabo las irradiaciones requeridas sin necesidad de
interrumpir la operación del reactor nuclear.
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• Se determinó un arreglo de filtros adecuados para la realización de las
irradiaciones de moléculas de ADN con un flujo de neutrones con energías
mayoritariamente térmicas.
• Se determinó el rendimiento de roturas simples y dobles inducido en la molécula
de ADN por un flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas.
Este trabajo de tesis estuvo insertado además, en dos proyectos nacionales: un
Proyecto Ramal Nuclear titulado:”Estudio de sistemas biológicos aplicando
herramientas nucleares”, PRN/7-1/2002, 2002-20004, y en un Proyecto Nacional de
Ciencia y Técnica, titulado:”Modelos computacionales para la simulación de procesos
de larga duración y alta resolución”, PNCT-TI 01700040, 2006-2008.
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CAPITULO 1 - TENDENCIAS Y TECNOLOGÍAS ACTUALES
1.1- Instalaciones experimentales de irradiación en los reactores nucleares.
Las instalaciones experimentales de irradiación existentes en los reactores nucleares de
investigación son muy diversas y pueden ser internas y externas al núcleo o a la piscina
del reactor.
Entre las principales instalaciones de irradiación internas al núcleo del reactor se
encuentran los canales verticales y los sistemas neumáticos. Estas instalaciones son
utilizadas cuando se requieren altos flujos de neutrones. En ellas se obtiene un flujo
neutrones mixtos con componente gamma
Entre las instalaciones de irradiación externas se hallan también canales verticales,
canales horizontales, las columnas térmicas, las celdas calientes y las de irradiación
gamma.
Estos canales verticales y horizontales externos son utilizados cuando no se requieren
altos flujos de neutrones.
Entre los canales horizontales se encuentran los radiales y tangenciales. Los canales
tangenciales de los reactores nucleares son más apropiados que los canales radiales para
experimentos en los que se requiere un menor fondo de radiación gamma y de neutrones
rápidos porque su eje se encuentra fuera del núcleo del reactor.
Las columnas térmicas son utilizadas para aquellos experimentos que requieren un alto
flujo de neutrones de energía térmica.
Actualmente, muchas de las columnas térmicas están siendo empleadas para BNCT
(Pinelli y otros 2002; Zaitsev y otros 2004; Kononov y otros, 2004).
Existen otras columnas llamadas epitérmicas empleadas también para proveer un flujo
epitérmico para la BNCT. Estas columnas pueden ser divididas en dos categorías
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generales: las que emplean “suavizador de espectro” (Tanaka K. y otros, 2001) y filtros
(Esposito y otros, 2007) y las que emplean moderadores (Burn y otros, 2006).
Los materiales usados como suavizador de espectro en realidad lo que hacen es bajar la
energía media del espectro.
Las celdas calientes son recintos blindados para manejar niveles altos de actividad y son
aplicadas fundamentalmente para la producción de radioisótopos.
Las instalaciones de irradiación gamma son diseñadas para la irradiación de materiales
con radiación gamma proveniente del combustible nuclear gastado.
Todas estas instalaciones experimentales de irradiación están provistas con
equipamientos opcionales tales como los sistemas de colocación y retirada de las
muestras.
El diseño ingenieril de estos sistemas depende del tipo de reactor utilizado y el uso de
una u otra instalación experimental de irradiación depende del flujo de radiación
requerido para la investigación (Povolo, y otros, 2000; Pinelli, y otros, 2002; Jang y
otros, 2004; Zaitsev y otros, 2004; Ordenes, y otros, 2005; Golnik and Krzysztof, 2006;
Esposito y otros, 2007; Myuong y otros, 2007; Chung y otros, 2008; Burgett y otros,
2009; Palmer, 2010;),
o Canales verticales
En el reactor Maria, de Polonia (Golnik and Krzysztof, 2006) utilizan un canal vertical
para la irradiación de células vivas compuesto por dos conductos concéntricos. El
interior de los conductos (9 m de largo) está equipado para la transportación automática
del contenedor de los cultivos de células y el exterior está relleno de agua para la
estabilización de la temperatura a lo largo del paso del contenedor. Estos están
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montados en el tanque del reactor y el punto de irradiación esta justamente detrás del
reflector de grafito. La parte inferior está blindada con cuatro anillos de plomo. Este
dispositivo de irradiación construido requiere de un sistema para la estabilización de la
temperatura lo que encarece la instalación experimental.
En el reactor del Centro Nuclear de Ciencias de la Universidad A&M de Texas (NSCR)
(Jang, 2004) para entender los mecanismos del daño causado por la radiación a nivel
celular y molecular crearon un sistema de irradiación para animales y sistemas in
vivo/in vitro que incluye una cavidad de exposición hecha con una aleación de plomo-
bismuto ubicada frente a la piscina del reactor, un sistema de posicionamiento en la
cavidad, un sistema de monitoreo de la dosis de radiación, un sistema de transferencia
de la muestra y unos filtros intercambiables para proveer un flujo alto de neutrones
rápidos. El sistema de transferencia de la muestra utilizado es neumático y además
existe un sistema de rail movible sobre una mesa de acero.
En el Reactor RA-1, del tipo PHWR de Atucha, en Argentina (Povolo, y otros, 2000)
dentro uno de los canales verticales de irradiación del reactor ubicado dentro del
reflector de grafito externo al núcleo, introducen una probeta junto con una cámara de
ionización de detección de la irradiación gamma. Se construyeron mordazas mecánicas
para garantizar un excelente agarre de las muestras. Sin embargo, para la extracción de
las muestras necesitan detener el reactor después de cierto período de operación a
potencia.
o Sistemas neumáticos
En la literatura internacional consultada se hace cada vez más frecuente encontrar
sistemas de transferencia de muestras de tipo neumático para el traslado de las muestras
envasadas para su irradiación hasta el núcleo del reactor por períodos cortos de tiempo
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(segundos, minutos) en los canales verticales (Chung y otros, 2008; Burgett y otros,
2009). Estos dispositivos, sin embargo, requieren de una inversión en compresor de
aire, tuberías de aire a presión, recibidor de aire comprimido, filtros de aire, válvulas,
controles, entre otras cosas.
También existen los sistemas de transferencia hidráulicos automatizados (Palmer, 2010)
que transportan también las muestras encapsuladas desde el laboratorio de análisis hasta
el núcleo del reactor. Tienen la ventaja de permitir la irradiación por períodos largos de
tiempo (horas y hasta días). Sin embargo, estos sistemas son costosos porque requieren
de tuberías, válvulas, instrumentación, entre otros dispositivos
Existen, además, otros sistemas de manipulación de muestras como los automatizados
(Li y otros, 2004; Olsen y otros, 2010; Ismail, 2010), pero estos son muy complejos y
costosos.
o Canales horizontales
En el canal tangencial del reactor RECH-1, de Chile (Ordenes, y otros, 2005) se utiliza
una cámara porta muestras, en forma de cilindro hueco de aluminio ubicado
coaxialmente respecto del haz con una perforación circular en su mitad superior para la
ubicación de muestras y otra en el costado que está frente al detector.
En el canal tangencial del reactor HANARO, de Corea (Myong, y otros, 2007) se utiliza
un sistema experimental de irradiación compuesto por una compuerta de agua colocada
antes del arreglo de filtros y un sistema de enfriamiento de nitrógeno líquido. La
compuerta de agua permite que los experimentos puedan ser realizados sin necesidad de
apagar el reactor.
En el canal radial del reactor ETRR-2, de Egipto (Mandour, 2007) que está destinado
para el estudio de la radiografía con neutrones térmicos se utiliza una mesa movible.
20
o Columnas térmicas
En la columna térmica del reactor de investigaciones rápido TAPIRO, en Italia
(Esposito y otros, 2007) se utiliza una instalación híbrida, constituida por una cavidad
removible para proveer diferentes niveles de flujo de neutrones térmicos y baja
componente gamma para estudios dosimétricos y radiobiológicos.
En la columna térmica del reactor MEPhI, de Moscú, en la Federación Rusa (Zaitsev y
otros, 2004), la habitación de irradiación está equipada con un banco movible para
experimentar con animales. Dentro de la misma, en el piso, hay raíles que están
rígidamente conectados al banco para fijar el objeto de irradiación. La irradiación es
observada a través de dos cámaras de video que transmiten la imagen al monitor.
En el reactor nuclear de la Universidad de Pavia, Italia (Pinelli, y otros, 2002) se diseñó
un carro semiautomático que porta la muestra hasta la posición de irradiación en la
columna térmica del reactor.
En la decisión para construir el sistema de posicionamiento de las muestras en el canal
radial # 3 del reactor brasileño IEA-R1 se tuvo en cuenta los siguientes aspectos:
1- Es un prototipo,
2- Se emplea en una instalación única y
3- Se requiere abaratar costos, ganando experiencia en su fabricación y
funcionamiento.
Para la instalación de un sistema experimental de irradiación en un reactor nuclear aún
cuando los componentes se adquieran en el mercado se hace necesaria la adaptación a
las características del mismo.
21
Teniendo en cuenta las premisas planteadas y que en la revisión bibliográfica realizada
no se encuentra información suficiente para abordar la construcción de un sistema de
posicionamiento de las muestras para su irradiación en un canal radial de los reactores
nucleares, existe una situación problémica que justifica la realización de una
investigación científico-técnica que aporte el conocimiento aplicado para resolver el
problema planteado de manera efectiva.
1.2- Materiales de filtros.
Al diseñar una instalación experimental, además de requerir de un sistema de los
señalados anteriormente para llevar a cabo la irradiación de las muestras en esos canales
de irradiación, uno de los principales problemas a resolver es la obtención de un flujo
con las características deseadas.
Para obtener un flujo de neutrones predominantemente de energías térmicas y baja
componente de neutrones de energía rápida y de radiación gamma, para la irradiación
de las muestras biológicas en el canal #3 del reactor IEA-R1, que es uno de los
objetivos de esta investigación, se hace necesario emplear materiales de filtros.
El tipo y espesor de los materiales de filtros para proveer el espectro de neutrones
deseado es determinado a través de la simulación por Monte Carlo.
Para la moderación de los neutrones con una alta eficiencia, se emplean materiales
como H2O, D2O, Be, BeO y C. Actualmente, se usan otros materiales como
moderadores en diferentes instalaciones experimentales de irradiación, entre los que se
destacan el Al, alumina (Al2O3), AlF3, 6LiF, MgF2, politetrafluoretileno (PTFE o
TEFLON), FLUENTALTM (43,2 % de Al, 55,9% F y 0,9% Li) y Plomo o una mezcla
entre ellos (Gritzay y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Burlon y otros 2004;
Culberson, y otros, 2004; Burn y otros, 2006). Sin embargo, si se quiere no sólo
22
moderar neutrones, sino disminuir el fondo gamma que emerge del canal de irradiación
y de las interacciones de los neutrones con los materiales circundantes, entonces el
empleo de materiales pesados (como Pb o Pb combinado con Bi) es una variante a
tener en cuenta (Dinca y otros, 2006).
La combinación y los espesores de estos materiales de filtros pueden ser muy variados
en dependencia del flujo de radiación que se desea.
En el canal de irradiación del reactor TRIGA del Instituto Josef Stefan (JSI), de
Eslovenia propusieron utilizar como filtro el PbF2 (Maucec, 2000). En el año 2002, en
el reactor de investigación del Instituto de Investigaciones de Energía Atómica (KFKI-
AEKI), de Budapest, Hungría (Palfalvi, 2002) irradiaron cultivos de tejido animal con la
combinación de filtros: Bi (50cm)+Pb (45 mm)+B4C (10mm) para lograr la fluencia de
neutrones térmicos necesitada, pues los otros juegos de filtros disminuían
principalmente la contribución gamma sin mudar las partes intermedias y rápidas del
espectro. En el reactor nuclear MEPhI, del Instituto de Física Ingenieril del Estado de
Moscú (Zaitsev y otros, 2004), insertaron bismuto como filtro y plomo como colimador
para conseguir las características propuestas en el canal de irradiación. En el reactor de
investigaciones Kyiv (KRR), en Ucrania (Gritzay y otros, 2004) para mejorar la
relación de flujo de neutrones epitérmicos respecto al de neutrones rápidos para usarlo
en la BNCT usaron un filtro de 6Ni y además insertaron Pb o C en el moderador. En el
reactor THOR de Taiwán (Liu y otros, 2004) se propuso el diseño y construcción de un
canal de neutrones para estudios de BNCT con un juego de filtros /moderadores basado
en: Cd (0,1cm)+Al (10cm)+FLUENTAL (16cm)+FLUENTAL (24cm)+Aire
(18cm)+Cd (1cm)+Bi (10cm) con 6 cm de Pb como reflector. En el reactor FiR de
Finlandia (Kotiluoto y Auterinen, 2004), emplearon un plato cilíndrico frontal de Bi. En
el reactor Maria, del Instituto de Energía Atómica de Swierk, en Polonia (Tracz y otros,
23
2004) después de un estudio con diferentes arreglos de moderadores/filtros para un
canal de irradiación, llegaron a la conclusión de que, usando el 1 cm de Al y 7 cm
de AlF3 y 8 cm de Bi, se obtiene el flujo de neutrones deseado y disminuye
significativamente la radiación gamma que se origina del reactor.
Más recientemente, en Marruecos (Moussaoui, 2008), fue realizado otro estudio usando,
tres diferentes moderadores de neutrones (H2O, D2O y BeO) y sus combinaciones,
cuatro reflectores (Al2O3, C, Bi y Pb) y dos materiales de filtros de Cd y Bi.
En la instalación BNCT del reactor HANARO, del Instituto de Investigaciones de
Energía Atómica de Corea (KAERI), Myong, y otros, 2007 utilizaron para la
irradiación con un flujo de neutrones térmicos alto con baja componente de neutrones
rápidos y de radiación gamma un juego de filtros de Si y Bi.
Investigan en la Facultad de Ingeniería, en la Universidad Ain Shams, del Cairo
(Wahba, 2002) el uso de Be como filtro de neutrones térmicos.
En el Departamento de Física del Reactor, NRC, AEA, del Cairo (Adib otros, 2003)
investigaron el uso del Bi como filtro de neutrones.
En la instalación BNCT para la irradiación con neutrones epitérmicos construida en la
Universidad de Birmingham, en el Reino Unido (Culberson, y otros, 2004) utilizaron
como moderador FLUENTAL y plomo como filtro.
En el Departamento de Ingeniería de la Universidad de Lancaster, del Reino Unido,
Mellow y otros (2007) y otros investigadores investigaron el reemplazo del Cd como
filtro de neutrones por el boro y el gadolinio (Gd).
En el año 2003 (Riley y otros, 2003) en el Laboratorio del Reactor y el Departamento
de Ingeniería Nuclear, del Instituto Tecnológico de Massachussets (MIT) en Estados
Unidos(EU) realizaron un estudio para mejorar las características de la instalación
BNCT con un flujo epitérmico usando como filtros Al y TEFLON.
24
Posteriormente en el año 2004, en Estados Unidos, fueron realizados dos estudios en el
que emplearon el material pesado, Bi como filtro. En el reactor TRIGA de la
Universidad A&M de Texas (Jang, 2004), para desarrollar un sistema de irradiación de
neutrones filtrados (FNIS) para exponer cultivos de células y animales pequeños y
determinar la efectividad biológica en los mismos, diseñaron filtros de neutrones con
una aleación de Pb-Bi.
En el reactor WSU TRIGA, de la Universidad Estatal de Washington, EU (Nigg y otros,
2004) utilizaron la combinación de Al/AlF3/LiF (conocida como FLUENTAL) y Bi.
En el año 2005 (Bosko, 2005) en la instalación BNCT de la Universidad A&M de
Texas, EU se investigó el uso del 60Ni como filtro de neutrones.
En el Instituto Tecnológico de Massachussets (MIT), en EU (Gao, 2005) utilizaron para
la irradiación con un flujo epitérmico alto un filtro de 6Li en la instalación BNCT para
ser usado para el tratamiento de tejidos a gran profundidad.
También en ese mismo año (Sweezy y otros; 2005) en una colaboración en conjunto
entre el Laboratorio Nacional de Los Alamos, EU; el Instituto de Tecnología de
Georgia, Atlanta, EU; la Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en el
Fermilab, de Batavia, EU investigaron que, con el uso del tungsteno (W) como filtro de
neutrones incrementó la dosis en la Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en
el Fermilab.
Más recientemente en la Universidad Ben-Gurion de Negev, Beer-Sheva, Israel
(Moreh y otros, 2006) en una colaboración con el laboratorio LINAC Grether, del
Instituto Politécnico de Rensselaer, en Nueva York, EU estudiaron el uso del U235 como
filtros de neutrones.
25
Recientemente (Shaaban I., 2010) en el reactor MNSR de 30 kW, en Damasco, Siria fue
estudiado el diseño de un flujo de neutrones térmicos para radiografía neutrónica en un
sitio de irradiación vertical y fue usado el Bi como filtro de radiación gamma.
En la Tabla 1, se muestra una generalización de los materiales usados como filtros con
anterioridad, en diferentes instalaciones experimentales de irradiación.
Tabla 1– Combinaciones de filtros empleados en diferentes instalaciones
experimentales de irradiación
Instalación Filtros Centro Referencia Reactor TRIGA PbF2 Inst. Josef Stefan,
Eslovenia Maucec Marko, 2000
Reactor BIR Pb+Al+Fe;Bi+Al+FeBi+Pb+B4C;Pb+Fe+B4C
AEKI, Budapest, Hungría
Palfalvi, 2002
Be Universidad Ain Shams, Egipto
Wahba, 2002
Bi Departamento de Física del Reactor, NRC, AEA, Egipto
Adib y otros, 2003
BNCT Al y TEFLON Inst. Tecn. de Massachussets (MIT), EU
Riley y otros, 2003
Reactor R2-0 Al+Cd+Bi+ TEFLON
Pisa, Italia Giusti y otros, 2003
Reactor RA-6 Al+AlO+Bi Bariloche, Argentina Blaumann y otros, 2003
BMRR FLUENTAL+TEFLON
Univ. de California, EU Darren, 2003
TRIGA Aleación Pb-Bi Univ. A&M de Texas, EU
Jang y otros, 2004
MEPhI Bi Univ. Técnica, Moscú, Federación Rusa
Zaitsev y otros, 2004
BNCT Pb Universidad de Birmingham, Reino Unido
Culberson, y otros, 2004
Reactor KRR Al, Al2O3,AlF3, TEFLON, FLUENTAL, Pb, Bi
Inst.de Inv. Nucleares, Ucrania
Gritzay y otros, 2004
Reactor THOR Cd+Al+FLUENTAL+Bi
Univ. Nac. Tsing Hua, Taiwan
Liu y otros, 2004
26
Reactor FiR (TRIGA MARK II)
Bi VTT, Finlandia
Kotiluoto y Auterinen, 2004
Reactor Maria Al+AlF3+Bi Swierk, Polonia
Tracz y otros, 2004
Reactor WSU (TRIGA)
FLUENTAL +Bi Univ. Estatal de Washington, EU
Nigg y otros, 2004
BNCT 6Li Inst. Tecn. de Massachussets (MIT), EU
Gao, 2005
BNCT 60Ni Universidad A&M de Texas, EU
Bosko, 2005
Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en el Fermilab
W Laboratorio Nacional de Los Alamos, EU
Sweezy J, Hertel N y Lennox A; 2005
U235 Universidad Ben-Gurion de Negev, Beer-Sheva, Israel
Moreh y otros, 2006
BNCT Cd, Bi Univ. Abdelmalek Essaadi, Marruecos
Moussaoui y otros, 2007
Reactor HANARO
Si, Bi Inst. de Inv. de Energía Atómica de Corea(KAERI)
Myong y otros, 2007
B, Gd Universidad de Lancaster, Reino Unido
Mellow y otros, 2007
Reactor MNSR Bi Damasco, Siria Shaaban I, 2010
Estos estudios evidencian que es una buena opción el uso de materiales pesados como
filtros de neutrones, como son los casos del plomo y el bismuto.
Se demuestra que una de las tendencias actuales es el empleo de materiales no sólo
ligeros, sino pesados como filtros de neutrones.
1.3- Metodología para obtener el flujo de neutrones requerido.
En diferentes reactores nucleares del mundo han sido realizados cálculos y estudios
experimentales para la obtención de los materiales componentes del canal de irradiación
(moderadores, filtros, colimadores), y su influencia en la formación del campo de
27
radiación a la salida del canal de irradiación para alcanzar las características de flujo de
radiación requerida. Muchos de esos trabajos desarrollados han empleado códigos
basados en el método Monte Carlo (Giusti y otros, 2003; Natvi y otros, 2003; Gritzay y
otros, 2004 y 2009; Oliveira y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Jang, y otros, 2004;
Nigg y otros, 2004; Tracz y otros, 2004; Kotiluoto, 2004; Nava y otros, 2005; Gao,
2005; Sweezy y otros, 2005; Burlon y otros, 2005; Ghassoun, 2007; Myong y otros
2007; Moussaoui y otros, 2008; Belousov e Ilieva, 2009).
A través del método de filtrado se analiza la influencia de los diferentes materiales y
espesores y su combinación, para la formación de un flujo de irradiación que posea
características requeridas: un flujo de neutrones (térmicos, epitérmicos o rápidos)
máximo y baja componente de rayos gamma que emerge del canal de irradiación.
Para determinar el tipo y espesor de los filtros es necesario simular el canal de
irradiación con sus componentes y los códigos MCNP basados en Monte Carlo, tienen
la ventaja de poder simular geometrías complejas en 3D y transportar partículas como
neutrones y fotones (Ver epígrafe 2.4).
Durante años la confiabilidad y precisión de estos códigos han sido probadas
comparando los resultados, tanto con simulaciones realizadas con otros códigos, como
con mediciones experimentales (Natvi y otros, 2003; Kumada, y otros 2004; Kononov y
otros, 2004; Culbertson y otros, 2004; Nigg y otros, 2004) en diferentes partes del
mundo. En todos los casos antes mencionados, la concordancia entre la modelación por
Monte Carlo y los resultados medidos fue menor del 10%, lo que se considera
aceptable.
En general, los códigos MCNP son empleados exitosamente en innumerables
aplicaciones y han demostrado ser una poderosa herramienta para la simulación de
geometrías complicadas como la de un canal de un reactor nuclear y sus componentes;
28
para encontrar los materiales y espesores adecuados como filtros de neutrones y para
predecir las dosis de radiación en blancos donde es imposible realizar las mediciones
experimentales de las mismas. Por tal motivo, se empleó el código MCNP para
obtener las características del flujo deseado para la irradiación de las muestras en el
canal radial #3 del reactor IEA-R1.
1.4- Estudios del daño inducido por la radiación ionizante en el ADN
Previos experimentos “in vitro” o “in vivo” investigaron el daño inducido por neutrones
en moléculas de ADN en solución acuosa, incluidos entre ellos (Spotheim-Maurizott,
1990; Stankus, 1995; Peak, 1995; Pogozelski, 1999; Hacker-Klom, 2000; Seche, 2002;
Pang, 2005; Tsoulou, 2005). La técnica que ellos usaron para medir los daños
inducidos por la radiación fue la electroforesis (Sambrook y Russell, 2001).
Los resultados experimentales encontrados en la literatura sobre roturas simples y
dobles en la cadena del ADN inducida por neutrones en plasmidios, son limitados y
escasos (Tabla 2). Además, de que son para flujos de neutrones de energía rápida y en
presencia de capturador de radicales libres en condiciones experimentales muy
diferentes como el tipo de molécula, tipo de capturador y concentraciones,
respectivamente.
29
Tabla 2 - Compilación de datos de irradiaciones de ADN plasmidial con radiación
neutrónica.
Referencia Radiación Molécula ADN
C [ng/µL]
C capt OH
Spotheim-Maurizott y otros, 1990, Francia
Neutrones rápidos (E>14MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
200 Etanol (100 mmol/L)
Stankus y otros, 1995, EU
Neutrones de fisión (E=2MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
10 TE buffer (16 mmol/L)
Pogozelski y otros, 1999, EU
Neutrones de fisión(E=2MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
100 TRIS, EDTA, Glicerina y DMSO(3 mmol/L)
Seche E. y otros, 2002, Francia
Neutrones rápidos, γ 137Cs
pOP203 (4565 bp)
DMSO (14,1 mol/L)
Pank y otros, 2005, EU
Neutrones de fisión (E=2MeV),e-
pUC-19 (2864 bp)
1000 TE buffer
Diferentes códigos de trazas basados en las técnicas de Monte Carlo han sido
desarrollados para describir y predecir los principales daños inducidos por la radiación
ionizante en el ADN, tales como el MCR (Semeneko y otros, 2005) en Irlanda y el
TILDA (Champion y otros, 2005) en una colaboración entre Francia y Argentina;
MCDS (Semeneko y Stewart, 2006) en Irlanda; el CHEMKURB (Uehara y Nijkoo,
2006) en una colaboración entre Japón y EU. Se requiere la validación de estos códigos
con datos experimentales, de aquí, la importancia de nuestro trabajo y los otros, que se
están llevando a cabo por diferentes grupos de investigadores en el mundo como Japón
(Mochiji y otros, 2007; Nobuyoshi y otros, 2007), EU (Purkayastha y otros, 2007;
Sharma y otros, 2008), Grecia (Tsoulou y otros, 2005), Alemania (Thilo y otros, 2008),
Reino Unido (Smialek y otros, 2008) y más recientemente en la India (Divyasree y
otros, 2010).
30
Conclusiones parciales
1. El sistema de posicionamiento de muestras a construir debe ser específico para
esa instalación, al no encontrarse en la literatura uno que se adecuara a los
requerimientos planteados para la investigación propuesta.
2. Entre la amplia diversidad de materiales utilizados como filtros se ha visto la
posibilidad de analizar el empleo del plomo como material para estos fines, por
su alta sección eficaz de dispersión elástica que le permite moderar los neutrones
rápidos hasta las energías térmicas y al ser pesado absorber la radiación gamma
y minimizar de esta forma la componente gamma del flujo neutrónico
proveniente del reactor.
3. De la búsqueda realizada, el código MCNP es utilizado ampliamente por sus
ventajas, facilidades y experiencia para la determinación de los materiales y los
espesores de filtros para la irradiación de muestras biológicas con un flujo de
neutrones mayoritariamente de energía térmica.
4. Se requiere la obtención de datos de rendimientos de roturas simples y dobles en
la cadena del ADN por un flujo de neutrones de energía mayoritariamente
térmica, determinados por la misma metodología de análisis realizada para
irradiaciones con rayos gamma y protones, para la conformación de un banco de
datos para la validación de modelos estadísticos de daño inducido en ADN por
la radiación ionizante.
31
CAPITULO 2 - MATERIALES Y MÉTODOS EMPLEADOS
2.1- Reactor de investigaciones IEA-R1
El reactor IEA-R1 del Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) de Brasil
es la fuente de neutrones utilizada para la irradiación de las muestras biológicas en este
trabajo.
2.1.1- Descripción de la fuente de neutrones
Un esquema del reactor IEA-R1 se muestra en la Figura 1.
Fig. 1 –Reactor IEA-R1
El reactor IEA-R1 contiene 270 m3 de agua desmineralizada. La piscina posee cerca de
9 metros de altura por 3 metros de ancho. La extremidad norte es circular, con un radio
de 1,5 metros.
32
La piscina del reactor está dividida en 2 compartimentos separados a través de una
compuerta metálica (Figura 1). Uno de los compartimentos es utilizado para el
almacenamiento del combustible quemado y la manipulación de las muestras que serán
colocadas en los dispositivos de irradiación; y el otro es destinado a la operación,
contiene el núcleo del reactor.
De esta forma, el reactor puede ser operado en dos posiciones distintas:
Posición A: El núcleo se encuentra acoplado al circuito primario de enfriamiento
adyacente a 9 tubos o canales horizontales de neutrones (8 radiales y 1 tangencial) que
se prolongan hasta la parte externa de la pared del reactor donde están montados las
instalaciones experimentales de física nuclear. En esta posición, la potencia de
operación del reactor puede llegar hasta 5 MeV.
Posición B: El núcleo está ubicado entre la columna térmica y dos tubos horizontales.
La potencia máxima de operación en esta posición es de 100 kW.
El núcleo del reactor, está situado a 6,9 metros de la superficie de la piscina, tiene
forma de un paralelepípedo. Está compuesto de elementos combustibles, elementos de
control, elementos reflectores, soportes de los dispositivos de irradiación de las
muestras y tapones encajados verticalmente en 80 orificios (8x10) dispuestos en una
placa de aluminio con 82,86 x 63,97 x 11,43 cm3 denominada “placa matriz”. Esta placa
está sujetada por un soporte conectado a una plataforma móvil que permite el traslado
del núcleo del reactor a lo largo de la piscina.
El núcleo del reactor presenta las siguientes características:
24 conjuntos MTR(“Material Test Reactor”)
Rejilla rectangular
Elementos combustibles de U3O8-Al(2.3g/cm3) y U3Si2-Al(3g/cm3) producidos
en el IPEN
33
20% de enriquecimiento
3 barras de seguridad
1 barra de control del tipo Ag-In-Cd (fabricada en el IPEN)
2.1.2- Descripción del canal de irradiación
El canal radial #3(BH#3) disponible en el reactor nuclear de investigaciones IEA-R1
del IPEN, designado para la irradiación de las muestras biológicas se muestra en la
Figura 2.
El canal tiene 20.32 cm de diámetro interno y 261.515 cm de longitud.
En la Figura 3 son presentados los principales componentes que constituyen la
instalación experimental junto al canal de irradiación BH#3 en el año 2002.
Fig. 2 - Núcleo del reactor IEA-R1 y sus canales de irradiación.
En la Figura 4 es mostrada una representación esquemática en 3D de la instalación
experimental junto al canal de irradiación BH#3.
34
Fig. 3 – Representación esquemática de la vista lateral de la instalación experimental
(BH#3).
Fig. 4 – Representación esquemática en 3D de la instalación experimental junto al canal
de irradiación BH#3.
BH#3
mesa
Blindaje biológico (concreto)
Blindaje biológico (plomo)
Blindaje biológico (parafina)
35
Como se observa en las Figuras 3 y 4 la instalación experimental está compuesta por un
sistema de transporte. Dicho sistema estaba constituido por el mando propio y una
mesa con una cadena que permiten que salga y entre el portador de la muestra de la
cavidad interior del canal de irradiación del reactor nuclear, y un motor eléctrico que es
el que comunica la potencia para el movimiento del transportador de cadena en dos
sentidos (con posibilidad de inversión de marcha). El motor está conectado
directamente a la cadena y se encuentra dentro del blindaje biológico. El semi-tubo
metálico (aluminio) es el portador de la muestra, tiene dos uñas o agarres que lo acoplan
al transportador de cadena. Lo que detiene el movimiento de la cadena son dos
interruptores eléctricos en cada extremo. El mando que esta situado fuera del blindaje
biológico tiene 2 botones: cuando se acciona el botón “entrada” la mesa con la cadena
permite que entre el semi-tubo con la muestra a la cavidad interior del reactor y cuando
se presiona el botón “salida” la mesa con la cadena opera en modo inverso, permitiendo
que salga el semi-tubo con la muestra de la cavidad interior del reactor. El semi-tubo
metálico contiene los filtros, el soporte con el porta muestra y el blindaje del canal de
irradiación. La mesa con la cadena es colocada en frente al canal de irradiación. Este
sistema fue construido totalmente en los talleres del IPEN.
En el semi-tubo de aluminio movible se encuentra posicionado desde el núcleo del
reactor hasta la salida del BH#3 y porta los diferentes elementos que componen el
canal: moderadores y filtros, el soporte del porta muestras, porta muestras y el blindaje.
La cavidad cilíndrica, donde se coloca la muestra para la irradiación tiene un diámetro
de 12.8 cm y un largo de 30 cm.
Después de la posición de irradiación de las muestras hay ubicado en el canal de
irradiación un disco de Pb de 50 cm de longitud y diámetro de 12,6 cm como blindaje
36
contra la radiación gamma del flujo que proviene del canal de irradiación BH#3
(Figura 3).
Externamente, a la instalación experimental del BH#3 hay construido un blindaje
biológico para proveer un apropiado aislamiento entre dicha instalación experimental y
la sala del reactor, para la protección radiológica del personal y sus alrededores. Dicho
blindaje biológico está compuesto de cajas de parafina y bloques de concreto macizo de
25 kg y 34 kg respectivamente, paredes de plomo y parafina borada. Las paredes y el
techo están construidas de concreto revestida con una capa de parafina (Silva G, 2002).
Al iniciar este trabajo de tesis en el año 2002, en la instalación experimental del BH#3
no existía ningún sistema para el posicionamiento de las muestras para su irradiación en
ese canal radial con el reactor en operación, lo que limitaba su uso.
El reactor IEA-R1 está certificado desde el año 2002 con la norma ISO-9001:2000
“Operación del reactor y servicios de irradiación” (Saxena, 2007).
2.2- Propuesta del sistema de posicionamiento de la muestra
En esta instalación durante el período del 2002-2004, en el canal BH#3 del reactor de
investigaciones IEA-R1, sólo se podía irradiar una muestra semanalmente debido a que
no existía ningún dispositivo que permitiera el posicionamiento de las muestras para su
irradiación, en dicho canal, sin interrumpir el funcionamiento del reactor. Esto limitaba
la realización de experimentos en dicho canal pues no permitía variar el tiempo de
irradiación de las muestras. Se requería la construcción de un sistema experimental.
La construcción de un sistema experimental depende del análisis de muchos factores.
2.2.1- Aspectos tecnológicos
Para decidir qué tipo de tecnología (mecánica, neumática, hidráulica, automática)
37
aplicar, son varios los aspectos que hay que tener en cuenta. Entre los cuales se incluye:
¿Cuál es la necesidad?, ¿Cuál es el presupuesto?, ¿Cuál es la mejor opción técnica
(requisitos para el funcionamiento, los servicios de mantenimiento y de reparación,
alcance de la aplicación)?, ¿Cuáles son los posibles efectos negativos no intencionales
de la tecnología?, ¿Cuáles son los efectos humanos y ambientales de la tecnología?.
La construcción debe cumplir con los siguientes requerimientos: que pueda ser
manufacturado y ensamblado completamente con los medios, tecnología y experiencia
disponible en los talleres nacionales; rápida; simple; de fácil ensamblaje; de fácil
reparación, y de bajo costo de implementación y mantenimiento.
Los materiales a ser usados para la construcción deben ser: radiactivamente estables,
estables frente a la temperatura, proveer fortaleza estructural, resistencia a la corrosión,
y estar disponibles en el mercado.
2.2.2- Definición de los requisitos funcionales
El dispositivo ingenieril debía cumplir con las siguientes funciones:
1. Llevar y traer las muestras hacia la posición de irradiación en el momento
apropiado sin necesidad de parar el funcionamiento del reactor,
2. Irradiación de las muestras por períodos menores a la parada semanal del
reactor,
3. La maniobrabilidad del dispositivo cuando se manipulan las muestras debe
cumplir con los requisitos básicos para la protección de las personas contra la
exposición a la radiación ionizante,
4. Permitir la observación desde la sala de experimentos del proceso de irradiación,
5. Pueda ser usado por 10 años
38
Teniendo en cuenta todo lo anteriormente planteado, varias soluciones pueden ser
propuestas para el prototipo del sistema de posicionamiento de las muestras biológicas
para un canal radial de un reactor nuclear de investigaciones.
Una opción a tomar en cuenta sería el empleo de un sistema de guía neumático.
Estos sistemas de guía neumático tienen las siguientes ventajas (Burgett y otros, 2009):
• Es un procedimiento rápido que permite analizar más de 30 elementos
simultáneamente.
• Se mantiene la operación normal del reactor, no se necesitan parar el reactor
para la realización de esas irradiaciones.
Y como desventajas:
• Se necesita comprar un compresor de aire, tuberías de aire a presión, filtros de
aire, válvulas, recibidor de aire comprimido, un sistema de control, un equipo
para tratar el aire, lubricadores, entre otras cosas. El costo de un compresor
portátil que sería la opción más económica puede llegar hasta USD $ 1 000
(http://www.homedepot.ca) dependiendo de la capacidad de aire, presión de aire,
potencia. Un compresor de aire industrial puede llegar hasta USD $ 6 000
(http://www.industrial-air-compressors.com)
• Elevado costo de mantenimiento y seguridad.
• El peso de la muestra es limitado.
• Consumo de energía alto.
• Elevado nivel de ruido.
Por tales limitaciones no fue seleccionada la tecnología neumática para la construcción
del sistema de posicionamiento de muestras biológicas para su irradiación en el canal
radial #3 del reactor IEA-R1.
39
Tampoco se optó por la construcción de un sistema de posicionamiento de muestras
automático, ni hidráulico. El sistema automático está constituido por un dispositivo de
entrada, una unidad de control y un dispositivo de salida, que conectados entre sí
realizan la transferencia de información y, finalmente, un dispositivo actuador que
puede ser mecánico, hidráulico o eléctrico. En el sistema hidráulico se requiere de un
sistema de enfriamiento para mantener la temperatura de la muestra (válvulas, tanque de
agua, bomba y tuberías de retorno y drenaje). Esto los hace complejos y costosos.
Por los inconvenientes antes enunciados la solución que se propone es la construcción
de un sistema mecánico que realice la misma función de los sistemas existentes: agarrar
y desplazar la muestra.
Dos materiales como variante para la construcción de dicho sistema experimental: el
aluminio (Al) y el acero inoxidable 371, fueron tomados en cuenta. En la Tabla 3 se
muestra una comparación de las propiedades de ambos materiales.
Tabla 3.- Comparación de las propiedades del aluminio con el acero 371.
Propiedad Aluminio Acero 371 1 Esfuerzo(N/mm2) 250 400 2 Elasticidad E, Módulo de Young(MPa) 70.000 210.000 3 Densidad(g/cm3) 2,7 7,8 4 Punto de fusión(°C) 660 1500 5 Rango de temperatura de trabajo(°C) -250 a 150 -50 a 500 6 Conductibilidad eléctrica(m/Ohm mm)2 29 7 7 Conductividad térmica(W/m °C) 200 76 8 Coeficiente de expansión lineal x 10-6/°C 24 12 9 No-magnético Sí No 10 Tóxico No No 11 Resistente a la corrosión Sí Sí 12 Mecanizado Fácil Fácil 13 Maleable Sí Sí 14 Costo Barato Caro
40
Como se observa en la tabla, el aluminio por unidad de peso resiste más que el acero y
es menos duro lo que facilita su maquinado. Por todo lo anteriormente planteado y
porque el acero es mas costoso que el aluminio no fue escogido para la construcción del
dispositivo experimental.
2.3- Método empleado para la formación del flujo de neutrones
Debido a que para la realización del experimento propuesto en este trabajo de tesis se
necesita tener un flujo de neutrones con un espectro de energía predominantemente
térmico, se utiliza el método de filtrado para obtener el mismo. Este método consiste en
extraer desde un espectro de neutrones de un reactor un espectro predominante de
neutrones con cierta energía (Gritzay y otros, 2009).
De acuerdo al material de filtro empleado en el canal de irradiación, varían las
diferentes componentes del flujo (neutrones térmicos, epitérmicos y rápidos y rayos
gamma). En este epígrafe, se presentan las propiedades que deben poseer los materiales
de filtros, para la realización del experimento con un flujo de neutrones de energía
térmica alta y baja componente gamma y de neutrones de fisión.
En el flujo que emerge de los reactores nucleares están presente, tanto neutrones como
rayos gamma de diferentes energías. El flujo está compuesto no sólo por las radiaciones
gammas generadas en el proceso de fisión en el núcleo del reactor y en los materiales
estructurales de la instalación experimental, sino también por neutrones epitérmicos y
rápidos. La componente no deseada del flujo que se origina del reactor debe ser
disminuida teniendo en cuenta las ventajas de las características de ciertos materiales,
como moderadores, filtros, reflectores y blindajes.
41
A través de interacciones con los materiales, los neutrones pierden parte de su energía,
se desvían de su trayectoria, son capturados por los núcleos del material, o para ciertas
energías, atraviesan el material.
Hay varias propiedades físico-neutrónicas a considerar en la selección de los materiales
favorables para la función de las diferentes componentes (moderadores, reflectores,
filtros y blindajes) de la instalación de irradiación y la selección de los mismos
depende de:
1. La sección eficaz microscópica de dispersión elástica(σn,n),
2. El decremento de energía logarítmico medio(ξ),
3. La sección eficaz microscópica de dispersión inelástica(σn,n′) y
4. La sección eficaz microscópica de absorción (σa).
La sección microscópica (σ) no es más que la probabilidad de que ocurra una
interacción (dispersión o absorción) en el material en función de la energía.
El decremento de energía logarítmico medio (ξ) no es más que la pérdida de energía
promedio del neutrón en una colisión con el material.
Para la selección de un material como moderador, su sección eficaz microscópica de
dispersión elástica debe ser alta, porque esto significa que el material es bueno para
colisionar con neutrones, el decremento de energía logarítmico debe ser alto porque esto
significa que el neutrón es termalizado en pocas colisiones y la sección eficaz
microscópica de absorción debe ser baja porque esto significa que no es buen
absorbedor de neutrones.
Para la selección de un material como reflector de neutrones su sección eficaz
microscópica de dispersión elástica del tipo (n, n); (n, 2n) y (n, 3n) debe ser alta, lo que
42
significa que devolverá los neutrones al sistema. Los buenos moderadores son buenos
reflectores.
Para la selección de un material como filtro de neutrones la propiedad que hay que tener
en cuenta es la sección eficaz de absorción ya que lo que se desea es precisamente
remover los neutrones de determinada energía.
Para la selección de un material como filtro de neutrones térmicos hay que tener en
cuenta que la sección eficaz microscópica de absorción para neutrones epitérmicos y
rápidos sea suficientemente alta, y como filtro de neutrones epitérmicos hay que tener
en cuenta que la sección eficaz microscópica de absorción para neutrones térmicos sea
suficientemente alta.
Existen una gran cantidad de materiales disponibles para moderar los neutrones de alta
energía, ejemplo: C, Al, Al2O3, D2O, S, AlF3, Fe, BeO, Ti, Al/AlF3/LiF (FLUENTAL),
CF2 (TEFLON) y Ni; para frenar los rayos gamma, Bi, Pb y PbF2; y para absorber los
neutrones térmicos el 10B, Cd y 6Li.
Como no existe un único material que posea las propiedades ideales para producir el
flujo de neutrones requerido, usualmente lo que se hace es una combinación de
diferentes materiales para llegar a un compromiso entre la fluencia de neutrones
deseada y la componente gamma del flujo.
El grafito(C) y el polietileno (PE) tienen un alto poder de moderación de los neutrones,
en ellos disminuye el flujo rápido y epitérmico. El grafito tiene una sección eficaz
microscópica total para los neutrones térmicos (σt) baja igual a 4,75 barn. Por ser ambos
materiales ligeros, los neutrones que colisionen en ellos, perderán más energía. El uso
del grafito como moderador está justificado por su bajo precio y sus cualidades de poco
absorbente de neutrones y térmicamente estable.
43
El aluminio tiene más baja la sección eficaz microscópica de dispersión elástica que el
grafito, esto significa que el grafito modera más los neutrones que el Al. En la Figura 5
se comparan las secciones eficaces de neutrones totales del Al con el C.
Fig. 5- Secciones eficaces totales en función de la energía del neutrón incidente
construidas con el MCNP.
Estos gráficos se obtienen directamente del código de Monte Carlo MCNPX. Sólo se ha
modificado el título y los ejes. A la derecha de todas las figuras aparecen en orden: la
versión del MCNPX (en este caso, la 2.4); fecha y hora en que se realizó el gráfico,
número de la reacción (mt) y la biblioteca donde se encuentra esta sección eficaz (XS).
En el caso anterior mt=1 que representa la reacción de absorción total y la biblioteca
donde está la sección eficaz es la 60c. Los cuatro o cinco primeros números representan
ZZAAA, para el Aluminio, por ejemplo, ZZ=13 y AAA=027.
La ventaja del Al como moderador es que presenta múltiples absorciones resonantes
para energías por encima de los 30 keV lo cual reduce la energía de los neutrones
44
rápidos (Figura 6). La desventaja del Aluminio es que se activa con neutrones, emite
radiación gamma de 7.73 MeV, mediante la reacción 27Al(n,γ) 28Al*, la cual además
produce un fotón de 1.779 MeV durante la desintegración radiactiva del 28Al, aunque su
vida media es corta (2,24 min).
Fig. 6- Secciones eficaces de captura radiactiva en función de la energía del neutrón
incidente construidas con el MCNP.
Para obtener flujos de neutrones fundamentalmente epitérmicos, es atractivo limitar la
componente de neutrones térmicos mediante el uso de materiales como filtros, que
posean una alta sección eficaz de absorción para neutrones térmicos, como el 10B, Cd y
el 6Li (Figura 7).
En el Boro se aprovecha la reacción (n,α) en el isótopo 10B, en el Cadmio la reacción
(n,γ) en el 113Cd y en el 6Li la reacción (n,α).
45
La sección eficaz microscópica de absorción para los neutrones térmicos del 10B es alta
(σt=3840 barn). Sin embargo, debido a la reacción 10B(n,α) 7Li, puede producirse (94%)
la emisión de un fotón de baja energía de 0,48 MeV; lo que aumenta la componente
gamma en el flujo de neutrones.
El Cadmio natural por tener una alta sección eficaz microscópica de captura para los
neutrones térmicos (σt=2536 barn), absorbe los neutrones térmicos (E<0.55 eV) y es
transparente para neutrones de más alta energía. Sin embargo, emite una radiación
gamma por dispersiones inelásticas (σn,n′=2528 barn) con una energía alta de 3 a 5
MeV, por eso se exigen otros materiales para blindar esa radiación gamma.
Fig.7- Secciones eficaces total en función de la energía del neutrón incidente ploteadas
con el MCNP.
El 6Li es un buen absorbente de neutrones térmicos, por tener una alta sección eficaz
microscópica total para neutrones térmicos (σt=941barn) y tiene la ventaja de no emitir
46
radiación gamma. Por esto, es preferible ante el 10B, sin embargo, tiene como desventaja
que es un material tóxico y caro (hay que importarlo).
El Plomo tiene la ventaja de poseer una despreciable sección de captura radiactiva y
además, atenúa fuertemente la radiación gamma por eso es muy ampliamente usado
como material de blindaje de la radiación gamma. Su sección eficaz microscópica de
dispersión elástica σn,n es alta de 11,47 barn (JENDL-3.3), por tal motivo los neutrones
por encima de unos pocos MeV son rápidamente frenados al colisionar con él. Sin
embargo, por su alto número atómico (Z=82), el decremento logarítmico de energía
medio (ξ) para el plomo es muy pequeño ξ =9.54x10-3, esto significa que, el número
promedio de colisiones necesarias para frenar los neutrones de, por ejemplo, de 1MeV a
0.025 es muy grande, ncol=ln(1Mev/0.025eV)/ ξ =1.8x103. Esto hace que sea menos
eficiente para moderar los neutrones, comparado con los elementos ligeros.
Ahora bien, para la selección de los materiales a ser usados como filtros no sólo hay que
tener en cuenta sus cualidades físico-neutrónicas sino además, que deben cumplir con
los siguientes requerimientos tecnológicos: fácil adquisición, fácil mecanización, tener
un bajo costo, estabilidad frente a la temperatura y a las radiaciones, y ser resistente a la
corrosión.
2.4- Método de Monte Carlo
Con el propósito de proveer las características del flujo neutrónico deseado en el blanco,
es decir obtener un flujo de neutrones térmicos alto y baja componente gamma y de
neutrones rápidos se utiliza el método de Monte Carlo para la realización de los cálculos
que se requieren. Este método es usado para simular el transporte de partículas y emplea
47
soluciones de la ecuación de Boltzman en diferentes medios para realizar el transporte
de neutrones a bajas energías.
Diferentes métodos (deterministas y estadísticos) son usados para la solución de la
ecuación del transporte de partículas. Ambos métodos tienen sus ventajas y desventajas,
estas dependen del tipo de criterio (tiempo de cálculo, la posibilidad de representar la
geometría real) a tener en cuenta.
El método Monte Carlo consiste en la simulación de un número finito de historias de
partículas generadas mediante números aleatorios. Una vez introducida la partícula en el
sistema, de acuerdo con las probabilidades de ocurrencia de cada tipo de interacción con
el medio, se producen las reacciones con el mismo. Existen muchos códigos basados en
Monte Carlo, en este trabajo se utilizó el MCNPX versión 2.4 (Waters, 2002).
El MCNPX simula geometrías 3D usando volúmenes nombrados celdas. Las celdas son
definidas desde la combinación de varias superficies de las cuales sus formas generales
están predefinidas por ecuaciones en el código, pero sus formas específicas son
introducidas por el usuario. En el trabajo se elaboró la geometría del BH#3, del soporte
de muestras, del porta muestra y del tubo que contenía la muestra. El programa es capaz
de simular las interacciones de los neutrones, fotones y otras partículas con la materia
del problema definido por el usuario a través de la geometría y la composición material.
Se escoge el uso del código MCNP basado en el método de Monte Carlo por las
siguientes ventajas que superan a los deterministas:
Gran flexibilidad para reproducir sistemas de gran complicación geométrica en
3D que no pueden ser modelados computacionalmente usando los métodos
deterministas.
48
No es necesaria la definición de complejos mallados como es en el caso del uso
de métodos deterministas.
Es posible emplear secciones eficaces puntuales o multigrupo. Las primeras
están dadas en forma continua para toda la energía, de esta forma no requiere
aplicar aproximaciones, como la aproximación multigrupo que emplean los
métodos deterministas.
Completo control sobre el término fuente.
Posibilidad de modelar fotones y neutrones, así como la estimación de flujos,
corriente de partículas y tasas de dosis en cualquier sitio de la geometría.
Facilidad de cuando es interrumpida la corrida, retomarla después.
No necesita programar en lenguajes de programación como FORTRAN o C++
(como los códigos Monte Carlo EGS4 y GEANT4).
Pueden ser estudiadas un gran número de combinaciones de materiales,
dimensiones y geometrías para la fuente de partículas y para el blanco.
Todos los cálculos han sido realizados con dos modos de transporte: el transporte de
neutrones y fotones combinados y el de fotones solamente.
Se simuló el transporte de los neutrones y los rayos gammas inducidos por los mismos,
desde que se originaron en la fuente hasta que es absorbida en el material blanco.
Están disponibles varias distribuciones de energía, configuraciones espaciales y
angulares de la fuente, así como varias opciones de salida (“tally”) como: la corriente de
partículas (J), el flujo de partículas (φ), la energía depositada o la energía depositada por
unidad de masa. Todas estas magnitudes están normalizadas por el número de partículas
iniciadoras o historias. Donde, historia se denomina a la vida de la partícula primaria y
de todas las secundarias generada por ésta.
49
Cuando se simula con el código MCNPX, es necesario crear un fichero de entrada que
contenga toda la información acerca del problema que va a ser simulado. El fichero de
entrada debe contener la geometría del problema, la cual es dividida en celdas y
superficies. Debe contener la información de los materiales y densidad en las celdas.
Las superficies son usadas para definir las celdas.
Modo de transporte: En el modo n p se simula el transporte de los neutrones y de los
rayos gammas inducidos por los neutrones al interaccionar con los materiales
estructurales y con el material biológico, en este caso, los rayos gammas de las
reacciones de captura (n,γ) con los elementos de la muestra, en particular el hidrógeno.
Para este caso se utiliza como término fuente el espectro de neutrones del reactor.
En el modo p se simulan los rayos gammas emitidos por la fuente (gammas instantáneas
de la fisión). En este cálculo se utiliza como término fuente el espectro gamma del
reactor.
Fuente: Para construir la fuente es necesario definir la posición, dirección y energía, qué
partícula se va a emitir de la fuente y cuáles van a ser transportadas hasta el blanco.
Materiales: Los datos de la composición material y la biblioteca donde se encuentran las
secciones eficaces para dichos materiales se introducen en la tarjeta “m”.
Salidas: En el fichero de entrada al MCNP el usuario especifica la información que
desea estimar: el flujo, la energía depositada, etc. El resultado es la media estimada y
está dado en los ficheros de salida acompañado de su error relativo, R, que se define
como el cociente entre la desviación típica estimada de la media y la propia media. Las
salidas se clasifican en: de superficie (f1, f2), de volumen (f4, f6, f8) y puntuales (f5).
50
Existen tres tipos de salida para estimar fluencia de partículas (partículas/cm2): f2 (sobre
una superficie), f4 (en una celda específica) y f5 (detector puntual, esférico o anular). La
f2 es un caso límite de la f4 cuando la celda se hace infinitamente delgada o pequeña.
La f1 (partículas) calcula la corriente de partículas que atraviesan una superficie.
Para la estimación de la dosis en un material existen 2 tipos de salida: f6 (MeV/g) y f8
(MeV) que dan la energía depositada por unidad de masa y la energía depositada en un
material, respectivamente. Pero, hay otra opción: convertir la fluencia de partículas a
dosis. Esto es posible a partir de la fluencia obtenida por la salida usada, teniendo en
cuenta los factores de conversión de fluencia a dosis de la ANSI/ANS-6.1.1-1977 para
la radiación neutrónica y gamma, que aparecen en el Anexo H del Manual del MCNP-
4C (Briesmeister, 2000). Las tarjetas DE/DF disponibles en el código, son apropiadas
para introducir los factores de conversión de flujo a dosis.
Los resultados brindados por el MCNP, están normalizados por el número de historias
de partículas creadas en la fuente, por lo que para obtener el valor del flujo real
(partículas/cm2s) hay que multiplicar por el valor de intensidad de la fuente (reactor) en
partículas por segundo. De esta forma los valores obtenidos son independientes de la
cantidad de partículas de la fuente transportadas en la simulación.
Tratamiento térmico: El tratamiento de la dispersión térmica S(α,β) es necesario
tomarla en cuenta cuando se está en presencia de moderadores con estructura cristalina
como el Berilio y el Grafito. El código MCNP usa el tratamiento térmico basado en la
aproximación del gas libre para tener en cuenta el movimiento térmico del átomo y/o
átomos cerca del lugar de la colisión. Además de esto, toma en cuenta el efecto de los
enlaces químicos y la estructura cristalina para las reacciones con energías del neutrón
51
por debajo de los 4 eV en presencia de moderadores como el H2O y Deuterio. Se
emplea la biblioteca .01t.
Técnicas de reducción de varianza: En algunos casos, la simulación puede consumir
mucho tiempo de cálculo y con baja eficiencia, pero el código posee varias opciones de
técnicas que tienen el objetivo de aumentar la eficiencia del cálculo, reduciendo así el
tiempo de procesamiento computacional. Este conjunto de técnicas son denominadas de
reducción de varianza. El uso de estas técnicas en algunos casos, son imprescindibles.
Este hecho suele producirse cuando la frecuencia con la que las partículas contribuyen a
la cantidad de interés (la dosis) es muy baja, ya sea porque la zona de detección resulta
muy pequeña en comparación con la distancia a la fuente, o porque la probabilidad de
interacción es muy baja. Estas técnicas tienen el propósito de incrementar el número de
partículas que llegan a las determinadas regiones de interés sin aumentar (algunas veces
disminuyendo) la cantidad de partículas que llegan a las partes de menos interés y sin
afectar el valor del resultado físico esperado.
Entre las técnicas de reducción de varianza se encuentran los métodos de: muestreo
modificado, de control de la población, los parcialmente deterministas, los de
truncación y el de las importancias de la región.
Los métodos de muestreo modificado incluyen: la transformada exponencial, la captura
implícita (tarjeta PHYS), colisiones forzadas (tarjeta FCL), sesgo de la fuente, sesgo de
los fotones inducidos por los neutrones, entre otros.
Los métodos de control de la población están basados en los pesos (w) de las partícula
emitidas por la fuente y se basan en sorteos de supervivencia. Entre los mismos se
encuentran la ruleta rusa y el de la división.
52
Entre los métodos parcialmente deterministas se encuentran el uso de los detectores
puntuales (salida f5) y el muestreo correlacionado (DXTRAN).
Los métodos de truncación se basan en truncar la simulación por energía de la partícula
(tarjeta CUT) y las partes geométricas que no contribuyen al resultado.
El método de importancia de la región (IMP) consiste en ir incrementando las
importancias en la dirección de disminución de la fluencia. Las importancias de las
regiones geométricas fueron aumentando a medida que se está acercando al blanco.
La técnica de las importancias de las regiones fue la utilizada en este caso, debido a que
como la fuente se encuentra muy alejada de la zona de interés, la probabilidad de que
las partículas emitidas por la fuente alcancen el blanco es muy baja. También fue
utilizada la truncación de la geometría, fuera del espacio de la geometría hay
importancia 0.
Es necesario el uso de una técnica de reducción de varianza para que el tiempo de
ejecución de la simulación sea razonable, obteniendo la precisión deseada.
En la Figura 8 se muestra el esquema de un fichero de entrada al MCNPX.
53
Fig. 8- Esquema de un fichero de entrada al MCNPX.
2.5- Irradiación de muestras biológicas
2.5.1- Muestras de ADN
Para cumplir con uno de los objetivos planteados en este trabajo de tesis se irradiaron
muestras biológicas en el canal BH#3 del reactor IEA-R1 y se determinó el daño
inducido por la radiación que emerge del mismo.
Se utilizaron moléculas de Ácido Desoxirribonucleico (ADN) del plasmidio Bluescript
II phagemid de Stratagene® (pBs KS+) de 2961 pares de bases. El ADN fue aislado de
la bacteria Echerichia coli DH5 α.
Los plasmidios son cadenas simples y circulares de DNA en el orden de los miles de
pares de bases. Estos pueden ser encontrados en formas diferentes en función del tipo de
roturas que posea su cadena.
54
La concentración de ADN fue determinada midiendo la absorbancia a 260 nm, esta fue
de 88 ng/µL. El ADN fue purificado por medio de centrifugación en gradiente de
cloruro de cesio. El protocolo de purificación formó parte de otro trabajo (Gouveia A.,
2004).
El plasmidio se encontraba en forma superenrollada en un 98%. Fueron usados en la
irradiación 25 µL de la muestra en un tubo de polipropileno (marca Eppendorf) de
0,5 mL y 2 mm de diámetro.
Los plasmidios son un sistema de modelo conveniente para estudiar el daño en el ADN,
por tener muy bien definido su tamaño, por ser relativamente fácil la determinación de
las roturas simples por electroforesis en gel de agarosa, por poder controlar el ambiente
químico y por la ausencia de procesos de reparación en el mismo
2.5.2- Método para detectar el daño al ADN
Una vez que cada ciclo de irradiación era terminado, las muestras del mismo tipo fueron
analizadas mediante electroforesis en gel de agarosa (Sambrook y Russell, 2001). Cada
muestra de ADN irradiada, se encuentra en diferentes formas (S, C e L) debido a las
roturas causadas por la radiación. Estas formas fueron separadas utilizando
electroforesis en gel de agarosa. Los geles fueron preparados con 0.7 % de agarosa
(Sambrook y Russel, 2001) a pH 8 y teñidos previamente con el colorante fluorescente
bromuro de etilo para la visualización de las bandas de ADN mediante la luz UV. La
corrida se realizó en disolución estabilizadora TBE 0,5X a 5 V/cm durante 2 horas. En
ese tiempo el gel puede separar de 450 a 800 ng de ADN en sus formas circular S, C y
L. Antes de las corridas a cada muestra irradiada se le adicionaron 10 µL de agua
ultrapura y 3 µL de Stop Mix con bromofenol azul al 0,5 %, para ajustar la
55
concentración del ADN y permitir su localización en el gel durante la corrida,
respectivamente.
La intensidad luminosa de cada banda de la imagen es proporcional a la cantidad de
masa de ADN. Las moléculas de ADN plasmidial en la forma superenrollada migrará
más rápido que la forma lineal y éstas a su vez, más rápidamente que las moléculas en
configuración circular, como muestra la Figura 9.
El plasmidio “sano” (no dañado) tiene una forma espacial superenrollado(S).
En un mismo gel de agarosa fueron corridas todas las muestras del mismo tipo
sometidas a diferentes dosis de radiación en orden creciente de izquierda a derecha.
Una vez separadas las bandas del ADN, cada gel fue fotografiado en el sistema EAGLE
EYE (Stratagene, San Diego, CA, USA), usando una cámara de video CCD acoplada a
una computadora. Las diferentes formas de ADN aparecen como bandas claras
(fluorescentes) en presencia de la luz UV. El número de integraciones para cada foto
fue controlado, evitando la saturación del CCD del sistema. Las imágenes fueron
guardadas en formato BMP para no perder resolución y no afectar la cuantificación del
ADN.
Con el método de electroforesis en gel de agarosa fue posible separar, identificar y
purificar moléculas de ADN. Su utilización se debió a que es una técnica simple, rápida
y barata, capaz de distinguir las diferentes formas del ADN.
56
Fig. 9- Imagen de un gel de electroforesis.
En la Figura 10 se muestran los pasos de la electroforesis en un gel de agarosa.
Fig. 10- Pasos de la corrida del gel de electroforesis.
Posteriormente con las fotos se pasa a realizar la cuantificación de las bandas del ADN.
2.5.3- Método para cuantificar el daño al ADN
La cuantificación de la cantidad de ADN en cada banda del gel fue realizada con el
programa procesador de imágenes GelAnalis (Mas, 2006) que fue específicamente
57
implementado con este propósito. Este programa formó parte de la nueva metodología
desarrollada en el macroproyecto de investigación internacional en el que se encontraba
insertado este trabajo de investigación. A cada gel le fue eliminado el fondo y
cuantificadas todas las bandas en unidades de luminosidad, siguiendo una metodología
optimizada por el grupo. La luminosidad de la forma de ADN superenrollado fue
calculada multiplicando por un factor de 1,7 para considerar la deficiencia de
adherencia del bromuro de etilo en el ADN superenrollado (Spotheim-Maurizot y otros,
1990; Stankus y otros, 1995 y Leloup y otros, 2005) en comparación con las formas
circular abierta y lineal. Los resultados fueron guardados en formato TXT para su
procesamiento mediante el programa Excel u Origin para su análisis posterior.
En la Figura 11 se muestra la ventana principal del programa GelAnalis. Su principio se
basa en el trabajo con los píxeles de la imagen digital como si fuese una matriz. Su uso
puede extenderse a cuantificar tonos de grises en regiones de imágenes (ejemplo, placas
fotográficas a radiación y colonias de células).
Fig. 11- Ventana principal del programa GelAnalis.
58
El programa GelAnalis mostró ser una buena herramienta para realizar cuantificaciones
rápidas y precisas de las bandas de ADN en geles de electroforesis.
2.5.4- Control de temperatura antes y después de la irradiación
Para la adecuada transportación de las muestras de ADN hasta la sala de experimentos
del reactor se utilizó el sistema llamado "IsoTherm", el cual es utilizado para mantener
la estabilidad física y química de las muestras hasta el momento de la irradiación. El
sistema llamado "IsoTherm" que contiene una caja llamada "IsoSafe" de la Eppendorf y
una caja llamada "IsoPack" que permite mantener las muestras refrigeradas la mayor
parte del tiempo minimizando los efectos de la temperatura. Esas cajas en su interior
contienen gel, que se congela para hacer que las muestras no se afectaran con la
temperatura. Está diseñado para refrigerar las muestras con eficacia y de forma
constante durante varias horas, por ejemplo a 0°C. o a 21°C (Figura 12).
Fig. 12- Sistema "IsoTherm" para la transportación del tubo de polipropileno con la
muestra de ADN hasta la sala de experimentos del reactor.
59
2.5.5- Método para la estimación del daño al ADN
La magnitud del daño inducido por la radiación ionizante se trató en términos de
probabilidad o rendimiento para la formación de roturas en la cadena de ADN (valor
G). Las roturas pueden suceder en sólo una parte de la cadena lo que es denominado
roturas simples o SSB (siglas en inglés, Single Strand Breaks), o en ambas partes de la
cadena, roturas dobles o DSB (siglas en inglés, Double Strand Breaks) (Lodish, 2002).
Con respecto a su forma: cuando no exista rotura, el ADN estará en su forma
superenrollada (S); cuando experimente una rotura en una de sus pares de bases pasará
para su forma circular relajada (C); cuando la cadena toda sea cortada pasará a la forma
lineal (L) (Cowan y otros, 1987). Estas diferencias permiten estudiar los procesos de
presencia de roturas simples y dobles inducidas en la molécula de ADN mediante
electroforesis en gel de agarosa.
El modelo previamente descrito por Cowan y otros (1987) permite calcular el
rendimiento de formación de SSB y DSB inducida por la radiación ionizante desde la
pendiente de las curvas dosis-efecto.
Los resultados de la cuantificación en forma de luminosidad fueron normalizados para
fracción de S, C y L. Con estos resultados fueron creados gráficos de fracción de S, C y
L en función de la dosis.
La curva del ln de la fracción de superenrollado fue ajustada a una función lineal:
DaS SSB ⋅+= λln , (1)
y la fracción linear a una recta:
DaL DSB ⋅+= λ , (2)
60
siguiendo la metodología aceptada por la mayoría de los trabajos científicos (Spotheim-
Maurizot y otros, 1990; Milligan y otros, 1993; Stankus y otros, 1995; Xapos y otros,
1996; Shao y otros, 2000; Leloup y otros, 2005).
Las unidades de λSSB y λDSB es (roturas/Gray) y representan la pendiente de las rectas de
ajuste, respectivamente.
Los valores de G definidos en (roturas/Gray Dalton) son calculados (Milligan y otros,
1993; Spotheim-Maurizot y otros, 1990; Stankus y otros, 1995; Xapos y otros, 1996;
Shao y otros, 2000; Leloup y otros, 2005) como:
[ ] [ ][ ]Dapb
GyDaGyG SSB
SSB 650#/111
⋅=⋅ −− λ
(3) [ ] [ ]
[ ]DapbGy
DaGyG DSBDSB 650#
/111
⋅=⋅ −− λ
(4)
donde:
# pb representa el número de pares de base de ADN, que en este estudios fue de
2 961 pb.
Estos valores de G están normalizados por la masa molecular de ADN. El valor de 650
utilizado resultó de asumir que la masa molecular de 1 pb de ADN es igual a 650 Da.
Los resultados obtenidos fueron sometidos a un análisis estadístico para estudiar la
correlación entre ellos.
61
2.6- Medición de las dosis de radiación
La tasa de dosis de radiación que recibieron las muestras biológicas en la posición de
irradiación fueron medidas con un par de detectores termoluminiscentes (TLDs)
basados en LiF: uno sensitivo a los neutrones y otro insensitivo (o de baja sensitividad)
a los neutrones (Triolo y otros, 2007; Delgado y otros, 2007; Fernandes y otros, 2008).
Los TLD-600(6LiF:Mg, Ti, con 96.5% de 6Li) son sensibles a los neutrones térmicos. El
6Li tiene una alta sección de absorción para neutrones térmicos (σa=941 barn). Se
colocan desnudos y cubiertos con láminas de Cd para tener en cuenta la señal debida
tanto a los neutrones térmicos como a la de los epitérmicos.
Los TLD-700(7LiF:Mg, Ti, con 99.99% de 7Li) son sensibles a los rayos gammas y a
los rayos X. El 7Li (92.58%) tiene una baja sección de absorción para neutrones
térmicos (σa=0.045 barn), por lo que es insensible a los neutrones térmicos.
Los TLDs fueron colocados en la misma posición de las muestras, sin la presencia de
ellas para evitar cualquier interferencia y cada vez que se cambió la configuración del
reactor. El procedimiento experimental empleado para la medición de las dosis formó
parte de otro proyecto de investigación y están referidos en Nascimento, 2006.
Debido a que esta investigación se realizó durante un período largo de tiempo (5 años),
la configuración del combustible varió varias veces, debido al proceso de carga y
recarga del mismo en el reactor y se produjeron variaciones en la componente del flujo
en la posición de irradiación. Por tal motivo, cada vez que hubo una variación, se
colocaron los TLDs para monitorear las diferentes componentes del flujo de partículas
en la posición de irradiación.
Las dosis fueron estimadas también, mediante el código de Monte Carlo MCNPX y
fueron comparadas con las medidas experimentales como veremos en el próximo
capítulo.
62
Conclusiones parciales
1. Se optó por la construcción de un sistema de posicionamiento de las muestras
mecánico y fue seleccionado el aluminio como material para su construcción
por su buena resistencia mecánica, combinada con buena forjabilidad y además
buena resistencia a la corrosión, asequible en el mercado brasileño y barato, así
como porque produce una radiación gamma por activación neutrónica de corta
vida (2,24 min).
2. Fue asignado el canal radial BH#3 del reactor de investigaciones IEA-R1 para el
desarrollo de esta investigación, lo que implica un mayor esfuerzo para la
obtención de las condiciones adecuadas para el experimento, por estar presente
en este canal mayor componente de neutrones epitérmicos y rápidos y de
radiación gamma.
3. Es inevitable el desarrollo de un prototipo de sistema de posicionamiento de
muestras para el canal radial BH#3 del reactor IEA-R1.
4. Se selecciona el método de filtrado para encontrar el filtro o la combinación de
filtros apropiado para producir el flujo con las condiciones requeridas para el
experimento y se selecciona entre los materiales a ser estudiados el Pb, Al y C,
teniendo en cuenta sus características físico-neutrónicas y los aspectos
tecnológicos.
5. Se selecciona el código MCNPX basado en el método de Monte Carlo para
calcular el flujo de neutrones.
6. Se selecciona el plasmidio de ADN, la técnica de electroforesis, el programa
GelAnalis y el rendimiento de roturas en la cadena de ADN para medir la
magnitud del daño inducido por la radiación ionizante.
63
CAPITULO 3- RESULTADOS Y DISCUSIÓN
En éste capítulo se presentan y discuten los resultados principales de la investigación,
los cuales se relacionan con los tres objetivos específicos del trabajo.
3.1- Sistema de posicionamiento de las muestras construido
El sistema de posicionamiento de las muestras biológicas construido consta de las
siguientes partes: un subsistema de posicionamiento de la muestra, un subsistema de
transporte, un subsistema de monitoreo
En la Figura 13 se muestra todo el sistema experimental construido.
A continuación se detalla cada uno de los subsistemas:
El subsistema de posicionamiento de la muestra no es más que un brazo mecánico
constituido de una garra fija a unos cojinetes de rodamiento, un sistema de roldada, un
raíl de aluminio de tipo U sobre el cual se mueve el rodamiento y un interruptor
mecánico. El sistema de roldada que posee una roldada y un cable de acero flexible con
forro asegurado en el rail de aluminio. El cable de acero flexible realiza dos funciones:
la apertura y cierre de la garra y la traslación de la misma. El interruptor mecánico
posee una manigueta, un marco, un cable de acero flexible y muelles. La manigueta se
desliza a lo largo del cuadro o marco, hacia arriba y hacia abajo, además, tiene dos
muelles en cada extremo de la manigueta para ejercer la fuerza de cierre de la garra. Al
halar la manigueta, se acciona el cable que está conectada en el medio del tubo, este
opera la garra de manera remota al otro extremo del cable.
64
Fig. 13- Sistema experimental construido para la irradiación de las muestras biológicas
con el reactor funcionando en el BH#3 del reactor IEA-R1.
65
Los muelles son los encargados de retornar la manigueta a su posición inicial y de esta
forma hacen cerrar la garra. El raíl de Aluminio tiene 10 m de largo y tiene una
inclinación de 25 grados. El rail tiene dos topes físicos que fueron instalados al final del
desplazamiento para su seguridad. El rail está soportado por una estructura metálica
compuesta por 4 angulares.
El subsistema de posicionamiento de la muestra está compuesto además, por soporte del
porta muestra y el porta muestra. Como las muestras utilizadas en la irradiación se
encuentran dentro de un tubo de polipropileno (Eppendorf, 0,5 ml), de pequeñas
dimensiones, fue necesario la construcción de un soporte para colocar el porta muestra.
El porta muestra transporta el tubo de polipropileno que es el que contiene a la molécula
de ADN y tiene la forma de canasta con un asa. El brazo mecánico está destinado al
agarre de desplazamiento de la canasta. La canasta está compuesta por dos placas que
forman un ángulo de 20° y una placa superior con 13 orificios, en donde se coloca el
tubo de polipropileno.
La intención inicial era poder contar con diferentes lugares donde se pudieran encontrar
flujos distintos e irradiar varias muestras al unísono, pero en este trabajo de tesis se
irradió una muestra por vez para minimizar las diferencias entre las geometrías de
irradiación. Sin embargo estas trece posiciones están siendo muy utilizadas para irradiar
varios polímetros y plásticos utilizados en otras investigaciones en progreso.
El material de la canasta es acrílico. El soporte del porta muestra también está
construido de acrílico y esta compuesto por 2 placas que también forman un ángulo de
20° fijadas a dos discos huecos. El porta muestra se fija en una posición de tal forma
que el centro del disco hueco coincida con el centro del flujo de neutrones.
Las muestras son introducidas y retiradas del porta muestra manualmente detrás del
blindaje biológico de la instalación experimental.
66
El subsistema de monitoreo está compuesto por 3 pequeñas cámaras de video fijadas en
el interior de la instalación experimental. Las cámaras de video están conectadas por
cables a un monitor de video situado en el exterior de la misma (detrás del blindaje
biológico). Con este sistema es posible visualizar remotamente la colocación y retirada
de las muestras en la posición de irradiación. La señal de video es transmitida en tiempo
real.
El subsistema de trasporte fue descrito en el capítulo anterior y existía antes de
comenzar este trabajo de tesis.
Una representación esquemática de una vista en 3D de la instalación experimental se
muestra en la Figura 14.
Fig. 14- Representación esquemática de una vista en 3D de la instalación experimental
(BH#3)
67
Se observa en la figura que la instalación experimental posee un blindaje de plomo en la
dirección del flujo para lograr las condiciones de protección radiológica que permitan la
presencia de personas alrededor de su vecindad exterior dentro de la sala de
experimentos del reactor cuando está abierto el canal de irradiación.
En la Figura 15 una vista frontal de la instalación experimental BH#3 del reactor
IEA-R1.
Fig. 15- Vista frontal de la instalación experimental BH#3 del reactor IEA-R1.
3.1.1- Operación del sistema
La operación del sistema experimental construido consiste en:
1. Insertar el tubo de polipropileno que contiene la muestra, dentro de la canasta de
acrílico.
2. Agarrar la canasta por medio de la garra mecánica. Halar la manigueta del
interruptor mecánico para abrir la garra y coger la canasta. Entonces, liberar la
68
manigueta del interruptor mecánico y la garra se cerrará automáticamente,
entonces se asegura la canasta.
3. Presionar el botón “salida” del sistema de transporte y el semi-tubo saldrá del la
cavidad interior del reactor.
4. Usando el sistema de roldada, el brazo mecánico con la garra se desliza por el
rail hasta que este alcanza el portador de la muestra en el semi-tubo de aluminio.
Una vez que llega a la posición de irradiación, la manigueta del interruptor
mecánico es halada. Esta abre la garra y la canasta es dejada en la posición de
irradiación
5. Se confirma a través del monitor que ha sido bien colocada la canasta
6. El brazo mecánico es halado hacia fuera de la instalación experimental con el
cable del sistema de roldada.
7. Accionar el botón de entrada del mando del sistema de transporte del semi-tubo
para que éste sea introducido en el canal radial.
Para retirar las muestras se realiza la operación inversa.
La operación del sistema es realizada detrás del blindaje biológico para la protección
radiológica del personal.
La construcción del sistema mecánico, del soporte y del porta muestra, fue realizada en
los talleres del Instituto de Física de la Universidad de São Paulo (IF-USP) y finalizada
en el año 2005.
El costo de los materiales empleados no superó los USD $ 1 000. Esta valoración
económica fue publicada por la autora en la Revista de Ingeniería Mecánica 13(2): pp.
39-48 del 2010.
69
3.1.2- Aspectos de Protección Radiológica
Durante la operación del sistema experimental construido desde la salida del semi-tubo
metálico de la cavidad interior del canal del reactor hasta la colocación de las muestras
en la posición de irradiación, se sigue una serie de pasos para asegurar la protección
radiológica del personal.
Las medidas de seguridad y protección radiológica del personal son las siguientes:
1. A través de los sistemas de dosimetría personal como son: la fílmica y la digital
se median las dosis absorbidas a que se estaba expuesto durante períodos
específicos de trabajo (semanal).
2. Se recibió un curso de capacitación en materia de Protección Radiológica
impartido por el Servicio de Protección Radiológica del IPEN.
3. Se efectuaron los exámenes médicos de cuerpo entero pre-ocupacional.
4. Un supervisor de protección radiológica con equipamiento portátil midió los
nuevos valores de tasa de dosis una vez abierto el canal y colocados los filtros y
verificó que los niveles de tasa de dosis de neutrones y de rayos gamma no
excedieran los límites permisibles de seguridad permitido, para que los
trabajadores pudieran acceder a la sala de experimentación del BH#3.
5. Un supervisor de protección radiológica con equipamiento portátil midió los
niveles de tasa de dosis de neutrones y rayos gamma y verificó que éstos fueran
lo suficientemente bajos para que otras actividades de investigación pudieran ser
realizadas en la sala de experimentos del reactor.
6. Antes de comenzar los experimentos en el BH#3 un supervisor de la protección
radiológica con equipamiento portátil del reactor medía las tasas de dosis en la
instalación experimental.
70
El resultado de todas estas pruebas significó la aprobación de la operación del sistema
experimental construido ya que cumplía con la norma ISO-9001:2000 “Operación del
reactor y servicios de irradiación” (Saxena, 2007).
3.1.3- Características generales del sistema construido
Las características del dispositivo construido son:
1. Es un diseño original.
2. Es mecánico.
3. Puede ser construido en cualquier taller convencional de mecánica debido a que
sus componentes son ligeros y típicos.
4. Fácil maniobrabilidad y sencillez en la ejecución de las operaciones, de
construcción simple.
5. No necesita mantenimiento, los principales componentes son sustituibles en un
tiempo relativamente breve, es posible tener un módulo replicado en reserva.
6. Bajo costo de fabricación, montaje e implementación.
7. Permite la irradiación de muestras por períodos largos de tiempo (horas, días)
con el reactor en operación.
8. Soporta cargas de hasta 500 g.
9. Permite el trabajo a distancia y de forma segura.
10. Posibilidad de controlar el tiempo de exposición.
La descripción de cada parte del sistema construido, la operación, así como las
características de este, la autora lo publicó en la Annals of Nuclear Energy(2011).
71
3.2- Sistema de formación del flujo
3.2.1- Modelación del canal de irradiación por Monte Carlo
Para la obtención del arreglo de filtros adecuados se requería modelar la instalación
experimental completa: el canal radial BH#3, el soporte y el porta muestras, junto con
el tubo de polipropileno que contenía la muestra. La modelación fue realizada mediante
el código MCNPX.
En las Figuras 16-18 se observan diferentes esquemas de las vistas (laterales, superiores
y frontales) correspondientes a la simulación realizada mediante el código MCNPX de
todo el canal.
Fig. 16- Vistas superiores del canal de irradiación, realizada desde la simulación con el
código MCNPX.
72
Fig. 17- Vistas frontales del canal de irradiación, soporte, porta muestras y el tubo de
polipropileno que contiene la muestra de ADN, realizadas desde la simulación con el
código MCNPX.
73
Fig. 18- Vistas laterales del canal de irradiación, soporte, porta muestras y el tubo de
polipropileno que contiene la muestra de ADN, construidas desde la simulación con el
código MCNPX.
En las figuras anteriores se observa como la simulación realizada mediante el código
MCNP, responde a las condiciones reales de la instalación experimental. Ver la Figura
13 donde se muestran las fotografías de dicha instalación experimental.
Se ilustra en la simulación geométrica todas las partes componentes del canal de
irradiación (reflectores, filtros y blindajes), el semi-tubo de aluminio que porta los
filtros y blindaje después de éstos, el soporte, porta muestras y el tubo de polipropileno
que contenía la molécula de ADN.
74
La simulación de todas los partes componentes del canal de irradiación fue realizada
con sus dimensiones reales y con todos su detalles geométricos.
3.2.2- Determinación de los materiales de filtros
En el año 2002 (Coelho, y otros, 2002), comenzaron los estudios de la determinación de
la configuración de los filtros adecuados para proveer las mejores características de la
relación neutrones/gamma (alto flujo de neutrones térmicos y epitérmicos con bajo flujo
de rayos gamma y de neutrones rápidos) en el canal BH#3. El juego de filtros inicial
propuesto fue de 47,9 cm de espesor de Aluminio en el soporte de filtros. Debido a que
con la utilización del aluminio como filtro en el canal de irradiación, la componente
gamma era considerable, fue necesario realizar un estudio del empleo de otros
materiales como filtros.
Como fue expuesto en los objetivos de este trabajo, no sólo había que construir un
dispositivo que permitiera la realización de los experimentos, sino que en el lugar de
irradiación había que garantizar que existiera un flujo de neutrones térmicos alto y baja
componente de radiación gamma y de neutrones rápidos. Para ello, se realiza el estudio
con diferentes materiales de filtros variando sus espesores.
La obtención de los materiales de filtros adecuados para el canal de irradiación se
realiza en base a la relación entre la intensidad del flujo de neutrones/ flujo de la
radiación gamma como una función de los espesores de los materiales de filtros.
Para este estudio, como fue expuesto en materiales y métodos fue empleado el código
basado en el método Monte Carlo, MCNPX.
Para el cálculo de la corriente de partículas que atraviesa una superficie del filtro fue
utilizada la salida f1 (partículas) del código de transporte Monte Carlo, MCNPX con su
respectiva tarjeta E para especificar los rangos de energía en MeV.
75
Los rangos de energía considerados fueron: térmico por debajo de la energía umbral del
Cd (0.55 eV), epitérmicos, entre 0.55 eV y 40 keV y rápidos, por encima de 40 keV,
como ya fue mencionado.
Para el cálculo de la fluencia de partículas que atraviesa una superficie del filtro por
unidad de área (partículas/cm2) fue utilizada la salida f2.
La biblioteca de datos usada para las secciones eficaces de los rayos gammas es la
MCPLIB (2000) y la ENDF6 (2000) para los neutrones.
Los valores del espectro de neutrones y gamma emitidos por la zona activa son
obtenidos a partir del código DOT 3.5 que es un código de cálculo de transporte de
ordenadas discretas en 2 dimensiones y la biblioteca de secciones eficaces multigrupo
fue generada con el sistema NJOY/AMPX II (Silva G, 2002).
Para crear la fuente del fichero de entrada al MCNPX, fue necesario hacer un programa
para convertir el formato de la fuente del DOT3.5 en el formato adecuado del MCNPX.
El programa fue realizado en el lenguaje de programación Borland Pascal sobre
plataforma Windows. El espectro del DOT viene distribuido por radio y energía, φ(r, E).
Son 22 grupos de energía para los neutrones y 18 grupos de energía para los rayos
gammas. Y para cada grupo de energía viene dada la distribución del flujo en 90
posiciones radiales.
Para obtener una buena estadística (error relativo < 10%) y un resultado confiable 2 100
millones de partículas incidentes con varios intervalos de energía fueron usados.
Los errores relativos del cálculo en todos los casos fueron menores del 10%.
La simulación fue realizada en una PC Pentium 4, 3GHz con 256 Mb de RAM, sobre el
sistema operativo Windows.
76
Los resultados de los cálculos se muestran en la Tabla 4. Diferentes combinaciones de
materiales de filtros fueron comparadas unas con otras para la selección de los
materiales apropiados para la irradiación de las muestras biológicas con un flujo de
neutrones de energía térmica alta.
Entre paréntesis se muestran los espesores de los filtros en cm. Entre corchetes se
muestran los materiales que se colocan en el soporte de filtros. El espesor máximo de
los filtros que se colocan en ese soporte no puede superar los 47,9 cm porque ésa es la
longitud de dicho soporte.
El material que aparece a continuación se coloca en el soporte de muestra, que son 4 cm
de Pb para blindar la radiación gamma y disminuir el fondo de ésta que es uno de los
objetivos planteados en la investigación. El orden de colocación de los filtros en el
soporte de filtros es en el que aparece en la tabla y la dirección es de la zona activa a la
muestra a irradiar.
Tabla 4- Corriente de partículas (partículas) que atraviesan la superficie de los filtros.
No. Material(espesor en cm) Jnt Jn
e Jnr Jγ
1 [Al(47,9cm)]+Pb(4 cm) 6,90E-07 2,18E-07 1,05E-07 2,82E-07 2 [Pb(17,9cm)]+Pb(4cm) 15,1E-07 3,56E-07 5,24E-07 5,34E-07 3 [C(17,9cm)]+Pb(4cm) 2,86E-07 0,65E-07 0,60E-07 2,21E-07 4 [Al(25cm)+C(22,8cm)]+Pb(4cm) 5,04E-07 1,22E-07 0,88E-07 2,69E-07 5 [Al(34cm)+C(13,8cm)]+Pb(4cm) 5,55E-07 1,18E-07 0,87E-07 2,77E-07 6 [C(1cm)+Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 13,2E-07 3,39E-07 4,73E-07 5,16E-07 7 [Al(1cm)+ Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 14,8E-07 3,60E-07 5,14E-07 5,62E-07 8 [sin filtro]+Pb(4cm) 67,0E-07 16,7E-07 26,3E-07 19,9E-07
donde:
Jnt, Jn
e, Jnr, Jγ: son las corrientes de neutrones térmicos, epitérmicos, rápidos y de
radiación gamma, respectivamente que atraviesan el material de filtro.
77
En la Tabla anterior se muestran los resultados de las diferentes componentes de la
corriente de neutrones, J (térmicos, epitérmicos y rápidos) y gamma para los diferentes
juegos de materiales y espesores de filtros estudiados.
Cuando se coloca el juego de materiales Al (Z=27) primero y a continuación C (Z=6) es
porque los materiales con más alto número atómico son más apropiados para frenar los
neutrones rápidos por dispersión inelástica y en los materiales con bajo número atómico
se producen grandes pérdidas de energía por dispersión elástica.
En la Figura 19 se comparan las diferentes componentes de la corriente de partículas (J)
que atraviesan la superficie del juego de filtros estudiados con mejores características
para la irradiación con un flujo mayoritariamente térmico.
1 2 3 4 5 6 7
2,0x10-7
4,0x10-7
6,0x10-7
8,0x10-7
1,0x10-6
1,2x10-6
1,4x10-6
1,6x10-6
J(par
tícul
as)
Materiales de filtro
Jn
térm
Jn
epitérm
Jn
ráp
Jγ
Fig. 19- Juego de filtros de mejores características para irradiar con un flujo
mayoritariamente de neutrones térmicos
78
Comparando el juego de materiales de filtro 6 con el 7 se observa que el Al es mejor
moderador que el C, sin embargo la componente de radiación gamma es mayor.
Al comparar el juego de materiales de filtro 8 con el 2, el 8 presenta valores de corriente
de neutrones mayor pero tiene el inconveniente de que también la corriente de radiación
gamma que atraviesa los materiales de filtro es grande.
En la Tabla 5 se muestran las relaciones de corriente de neutrones totales respecto a la
radiación gamma, donde Jn, representa la corriente de neutrones total que atraviesa la
superficie del juego de filtros estudiado.
Tabla 5- Relaciones de corriente (partículas) para determinar el juego de filtros de
mejores características óptimas, para irradiar con neutrones térmicos.
No. Filtros Jn/Jγ Jnt/Je Jn
t/Jnr Jn
t/Jγ
1 [Al(47,9cm)]+Pb(4 cm) 3,18 3,16 6,57 2,45 2 [Pb(17,9cm)]+Pb(4cm) 4,48 4,24 2,88 2,83 3 [C(17,9cm)]+Pb(4cm) 1,86 4,40 4,77 1,29 4 [Al(25cm)+C(22,8cm)]+Pb(4cm) 2,65 4,13 5,73 1,87 5 [Al(34cm)+C(13,8cm)]+Pb(4cm) 2,74 4,70 6,38 2,00 6 [C(1cm)+Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 4,14 4,01 2,80 2,55 7 [Al(1cm)+ Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 4,18 4,11 2,88 2,63 8 [sin filtro]+Pb(4cm) 5,52 4,01 2,54 3,36
En la Figura 20, se comparan las componentes de la fluencia de partículas (F) con y sin
filtro de Pb. En la figura se presentan además, las componentes de la fluencia en por
ciento para los casos: filtro de Pb (seleccionado), filtro de Al (propuesto antes de este
trabajo de tesis) y sin filtro. En dicha figura, el rango de energía de los neutrones
térmicos es para E < 0.55 eV, epitérmicos para 0.55 eV < E < 40 keV y rápidos para
E > 40 keV y se presenta la contribución de la radiación gamma (inducidas por los
neutrones y las primarias del reactor) al flujo mixto, para todos los casos.
79
Pb Al sin filtro0
102030405060708090
100
%
Filtros
Fntérm
Fnepitérm
Fnráp
Fγ
inducidas
Fγ
primarias
Fig. 20- Comparación de las componentes de fluencia de partículas en función de los
materiales de filtro y en ausencia del mismo.
En la Figura 21 se muestran los por cientos de fluencia de neutrones y de radiación
gamma que atraviesan los tres juegos de filtros anteriormente mencionados.
Pb Al sin filtro0
102030405060708090
100
%
Flujos
Fn F
γ
Fig. 21- Fluencia de neutrones y de rayos gammas, en función de los materiales de filtro
y en ausencia del mismo.
80
En las Figuras 20, 21 y en la Tabla 5, se observa que para el caso del filtro de Pb, se
obtienen los mejores valores de las relaciones de fluencia de neutrones térmicos
respecto a las componentes de partículas indeseables en el flujo.
Está claro que el proceso de moderación es mucho menos eficiente en los materiales de
alto número atómico que empleando materiales ligeros; pero en éstos materiales como
el Pb, se alcanza una reducción del fondo gamma, considerable. En el Pb para los
neutrones que emergen con energías cercanas a 2 MeV (energía media de los neutrones
de fisión) la sección eficaz microscópica de dispersión elástica (σn,n) es alta y la
dispersión elástica es el proceso más importante de termalización de los neutrones.
Como resultado del choque del neutrón incidente con el núcleo blanco, se obtiene un
neutrón menos energético que puede continuar chocando. Como el Pb es un material
pesado al colisionar un neutrón, la pérdida de energía es muy pequeña por lo que se
necesitan muchas colisiones.
Se observa además que la componente gamma es mayor, en el caso del filtro propuesto
antes de este estudio(Al) (Figura 21).
En la Figura 22 se muestran los por cientos de fluencia de radiación de gammas
primarias y secundarias o inducidas que atraviesan los dos juegos de filtros siguientes:
antes y después de esta investigación. En la Figura 23 se observan las secciones eficaces
de absorción elástica (n, n) del Pb y el Al en función de la energía del neutrón incidente
realizada con el MCNP.
81
Pb Al05
10152025303540455055
%
Filtros
Fγ
inducidas
Fγ primarias
Fig. 22- Fluencia de neutrones y de rayos gammas, en función de los materiales de
filtro.
Fig. 23–Secciones eficaces de dispersión elástica(n, n) del Al y el Pb en función de la
energía del neutrón realizada con el MCNP.
82
En la Figura 24 se observa las secciones eficaces de captura radiactiva(n, γ) del Pb y el
Al en función de la energía del neutrón incidente realizada con el MCNP.
Fig. 24- Secciones eficaces de captura radiactiva(n, γ) para el Al y el Pb en función de la
energía del neutrón realizada con el MCNP.
Se observa que la secciones eficaz de dispersión elástica (n, n) del Pb es mayor que para
el Al, esto explica por qué la componente de neutrones es mayor en el Pb (Figura 23).
Se observa como la secciones de captura radiactiva(n, γ) para el Al es mayor que para el
Pb, esto explica por qué la componente de radiación gamma es mayor para el caso del
Al (Figura 24).
Comparando el material de filtro propuesta anteriormente (Al) con la seleccionada (Pb)
en base al estudio realizado, se observa que, se obtienen mejores características en el
flujo para el caso del Pb. Con la nueva configuración de filtros en el canal radial BH#3
83
se reduce en un 47% la componente gamma del flujo respecto a cuando el canal no tenía
presencia de filtros.
En el caso del empleo de Aluminio como material de filtro, en forma de cilindro con
47,9 cm de longitud y diámetro de 12,6 cm en el soporte de filtros, se había obtenido
como características del flujo las siguientes:
1. Relación flujo de neutrones térmicos respecto al flujo de neutrones
epitérmicos son menores (Φnt /Φn
e = 12,2), y la
2. Relación del flujo de neutrones térmicos respecto al flujo de neutrones
rápidos (Φnt /Φn
r = 3,7) (Coelho y otros, 2002).
En el caso del empleo de Plomo como material de filtro, en forma de cilindro con 17,9
cm de longitud y diámetro de 12,6 cm en el soporte de filtros los resultados del cálculo
arrojaron:
1. Relación de Φnt /Φn
e=41 y Φnt /Φn
r=25.
2. Flujo de neutrones térmicos igual a 0,6x108 n/ cm2 s.
3. Relación J/φ=0,76.
Los valores alcanzados para el caso del material de filtro seleccionado, como adecuado
(Pb), la relación de Φnt /Φn
e y la relación Φnt /Φn
r sugieren mejores características
del flujo de neutrones del canal de irradiación que para el caso del Al.
El flujo de neutrones térmicos en esta instalación experimental fue confirmado a ser
1,39x108 n/ cm2 s con las mediciones realizadas con láminas de activación de Au
cubiertas y desnudas con Cd (Muniz, 2006).
84
3.3- Cálculo de la dosis absorbida
Al igual, que el flujo de neutrones térmicos, la tasa de dosis de neutrones y rayos
gamma fue calculada usando el código de Monte Carlo MCNPX, y fueron comparadas
con los datos experimentales.
3.3.1- Resultados del cálculo de la dosis absorbida con el MCNPX
Las dosis total que recibe un material biológico irradiado, consiste de la suma de la
dosis de neutrones (térmicos, epitérmicos y rápidos) y de los rayos gamma.
En la modelación del transporte de neutrones y rayos gammas se tuvo en cuenta:
• la interacción de los neutrones con los diferentes materiales del canal de
irradiación,
• las componentes gammas que aparecen en el canal producto de las reacciones
(n,γ) y (n,n′), y
• las interacciones de los neutrones y los rayos gamma con la muestra a irradiar.
Para tener en cuenta no sólo a los neutrones, sino a los rayos gammas incidentes y a los
rayos gammas inducidas en la muestra biológica, se requirieron de 2 ejecuciones
independientes del MCNPX:
Como se explica en el epígrafe 2.4, la dosis absorbida es posible calcularla mediante el
código MCNPX a partir de las salidas f4, f5, f6 y f8.
En este trabajo, para el cálculo de la dosis absorbida por la muestra en la posición de
irradiación se utilizó la salida f5, que da el flujo para un detector puntual
85
(partículas/cm2), para acelerar los cálculos y porque el detector no se encuentra en una
zona moderadora.
La salida f5 fue multiplicada por los factores de conversión de flujo a dosis equivalente
(H) de la ANSI/ANS-6.1.1-1977, para la radiación gamma y neutrónica, que fueron
introducidos con las tarjetas DE/DF. Como hay que convertirlo a dosis absorbida (D) se
divide por el factor de calidad (Q).
Se usó la interpolación lineal-lineal (Energía-Factores de Conversión).
Asumimos que la aproximación KERMA es válida, porque se cumplen las siguientes
condiciones:
• El Equilibrio de Partículas Cargadas (en inglés, CPE) porque al utilizar el modo
p se ignora el transporte de los electrones secundarios y la energía de estos
electrones es asumida como depositada en el lugar donde se originan,
• Las pérdidas radiactivas en el medio son despreciables, por ser las partículas
incidentes de baja energía y el medio es de bajo Z.
Como en este estudio, fueron irradiados plasmidios de ADN en solución acuosa, fue
asumido el medio acuoso dentro del contenedor de polipropileno de 2 mm de diámetro
(tubo Eppendorf, 0.5 ml).
Considerar como blanco en la simulación un medio acuoso no es incorrecto, pues el
agua representa el 80% de la célula y el resto es sustancia seca (proteínas, ácidos
nucleicos (ADN, ARN), grasas, hidratos de carbonos).
En la simulación se asumió una fuente distribuida en la superficie del reflector.
La distancia del detector (blanco) a la fuente (reactor) fue de 237 cm.
86
En la Tabla 6 se reportan los valores de los resultados de las salidas junto al error
relativo obtenido en la simulación y el tiempo de CPU requerido en una PC Pentium 4,
3GHz con 256 Mb de RAM, sobre el sistema operativo Windows.
El empleo de la salida f4 implicó tiempos de cálculo muy grandes (Tabla 6). En
cambio, empleando la salida f5, para el cual se recomienda errores relativos menores
que el 5%, se garantiza tiempo de cómputo mucho menores.
La selección de la salida usada, se basó en la comparación de los resultados obtenidos
con las salidas f4 y f5.
Tabla 6 -Resultados de las salidas.
salida φn(n/cm2) φγs(γ/ cm2) φγ
p(γ/ cm2) historias CPU f4 2,07E-08±4,6% 5,593E-09
±23,05% 4,7656E-09 ±74,52%
2000E06 10 d
f5 1,72E-08±5,1% 7,50E-09±3,8% 6,31E-09±5,3% 100E06 6,3 h
Con la salida f6 los tiempos de cálculo fueron extremadamente largos sin alcanzar el
nivel de precisión requerido.
Con el salida f4 a pesar de usar un número de partículas iniciadoras de la fuente
superior a 109 no se alcanzó buena precisión para todos y se consumió tiempos
extremadamente largos (Tabla 6). Por tal motivo, se decidió usar la salida f5 para
acelerar los cálculos y porque no es una zona moderadora el lugar donde se coloca la
muestra.
Los errores no sobrepasan el 5% en el caso del uso de la salida f5. Las salidas f4 y f5 no
mostraron significativa diferencia para el caso de la fluencia de neutrones.
Los resultados brindados por el MCNPX relativos a la fluencia en una región
determinada, representan el número de partículas por centímetro cuadrado por historia
de partículas creada en la fuente. Para obtener el valor de flujo real (partículas/cm2s), se
87
multiplicó por el valor de intensidad de la fuente (en partículas por segundo) que se
origina del reactor.
El código MCNP permite que un mismo caso pueda ser ejecutado incrementando el
número de historias utilizando la opción CONTINUE. Para las corridas se utilizó esta
opción cuando el número de historias utilizado no alcanzó una buena estadística.
La intensidad de la fuente calculada a partir del DOT 3.5, fue el resultado de la
sumatoria de la multiplicación de la distribución del φ(E), para cada radio, por el área de
la fuente, y el resultado se muestra a continuación:
Sn=6,41E15 n/s Sγ =8,16E15 γ/s
Estos valores son para cuando el reactor opera a 3,5 MW de potencia.
El flujo real de partículas fue determinado como:
φnreal(n/cm2 s) =salidaf5 (1/cm2) * Sn (n/s)
φγs real(n/cm2 s) =salidaf5 (1/cm2) * Sn (n/s)
φγpreal(γ/ cm2 s) =salidaf5 (1/cm2 ) * Sγ (γ/s)
La dosis absorbida total se calculó como:
D= D n +D γs+ D γp
donde:
D n: es la dosis total de neutrones (térmicos, epitérmicos y rápidos)
D γs: es la dosis de los rayos gammas secundarias
D γp: es la dosis de los rayos gammas primarias
Las interacciones de los neutrones en la muestra ocurren en el rango de energías
térmicas a través de las reacciones de captura 1H(n,γ)2H y en el rango epitérmico-
88
rápido a través de la reacción de dispersión elástica(n, n) con los núcleos de hidrógeno
1H(n, n) p.
La dosis de neutrones térmicos es debida a las reacciones de captura producidas en la
muestra, 1H(n,γ)2H y en los materiales del canal de irradiación.
La dosis de neutrones epitérmicos y rápidos es fundamentalmente debida a los protones
de retroceso producidos en el hidrógeno en la reacción 1H(n, n) p, para energías altas del
neutrón (> 10 keV) en la muestra y a la que ocurre en los materiales del canal de
irradiación.
La dosis gamma es la combinación de los rayos gamma que acompañan el flujo de
neutrones y los rayos gamma inducidos en el hidrógeno contenido en la muestra. El
hidrógeno presente en la muestra absorbe neutrones térmicos por medio de la reacción
de captura 1H(n, γ) 2H y emite rayos gamma de 2.2 MeV.
Se obtuvo la tasa de dosis multiplicando el resultado de las salidas por el número de
partículas emitidas por la fuente y el factor FC:
Dn(Gy/h)= salida f5(1/cm2)* Sn (n/s)*FC(Gy / h /n/cm2s)
D γs (Gy/h)= salida f5 (1/cm2)* Sn (n/s)*FC(Gy / h /n/cm2s)
D γp (Gy/h)= salida f5 (1/cm2)* Sγ(γ/s) *FC(Gy / h /n/cm2s)
donde:
FC: es el factor de conversión de flujo a dosis, y sus valores en función de la energía
fueron introducidos mediante las tarjetas DE/DF.
El método experimental usado para la verificación de los resultados de la simulación
matemática fue el uso de la combinación de los detectores TLD-600 y TLD-700, como
fue explicado en el capítulo anterior.
89
A continuación, en la Tabla 7, se muestra la comparación entre los resultados de las
tasas dosis medidas y calculadas, tanto para neutrones, como para los rayos gammas.
La tasa de dosis de neutrones resultó ser de 2,75±6% Gy/h y la de la radiación gamma
1,28±9% Gy/h en la configuración 3 del reactor.
Tabla 7- Comparación de los resultados de las mediciones de las dosis de neutrones y
gammas (Potencia del reactor=3,5 MW).
D(Gy/h) Experimental (TLDs)
Calculada MCNPX (salida f5)
Diferencia relativa TLD-MCNPX (%)
Dn 2,90±0,09 2,75(0,06) 5 Dγ 1,75 ±0,22 1,28(0,09) 26
Los resultados de la comparación muestran que las tasas de dosis medidas y
calculadas de neutrones presentan una buena concordancia (5 %), esto indica que los
parámetros de la simulación usados (geometría, salidas, materiales) en el código son
correctos.
Sin embargo diferencias del 26% fueron encontradas entre las tasas de dosis medidas y
calculadas de rayos gammas.
La validación de los resultados de la modelación realizada respecto a las dosis
experimentales sólo se reporta para la configuración 3 del reactor, puesto que como se
analizará en el siguiente epígrafe las fuentes de incertidumbres asociadas serán las
mismas para cada configuración del reactor.
3.3.2- Incertidumbres en la simulación por Monte Carlo
Las principales causas de las incertidumbres se nombran a continuación:
90
1. El volumen de detección es muy pequeño y difiere de los maniquíes usados para el
cálculo de los factores de conversión de fluencia a dosis.
Las dimensiones del blanco son muy pequeñas ya que la muestra (25µl de solución de
ADN) es colocada en un tubo de polipropileno, marca Eppendorf de 5 ml y 2mm de
diámetro (ICRP-74; ICRU Report 57).
2. El factor de calibración usado para la medición de las dosis gamma con los
detectores termoluminiscentes TLDs-700
Para el proceso de calibración de los mismos usaron una fuente monoenergética de
Co-60 lo cual no es apropiado para el campo de radiación mixta del reactor que tiene un
espectro amplio de gammas.
La muestra se encontraba entre los filtros del Plomo y un blindaje de Plomo al final,
pero los detectores termoluminiscentes TLDs-700 son sensibles a los rayos X del
mismo. Los rayos X del Plomo excitados por la radiación gamma y los neutrones son
del orden de decenas de keV (84,9 y 74,2 keV) y los TLDs-700 son sensibles en ese
rango de energía.
3. En el canal de irradiación hay una gran componente gamma debido a que el Al es un
material componente del canal de irradiación y se produce la reacción 27Al(n,γ) 28Al.
El código MCNP no incluye el transporte de los rayos gamma debidos a la
desintegración radiactiva de los productos de activación, en este caso del 28Al (T1/2=2,45
min) y la emisión instantánea de la gamma de 1,77 MeV. Sin embargo, la mayoría de la
radiación gamma es producida en el blanco, fundamentalmente por la reacción de
captura en el átomo de hidrógeno.
91
El código MCNPX, tampoco incluye el transporte de las gammas originadas de la fisión
retardada, ni las gammas de la desintegración de los productos de la fisión.
4. La fuente gamma se obtuvo a partir de la simulación con el código de transporte de
ordenadas discretas DOT 3.5, en vez de ser medido experimentalmente a la salida
del canal de irradiación.
Este análisis la autora lo publicó en la Transactions of the American Nuclear Society
102, pp. 473-474, 2010.
3.4- Resultados de la irradiación de muestras biológicas
3.4.1- Daño inducido en el ADN con el flujo de neutrones obtenido
Para probar la validez del dispositivo construido en cuanto a su multipropósito y
realización de experimentos radiobiológicos, se podría haber escogido otro método,
pero este trabajo de tesis se insertó en un proyecto de investigación que se propuso
estudiar el efecto inducido por un flujo de neutrones térmicos en la molécula de ADN.
Se evalúa el daño basado en los rendimientos de formación de roturas simples (GSSB) y
dobles (GDSB) en la cadena de ADN como fue expresado en el capítulo anterior.
El método utilizado para la determinación de las roturas fue la electroforesis en gel de
agarosa y la cuantificación de cada forma de la molécula de ADN detectada fue
realizada con el programa GelAnalis como fue expresado en el capítulo anterior.
La distribución de las formas de ADN en función de la dosis, están directamente
relacionada con la generación de SSB y DSB dentro de la población de plasmidios.
Para obtener el rendimiento de roturas simples y dobles en la molécula de ADN, es
necesario realizar el ajuste de las fracciones relativas de las formas superenrollada(S) y
92
lineal (L) del plasmidio en función de la dosis, para determinar la pendiente de dicha
curva como fue expresado en el capítulo anterior. De las curvas de ajuste es posible
determinar las pendientes(λssb y λdsb) y a partir de ellas calcular los GSSB y GDSB
respectivamente.
En la Figura 25 se muestra la fotografía de los geles corridos para las muestras de ADN
irradiadas con un flujo de neutrones predominantemente de energías térmicas para las
diferentes configuraciones del reactor en ausencia de capturador de radicales libres.
93
0 2 4 11 17 25,5 34 42 Dosis (Gy)
0 4,7 6,2 10,9 18,6 31,0 46,5 Dosis (Gy)
0 1,0 1,6 2,1 3,1 8,3 12,5 Dosis (Gy)
Fig. 25- Imágenes de las fotografías de los geles de las muestras con 88 ng/µL de
disolución de ADN, sin capturador de radicales libres irradiadas en el flujo mixto del
canal BH#3 del reactor IEA-R1. Las bandas claras representan las diferentes formas,
circular(C), lineal (L) y superenrollada(S) en que es separada la molécula de ADN para
cada dosis de radiación aplicada.
C: Circular L: linear S: Superenrrollada
C L S
C
L
S
C L S
94
En la Tabla 8 que se muestra a continuación se exponen las características
fundamentales de las configuraciones del núcleo del reactor que varió varias veces
producto de las recargas del combustible nuclear: el arreglo de filtros que la componen,
la potencia a que se encuentra operando y las dosis medidas en la posición de
irradiación para cada una.
Tabla 8- Características fundamentales de las configuraciones del reactor usadas en la
irradiación de las muestras de ADN producto de las recargas del combustible nuclear.
Configuración Filtros Potencia del reactor (MW)
Dn (Gy/h)
Dγ (Gy/h) D total (Gy/h)
1 Pb 2 2,52 3,07 5,6 2 sin filtros 2 58 35 93 3 Pb 3,5 2,9 1,75 3,87
La cuantificación de los geles de las muestras con 88 ng/µL de disolución de ADN, sin
capturador de radicales libres para cada tipo de configuración es mostrada en la Figura
26.
95
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 220,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
0 10 20 30 400,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 120,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
Fig. 26- Resultados de la cuantificación de los geles de las muestras con 88 ng/µL de
disolución de ADN, sin capturador de radicales libres.
C: Circular L: linear S: Superenrrollado
96
Fue posible apreciar que a medida que aumenta la dosis, la molécula de ADN en su
forma superenrollada, que representa la parte no dañada, va disminuyendo producto de
que se están produciendo roturas en la moléculas de ADN. Al mismo tiempo están
aumentando la forma circular porque se están produciendo roturas simples (S→C) hasta
que comienza a disminuir producto de que se están produciendo roturas dobles. Esto
hace que la fracción de lineal comienza a aumentar (C→L). El ADN superenrollado(S)
constituye el plasmidio no dañado, el circular resulta de una rotura simple (SSB) y el
lineal resulta de las roturas dobles (DSB) (Figura 26).
Como esta investigación se realizó durante un período largo de tiempo (5 años), debido
al proceso recarga del reactor, algunos de los experimentos presentaron relativamente
pocos puntos, lo cual no permitía realizar un buen ajuste a los datos experimentales de
las fracciones de las diferentes formas de ADN. Por esta causa, se realizó un análisis de
Regresión Lineal Múltiple (RLM) (Montgomery y otros, 2002) para tener en cuenta no
sólo la dosis que recibió la molécula de ADN como variable independiente (x) sino
también la recarga que en éste caso es una variable cualitativa y de esta forma poder
juntar los datos de las tres recargas del reactor nuclear y posteriormente realizar el
ajuste.
Fue relacionada la variación de las fracciones de molécula de ADN (y) en función de la
dosis de radiación(x1) con el tipo de recarga del reactor nuclear a que está sometida la
molécula de ADN. La segunda variable regresora, el tipo de recarga, es cualitativa y
posee 3 niveles (los tipos A, B y C de recarga)
97
En general, una variable cualitativa con a niveles se representa con (a-1) variables
indicadoras, y cada una asume los valores 0 y 1. Entonces, los niveles de las variables
indicadoras son:
x2 x3 1 0 Si es la recarga del tipo A 0 1 Si es la recarga del tipo B 0 0 Si es la recarga del tipo C
Se considera la siguiente relación:
y=f(x1, x2, x3) (5)
Y el modelo de regresión lineal múltiple resultante es:
y = β0+β1x1++β2x2+β3x3+ε (6)
donde:
β: son los coeficientes de regresión que se necesita estimar,
xi: las variables independientes, y
ε: es el error debido a la aproximación lineal
Luego, los datos experimentales del ln S (variable y) para cada dosis de radiación de las
tres recargas del reactor nuclear se muestran en la Tabla 9.
98
Tabla 9.- Datos experimentales del ln S para cada dosis de radiación.
Observaciones y (ln S)
x1 Dosis(Gy)
Tipo de recarga
1 -0,16 0 A 2 -0,43 1,4 A 3 -0,67 2,8 A 4 -1,90 7,5 A 5 -2,66 11,2 A 6 -0,05 0 B 7 -0,80 4,65 B 8 -1,90 6,2 B 9 -0,17 0 B
10 -0,54 1 C 11 -0,71 1,6 C 12 -0,91 2,1 C 13 -1,11 3,1 C 14 -2,66 8,3 C 15 -3,91 12,5 C
La estimación de los coeficientes de una regresión múltiple es un cálculo bastante
complicado y laborioso, por lo que se requiere del empleo de programas de
computación especializados. Los coeficientes fueron estimados por el método de los
mínimos cuadrados utilizando el programa estadístico SPSS v 11.5 (2002).
Los resultados estimados para el ln S fueron los siguientes:
ln S = -0,335845 - 0,267725*Dosis + 0,397422*x2 + 0,388479*x3 (7)
Obviamente la pendiente resultó ser negativa porque a medida que aumenta la dosis de
radiación que recibe la molécula de ADN la fracción de superenrollado (S) va
disminuyendo debido a que se están produciendo roturas simples en la molécula.
99
Ahora, a partir del coeficiente de determinación (coeficiente R cuadrado) y la prueba F
de Fisher se juzga la bondad de ajuste del modelo y con la prueba t de Student se puede
saber si las variables independientes son significativas para el modelo (Tabla 10).
Tabla 10- Estadísticas del resumen para el modelo de regresión para la fracción S.
Resumen del modelo
,986a ,972 ,965 ,21177Modelo1
R R cuadradoR cuadradocorregida
Error típ. de laestimación
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
ANOVAb
17,318 3 5,773 128,716 ,000a
,493 11 ,04517,811 14
RegresiónResidualTotal
Modelo1
Suma decuadrados gl
Mediacuadrática F Sig.
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
Variable dependiente: Sb.
Coeficientesa
-,336 ,098 -3,425 ,006 -,552 -,120-,268 ,014 -,973 -19,310 ,000 -,298 -,237,397 ,124 ,172 3,200 ,008 ,124 ,671,388 ,146 ,143 2,656 ,022 ,067 ,710
(Constante)DOSISX2X3
Modelo1
B Error típ.
Coeficientes noestandarizados
Beta
Coeficientesestandarizad
os
t Sig. Límite inferiorLímite
superior
Intervalo de confianza paraB al 95%
Variable dependiente: Sa.
De la estadística R cuadrado ajustado se muestra que el modelo como está ajustado
explica en un 96,5% la variabilidad en la y (ln S). Tiene un alto grado de poder
explicativo.
100
Del análisis de varianza (ANOVA) realizado al modelo se obtiene que el valor F tiene
un valor p muy pequeño (p< 0,01), en este caso al rechazar Ho se concluye que hay
evidencia suficiente para afirmar que las xi están relacionadas con la y para un nivel de
confianza del 99%, es decir hay una relación significativa entre la variables del modelo.
Por lo tanto, este resultado permitió trabajar el modelo considerando todos los puntos
como se plantea en la Tabla 10.
Como en la estadística t para los coeficientes β1, β2 y β3 tienen valores de p <0,05, se
llegó a la conclusión que los regresores, x1(dosis), x2 y x3(tipo de recarga) si contribuyen
al modelo. Físicamente, esto fue posible explicarlo porque como la muestra estaba en un
medio acuosa, el efecto indirecto es el que predomina, que es el responsable de la
producción de roturas simples en la molécula de ADN. Las SSB se deben
fundamentalmente a la componente gamma del flujo que es mayoritariamente de
energías térmicas.
Luego, fue posible juntar todos los datos por existir una relación significativa entre la
fracción superenrollada(S) de la molécula de ADN, los tipos de recargas y la dosis,
entonces se determinó la pendiente de la curva (λssb) del modelo final que en este caso
quedaría y=a+bx , donde y=ln S y x la dosis, lo cual permite calcular el rendimiento
GSSB que es el objetivo final.
Los resultados de este modelo aparecen en la Figura 27 donde el ajuste del modelo final
fue realizado por el método de los mínimos cuadrados empleando el programa Origin
v. 6.0 (2006). Se observa que el ajuste fue bueno pues el coeficiente de determinación
que en el caso de la regresión simple coincide con el coeficiente de correlación R está
muy cercano a 1 y su desviación típica es aceptable en relación al valor central.
101
0 2 4 6 8 10 12 14
-4,0
-3,5
-3,0
-2,5
-2,0
-1,5
-1,0
-0,5
0,0
0,5
Y = A + B * X
Parameter Value Error------------------------------------------------------------A -0,12888 0,10754B -0,26699 0,01873------------------------------------------------------------
R SD N P------------------------------------------------------0,96946 0,28725 15 <0.0001
ln S
Dosis(Gy)
Fig. 27- Ajuste del ln S en función de la dosis para las muestras con 88 ng/µL de
disolución irradiadas en el campo mixto del reactor IEA-R1 del IPEN.
De igual manera se procede para la determinación del rendimiento GDSB.
Los datos experimentales de las fracciones L (variable y) para cada dosis de radiación
de las tres recargas del reactor nuclear se muestra en la Tabla 11.
Tabla 11.- Datos experimentales de las fracciones L para cada dosis de radiación.
Observaciones y (fracción L)
x1 Dosis(Gy)
Tipo de recarga
1 0 2,8 A 2 0,05 7,5 A 3 0,07 11,2 A 4 0,27 22,4 A 5 0 6,2 B 6 0,06 10,85 B 7 0,15 18,6 B 8 0,31 31 B 9 0,47 46,5 B
10 0 3,1 C 11 0,04 8,3 C 12 0,08 12,5 C
Los resultados estimados fueron los siguientes:
102
L = -0,0554887 + 0,011986*Dosis + 0,021442*x2 - 0,0177552*x3 (8)
Obviamente la pendiente resultó ser positiva porque a medida que aumenta la dosis de
radiación que recibe la molécula de ADN la fracción de lineal (L) va aumentando
debido a que se están produciendo roturas dobles en la molécula.
Una vez que se obtuvieron las estimaciones de los coeficientes de la regresión, se hizo
uso de las pruebas estadísticas para juzgar la bondad de ajuste del modelo. Con la
prueba t de Student se pudo saber si las variables independientes (dosis y tipo de
recarga) son significativas para el modelo (Tabla 12).
Tabla 12- Estadísticas del resumen para el modelo de regresión para la fracción L.
Resumen del modelo
,994a ,987 ,982 ,01973Modelo1
R R cuadradoR cuadradocorregida
Error típ. de laestimación
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
ANOVAb
,241 3 ,080 206,120 ,000a
,003 8 ,000,244 11
RegresiónResidualTotal
Modelo1
Suma decuadrados gl
Mediacuadrática F Sig.
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
Variable dependiente: LINEALb.
Coeficientes a
-,055 ,012 -4,553 ,002 -,084 -,027,012 ,001 1,036 22,057 ,000 ,011 ,013,021 ,015 ,071 1,414 ,195 -,014 ,056
-,018 ,016 -,061 -1,078 ,312 -,056 ,020
(Constante)DOSISX2X3
Modelo1
B Error típ.
Coeficientes noestandarizados
Beta
Coeficientesestandarizad
os
t Sig. Límite inferiorLímite
superior
Intervalo de confianza paraB al 95%
Variable dependiente: LINEALa.
103
De la estadística R cuadrado ajustado se mostró que el modelo como está ajustado
explica en un 98,2% la variabilidad en la y (fracción L). Tiene un alto grado de poder
explicativo.
Del análisis de varianza realizado al modelo se obtuvo que el valor F tiene un valor p
muy pequeño (p< 0,01), en este caso al rechazar Ho se concluyó que hay evidencia
suficiente para afirmar que las xi (dosis y tipo de recarga) están relacionadas con la y
(fracción L) para un nivel de confianza del 99%, es decir hay una relación significativa
entre la variables del modelo. Por lo tanto, este resultado permitió trabajar el modelo
considerando todos los puntos como se plantea en la Tabla 11.
La R cuadrado ajustada y la F significativa dieron una medida de la bondad de ajuste
del modelo. También como era importante conocer si la variable dependiente y estaba
realmente relacionada con las xi. En otras palabras, se necesitaba conocer si todos o
algunos de los regresores eran no significativos.
Como en la estadística t para los coeficientes β2 y β3 tienen valores p ≥ 0,10, se llega a
la conclusión que los regresores, x2 y x3(tipo de recarga) no contribuyen al modelo. Sin
embargo, para β1 resultó ser significativa (p<0,01) por lo que la variable regresora x1
(dosis) si contribuye al modelo. Físicamente, es lógico, que el tipo de recarga no sea
significativo para la producción de roturas dobles (fracción lineal) en la molécula de
ADN, pues como la muestra estaba en medio acuoso, el efecto indirecto es el que
predomina, que es el responsable de la producción de roturas simples en la molécula de
ADN. Además, como el flujo es mayoritariamente de energías térmicas la reacción que
se produce es de captura radiactiva (n,γ) con los elementos de la muestra, en particular
el hidrógeno y los rayos gammas como son partículas de bajo LET el efecto que
predomina es el indirecto, es decir la formación de SSB y no de DSB.
104
También, fue posible juntar todos los datos por existir una relación significativa entre la
fracción lineal (L) de la molécula de ADN y la dosis, entonces se determinó la
pendiente de la curva (λdsb) del modelo final que en este caso quedaría y=a+bx , donde
y=L y x la dosis, lo cual permite calcular el rendimiento GDSB que es el objetivo final.
Los resultados de este modelo aparecen en la Figura 28 donde el ajuste del modelo final
fue realizado por el método de los mínimos cuadrados empleando el programa Origin
v. 6.0 (2006). Se observa que el ajuste fue bueno pues el coeficiente de determinación
está muy cercano a 1 que en el caso de la regresión simple coincide con el coeficiente
de correlación R y su desviación típica es aceptable en relación al valor central.
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 500,0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
Y = A + B * X
Parameter Value Error----------------------------------------------A -0,04728 0,01113B 0,01143 5,71628E-4----------------------------------------------
R SD N P------------------------------------------------0,98771 0,02441 12 <0.0001
fracc
ión
L
Dosis(Gy)
Fig. 28- Ajuste de las fracciones lineal en función de la dosis para las muestras de 88
ng/µL de disolución de ADN irradiadas en el campo mixto del reactor IEA-R1 del
IPEN.
105
En la Tabla 13 se presentan los valores experimentales (pendientes de las curvas de
ajuste de las fracciones de moléculas de ADN, la superenrrollada) y calculados
(rendimientos de roturas simples en la cadena de ADN).
Tabla 13- Valores experimentales y calculados.
En la Tabla 14 se presentan los valores experimentales (pendientes de las curvas de
ajuste de las fracciones de moléculas de ADN, la lineal) y calculados (rendimientos de
roturas dobles en la cadena de ADN).
Tabla 14- Valores experimentales y calculados.
λD (Gy-1) GDSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 0,01143 5,94E-09
3.4.2- Análisis estadístico de los resultados experimentales
El objetivo del presente epígrafe es brindar junto con los resultados de los rendimientos
de roturas simples y dobles, la indicación de la calidad de los mismos en forma de
incertidumbre asociada y nivel de confianza.
Cuando se tiene que y=f(x1, x2….)=f(xi), es una función de una o varias variables, la
incertidumbre combinada típica es la incertidumbre del resultado de una medida cuando
el mismo se obtiene a partir de valores de varias cantidades.
λS (Gy-1) GSSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 0,02669 1,28E-07
106
En nuestro caso se tiene que G=f(λ), asumiendo errores independientes, la
incertidumbre total de G, se puede estimar a partir de:
( ) ( )λuλG=GuC
22
2 ⎟⎠⎞
⎜⎝⎛
∂∂
(9)
donde u(λ) es la incertidumbre típica y uC(G) se denomina incertidumbre combinada
típica de la estimación G(Guía EURACHEM, 2000).
Resolviendo la derivada parcial de la ecuación 3 y 4 obtenemos:
( ) ( )λu)(pb
=GuC 6501
∗ (10)
Se obtiene la incertidumbre expandida multiplicando la incertidumbre típica combinada
por un factor de cobertura. La incertidumbre expandida (Guía EURACHEM, 2000), es
la cantidad que define el intervalo de una serie de medidas, en el cual los valores pueden
razonablemente atribuirse al parámetro medido con un nivel de confianza. Se calcula
según:
U=k*uc (11)
donde: U es la incertidumbre expandida y k es un factor de cobertura.
El valor del factor de cobertura es el valor de la distribución de t de Student de dos colas
y se elige basándose en el nivel de confianza deseado (normalmente 95%) y depende
del número de grados de libertad, )glαt=k
(2
1 −
(Spiegel, 2007).
El intervalo de confianza de la medida queda entonces expresado como:
[G-U, G+U] (12)
En este caso se está asumiendo implícitamente una simetría en relación a la media. El
resultado de la medida es entonces convenientemente expresado según:
G=G ± U (13)
107
donde: G es el resultado de la medida y G es el estimador usado para el valor de G.
Teniendo en cuenta que el valor de t para 15-1=14 grados de libertad y nivel de
confianza del 95% desde la tabla es 2,14(Spiegel, 2007) la incertidumbre expandida del
rendimiento de roturas simples en la cadena de ADN será:
U (GSSB)=2,14*uC (λd)=2,14*(5,2e-07*0,01873)=2,08e-08
El valor de t para 12-1=11 grados de libertad y nivel de confianza del 95% desde la
tabla es 2,2 (Spiegel, 2007), entonces la incertidumbre expandida del rendimiento de
roturas dobles en la cadena de ADN será:
U (GDSB)=2,2*uC (λd)=2,2*(5,2e-07*5,71E-04)=6,53e-10
A partir de los resultados expuestos anteriormente es posible expresar los resultados de
los rendimientos de roturas simples (GSSB) y dobles (GDSB) en la molécula de ADN, con
sus correspondientes intervalos de incertidumbre tal como se señala en la Tabla 15.
Tabla 15- Expresión de los resultados de GSSB con su correspondiente incertidumbre.
GSSB(GyDa)-1 GDSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 1,28E-07±2,08e-08 5,94E-09±6,53e-10
La incertidumbre reportada es el de la incertidumbre expandida calculada para un nivel
de confianza de aproximadamente el 95%.
Estos al ser intervalos de confianza solo son indicativos de donde pueden moverse los
parámetros bajo las condiciones experimentales apuntadas.
108
Este análisis la autora lo publicó en la Transactions of the American Nuclear Society
103, pp. 31-32, 2010.
3.5- Aplicabilidad del sistema construido
Los atributos que definen el análisis de los posibles beneficios de un sistema construido
son: la validez práctica y la utilidad del mismo.
Para demostrar la aplicabilidad del sistema construido, se realizaron un número
determinado de experimentos, para las cuales mostró un buen desempeño:
1. El estudio del daño inducido por la radiación mixta de neutrones térmicos y
gamma en el ADN pBsKS+ (2.96 kb), en ausencia y presencia de capturador de
radicales libres. El estudio en presencia de capturador de radicales libres la
autora lo publicó en la Revista CENIC de Ciencias Biológicas 41(3), pp. 179-
184, 2010 y su comparación con otro tipo de radiación siguiendo la misma
metodología de análisis en la Applied Radiation of Isotopes 69, pp. 373-376,
2011.
2. Medición de las tasas dosis de radiación en la posición de irradiación con
detectores termoluminiscentes (Nascimento, 2006) y la
3. Medición del flujo neutrónico con láminas de activación (Muniz, 2006).
3.6- Impacto del sistema experimental construido
Un aporte de este trabajo de tesis es que el canal radial BH#3 del reactor IEA-R1 fue
modificado para la irradiación directa de muestras biológicas por períodos de tiempo
largos.
109
El sistema tecnológico desarrollado que es operado remotamente, posibilita la inserción
y extracción de muestras biológicas sin necesidad de parar el funcionamiento del
reactor, lo que amplia considerablemente el diapasón de estudios que pueden realizarse
en este reactor.
Su aplicación práctica en investigaciones que se desarrollen en esa instalación en el
campo de la radiobiología y la dosimetría, es inmediata. Ahí radica su importancia.
El nuevo diseño ingenieril propició que se desarrollaran nuevas líneas de
investigaciones en el reactor IEA-R1:
1. Análisis de daños celulares(en polímeros),
2. Validación de dosímetros de gel termoluminiscente (Mangueira y otros, 2010), y
3. Experimentos de caracterización del flujo (Coelho y otros, 2008)
Conclusiones parciales
1. Se dispone de la simulación geométrica de toda la instalación experimental,
necesaria para realizar cualquier estudio dosimétrico posterior.
2. Se seleccionó la configuración de filtro más adecuada para los objetivos
previstos, consistente en un disco de plomo con 17,9 cm de longitud y diámetro
de 12,6 cm.
3. Se calculó la fluencia de neutrones con el MCNPX, comparándose los resultados
con los obtenidos experimentalmente. La diferencia resultó menor que el 6%, lo
que implica que la fluencia de neutrones en la posición de irradiación es similar
a la que hubiera dado en la medida directa del flujo.
4. Se brinda el resultado de los rendimientos de roturas simples y dobles en la
cadena de ADN con su incertidumbre asociada y nivel de confianza.
110
5. Se construyó un prototipo de sistema de posicionamiento de muestras que es
factible de construir en cualquier taller convencional de mecánica porque sus
componentes son comunes, los materiales seleccionados son asequibles en el
mercado nacional y que demostró su validez y utilidad en la práctica para la
realización de experimentos radiobiológicos y dosimétricos, constituyendo su
mayor mérito el propiciar la ampliación de forma considerable del diapasón de
estudios que pueden realizarse en ese reactor nuclear de investigaciones, sin
necesidad de su parada.
111
CONCLUSIONES
1. Se construyó y se puso en funcionamiento un sistema de posicionamiento de
las muestras para su irradiación en un canal radial de un reactor de nuclear
de investigaciones, que permite la ampliación de su uso sin necesidad de
parar su operación. La construcción del sistema de posicionamiento de
muestras posibilitó por primera vez, la ejecución de estudios in vitro en
dicho canal y la realización de nuevos experimentos. El sistema construido
se encuentra instalado y funcionando ya por 5 años en el canal radial #3 del
reactor nuclear de investigaciones brasileño IEA-R1, con un buen
desempeño en su funcionamiento.
2. Se obtuvo un arreglo de filtros de plomo en forma de cilindro con 17,9 cm
de longitud y diámetro de 12,6 cm, que permitió obtener un flujo de
neutrones de energía predominantemente térmica de 6x107 n/ cm2 s, en el
lugar de irradiación de la muestra.
3. Se obtuvo el rendimiento de roturas simples (GSSB) y dobles (GDSB) en la
cadena de ADN inducidas por el flujo de radiación de neutrones térmicos
obtenido, que resultaron encontrarse en un intervalo de confianza del 95%
entre los valores: para el GSSB de [1,07E-07, 1,48E-07] (GyDa)-1 y para el
GDSB de [5,28E-09, 6,59E-09] (GyDa)-1. Estos resultados complementan los
existentes en la validación de los diferentes estudios teóricos que tratan de
modelar el daño producido en el ADN por los diversos tipos de radiaciones
ionizantes.
112
RECOMENDACIONES
Teniendo en cuenta los resultados experimentales obtenidos en el presente trabajo, se
proponen las siguientes recomendaciones:
1. Continuar trabajando en la mejora de las características del flujo proveniente del
canal de irradiación BH#3, disminuyendo aún más la componente gamma.
2. Incluir la medición del flujo con láminas de activación después de cada recarga
del reactor.
3. Realizar el análisis de seguridad y riesgo del sistema experimental costruido.
113
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73. Pang D, Berman BL, Chasovskikh S, Rodgers EJ, Dritschilo A., “Spacial Distribution of Radiation Induced Double-Strand Breaks in Plasmid DNA as Resolved by Atomic Force Microscopy”, Radiation Research, 164: 755-765, 2005.
74. Peak J.G., T. Ito. F.T. Robb y M. J. Peak, “DNA damage produced by exposure of supercoiled plasmid DNA to high- and low-LET ionizing radiation: Effects of hydroxyl radical quenchers”, Int. J. Radiat. Biol. 67: 1-6, 1995.
75. Pinelli, A. Zonta, S. Altieri, S. Barni, A. Braghieri, P. Pedroni, P. Bruschi, P. Chiari, C. Ferrari, F. Fossati, R. Nano, S. N. Tata, U. Prati, G. Ricevuti, L. Roveda, C. Zonta, “TAOrMINA: From the first Idea to the Application to the Human Liver”, Research and Development in Neutron Capture Therapy, 1065-1072, Edited by Sauerwein W., Moss R., Wittig A., Monduzzi Editorem, 2002.
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118
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90. Spiegel, Murray R. y Stephens, Larry J., “Statistics”, Fourth Edition, Kindle Edition, 2007.
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120
REFERENCIAS DE LA AUTORA
Los resultados de la presente investigación se han publicado en el ámbito nacional e
internacional. Un resumen de las principales publicaciones se presenta a continuación.
Publicaciones Internacionales
1. (2004) Gual M. R., Rodríguez O., Guzmán F., Deppman A., Arruda Neto J.
D.T., Likhachev V.P., Coelho Paulo R. P. and Siqueira Paulo T. D., “Study of
neutron-DNA interaction at the IPEN BNCT research facility”, Brazilian
Journal of Physics, Vol. 34, Num. 3A, september 2004, pp. 901-903.
2. (2005) Maritza R. Gual, Airton Deppman, Oscar R. Hoyos and Paulo R. Pinto,
Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste
Management - Proceedings of an International Conference held in Santiago,
Chile, 10-14 November 2003, Proceeding CD Series IAEA, ISSN 0074 1884,
ISBN 92 0 102905 5, pp. 171-176.
3. (2010) Maritza R. Gual, Héctor R. Vega-Carrillo, Massimo Zucchetti and
Felix Mas, Uncertainties in dose calculations in mixed radiation field using
point-like detector option in the MCNPX code, TRANSACTIONS of
American Nuclear Society, Vol. 102 , Num. 1, June 2010 , pp. 473-474.
4. (2010) Maritza R. Gual, Massimo Zucchetti, Rafael Miller, Vivian Sistachs,
Uncertainty Associated with the Determination of Induced Strand Breaks in
Plasmid DNA Due to Mixed n-thermal + γ Radiation Field, TRANSACTIONS
of American Nuclear Society, Vol. 103 , Num. 1 , Nov 2010 , pp. 31-32.
5. (2011) M. R. Gual, F. M. Milian, Airton Deppman and Paulo R. P. Coelho,
Study of Dose Dependence of DNA Damage with a New System for Irradiation
of Biological Samples in a Nuclear Reactor, Applied Radiation of Isotopes,
vol. 69, 2011, pp. 373-376.
6. (2011) Maritza R. Gual, Felix Mas, Airton Deppman and Paulo R. P. Coelho,
New engineering mechanism for samples irradiations using the radial channel
from the nuclear research reactor in operation, Annals of Nuclear Energy, Vol.
38, Num. 2-3, February-March, 2011, pp. 725-729.
121
Publicaciones Nacionales
1. (2010) Maritza R. Gual, Félix Mas, Airton Deppman and Paulo R. P.
Coelho, Dispositivo de posicionamiento de muestras biológicas en un canal
radial de irradiación de un reactor nuclear, Revista de Ingeniería Mecánica,
Vol. 13, Num. 2, mayo-agosto 2010, pp. 39-48.
2. (2010) Maritza R. Gual, Félix M. Milian, A. N. Gouveia y A. Deppman, Daño
inducido por la radiación mixta n térmicos+γ en el ADN plasmidial en presencia
de capturador de radicales libres, Revista CENIC de Ciencias Biológicas, vol.
41, No. 3, septiembre-diciembre, 2010, pp. 179-184.
Publicaciones relacionadas con la tesis
1. (2007) F. M. Milián, A. N. Gouveia, M. R. Gual, J. O. Echeimberg, J.D.T.
Arruda-Neto, F. Garcia, A.C.G. Schenberg, E.J. Vicente, O. Rodriguez, F.
Guzman, A. Deppman, "In vitro effects of gamma radiations from 60Co and
137Cs on plasmid DNA", Journal of Biological Physics, Num. 33, pp. 155-
160.
Estos resultados se han presentado en diferentes eventos internacionales.
Eventos internacionales
1. (2003) International Conference on Research Reactor Utilization, 10-14
November 2003, Santiago, Chile (Autora principal, poster).
2. (2004) XXVII Reunión de Trabajo sobre Física Nuclear de Brasil, 7-11
septiembre, 2004, Santos, Brasil (Autora principal, poster).
3. (2005) X Workshop on Nuclear Physics, 7-10 February, 2005, Havana, Cuba
(Autora principal, poster).
4. (2005) XXVIII Reunión de Trabajo sobre Física Nuclear de Brasil, Guaruja,
September 2005 (Autora principal, poster).
5. (2006) Fifth International Symposium on Nuclear and Related Techniques,
NURT-2006, 3-7 April, 2006, Havana, Cuba (Autora principal, poster).
6. (2006) IX International Conference on Nucleus Nucleus Collissions (NN2006),
Rio de Janeiro, Brasil, Agosto 28- September 1, 2006 (Autora principal, poster).
7. (2010) VI International Symposium on Radiation Physics, March 7-10, 2010,
122
Zacatecas, Mexico (Autora principal, presentación oral).
8. (2010) American Nuclear Society Annual Meeting, February, June 13-17, 2010,
San Diego, California, USA (Autora principal, poster).
9. (2010) American Nuclear Society Winter Meeting, November 7-11, 2010, Las
Vegas, USA (Autora principal, presentación oral).
Premios obtenidos
Este trabajo de tesis formó parte de un premio a nivel de Organismo.
1. (2004) Co-autora de un Premio de la Agencia de Energía Nuclear y Tecnologías
Avanzada (AENTA), La Habana, Cuba, titulado “Métodos computacionales del
transporte de partículas y aplicaciones avanzadas”.
123
ANEXO- DIAGRAMA ORGANIZATIVO
Página Página Página
Introducción 6 9 8
Capítulo I 17 21-27 28
Capítulo II 36 39 53
Capítulo III 63 70 92
Objetivos de la tesis
Sistema de posicionamiento
de muestras
Sistema de formación del flujo
Irradiación de muestras biológicas
Sistema experimental de irradiación
124
Sistema experimental de
irradiación
Sistema de posicionamiento de
muestras
Sistema de formación del flujo
Aspectos tecnológicos
Aspectos de Protección
Radiológica
Tecnología a aplicar
Construcción
Materiales
de fabricación
Implicación para el
personal
Cálculo del flujo de
neutrones
Selección de los filtros
MCNPX Aspectos físico-
neutrónicos
Aspectos tecnológicos
125
Irradiación de muestras biológicas en
la instalación experimental
Aspectos radiobiológicos
Muestras biológicas
Técnica de detección
de las roturas
Método de cuantificación
del daño
Control de temperatura de las muestras
Método de estimación del daño
p ADN Electroforesis en gel de agarosa
Programa GelAnalis Sistema
"IsoTherm"GSSB, GDSB
Determina-ción de la dosis de
radiación
MCNPX
AGRADECIMIENTOS
DEDICATORIA
SÍNTESIS
TABLA DE CONTENIDO
INTRODUCCIÓN............................................................................................3
CAPITULO 1 - TENDENCIAS Y TECNOLOGÍAS ACTUALES .........16
1.1- Instalaciones experimentales de irradiación en los reactores nucleares.... 16
1.2- Materiales de filtros................................................................................... 21
1.3- Metodología para obtener el flujo de neutrones requerido. ..................... 26
1.4- Estudios del daño inducido por la radiación ionizante en el ADN ........... 28
CAPITULO 2 - MATERIALES Y MÉTODOS EMPLEADOS ...............31
2.1- Reactor de investigaciones IEA-R1 .......................................................... 31
2.1.1- Descripción de la fuente de neutrones .......................................... 31
2.1.2- Descripción del canal de irradiación............................................. 33
2.2- Propuesta del sistema de posicionamiento de la muestra.......................... 36
2.2.1- Aspectos tecnológicos................................................................... 36
2.2.2- Definición de los requisitos funcionales ...................................... 37
2.3- Método empleado para la formación del flujo de neutrones ..................... 40
2.4- Método de Monte Carlo ............................................................................ 46
2.5- Irradiación de muestras biológicas ............................................................ 53
2.5.1- Muestras de ADN ......................................................................... 53
2.5.2- Método para detectar el daño al ADN .......................................... 54
2.5.3- Método para cuantificar el daño al ADN...................................... 56
2.5.4- Control de temperatura antes y después de la irradiación............. 58
2
2.5.5- Método para la estimación del daño al ADN................................ 59
2.6- Medición de las dosis de radiación ........................................................... 61
CAPITULO 3- RESULTADOS Y DISCUSIÓN.........................................63
3.1- Sistema de posicionamiento de las muestras construido........................... 63
3.1.1- Operación del sistema ................................................................... 67
3.1.2- Aspectos de Protección Radiológica............................................. 69
3.1.3- Características generales del sistema construido .......................... 70
3.2- Sistema de formación del flujo.................................................................. 71
3.2.1- Modelación del canal de irradiación por Monte Carlo ................. 71
3.2.2- Determinación de los materiales de filtros.................................... 74
3.3- Cálculo de la dosis absorbida .................................................................... 84
3.3.1- Resultados del cálculo de la dosis absorbida con el MCNPX ...... 84
3.3.2- Incertidumbres en la simulación por Monte Carlo ....................... 89
3.4- Resultados de la irradiación de muestras biológicas ................................. 91
3.4.1- Daño inducido en el ADN con el flujo de neutrones obtenido ..... 91
3.4.2- Análisis estadístico de los resultados experimentales................. 105
3.5- Aplicabilidad del sistema construido ..................................................... 108
3.6- Impacto del sistema experimental construido ......................................... 108
CONCLUSIONES........................................................................................111
RECOMENDACIONES..............................................................................112
REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICA .........................................................113
REFERENCIAS DE LA AUTORA............................................................120
ANEXO- DIAGRAMA ORGANIZATIVO...............................................123
3
INTRODUCCIÓN
Los reactores nucleares son una de las más importantes instalaciones que promueven el
desarrollo de la ciencia y tecnología nuclear.
Existe un número considerable de diferentes tipos de reactores nucleares que pueden
clasificarse sobre la base de múltiples criterios, como pueden ser, entre otros: el
moderador, el refrigerante, el tipo de reacción nuclear, el combustible, su generación, y
su uso.
De acuerdo a su uso pueden clasificarse en: reactores de potencia, aquellos que se
utilizan para la producción de energía eléctrica; de propulsión para naves marinas y
cohetes; de producción de plutonio; de investigación.
Con los reactores de investigación está relacionado el objeto del presente trabajo de
tesis.
Si en los reactores de potencia el objetivo principal es conseguir altos flujos de calor
para la producción de electricidad, con el mínimo flujo de neutrones, en los reactores
de investigación el objetivo es producir los máximos flujos de neutrones con la mínima
potencia térmica. En comparación con los reactores de potencia los reactores de
investigación se caracterizan por ser de menores dimensiones y sus diseños son mucho
más diversos, en correspondencia con los objetivos específicos de los trabajos y
experimentos que en él se planifiquen.
La mayor parte de los reactores de investigación están instalados en Centros de
investigaciones y en universidades. Los mismos constituyen potentes fuentes de
radiación neutrónica y gamma de imprescindible uso para la investigación, la
4
producción de radioisótopos, el estudio de materiales, el entrenamiento del personal,
entre otros usos (Esposito y otros, 2007; Hsu y otros, 2009).
En la actualidad existen cerca de 665 reactores de investigación en el mundo (IAEA,
2007), de los que hay 237 en operación. 5 están en construcción.
Una buena parte de los reactores nucleares de investigación que se encuentran en
operación es utilizada fundamentalmente para la producción de isótopos, lo que exige
configuraciones de sus zonas activas muy específicas, para obtener los parámetros
adecuados de flujo. Esto hace que cualquier otra investigación que se realice en estos
reactores deba estar supeditada al objetivo de producción.
En Brasil existen 4 reactores nucleares de investigación. El reactor IPR-R1 de 250 kW
de potencia del tipo TRIGA-MARK 1 situado en Minas Gerais, el Argonauta de 200
kW de potencia localizado en Río de Janeiro, el conjunto crítico IPEN/MB-01 de
100 W de potencia y el IEA-R1. Estos dos últimos están en el Instituto de Pesquisas
Energéticas y Nucleares (IPEN) de São Paulo. El IEA-R1 es el único reactor de
investigaciones en Brasil con el nivel de potencia satisfactorio para su utilización en la
producción de radioisótopos, las investigaciones científicas en la física, la química, la
biología y la ingeniería (Saxena, 2007).
El reactor de investigaciones IEA-R1, es un reactor de tipo piscina, moderado y
refrigerado por agua ligera que usa grafito y berilio como reflector. Fue proyectado y
construido por la Empresa Norteamericana Babcock & Wilcox y alcanzó su primera
criticidad el 16 de Septiembre de 1957. A partir de entonces operó a una potencia de
2MW en un ciclo de 8 horas por día, 5 días por semana.
El reactor IEA-R1 es uno de los reactores de su tipo más viejos del mundo y ha estado
operando por más de 50 años con excelentes indicadores de seguridad. El mismo es
usado fundamentalmente para la producción de radioisótopos, demandados por las
5
instituciones médicas y la industria. Se emplea, además, para trabajos de Análisis por
Activación Neutrónica para la inspección de materiales y del combustible, así como
para entrenamientos y enseñanza tanto de estudiantes de pre-grado como de post-grado
y de operadores de reactores (Saxena, 2007). Debido al aumento de la demanda de
radioisótopos para su aplicación en la medicina, industria y agricultura, se inició a
mediados de 1995, un proyecto de modernización del reactor, incluyendo un aumento
de su potencia hasta 5 MW. En septiembre de 1997, fue alcanzada la potencia planeada,
ampliándose su ciclo de operación hasta 64 horas continuas semanales (Frajndlich,
2009).
En el reactor IEA-R1 se han realizado muchos esfuerzos para mejorar su régimen de
operación, extender su tiempo de vida y garantizar su operación segura y continua.
Actualmente opera a 3,5 MW en un ciclo de 64 horas por semana y debido al programa
de modernización implementado hace varios años se ha estimulado su utilización para
otras aplicaciones (Frajndlich, 2009).
En el reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 se cuenta con diferentes instalaciones
experimentales externas al núcleo y a la piscina del reactor. Entre las instalaciones
experimentales de irradiación externas al núcleo del reactor y a la piscina del reactor se
encuentran los canales de irradiación horizontales y la columna térmica. Los canales de
irradiación horizontales son 11 en total, siendo 8 radiales y uno tangencial en relación al
núcleo y dos en frente a la columna térmica. El canal tangencial del reactor no está
disponible.
El uso de la columna térmica está limitada, porque el reactor debe estar posicionado en
frente de la misma y de esta forma se pararían los otros experimentos del reactor, pues
el mismo se encontraría fuera de su posición normal de operación.
En el año 1997 (Coelho y otros, 1997) fue aprobado un proyecto de investigación para
6
desarrollar estudios de Terapia por Captura Neutrónica en el Boro (BNCT), para lo cual
fue asignado el canal radial #3 disponible en el reactor nuclear de investigaciones IEA-
R1. El presente trabajo se realizó en el marco de ese proyecto de investigación.
Es por ello que el canal radial #3 de irradiación para la realización del objetivo
planteado es el objeto principal de nuestro trabajo de investigación.
Los objetivos del proyecto aprobado demandaban la irradiación ″in vitro″ de muestras
biológicas, en determinadas condiciones de flujo neutrónico y gamma, con el reactor en
operación. Este requisito no era cumplido por el canal de irradiación y su equipamiento
adjunto.
Para hacer que el canal de irradiación cumpliera los requisitos que se exigían para esta
investigación había necesidad de resolver dos problemas:
1. Construir un sistema de posicionamiento de las muestras, que permitiera la
introducción y extracción de las mismas sin necesidad de detener el reactor y
que además, cumpliera con un conjunto de características particulares para la
irradiación de las muestras biológicas.
2. Obtener el flujo de neutrones requerido en el lugar de posicionamiento de la
muestra para su irradiación.
En el canal radial asignado, sólo podía realizarse una irradiación semanal, por ser esta la
frecuencia de parada del reactor. No existía la posibilidad de variar el tiempo de
exposición, lo que imposibilitaba la realización de los estudios planteados.
El uso de ese canal estaba limitado ya que no se disponía de ningún dispositivo que
permitiera la colocación y retirada de las muestras con el reactor en funcionamiento en
la posición de irradiación.
De ahí surge la necesidad de construir y poner en funcionamiento un sistema de
posicionamiento de muestras biológicas para su irradiación en el canal radial #3
7
del reactor nuclear de investigaciones IEA-R1, que permitiese la colocación y
retirada de las muestras con el reactor en funcionamiento.
Diferentes grupos de investigadores en el mundo están llevando a cabo estudios con el
objetivo de entender mejor la naturaleza del daño causado por la radiación ionizante en
el ADN. En estos trabajos se utiliza el ADN de plasmidios por ser estos de menor
tamaño y más fáciles de analizar utilizando técnicas poco costosas como el gel de
electroforesis. Uno de los objetivos de estas investigaciones es conocer como este
complejo proceso es realizado y de esa forma evitar o disminuir los efectos causados en
células sanas y aumentar su efecto en células cancerígenas. La mayoría de los trabajos
revisados están dedicados al estudio del efecto de los rayos X, partículas alfa, gamma y
electrones sobre el ADN (Friedland y otros, 2005; Edel y otros, 2006; Purkayastha y
otros, 2007; Hunniford y otros, 2007; Akamatsu y otros, 2007; Yokoya y otros, 2008;
Śmialek y otros, 2008; Sharma y otros, 2008; Divyasree y otros, 2010). Ello se explica
por ser estas fuentes de radiaciones de más fácil acceso, como es el caso de los
aceleradores lineares e irradiadores dentro de hospitales y centros de investigación. Muy
pocas han sido las publicaciones encontradas que estudien los efectos de los protones y
neutrones, debido a la necesidad de poseer instalaciones muy costosas que sean capaces
de generarlas, además de la complejidad que trae realizar su irradiación. Se han
reportado algunos estudios “in vitro” e “in vivo” con neutrones rápidos y en presencia
de capturador de radicales libres (Spotheim-Maurizott, 1990; Stankus, 1995; Peak,
1995; Pogozelski, 1999; Hacker-Klom, 2000; Seche, 2002; Pang, 2005; Tsoulou, 2005).
Por otra parte, debido a que en estos estudios realizados por varios laboratorios del
mundo, las condiciones experimentales son diferentes es una dificultad la comparación
entre ellos. Se observan diferencias en órdenes de magnitud debido a factores tales
8
como: tipo de molécula de ADN y concentración de ADN, grado de pureza, capturador
de radicales libres y metodología de análisis.
Es por ello que los investigadores brasileños y cubanos se propusieron desarrollar una
metodología experimental que permitiera hacer un estudio sistémico de la interacción de
la radiación con la molécula ADN. De ahí surgió el proyecto internacional de la
Fundação de Amparo á Pesquisa do Estado de São Paulo, titulado: “Interação de
radiação com o DNA”, Proyecto FAPESP 097555-0, 2002-2006. En el proyecto
tomaron parte un grupo multidisciplinario de especialistas de Cuba y Brasil. Dicho
proyecto consistió en estudiar daños inducidos por diferentes tipos de radiación (rayos
gamma, protones y neutrones) manteniendo el mismo tipo de molécula, el mismo
capturador de radicales libres y la misma metodología de análisis (protocolo de
purificación y programa de cuantificación). El presente trabajo de tesis fue elaborado en
el marco de ese proyecto y además de los objetivos antes enunciados a la aspirante se le
asignó como objetivo: la realización del estudio del daño inducido por la radiación
neutrónica con un flujo de neutrones predominantemente de energía térmica y en
ausencia de capturador de radicales libres.
El principal objetivo consistía en aportar datos experimentales sobre el efecto del campo
mixto (neutrones térmicos + rayos gamma) del reactor en el ADN plasmidial y unirlos
a otros resultados a partir de la irradiación con rayos gamma y protones que utilizaran
exactamente la misma metodología de análisis que se estableciera (Echeimberg, 2003;
Gouveia, 2004 y Mas, 2006). Estos experimentos fueron realizados por un grupo de
cuatro investigadores, entre los que se encuentra la aspirante. Los otros tres
investigadores ya defendieron sus tesis de maestría y doctorales.
Estos y otros datos de la literatura podrán ser utilizados para la validación de
los diferentes estudios teóricos que tratan de modelar el daño producido en el
9
ADN por las radiaciones ionizantes (Champion y otros, 2005; Nikjoo y otros, 2006;
Semenenko y otros, 2006; Uehara y Nijkoo, 2006). En esto radica la importancia de este
estudio con el ADN.
Para la construcción de cualquier sistema ingenieril es necesario tener en cuenta varios
factores: tecnología a emplear, construcción, materiales de fabricación y
funcionamiento
Teniendo en cuenta lo anteriormente planteado, varias soluciones pueden ser propuestas
para el diseño del sistema de posicionamiento de las muestras biológicas para su
irradiación en el canal radial #3 del reactor nuclear de investigaciones IEA-R1.
Existen diferentes sistemas desde los más simples a los más complejos (Jang y otros,
2004; Li y otros, 2004; Ordenes y otros, 2005; Esposito y otros, 2007; Chung y otros,
2008; Burgett y otros, 2009; Palmer, 2010; Olsen y otros, 2010; Ismail, 2010).
Decidir la construcción de un sistema apropiado para solucionar el problema constituyó
una meta.
El proyecto imponía el requerimiento de que en el lugar de irradiación se requería unas
características del flujo que fuera: de neutrones con energías mayoritariamente térmicas,
baja componente de rayos gamma y de neutrones con energía rápida.
Para obtener un flujo de neutrones con esas características es necesario, emplear el
método de filtrado. Los filtros son materiales que sirven para remover la radiación no
deseada desde el flujo que emerge hacia ellos.
Ahora bien, el sistema de formación del flujo de neutrones necesario para la irradiación
de las muestras, es una parte del diseño general de las instalaciones experimentales de
los reactores nucleares de investigación y comprende:
1. Cálculo del flujo que atraviesa la superficie de los filtros, y
10
2. La selección, construcción e instalación de los filtros seleccionados en base
a los cálculos previos realizados.
Para el cálculo del flujo que atraviesa la superficie de los filtros se emplean códigos
basados en el método Monte Carlo (Giusti y otros, 2003; Natvi y otros, 2003; Oliveira
y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Jang, y otros, 2004; Nigg y otros, 2004; Tracz y
otros, 2004; Kotiluoto, 2004; Nava y otros, 2005; Gao, 2005; Sweezy y otros, 2005;
Burlon y otros, 2005; Gritzay y otros, 2004; Ghassoun, 2007; Myong y otros 2007;
Moussaoui y otros, 2008; Belousov e Ilieva, 2009) el cual ha demostrado ser una
poderosa herramienta para dicho fin.
Importancia práctica que ha tenido el trabajo para Brasil
El reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 es el de mayor uso en Brasil, por lo que
facilitar su empleo ha sido un trabajo permanente de ese colectivo. Con la
implementación de los dispositivos experimentales resultantes de esta tesis se ha
ampliado la efectividad del uso del reactor, por cuanto se ha creado la capacidad de
irradiación de muestras en el canal #3 sin que el reactor deje de funcionar, lo cual
amplía y mejora sus posibilidades para la investigación y los servicios. Ahí radica la
importancia práctica de este estudio.
Importancia que tiene para Cuba el trabajo desarrollado
Es objetivo de la Agencia de Energía Nuclear y Tecnologías de Avanzada (AENTA) de
Cuba, mantener un grupo de personas preparadas en temas nucleares por la posibilidad
futura de retomar un programa nuclear de mayor envergadura en ésta área.
Enmarcados en este objetivo ha estado la capacitación y formación de personal
especializado en el área nuclear, adquiriendo experiencia en reactores nucleares e
11
intercambiando con colectivos de alto nivel científico, para que esta experiencia pueda
ser transmitida a otros especialistas en nuestro país. Precisamente en este objetivo se ha
enmarcado el presente trabajo de tesis, que se ha llevado a cabo como resultado de la
colaboración entre el Instituto Superior de Tecnologías y Ciencias Aplicadas (InSTEC),
el Instituto de Física de la Universidad de Sao Paulo (IF-USP) y el Instituto de
Pesquisas y Energéticas Nucleares de Sao Paulo (IPEN).
Justificación del estudio
1. Necesidad de cumplir los objetivos y de satisfacer las demandas experimentales
de un programa de investigación aprobado para ser ejecutado por un colectivo
de investigadores en el reactor IEA-R1 de Brasil.
2. No se contaba con un sistema experimental que pudiera satisfacer las
condiciones necesarias para la irradiación de las muestras biológicas en el canal
BH#3, en correspondencia con los objetivos planteados al proyecto.
3. No se contaba con datos de rendimientos de roturas simples y dobles inducidas
en la molécula de ADN por un flujo de neutrones fundamentalmente de energía
térmica.
La actualidad del trabajo está sustentada por los propios objetivos de investigación
planteados al proyecto, así como por el impacto que tiene en la ampliación del uso del
reactor nuclear de investigaciones IEA-R1 en diferentes investigaciones básicas y
aplicadas.
El problema científico que aborda este trabajo es: la carencia en el reactor IEA-R1 de
un sistema experimental que permita la irradiación de muestras biológicas en
12
condiciones de flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas en el canal
asignado, sin necesidad de realizar la parada del reactor, para la ejecución del programa
de investigaciones aprobado.
El objeto de investigación: el sistema experimental para irradiación de muestras
biológicas con flujos de neutrones mayoritariamente térmicos en el canal #3 del reactor
IEA-R1 de Brasil.
El objetivo general es “construir un sistema experimental para la irradiación de
muestras biológicas en condiciones de un flujo de neutrones con energías
mayoritariamente térmicas sin necesidad de detener el funcionamiento del reactor
IEA-R1 y llevar a cabo la irradiación de muestras biológicas en esas condiciones”.
Con éstos propósitos se definen como objetivos específicos de ésta tesis:
1. Construir y poner en funcionamiento un sistema de posicionamiento de las
muestras para su irradiación en el canal radial #3 del reactor de
investigaciones IEA-R1, sin detener la operación del reactor.
2. Obtener las características del flujo necesario para el experimento en el lugar
de irradiación.
3. Obtener los datos de rendimientos de roturas simples y dobles inducidas en
la molécula de ADN por un flujo de neutrones fundamentalmente de energía
térmica.
Este trabajo parte de la hipótesis de que: “se puede construir un sistema experimental
en el canal radial #3 del reactor nuclear IEA-R1 para la irradiación de muestras
13
biológicas con un flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas y con el
reactor en funcionamiento”.
Los métodos experimentales y matemáticos empleados en el desarrollo de la
investigación se exponen a continuación:
1. El código de transporte de partículas basado en técnicas de Monte Carlo, MCNP
para la obtención de los filtros adecuados.
2. El método de electroforesis en gel de agarosa horizontal, que permitirá la
determinación de los efectos inducidos por la radiación en el ADN plasmidial.
3. El método de los Mínimos Cuadrados para la realización del ajuste de las curvas
de dosis-efecto.
4. Métodos predictivos: Análisis de Regresión Lineal Simple y de Regresión
Lineal Múltiple con el uso de variables indicadoras.
5. Métodos estadísticos de análisis: de varianza (ANOVA), prueba t de Student y
prueba F de Fisher para el análisis de los resultados.
Para facilitar una ubicación más rápida del lector de lo que se expone en la tesis, se ha
elaborado un diagrama con los objetivos y organización seguidos en la investigación
que se muestra en el anexo.
Beneficios esperados
El valor práctico de esta investigación viene dado porque:
• Se crean posibilidades para nuevas investigaciones en el reactor nuclear IEA-R1
en su conjunto.
14
• Se logra por primera vez utilizar el canal radial #3 del reactor IEA-R1 para la
irradiación de muestras biológicas, sin detrimento de las otras líneas de
investigación.
• No se detiene el funcionamiento del reactor, por lo que no se detiene la
producción de isótopos, pilar económico y social del reactor.
El aporte económico de esta investigación viene dado por el ahorro de tiempo y dinero
por concepto de construcción rápida y no costosa del sistema experimental y de
implementación y por el ahorro de energía eléctrica.
El aporte social viene dado por:
• El sistema experimental desarrollado permitió cumplir los objetivos del proyecto
aprobado y realizar el estudio del daño inducido por la radiación en moléculas
de ADN.
• La experiencia adquirida en el trabajo experimental en infraestructura
tecnológica inexistente en el país (reactores nucleares), así como en el manejo de
técnicas de detección de daño inducido en moléculas de ADN.
• Se fortaleció la colaboración científica internacional entre ambos países.
Novedad
• Se construyó un dispositivo mecánico propio para la manipulación remota de
muestras biológicas en un canal radial de un reactor nuclear de investigaciones
con el objetivo de llevar a cabo las irradiaciones requeridas sin necesidad de
interrumpir la operación del reactor nuclear.
15
• Se determinó un arreglo de filtros adecuados para la realización de las
irradiaciones de moléculas de ADN con un flujo de neutrones con energías
mayoritariamente térmicas.
• Se determinó el rendimiento de roturas simples y dobles inducido en la molécula
de ADN por un flujo de neutrones con energías mayoritariamente térmicas.
Este trabajo de tesis estuvo insertado además, en dos proyectos nacionales: un
Proyecto Ramal Nuclear titulado:”Estudio de sistemas biológicos aplicando
herramientas nucleares”, PRN/7-1/2002, 2002-20004, y en un Proyecto Nacional de
Ciencia y Técnica, titulado:”Modelos computacionales para la simulación de procesos
de larga duración y alta resolución”, PNCT-TI 01700040, 2006-2008.
16
CAPITULO 1 - TENDENCIAS Y TECNOLOGÍAS ACTUALES
1.1- Instalaciones experimentales de irradiación en los reactores nucleares.
Las instalaciones experimentales de irradiación existentes en los reactores nucleares de
investigación son muy diversas y pueden ser internas y externas al núcleo o a la piscina
del reactor.
Entre las principales instalaciones de irradiación internas al núcleo del reactor se
encuentran los canales verticales y los sistemas neumáticos. Estas instalaciones son
utilizadas cuando se requieren altos flujos de neutrones. En ellas se obtiene un flujo
neutrones mixtos con componente gamma
Entre las instalaciones de irradiación externas se hallan también canales verticales,
canales horizontales, las columnas térmicas, las celdas calientes y las de irradiación
gamma.
Estos canales verticales y horizontales externos son utilizados cuando no se requieren
altos flujos de neutrones.
Entre los canales horizontales se encuentran los radiales y tangenciales. Los canales
tangenciales de los reactores nucleares son más apropiados que los canales radiales para
experimentos en los que se requiere un menor fondo de radiación gamma y de neutrones
rápidos porque su eje se encuentra fuera del núcleo del reactor.
Las columnas térmicas son utilizadas para aquellos experimentos que requieren un alto
flujo de neutrones de energía térmica.
Actualmente, muchas de las columnas térmicas están siendo empleadas para BNCT
(Pinelli y otros 2002; Zaitsev y otros 2004; Kononov y otros, 2004).
Existen otras columnas llamadas epitérmicas empleadas también para proveer un flujo
epitérmico para la BNCT. Estas columnas pueden ser divididas en dos categorías
17
generales: las que emplean “suavizador de espectro” (Tanaka K. y otros, 2001) y filtros
(Esposito y otros, 2007) y las que emplean moderadores (Burn y otros, 2006).
Los materiales usados como suavizador de espectro en realidad lo que hacen es bajar la
energía media del espectro.
Las celdas calientes son recintos blindados para manejar niveles altos de actividad y son
aplicadas fundamentalmente para la producción de radioisótopos.
Las instalaciones de irradiación gamma son diseñadas para la irradiación de materiales
con radiación gamma proveniente del combustible nuclear gastado.
Todas estas instalaciones experimentales de irradiación están provistas con
equipamientos opcionales tales como los sistemas de colocación y retirada de las
muestras.
El diseño ingenieril de estos sistemas depende del tipo de reactor utilizado y el uso de
una u otra instalación experimental de irradiación depende del flujo de radiación
requerido para la investigación (Povolo, y otros, 2000; Pinelli, y otros, 2002; Jang y
otros, 2004; Zaitsev y otros, 2004; Ordenes, y otros, 2005; Golnik and Krzysztof, 2006;
Esposito y otros, 2007; Myuong y otros, 2007; Chung y otros, 2008; Burgett y otros,
2009; Palmer, 2010;),
o Canales verticales
En el reactor Maria, de Polonia (Golnik and Krzysztof, 2006) utilizan un canal vertical
para la irradiación de células vivas compuesto por dos conductos concéntricos. El
interior de los conductos (9 m de largo) está equipado para la transportación automática
del contenedor de los cultivos de células y el exterior está relleno de agua para la
estabilización de la temperatura a lo largo del paso del contenedor. Estos están
18
montados en el tanque del reactor y el punto de irradiación esta justamente detrás del
reflector de grafito. La parte inferior está blindada con cuatro anillos de plomo. Este
dispositivo de irradiación construido requiere de un sistema para la estabilización de la
temperatura lo que encarece la instalación experimental.
En el reactor del Centro Nuclear de Ciencias de la Universidad A&M de Texas (NSCR)
(Jang, 2004) para entender los mecanismos del daño causado por la radiación a nivel
celular y molecular crearon un sistema de irradiación para animales y sistemas in
vivo/in vitro que incluye una cavidad de exposición hecha con una aleación de plomo-
bismuto ubicada frente a la piscina del reactor, un sistema de posicionamiento en la
cavidad, un sistema de monitoreo de la dosis de radiación, un sistema de transferencia
de la muestra y unos filtros intercambiables para proveer un flujo alto de neutrones
rápidos. El sistema de transferencia de la muestra utilizado es neumático y además
existe un sistema de rail movible sobre una mesa de acero.
En el Reactor RA-1, del tipo PHWR de Atucha, en Argentina (Povolo, y otros, 2000)
dentro uno de los canales verticales de irradiación del reactor ubicado dentro del
reflector de grafito externo al núcleo, introducen una probeta junto con una cámara de
ionización de detección de la irradiación gamma. Se construyeron mordazas mecánicas
para garantizar un excelente agarre de las muestras. Sin embargo, para la extracción de
las muestras necesitan detener el reactor después de cierto período de operación a
potencia.
o Sistemas neumáticos
En la literatura internacional consultada se hace cada vez más frecuente encontrar
sistemas de transferencia de muestras de tipo neumático para el traslado de las muestras
envasadas para su irradiación hasta el núcleo del reactor por períodos cortos de tiempo
19
(segundos, minutos) en los canales verticales (Chung y otros, 2008; Burgett y otros,
2009). Estos dispositivos, sin embargo, requieren de una inversión en compresor de
aire, tuberías de aire a presión, recibidor de aire comprimido, filtros de aire, válvulas,
controles, entre otras cosas.
También existen los sistemas de transferencia hidráulicos automatizados (Palmer, 2010)
que transportan también las muestras encapsuladas desde el laboratorio de análisis hasta
el núcleo del reactor. Tienen la ventaja de permitir la irradiación por períodos largos de
tiempo (horas y hasta días). Sin embargo, estos sistemas son costosos porque requieren
de tuberías, válvulas, instrumentación, entre otros dispositivos
Existen, además, otros sistemas de manipulación de muestras como los automatizados
(Li y otros, 2004; Olsen y otros, 2010; Ismail, 2010), pero estos son muy complejos y
costosos.
o Canales horizontales
En el canal tangencial del reactor RECH-1, de Chile (Ordenes, y otros, 2005) se utiliza
una cámara porta muestras, en forma de cilindro hueco de aluminio ubicado
coaxialmente respecto del haz con una perforación circular en su mitad superior para la
ubicación de muestras y otra en el costado que está frente al detector.
En el canal tangencial del reactor HANARO, de Corea (Myong, y otros, 2007) se utiliza
un sistema experimental de irradiación compuesto por una compuerta de agua colocada
antes del arreglo de filtros y un sistema de enfriamiento de nitrógeno líquido. La
compuerta de agua permite que los experimentos puedan ser realizados sin necesidad de
apagar el reactor.
En el canal radial del reactor ETRR-2, de Egipto (Mandour, 2007) que está destinado
para el estudio de la radiografía con neutrones térmicos se utiliza una mesa movible.
20
o Columnas térmicas
En la columna térmica del reactor de investigaciones rápido TAPIRO, en Italia
(Esposito y otros, 2007) se utiliza una instalación híbrida, constituida por una cavidad
removible para proveer diferentes niveles de flujo de neutrones térmicos y baja
componente gamma para estudios dosimétricos y radiobiológicos.
En la columna térmica del reactor MEPhI, de Moscú, en la Federación Rusa (Zaitsev y
otros, 2004), la habitación de irradiación está equipada con un banco movible para
experimentar con animales. Dentro de la misma, en el piso, hay raíles que están
rígidamente conectados al banco para fijar el objeto de irradiación. La irradiación es
observada a través de dos cámaras de video que transmiten la imagen al monitor.
En el reactor nuclear de la Universidad de Pavia, Italia (Pinelli, y otros, 2002) se diseñó
un carro semiautomático que porta la muestra hasta la posición de irradiación en la
columna térmica del reactor.
En la decisión para construir el sistema de posicionamiento de las muestras en el canal
radial # 3 del reactor brasileño IEA-R1 se tuvo en cuenta los siguientes aspectos:
1- Es un prototipo,
2- Se emplea en una instalación única y
3- Se requiere abaratar costos, ganando experiencia en su fabricación y
funcionamiento.
Para la instalación de un sistema experimental de irradiación en un reactor nuclear aún
cuando los componentes se adquieran en el mercado se hace necesaria la adaptación a
las características del mismo.
21
Teniendo en cuenta las premisas planteadas y que en la revisión bibliográfica realizada
no se encuentra información suficiente para abordar la construcción de un sistema de
posicionamiento de las muestras para su irradiación en un canal radial de los reactores
nucleares, existe una situación problémica que justifica la realización de una
investigación científico-técnica que aporte el conocimiento aplicado para resolver el
problema planteado de manera efectiva.
1.2- Materiales de filtros.
Al diseñar una instalación experimental, además de requerir de un sistema de los
señalados anteriormente para llevar a cabo la irradiación de las muestras en esos canales
de irradiación, uno de los principales problemas a resolver es la obtención de un flujo
con las características deseadas.
Para obtener un flujo de neutrones predominantemente de energías térmicas y baja
componente de neutrones de energía rápida y de radiación gamma, para la irradiación
de las muestras biológicas en el canal #3 del reactor IEA-R1, que es uno de los
objetivos de esta investigación, se hace necesario emplear materiales de filtros.
El tipo y espesor de los materiales de filtros para proveer el espectro de neutrones
deseado es determinado a través de la simulación por Monte Carlo.
Para la moderación de los neutrones con una alta eficiencia, se emplean materiales
como H2O, D2O, Be, BeO y C. Actualmente, se usan otros materiales como
moderadores en diferentes instalaciones experimentales de irradiación, entre los que se
destacan el Al, alumina (Al2O3), AlF3, 6LiF, MgF2, politetrafluoretileno (PTFE o
TEFLON), FLUENTALTM (43,2 % de Al, 55,9% F y 0,9% Li) y Plomo o una mezcla
entre ellos (Gritzay y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Burlon y otros 2004;
Culberson, y otros, 2004; Burn y otros, 2006). Sin embargo, si se quiere no sólo
22
moderar neutrones, sino disminuir el fondo gamma que emerge del canal de irradiación
y de las interacciones de los neutrones con los materiales circundantes, entonces el
empleo de materiales pesados (como Pb o Pb combinado con Bi) es una variante a
tener en cuenta (Dinca y otros, 2006).
La combinación y los espesores de estos materiales de filtros pueden ser muy variados
en dependencia del flujo de radiación que se desea.
En el canal de irradiación del reactor TRIGA del Instituto Josef Stefan (JSI), de
Eslovenia propusieron utilizar como filtro el PbF2 (Maucec, 2000). En el año 2002, en
el reactor de investigación del Instituto de Investigaciones de Energía Atómica (KFKI-
AEKI), de Budapest, Hungría (Palfalvi, 2002) irradiaron cultivos de tejido animal con la
combinación de filtros: Bi (50cm)+Pb (45 mm)+B4C (10mm) para lograr la fluencia de
neutrones térmicos necesitada, pues los otros juegos de filtros disminuían
principalmente la contribución gamma sin mudar las partes intermedias y rápidas del
espectro. En el reactor nuclear MEPhI, del Instituto de Física Ingenieril del Estado de
Moscú (Zaitsev y otros, 2004), insertaron bismuto como filtro y plomo como colimador
para conseguir las características propuestas en el canal de irradiación. En el reactor de
investigaciones Kyiv (KRR), en Ucrania (Gritzay y otros, 2004) para mejorar la
relación de flujo de neutrones epitérmicos respecto al de neutrones rápidos para usarlo
en la BNCT usaron un filtro de 6Ni y además insertaron Pb o C en el moderador. En el
reactor THOR de Taiwán (Liu y otros, 2004) se propuso el diseño y construcción de un
canal de neutrones para estudios de BNCT con un juego de filtros /moderadores basado
en: Cd (0,1cm)+Al (10cm)+FLUENTAL (16cm)+FLUENTAL (24cm)+Aire
(18cm)+Cd (1cm)+Bi (10cm) con 6 cm de Pb como reflector. En el reactor FiR de
Finlandia (Kotiluoto y Auterinen, 2004), emplearon un plato cilíndrico frontal de Bi. En
el reactor Maria, del Instituto de Energía Atómica de Swierk, en Polonia (Tracz y otros,
23
2004) después de un estudio con diferentes arreglos de moderadores/filtros para un
canal de irradiación, llegaron a la conclusión de que, usando el 1 cm de Al y 7 cm
de AlF3 y 8 cm de Bi, se obtiene el flujo de neutrones deseado y disminuye
significativamente la radiación gamma que se origina del reactor.
Más recientemente, en Marruecos (Moussaoui, 2008), fue realizado otro estudio usando,
tres diferentes moderadores de neutrones (H2O, D2O y BeO) y sus combinaciones,
cuatro reflectores (Al2O3, C, Bi y Pb) y dos materiales de filtros de Cd y Bi.
En la instalación BNCT del reactor HANARO, del Instituto de Investigaciones de
Energía Atómica de Corea (KAERI), Myong, y otros, 2007 utilizaron para la
irradiación con un flujo de neutrones térmicos alto con baja componente de neutrones
rápidos y de radiación gamma un juego de filtros de Si y Bi.
Investigan en la Facultad de Ingeniería, en la Universidad Ain Shams, del Cairo
(Wahba, 2002) el uso de Be como filtro de neutrones térmicos.
En el Departamento de Física del Reactor, NRC, AEA, del Cairo (Adib otros, 2003)
investigaron el uso del Bi como filtro de neutrones.
En la instalación BNCT para la irradiación con neutrones epitérmicos construida en la
Universidad de Birmingham, en el Reino Unido (Culberson, y otros, 2004) utilizaron
como moderador FLUENTAL y plomo como filtro.
En el Departamento de Ingeniería de la Universidad de Lancaster, del Reino Unido,
Mellow y otros (2007) y otros investigadores investigaron el reemplazo del Cd como
filtro de neutrones por el boro y el gadolinio (Gd).
En el año 2003 (Riley y otros, 2003) en el Laboratorio del Reactor y el Departamento
de Ingeniería Nuclear, del Instituto Tecnológico de Massachussets (MIT) en Estados
Unidos(EU) realizaron un estudio para mejorar las características de la instalación
BNCT con un flujo epitérmico usando como filtros Al y TEFLON.
24
Posteriormente en el año 2004, en Estados Unidos, fueron realizados dos estudios en el
que emplearon el material pesado, Bi como filtro. En el reactor TRIGA de la
Universidad A&M de Texas (Jang, 2004), para desarrollar un sistema de irradiación de
neutrones filtrados (FNIS) para exponer cultivos de células y animales pequeños y
determinar la efectividad biológica en los mismos, diseñaron filtros de neutrones con
una aleación de Pb-Bi.
En el reactor WSU TRIGA, de la Universidad Estatal de Washington, EU (Nigg y otros,
2004) utilizaron la combinación de Al/AlF3/LiF (conocida como FLUENTAL) y Bi.
En el año 2005 (Bosko, 2005) en la instalación BNCT de la Universidad A&M de
Texas, EU se investigó el uso del 60Ni como filtro de neutrones.
En el Instituto Tecnológico de Massachussets (MIT), en EU (Gao, 2005) utilizaron para
la irradiación con un flujo epitérmico alto un filtro de 6Li en la instalación BNCT para
ser usado para el tratamiento de tejidos a gran profundidad.
También en ese mismo año (Sweezy y otros; 2005) en una colaboración en conjunto
entre el Laboratorio Nacional de Los Alamos, EU; el Instituto de Tecnología de
Georgia, Atlanta, EU; la Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en el
Fermilab, de Batavia, EU investigaron que, con el uso del tungsteno (W) como filtro de
neutrones incrementó la dosis en la Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en
el Fermilab.
Más recientemente en la Universidad Ben-Gurion de Negev, Beer-Sheva, Israel
(Moreh y otros, 2006) en una colaboración con el laboratorio LINAC Grether, del
Instituto Politécnico de Rensselaer, en Nueva York, EU estudiaron el uso del U235 como
filtros de neutrones.
25
Recientemente (Shaaban I., 2010) en el reactor MNSR de 30 kW, en Damasco, Siria fue
estudiado el diseño de un flujo de neutrones térmicos para radiografía neutrónica en un
sitio de irradiación vertical y fue usado el Bi como filtro de radiación gamma.
En la Tabla 1, se muestra una generalización de los materiales usados como filtros con
anterioridad, en diferentes instalaciones experimentales de irradiación.
Tabla 1– Combinaciones de filtros empleados en diferentes instalaciones
experimentales de irradiación
Instalación Filtros Centro Referencia Reactor TRIGA PbF2 Inst. Josef Stefan,
Eslovenia Maucec Marko, 2000
Reactor BIR Pb+Al+Fe;Bi+Al+FeBi+Pb+B4C;Pb+Fe+B4C
AEKI, Budapest, Hungría
Palfalvi, 2002
Be Universidad Ain Shams, Egipto
Wahba, 2002
Bi Departamento de Física del Reactor, NRC, AEA, Egipto
Adib y otros, 2003
BNCT Al y TEFLON Inst. Tecn. de Massachussets (MIT), EU
Riley y otros, 2003
Reactor R2-0 Al+Cd+Bi+ TEFLON
Pisa, Italia Giusti y otros, 2003
Reactor RA-6 Al+AlO+Bi Bariloche, Argentina Blaumann y otros, 2003
BMRR FLUENTAL+TEFLON
Univ. de California, EU Darren, 2003
TRIGA Aleación Pb-Bi Univ. A&M de Texas, EU
Jang y otros, 2004
MEPhI Bi Univ. Técnica, Moscú, Federación Rusa
Zaitsev y otros, 2004
BNCT Pb Universidad de Birmingham, Reino Unido
Culberson, y otros, 2004
Reactor KRR Al, Al2O3,AlF3, TEFLON, FLUENTAL, Pb, Bi
Inst.de Inv. Nucleares, Ucrania
Gritzay y otros, 2004
Reactor THOR Cd+Al+FLUENTAL+Bi
Univ. Nac. Tsing Hua, Taiwan
Liu y otros, 2004
26
Reactor FiR (TRIGA MARK II)
Bi VTT, Finlandia
Kotiluoto y Auterinen, 2004
Reactor Maria Al+AlF3+Bi Swierk, Polonia
Tracz y otros, 2004
Reactor WSU (TRIGA)
FLUENTAL +Bi Univ. Estatal de Washington, EU
Nigg y otros, 2004
BNCT 6Li Inst. Tecn. de Massachussets (MIT), EU
Gao, 2005
BNCT 60Ni Universidad A&M de Texas, EU
Bosko, 2005
Instalación para Terapia con Neutrones Rápidos en el Fermilab
W Laboratorio Nacional de Los Alamos, EU
Sweezy J, Hertel N y Lennox A; 2005
U235 Universidad Ben-Gurion de Negev, Beer-Sheva, Israel
Moreh y otros, 2006
BNCT Cd, Bi Univ. Abdelmalek Essaadi, Marruecos
Moussaoui y otros, 2007
Reactor HANARO
Si, Bi Inst. de Inv. de Energía Atómica de Corea(KAERI)
Myong y otros, 2007
B, Gd Universidad de Lancaster, Reino Unido
Mellow y otros, 2007
Reactor MNSR Bi Damasco, Siria Shaaban I, 2010
Estos estudios evidencian que es una buena opción el uso de materiales pesados como
filtros de neutrones, como son los casos del plomo y el bismuto.
Se demuestra que una de las tendencias actuales es el empleo de materiales no sólo
ligeros, sino pesados como filtros de neutrones.
1.3- Metodología para obtener el flujo de neutrones requerido.
En diferentes reactores nucleares del mundo han sido realizados cálculos y estudios
experimentales para la obtención de los materiales componentes del canal de irradiación
(moderadores, filtros, colimadores), y su influencia en la formación del campo de
27
radiación a la salida del canal de irradiación para alcanzar las características de flujo de
radiación requerida. Muchos de esos trabajos desarrollados han empleado códigos
basados en el método Monte Carlo (Giusti y otros, 2003; Natvi y otros, 2003; Gritzay y
otros, 2004 y 2009; Oliveira y otros, 2004; Kononov y otros, 2004; Jang, y otros, 2004;
Nigg y otros, 2004; Tracz y otros, 2004; Kotiluoto, 2004; Nava y otros, 2005; Gao,
2005; Sweezy y otros, 2005; Burlon y otros, 2005; Ghassoun, 2007; Myong y otros
2007; Moussaoui y otros, 2008; Belousov e Ilieva, 2009).
A través del método de filtrado se analiza la influencia de los diferentes materiales y
espesores y su combinación, para la formación de un flujo de irradiación que posea
características requeridas: un flujo de neutrones (térmicos, epitérmicos o rápidos)
máximo y baja componente de rayos gamma que emerge del canal de irradiación.
Para determinar el tipo y espesor de los filtros es necesario simular el canal de
irradiación con sus componentes y los códigos MCNP basados en Monte Carlo, tienen
la ventaja de poder simular geometrías complejas en 3D y transportar partículas como
neutrones y fotones (Ver epígrafe 2.4).
Durante años la confiabilidad y precisión de estos códigos han sido probadas
comparando los resultados, tanto con simulaciones realizadas con otros códigos, como
con mediciones experimentales (Natvi y otros, 2003; Kumada, y otros 2004; Kononov y
otros, 2004; Culbertson y otros, 2004; Nigg y otros, 2004) en diferentes partes del
mundo. En todos los casos antes mencionados, la concordancia entre la modelación por
Monte Carlo y los resultados medidos fue menor del 10%, lo que se considera
aceptable.
En general, los códigos MCNP son empleados exitosamente en innumerables
aplicaciones y han demostrado ser una poderosa herramienta para la simulación de
geometrías complicadas como la de un canal de un reactor nuclear y sus componentes;
28
para encontrar los materiales y espesores adecuados como filtros de neutrones y para
predecir las dosis de radiación en blancos donde es imposible realizar las mediciones
experimentales de las mismas. Por tal motivo, se empleó el código MCNP para
obtener las características del flujo deseado para la irradiación de las muestras en el
canal radial #3 del reactor IEA-R1.
1.4- Estudios del daño inducido por la radiación ionizante en el ADN
Previos experimentos “in vitro” o “in vivo” investigaron el daño inducido por neutrones
en moléculas de ADN en solución acuosa, incluidos entre ellos (Spotheim-Maurizott,
1990; Stankus, 1995; Peak, 1995; Pogozelski, 1999; Hacker-Klom, 2000; Seche, 2002;
Pang, 2005; Tsoulou, 2005). La técnica que ellos usaron para medir los daños
inducidos por la radiación fue la electroforesis (Sambrook y Russell, 2001).
Los resultados experimentales encontrados en la literatura sobre roturas simples y
dobles en la cadena del ADN inducida por neutrones en plasmidios, son limitados y
escasos (Tabla 2). Además, de que son para flujos de neutrones de energía rápida y en
presencia de capturador de radicales libres en condiciones experimentales muy
diferentes como el tipo de molécula, tipo de capturador y concentraciones,
respectivamente.
29
Tabla 2 - Compilación de datos de irradiaciones de ADN plasmidial con radiación
neutrónica.
Referencia Radiación Molécula ADN
C [ng/µL]
C capt OH
Spotheim-Maurizott y otros, 1990, Francia
Neutrones rápidos (E>14MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
200 Etanol (100 mmol/L)
Stankus y otros, 1995, EU
Neutrones de fisión (E=2MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
10 TE buffer (16 mmol/L)
Pogozelski y otros, 1999, EU
Neutrones de fisión(E=2MeV), γ 60Co
pBR322 (4363 bp)
100 TRIS, EDTA, Glicerina y DMSO(3 mmol/L)
Seche E. y otros, 2002, Francia
Neutrones rápidos, γ 137Cs
pOP203 (4565 bp)
DMSO (14,1 mol/L)
Pank y otros, 2005, EU
Neutrones de fisión (E=2MeV),e-
pUC-19 (2864 bp)
1000 TE buffer
Diferentes códigos de trazas basados en las técnicas de Monte Carlo han sido
desarrollados para describir y predecir los principales daños inducidos por la radiación
ionizante en el ADN, tales como el MCR (Semeneko y otros, 2005) en Irlanda y el
TILDA (Champion y otros, 2005) en una colaboración entre Francia y Argentina;
MCDS (Semeneko y Stewart, 2006) en Irlanda; el CHEMKURB (Uehara y Nijkoo,
2006) en una colaboración entre Japón y EU. Se requiere la validación de estos códigos
con datos experimentales, de aquí, la importancia de nuestro trabajo y los otros, que se
están llevando a cabo por diferentes grupos de investigadores en el mundo como Japón
(Mochiji y otros, 2007; Nobuyoshi y otros, 2007), EU (Purkayastha y otros, 2007;
Sharma y otros, 2008), Grecia (Tsoulou y otros, 2005), Alemania (Thilo y otros, 2008),
Reino Unido (Smialek y otros, 2008) y más recientemente en la India (Divyasree y
otros, 2010).
30
Conclusiones parciales
1. El sistema de posicionamiento de muestras a construir debe ser específico para
esa instalación, al no encontrarse en la literatura uno que se adecuara a los
requerimientos planteados para la investigación propuesta.
2. Entre la amplia diversidad de materiales utilizados como filtros se ha visto la
posibilidad de analizar el empleo del plomo como material para estos fines, por
su alta sección eficaz de dispersión elástica que le permite moderar los neutrones
rápidos hasta las energías térmicas y al ser pesado absorber la radiación gamma
y minimizar de esta forma la componente gamma del flujo neutrónico
proveniente del reactor.
3. De la búsqueda realizada, el código MCNP es utilizado ampliamente por sus
ventajas, facilidades y experiencia para la determinación de los materiales y los
espesores de filtros para la irradiación de muestras biológicas con un flujo de
neutrones mayoritariamente de energía térmica.
4. Se requiere la obtención de datos de rendimientos de roturas simples y dobles en
la cadena del ADN por un flujo de neutrones de energía mayoritariamente
térmica, determinados por la misma metodología de análisis realizada para
irradiaciones con rayos gamma y protones, para la conformación de un banco de
datos para la validación de modelos estadísticos de daño inducido en ADN por
la radiación ionizante.
31
CAPITULO 2 - MATERIALES Y MÉTODOS EMPLEADOS
2.1- Reactor de investigaciones IEA-R1
El reactor IEA-R1 del Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) de Brasil
es la fuente de neutrones utilizada para la irradiación de las muestras biológicas en este
trabajo.
2.1.1- Descripción de la fuente de neutrones
Un esquema del reactor IEA-R1 se muestra en la Figura 1.
Fig. 1 –Reactor IEA-R1
El reactor IEA-R1 contiene 270 m3 de agua desmineralizada. La piscina posee cerca de
9 metros de altura por 3 metros de ancho. La extremidad norte es circular, con un radio
de 1,5 metros.
32
La piscina del reactor está dividida en 2 compartimentos separados a través de una
compuerta metálica (Figura 1). Uno de los compartimentos es utilizado para el
almacenamiento del combustible quemado y la manipulación de las muestras que serán
colocadas en los dispositivos de irradiación; y el otro es destinado a la operación,
contiene el núcleo del reactor.
De esta forma, el reactor puede ser operado en dos posiciones distintas:
Posición A: El núcleo se encuentra acoplado al circuito primario de enfriamiento
adyacente a 9 tubos o canales horizontales de neutrones (8 radiales y 1 tangencial) que
se prolongan hasta la parte externa de la pared del reactor donde están montados las
instalaciones experimentales de física nuclear. En esta posición, la potencia de
operación del reactor puede llegar hasta 5 MeV.
Posición B: El núcleo está ubicado entre la columna térmica y dos tubos horizontales.
La potencia máxima de operación en esta posición es de 100 kW.
El núcleo del reactor, está situado a 6,9 metros de la superficie de la piscina, tiene
forma de un paralelepípedo. Está compuesto de elementos combustibles, elementos de
control, elementos reflectores, soportes de los dispositivos de irradiación de las
muestras y tapones encajados verticalmente en 80 orificios (8x10) dispuestos en una
placa de aluminio con 82,86 x 63,97 x 11,43 cm3 denominada “placa matriz”. Esta placa
está sujetada por un soporte conectado a una plataforma móvil que permite el traslado
del núcleo del reactor a lo largo de la piscina.
El núcleo del reactor presenta las siguientes características:
24 conjuntos MTR(“Material Test Reactor”)
Rejilla rectangular
Elementos combustibles de U3O8-Al(2.3g/cm3) y U3Si2-Al(3g/cm3) producidos
en el IPEN
33
20% de enriquecimiento
3 barras de seguridad
1 barra de control del tipo Ag-In-Cd (fabricada en el IPEN)
2.1.2- Descripción del canal de irradiación
El canal radial #3(BH#3) disponible en el reactor nuclear de investigaciones IEA-R1
del IPEN, designado para la irradiación de las muestras biológicas se muestra en la
Figura 2.
El canal tiene 20.32 cm de diámetro interno y 261.515 cm de longitud.
En la Figura 3 son presentados los principales componentes que constituyen la
instalación experimental junto al canal de irradiación BH#3 en el año 2002.
Fig. 2 - Núcleo del reactor IEA-R1 y sus canales de irradiación.
En la Figura 4 es mostrada una representación esquemática en 3D de la instalación
experimental junto al canal de irradiación BH#3.
34
Fig. 3 – Representación esquemática de la vista lateral de la instalación experimental
(BH#3).
Fig. 4 – Representación esquemática en 3D de la instalación experimental junto al canal
de irradiación BH#3.
BH#3
mesa
Blindaje biológico (concreto)
Blindaje biológico (plomo)
Blindaje biológico (parafina)
35
Como se observa en las Figuras 3 y 4 la instalación experimental está compuesta por un
sistema de transporte. Dicho sistema estaba constituido por el mando propio y una
mesa con una cadena que permiten que salga y entre el portador de la muestra de la
cavidad interior del canal de irradiación del reactor nuclear, y un motor eléctrico que es
el que comunica la potencia para el movimiento del transportador de cadena en dos
sentidos (con posibilidad de inversión de marcha). El motor está conectado
directamente a la cadena y se encuentra dentro del blindaje biológico. El semi-tubo
metálico (aluminio) es el portador de la muestra, tiene dos uñas o agarres que lo acoplan
al transportador de cadena. Lo que detiene el movimiento de la cadena son dos
interruptores eléctricos en cada extremo. El mando que esta situado fuera del blindaje
biológico tiene 2 botones: cuando se acciona el botón “entrada” la mesa con la cadena
permite que entre el semi-tubo con la muestra a la cavidad interior del reactor y cuando
se presiona el botón “salida” la mesa con la cadena opera en modo inverso, permitiendo
que salga el semi-tubo con la muestra de la cavidad interior del reactor. El semi-tubo
metálico contiene los filtros, el soporte con el porta muestra y el blindaje del canal de
irradiación. La mesa con la cadena es colocada en frente al canal de irradiación. Este
sistema fue construido totalmente en los talleres del IPEN.
En el semi-tubo de aluminio movible se encuentra posicionado desde el núcleo del
reactor hasta la salida del BH#3 y porta los diferentes elementos que componen el
canal: moderadores y filtros, el soporte del porta muestras, porta muestras y el blindaje.
La cavidad cilíndrica, donde se coloca la muestra para la irradiación tiene un diámetro
de 12.8 cm y un largo de 30 cm.
Después de la posición de irradiación de las muestras hay ubicado en el canal de
irradiación un disco de Pb de 50 cm de longitud y diámetro de 12,6 cm como blindaje
36
contra la radiación gamma del flujo que proviene del canal de irradiación BH#3
(Figura 3).
Externamente, a la instalación experimental del BH#3 hay construido un blindaje
biológico para proveer un apropiado aislamiento entre dicha instalación experimental y
la sala del reactor, para la protección radiológica del personal y sus alrededores. Dicho
blindaje biológico está compuesto de cajas de parafina y bloques de concreto macizo de
25 kg y 34 kg respectivamente, paredes de plomo y parafina borada. Las paredes y el
techo están construidas de concreto revestida con una capa de parafina (Silva G, 2002).
Al iniciar este trabajo de tesis en el año 2002, en la instalación experimental del BH#3
no existía ningún sistema para el posicionamiento de las muestras para su irradiación en
ese canal radial con el reactor en operación, lo que limitaba su uso.
El reactor IEA-R1 está certificado desde el año 2002 con la norma ISO-9001:2000
“Operación del reactor y servicios de irradiación” (Saxena, 2007).
2.2- Propuesta del sistema de posicionamiento de la muestra
En esta instalación durante el período del 2002-2004, en el canal BH#3 del reactor de
investigaciones IEA-R1, sólo se podía irradiar una muestra semanalmente debido a que
no existía ningún dispositivo que permitiera el posicionamiento de las muestras para su
irradiación, en dicho canal, sin interrumpir el funcionamiento del reactor. Esto limitaba
la realización de experimentos en dicho canal pues no permitía variar el tiempo de
irradiación de las muestras. Se requería la construcción de un sistema experimental.
La construcción de un sistema experimental depende del análisis de muchos factores.
2.2.1- Aspectos tecnológicos
Para decidir qué tipo de tecnología (mecánica, neumática, hidráulica, automática)
37
aplicar, son varios los aspectos que hay que tener en cuenta. Entre los cuales se incluye:
¿Cuál es la necesidad?, ¿Cuál es el presupuesto?, ¿Cuál es la mejor opción técnica
(requisitos para el funcionamiento, los servicios de mantenimiento y de reparación,
alcance de la aplicación)?, ¿Cuáles son los posibles efectos negativos no intencionales
de la tecnología?, ¿Cuáles son los efectos humanos y ambientales de la tecnología?.
La construcción debe cumplir con los siguientes requerimientos: que pueda ser
manufacturado y ensamblado completamente con los medios, tecnología y experiencia
disponible en los talleres nacionales; rápida; simple; de fácil ensamblaje; de fácil
reparación, y de bajo costo de implementación y mantenimiento.
Los materiales a ser usados para la construcción deben ser: radiactivamente estables,
estables frente a la temperatura, proveer fortaleza estructural, resistencia a la corrosión,
y estar disponibles en el mercado.
2.2.2- Definición de los requisitos funcionales
El dispositivo ingenieril debía cumplir con las siguientes funciones:
1. Llevar y traer las muestras hacia la posición de irradiación en el momento
apropiado sin necesidad de parar el funcionamiento del reactor,
2. Irradiación de las muestras por períodos menores a la parada semanal del
reactor,
3. La maniobrabilidad del dispositivo cuando se manipulan las muestras debe
cumplir con los requisitos básicos para la protección de las personas contra la
exposición a la radiación ionizante,
4. Permitir la observación desde la sala de experimentos del proceso de irradiación,
5. Pueda ser usado por 10 años
38
Teniendo en cuenta todo lo anteriormente planteado, varias soluciones pueden ser
propuestas para el prototipo del sistema de posicionamiento de las muestras biológicas
para un canal radial de un reactor nuclear de investigaciones.
Una opción a tomar en cuenta sería el empleo de un sistema de guía neumático.
Estos sistemas de guía neumático tienen las siguientes ventajas (Burgett y otros, 2009):
• Es un procedimiento rápido que permite analizar más de 30 elementos
simultáneamente.
• Se mantiene la operación normal del reactor, no se necesitan parar el reactor
para la realización de esas irradiaciones.
Y como desventajas:
• Se necesita comprar un compresor de aire, tuberías de aire a presión, filtros de
aire, válvulas, recibidor de aire comprimido, un sistema de control, un equipo
para tratar el aire, lubricadores, entre otras cosas. El costo de un compresor
portátil que sería la opción más económica puede llegar hasta USD $ 1 000
(http://www.homedepot.ca) dependiendo de la capacidad de aire, presión de aire,
potencia. Un compresor de aire industrial puede llegar hasta USD $ 6 000
(http://www.industrial-air-compressors.com)
• Elevado costo de mantenimiento y seguridad.
• El peso de la muestra es limitado.
• Consumo de energía alto.
• Elevado nivel de ruido.
Por tales limitaciones no fue seleccionada la tecnología neumática para la construcción
del sistema de posicionamiento de muestras biológicas para su irradiación en el canal
radial #3 del reactor IEA-R1.
39
Tampoco se optó por la construcción de un sistema de posicionamiento de muestras
automático, ni hidráulico. El sistema automático está constituido por un dispositivo de
entrada, una unidad de control y un dispositivo de salida, que conectados entre sí
realizan la transferencia de información y, finalmente, un dispositivo actuador que
puede ser mecánico, hidráulico o eléctrico. En el sistema hidráulico se requiere de un
sistema de enfriamiento para mantener la temperatura de la muestra (válvulas, tanque de
agua, bomba y tuberías de retorno y drenaje). Esto los hace complejos y costosos.
Por los inconvenientes antes enunciados la solución que se propone es la construcción
de un sistema mecánico que realice la misma función de los sistemas existentes: agarrar
y desplazar la muestra.
Dos materiales como variante para la construcción de dicho sistema experimental: el
aluminio (Al) y el acero inoxidable 371, fueron tomados en cuenta. En la Tabla 3 se
muestra una comparación de las propiedades de ambos materiales.
Tabla 3.- Comparación de las propiedades del aluminio con el acero 371.
Propiedad Aluminio Acero 371 1 Esfuerzo(N/mm2) 250 400 2 Elasticidad E, Módulo de Young(MPa) 70.000 210.000 3 Densidad(g/cm3) 2,7 7,8 4 Punto de fusión(°C) 660 1500 5 Rango de temperatura de trabajo(°C) -250 a 150 -50 a 500 6 Conductibilidad eléctrica(m/Ohm mm)2 29 7 7 Conductividad térmica(W/m °C) 200 76 8 Coeficiente de expansión lineal x 10-6/°C 24 12 9 No-magnético Sí No 10 Tóxico No No 11 Resistente a la corrosión Sí Sí 12 Mecanizado Fácil Fácil 13 Maleable Sí Sí 14 Costo Barato Caro
40
Como se observa en la tabla, el aluminio por unidad de peso resiste más que el acero y
es menos duro lo que facilita su maquinado. Por todo lo anteriormente planteado y
porque el acero es mas costoso que el aluminio no fue escogido para la construcción del
dispositivo experimental.
2.3- Método empleado para la formación del flujo de neutrones
Debido a que para la realización del experimento propuesto en este trabajo de tesis se
necesita tener un flujo de neutrones con un espectro de energía predominantemente
térmico, se utiliza el método de filtrado para obtener el mismo. Este método consiste en
extraer desde un espectro de neutrones de un reactor un espectro predominante de
neutrones con cierta energía (Gritzay y otros, 2009).
De acuerdo al material de filtro empleado en el canal de irradiación, varían las
diferentes componentes del flujo (neutrones térmicos, epitérmicos y rápidos y rayos
gamma). En este epígrafe, se presentan las propiedades que deben poseer los materiales
de filtros, para la realización del experimento con un flujo de neutrones de energía
térmica alta y baja componente gamma y de neutrones de fisión.
En el flujo que emerge de los reactores nucleares están presente, tanto neutrones como
rayos gamma de diferentes energías. El flujo está compuesto no sólo por las radiaciones
gammas generadas en el proceso de fisión en el núcleo del reactor y en los materiales
estructurales de la instalación experimental, sino también por neutrones epitérmicos y
rápidos. La componente no deseada del flujo que se origina del reactor debe ser
disminuida teniendo en cuenta las ventajas de las características de ciertos materiales,
como moderadores, filtros, reflectores y blindajes.
41
A través de interacciones con los materiales, los neutrones pierden parte de su energía,
se desvían de su trayectoria, son capturados por los núcleos del material, o para ciertas
energías, atraviesan el material.
Hay varias propiedades físico-neutrónicas a considerar en la selección de los materiales
favorables para la función de las diferentes componentes (moderadores, reflectores,
filtros y blindajes) de la instalación de irradiación y la selección de los mismos
depende de:
1. La sección eficaz microscópica de dispersión elástica(σn,n),
2. El decremento de energía logarítmico medio(ξ),
3. La sección eficaz microscópica de dispersión inelástica(σn,n′) y
4. La sección eficaz microscópica de absorción (σa).
La sección microscópica (σ) no es más que la probabilidad de que ocurra una
interacción (dispersión o absorción) en el material en función de la energía.
El decremento de energía logarítmico medio (ξ) no es más que la pérdida de energía
promedio del neutrón en una colisión con el material.
Para la selección de un material como moderador, su sección eficaz microscópica de
dispersión elástica debe ser alta, porque esto significa que el material es bueno para
colisionar con neutrones, el decremento de energía logarítmico debe ser alto porque esto
significa que el neutrón es termalizado en pocas colisiones y la sección eficaz
microscópica de absorción debe ser baja porque esto significa que no es buen
absorbedor de neutrones.
Para la selección de un material como reflector de neutrones su sección eficaz
microscópica de dispersión elástica del tipo (n, n); (n, 2n) y (n, 3n) debe ser alta, lo que
42
significa que devolverá los neutrones al sistema. Los buenos moderadores son buenos
reflectores.
Para la selección de un material como filtro de neutrones la propiedad que hay que tener
en cuenta es la sección eficaz de absorción ya que lo que se desea es precisamente
remover los neutrones de determinada energía.
Para la selección de un material como filtro de neutrones térmicos hay que tener en
cuenta que la sección eficaz microscópica de absorción para neutrones epitérmicos y
rápidos sea suficientemente alta, y como filtro de neutrones epitérmicos hay que tener
en cuenta que la sección eficaz microscópica de absorción para neutrones térmicos sea
suficientemente alta.
Existen una gran cantidad de materiales disponibles para moderar los neutrones de alta
energía, ejemplo: C, Al, Al2O3, D2O, S, AlF3, Fe, BeO, Ti, Al/AlF3/LiF (FLUENTAL),
CF2 (TEFLON) y Ni; para frenar los rayos gamma, Bi, Pb y PbF2; y para absorber los
neutrones térmicos el 10B, Cd y 6Li.
Como no existe un único material que posea las propiedades ideales para producir el
flujo de neutrones requerido, usualmente lo que se hace es una combinación de
diferentes materiales para llegar a un compromiso entre la fluencia de neutrones
deseada y la componente gamma del flujo.
El grafito(C) y el polietileno (PE) tienen un alto poder de moderación de los neutrones,
en ellos disminuye el flujo rápido y epitérmico. El grafito tiene una sección eficaz
microscópica total para los neutrones térmicos (σt) baja igual a 4,75 barn. Por ser ambos
materiales ligeros, los neutrones que colisionen en ellos, perderán más energía. El uso
del grafito como moderador está justificado por su bajo precio y sus cualidades de poco
absorbente de neutrones y térmicamente estable.
43
El aluminio tiene más baja la sección eficaz microscópica de dispersión elástica que el
grafito, esto significa que el grafito modera más los neutrones que el Al. En la Figura 5
se comparan las secciones eficaces de neutrones totales del Al con el C.
Fig. 5- Secciones eficaces totales en función de la energía del neutrón incidente
construidas con el MCNP.
Estos gráficos se obtienen directamente del código de Monte Carlo MCNPX. Sólo se ha
modificado el título y los ejes. A la derecha de todas las figuras aparecen en orden: la
versión del MCNPX (en este caso, la 2.4); fecha y hora en que se realizó el gráfico,
número de la reacción (mt) y la biblioteca donde se encuentra esta sección eficaz (XS).
En el caso anterior mt=1 que representa la reacción de absorción total y la biblioteca
donde está la sección eficaz es la 60c. Los cuatro o cinco primeros números representan
ZZAAA, para el Aluminio, por ejemplo, ZZ=13 y AAA=027.
La ventaja del Al como moderador es que presenta múltiples absorciones resonantes
para energías por encima de los 30 keV lo cual reduce la energía de los neutrones
44
rápidos (Figura 6). La desventaja del Aluminio es que se activa con neutrones, emite
radiación gamma de 7.73 MeV, mediante la reacción 27Al(n,γ) 28Al*, la cual además
produce un fotón de 1.779 MeV durante la desintegración radiactiva del 28Al, aunque su
vida media es corta (2,24 min).
Fig. 6- Secciones eficaces de captura radiactiva en función de la energía del neutrón
incidente construidas con el MCNP.
Para obtener flujos de neutrones fundamentalmente epitérmicos, es atractivo limitar la
componente de neutrones térmicos mediante el uso de materiales como filtros, que
posean una alta sección eficaz de absorción para neutrones térmicos, como el 10B, Cd y
el 6Li (Figura 7).
En el Boro se aprovecha la reacción (n,α) en el isótopo 10B, en el Cadmio la reacción
(n,γ) en el 113Cd y en el 6Li la reacción (n,α).
45
La sección eficaz microscópica de absorción para los neutrones térmicos del 10B es alta
(σt=3840 barn). Sin embargo, debido a la reacción 10B(n,α) 7Li, puede producirse (94%)
la emisión de un fotón de baja energía de 0,48 MeV; lo que aumenta la componente
gamma en el flujo de neutrones.
El Cadmio natural por tener una alta sección eficaz microscópica de captura para los
neutrones térmicos (σt=2536 barn), absorbe los neutrones térmicos (E<0.55 eV) y es
transparente para neutrones de más alta energía. Sin embargo, emite una radiación
gamma por dispersiones inelásticas (σn,n′=2528 barn) con una energía alta de 3 a 5
MeV, por eso se exigen otros materiales para blindar esa radiación gamma.
Fig.7- Secciones eficaces total en función de la energía del neutrón incidente ploteadas
con el MCNP.
El 6Li es un buen absorbente de neutrones térmicos, por tener una alta sección eficaz
microscópica total para neutrones térmicos (σt=941barn) y tiene la ventaja de no emitir
46
radiación gamma. Por esto, es preferible ante el 10B, sin embargo, tiene como desventaja
que es un material tóxico y caro (hay que importarlo).
El Plomo tiene la ventaja de poseer una despreciable sección de captura radiactiva y
además, atenúa fuertemente la radiación gamma por eso es muy ampliamente usado
como material de blindaje de la radiación gamma. Su sección eficaz microscópica de
dispersión elástica σn,n es alta de 11,47 barn (JENDL-3.3), por tal motivo los neutrones
por encima de unos pocos MeV son rápidamente frenados al colisionar con él. Sin
embargo, por su alto número atómico (Z=82), el decremento logarítmico de energía
medio (ξ) para el plomo es muy pequeño ξ =9.54x10-3, esto significa que, el número
promedio de colisiones necesarias para frenar los neutrones de, por ejemplo, de 1MeV a
0.025 es muy grande, ncol=ln(1Mev/0.025eV)/ ξ =1.8x103. Esto hace que sea menos
eficiente para moderar los neutrones, comparado con los elementos ligeros.
Ahora bien, para la selección de los materiales a ser usados como filtros no sólo hay que
tener en cuenta sus cualidades físico-neutrónicas sino además, que deben cumplir con
los siguientes requerimientos tecnológicos: fácil adquisición, fácil mecanización, tener
un bajo costo, estabilidad frente a la temperatura y a las radiaciones, y ser resistente a la
corrosión.
2.4- Método de Monte Carlo
Con el propósito de proveer las características del flujo neutrónico deseado en el blanco,
es decir obtener un flujo de neutrones térmicos alto y baja componente gamma y de
neutrones rápidos se utiliza el método de Monte Carlo para la realización de los cálculos
que se requieren. Este método es usado para simular el transporte de partículas y emplea
47
soluciones de la ecuación de Boltzman en diferentes medios para realizar el transporte
de neutrones a bajas energías.
Diferentes métodos (deterministas y estadísticos) son usados para la solución de la
ecuación del transporte de partículas. Ambos métodos tienen sus ventajas y desventajas,
estas dependen del tipo de criterio (tiempo de cálculo, la posibilidad de representar la
geometría real) a tener en cuenta.
El método Monte Carlo consiste en la simulación de un número finito de historias de
partículas generadas mediante números aleatorios. Una vez introducida la partícula en el
sistema, de acuerdo con las probabilidades de ocurrencia de cada tipo de interacción con
el medio, se producen las reacciones con el mismo. Existen muchos códigos basados en
Monte Carlo, en este trabajo se utilizó el MCNPX versión 2.4 (Waters, 2002).
El MCNPX simula geometrías 3D usando volúmenes nombrados celdas. Las celdas son
definidas desde la combinación de varias superficies de las cuales sus formas generales
están predefinidas por ecuaciones en el código, pero sus formas específicas son
introducidas por el usuario. En el trabajo se elaboró la geometría del BH#3, del soporte
de muestras, del porta muestra y del tubo que contenía la muestra. El programa es capaz
de simular las interacciones de los neutrones, fotones y otras partículas con la materia
del problema definido por el usuario a través de la geometría y la composición material.
Se escoge el uso del código MCNP basado en el método de Monte Carlo por las
siguientes ventajas que superan a los deterministas:
Gran flexibilidad para reproducir sistemas de gran complicación geométrica en
3D que no pueden ser modelados computacionalmente usando los métodos
deterministas.
48
No es necesaria la definición de complejos mallados como es en el caso del uso
de métodos deterministas.
Es posible emplear secciones eficaces puntuales o multigrupo. Las primeras
están dadas en forma continua para toda la energía, de esta forma no requiere
aplicar aproximaciones, como la aproximación multigrupo que emplean los
métodos deterministas.
Completo control sobre el término fuente.
Posibilidad de modelar fotones y neutrones, así como la estimación de flujos,
corriente de partículas y tasas de dosis en cualquier sitio de la geometría.
Facilidad de cuando es interrumpida la corrida, retomarla después.
No necesita programar en lenguajes de programación como FORTRAN o C++
(como los códigos Monte Carlo EGS4 y GEANT4).
Pueden ser estudiadas un gran número de combinaciones de materiales,
dimensiones y geometrías para la fuente de partículas y para el blanco.
Todos los cálculos han sido realizados con dos modos de transporte: el transporte de
neutrones y fotones combinados y el de fotones solamente.
Se simuló el transporte de los neutrones y los rayos gammas inducidos por los mismos,
desde que se originaron en la fuente hasta que es absorbida en el material blanco.
Están disponibles varias distribuciones de energía, configuraciones espaciales y
angulares de la fuente, así como varias opciones de salida (“tally”) como: la corriente de
partículas (J), el flujo de partículas (φ), la energía depositada o la energía depositada por
unidad de masa. Todas estas magnitudes están normalizadas por el número de partículas
iniciadoras o historias. Donde, historia se denomina a la vida de la partícula primaria y
de todas las secundarias generada por ésta.
49
Cuando se simula con el código MCNPX, es necesario crear un fichero de entrada que
contenga toda la información acerca del problema que va a ser simulado. El fichero de
entrada debe contener la geometría del problema, la cual es dividida en celdas y
superficies. Debe contener la información de los materiales y densidad en las celdas.
Las superficies son usadas para definir las celdas.
Modo de transporte: En el modo n p se simula el transporte de los neutrones y de los
rayos gammas inducidos por los neutrones al interaccionar con los materiales
estructurales y con el material biológico, en este caso, los rayos gammas de las
reacciones de captura (n,γ) con los elementos de la muestra, en particular el hidrógeno.
Para este caso se utiliza como término fuente el espectro de neutrones del reactor.
En el modo p se simulan los rayos gammas emitidos por la fuente (gammas instantáneas
de la fisión). En este cálculo se utiliza como término fuente el espectro gamma del
reactor.
Fuente: Para construir la fuente es necesario definir la posición, dirección y energía, qué
partícula se va a emitir de la fuente y cuáles van a ser transportadas hasta el blanco.
Materiales: Los datos de la composición material y la biblioteca donde se encuentran las
secciones eficaces para dichos materiales se introducen en la tarjeta “m”.
Salidas: En el fichero de entrada al MCNP el usuario especifica la información que
desea estimar: el flujo, la energía depositada, etc. El resultado es la media estimada y
está dado en los ficheros de salida acompañado de su error relativo, R, que se define
como el cociente entre la desviación típica estimada de la media y la propia media. Las
salidas se clasifican en: de superficie (f1, f2), de volumen (f4, f6, f8) y puntuales (f5).
50
Existen tres tipos de salida para estimar fluencia de partículas (partículas/cm2): f2 (sobre
una superficie), f4 (en una celda específica) y f5 (detector puntual, esférico o anular). La
f2 es un caso límite de la f4 cuando la celda se hace infinitamente delgada o pequeña.
La f1 (partículas) calcula la corriente de partículas que atraviesan una superficie.
Para la estimación de la dosis en un material existen 2 tipos de salida: f6 (MeV/g) y f8
(MeV) que dan la energía depositada por unidad de masa y la energía depositada en un
material, respectivamente. Pero, hay otra opción: convertir la fluencia de partículas a
dosis. Esto es posible a partir de la fluencia obtenida por la salida usada, teniendo en
cuenta los factores de conversión de fluencia a dosis de la ANSI/ANS-6.1.1-1977 para
la radiación neutrónica y gamma, que aparecen en el Anexo H del Manual del MCNP-
4C (Briesmeister, 2000). Las tarjetas DE/DF disponibles en el código, son apropiadas
para introducir los factores de conversión de flujo a dosis.
Los resultados brindados por el MCNP, están normalizados por el número de historias
de partículas creadas en la fuente, por lo que para obtener el valor del flujo real
(partículas/cm2s) hay que multiplicar por el valor de intensidad de la fuente (reactor) en
partículas por segundo. De esta forma los valores obtenidos son independientes de la
cantidad de partículas de la fuente transportadas en la simulación.
Tratamiento térmico: El tratamiento de la dispersión térmica S(α,β) es necesario
tomarla en cuenta cuando se está en presencia de moderadores con estructura cristalina
como el Berilio y el Grafito. El código MCNP usa el tratamiento térmico basado en la
aproximación del gas libre para tener en cuenta el movimiento térmico del átomo y/o
átomos cerca del lugar de la colisión. Además de esto, toma en cuenta el efecto de los
enlaces químicos y la estructura cristalina para las reacciones con energías del neutrón
51
por debajo de los 4 eV en presencia de moderadores como el H2O y Deuterio. Se
emplea la biblioteca .01t.
Técnicas de reducción de varianza: En algunos casos, la simulación puede consumir
mucho tiempo de cálculo y con baja eficiencia, pero el código posee varias opciones de
técnicas que tienen el objetivo de aumentar la eficiencia del cálculo, reduciendo así el
tiempo de procesamiento computacional. Este conjunto de técnicas son denominadas de
reducción de varianza. El uso de estas técnicas en algunos casos, son imprescindibles.
Este hecho suele producirse cuando la frecuencia con la que las partículas contribuyen a
la cantidad de interés (la dosis) es muy baja, ya sea porque la zona de detección resulta
muy pequeña en comparación con la distancia a la fuente, o porque la probabilidad de
interacción es muy baja. Estas técnicas tienen el propósito de incrementar el número de
partículas que llegan a las determinadas regiones de interés sin aumentar (algunas veces
disminuyendo) la cantidad de partículas que llegan a las partes de menos interés y sin
afectar el valor del resultado físico esperado.
Entre las técnicas de reducción de varianza se encuentran los métodos de: muestreo
modificado, de control de la población, los parcialmente deterministas, los de
truncación y el de las importancias de la región.
Los métodos de muestreo modificado incluyen: la transformada exponencial, la captura
implícita (tarjeta PHYS), colisiones forzadas (tarjeta FCL), sesgo de la fuente, sesgo de
los fotones inducidos por los neutrones, entre otros.
Los métodos de control de la población están basados en los pesos (w) de las partícula
emitidas por la fuente y se basan en sorteos de supervivencia. Entre los mismos se
encuentran la ruleta rusa y el de la división.
52
Entre los métodos parcialmente deterministas se encuentran el uso de los detectores
puntuales (salida f5) y el muestreo correlacionado (DXTRAN).
Los métodos de truncación se basan en truncar la simulación por energía de la partícula
(tarjeta CUT) y las partes geométricas que no contribuyen al resultado.
El método de importancia de la región (IMP) consiste en ir incrementando las
importancias en la dirección de disminución de la fluencia. Las importancias de las
regiones geométricas fueron aumentando a medida que se está acercando al blanco.
La técnica de las importancias de las regiones fue la utilizada en este caso, debido a que
como la fuente se encuentra muy alejada de la zona de interés, la probabilidad de que
las partículas emitidas por la fuente alcancen el blanco es muy baja. También fue
utilizada la truncación de la geometría, fuera del espacio de la geometría hay
importancia 0.
Es necesario el uso de una técnica de reducción de varianza para que el tiempo de
ejecución de la simulación sea razonable, obteniendo la precisión deseada.
En la Figura 8 se muestra el esquema de un fichero de entrada al MCNPX.
53
Fig. 8- Esquema de un fichero de entrada al MCNPX.
2.5- Irradiación de muestras biológicas
2.5.1- Muestras de ADN
Para cumplir con uno de los objetivos planteados en este trabajo de tesis se irradiaron
muestras biológicas en el canal BH#3 del reactor IEA-R1 y se determinó el daño
inducido por la radiación que emerge del mismo.
Se utilizaron moléculas de Ácido Desoxirribonucleico (ADN) del plasmidio Bluescript
II phagemid de Stratagene® (pBs KS+) de 2961 pares de bases. El ADN fue aislado de
la bacteria Echerichia coli DH5 α.
Los plasmidios son cadenas simples y circulares de DNA en el orden de los miles de
pares de bases. Estos pueden ser encontrados en formas diferentes en función del tipo de
roturas que posea su cadena.
54
La concentración de ADN fue determinada midiendo la absorbancia a 260 nm, esta fue
de 88 ng/µL. El ADN fue purificado por medio de centrifugación en gradiente de
cloruro de cesio. El protocolo de purificación formó parte de otro trabajo (Gouveia A.,
2004).
El plasmidio se encontraba en forma superenrollada en un 98%. Fueron usados en la
irradiación 25 µL de la muestra en un tubo de polipropileno (marca Eppendorf) de
0,5 mL y 2 mm de diámetro.
Los plasmidios son un sistema de modelo conveniente para estudiar el daño en el ADN,
por tener muy bien definido su tamaño, por ser relativamente fácil la determinación de
las roturas simples por electroforesis en gel de agarosa, por poder controlar el ambiente
químico y por la ausencia de procesos de reparación en el mismo
2.5.2- Método para detectar el daño al ADN
Una vez que cada ciclo de irradiación era terminado, las muestras del mismo tipo fueron
analizadas mediante electroforesis en gel de agarosa (Sambrook y Russell, 2001). Cada
muestra de ADN irradiada, se encuentra en diferentes formas (S, C e L) debido a las
roturas causadas por la radiación. Estas formas fueron separadas utilizando
electroforesis en gel de agarosa. Los geles fueron preparados con 0.7 % de agarosa
(Sambrook y Russel, 2001) a pH 8 y teñidos previamente con el colorante fluorescente
bromuro de etilo para la visualización de las bandas de ADN mediante la luz UV. La
corrida se realizó en disolución estabilizadora TBE 0,5X a 5 V/cm durante 2 horas. En
ese tiempo el gel puede separar de 450 a 800 ng de ADN en sus formas circular S, C y
L. Antes de las corridas a cada muestra irradiada se le adicionaron 10 µL de agua
ultrapura y 3 µL de Stop Mix con bromofenol azul al 0,5 %, para ajustar la
55
concentración del ADN y permitir su localización en el gel durante la corrida,
respectivamente.
La intensidad luminosa de cada banda de la imagen es proporcional a la cantidad de
masa de ADN. Las moléculas de ADN plasmidial en la forma superenrollada migrará
más rápido que la forma lineal y éstas a su vez, más rápidamente que las moléculas en
configuración circular, como muestra la Figura 9.
El plasmidio “sano” (no dañado) tiene una forma espacial superenrollado(S).
En un mismo gel de agarosa fueron corridas todas las muestras del mismo tipo
sometidas a diferentes dosis de radiación en orden creciente de izquierda a derecha.
Una vez separadas las bandas del ADN, cada gel fue fotografiado en el sistema EAGLE
EYE (Stratagene, San Diego, CA, USA), usando una cámara de video CCD acoplada a
una computadora. Las diferentes formas de ADN aparecen como bandas claras
(fluorescentes) en presencia de la luz UV. El número de integraciones para cada foto
fue controlado, evitando la saturación del CCD del sistema. Las imágenes fueron
guardadas en formato BMP para no perder resolución y no afectar la cuantificación del
ADN.
Con el método de electroforesis en gel de agarosa fue posible separar, identificar y
purificar moléculas de ADN. Su utilización se debió a que es una técnica simple, rápida
y barata, capaz de distinguir las diferentes formas del ADN.
56
Fig. 9- Imagen de un gel de electroforesis.
En la Figura 10 se muestran los pasos de la electroforesis en un gel de agarosa.
Fig. 10- Pasos de la corrida del gel de electroforesis.
Posteriormente con las fotos se pasa a realizar la cuantificación de las bandas del ADN.
2.5.3- Método para cuantificar el daño al ADN
La cuantificación de la cantidad de ADN en cada banda del gel fue realizada con el
programa procesador de imágenes GelAnalis (Mas, 2006) que fue específicamente
57
implementado con este propósito. Este programa formó parte de la nueva metodología
desarrollada en el macroproyecto de investigación internacional en el que se encontraba
insertado este trabajo de investigación. A cada gel le fue eliminado el fondo y
cuantificadas todas las bandas en unidades de luminosidad, siguiendo una metodología
optimizada por el grupo. La luminosidad de la forma de ADN superenrollado fue
calculada multiplicando por un factor de 1,7 para considerar la deficiencia de
adherencia del bromuro de etilo en el ADN superenrollado (Spotheim-Maurizot y otros,
1990; Stankus y otros, 1995 y Leloup y otros, 2005) en comparación con las formas
circular abierta y lineal. Los resultados fueron guardados en formato TXT para su
procesamiento mediante el programa Excel u Origin para su análisis posterior.
En la Figura 11 se muestra la ventana principal del programa GelAnalis. Su principio se
basa en el trabajo con los píxeles de la imagen digital como si fuese una matriz. Su uso
puede extenderse a cuantificar tonos de grises en regiones de imágenes (ejemplo, placas
fotográficas a radiación y colonias de células).
Fig. 11- Ventana principal del programa GelAnalis.
58
El programa GelAnalis mostró ser una buena herramienta para realizar cuantificaciones
rápidas y precisas de las bandas de ADN en geles de electroforesis.
2.5.4- Control de temperatura antes y después de la irradiación
Para la adecuada transportación de las muestras de ADN hasta la sala de experimentos
del reactor se utilizó el sistema llamado "IsoTherm", el cual es utilizado para mantener
la estabilidad física y química de las muestras hasta el momento de la irradiación. El
sistema llamado "IsoTherm" que contiene una caja llamada "IsoSafe" de la Eppendorf y
una caja llamada "IsoPack" que permite mantener las muestras refrigeradas la mayor
parte del tiempo minimizando los efectos de la temperatura. Esas cajas en su interior
contienen gel, que se congela para hacer que las muestras no se afectaran con la
temperatura. Está diseñado para refrigerar las muestras con eficacia y de forma
constante durante varias horas, por ejemplo a 0°C. o a 21°C (Figura 12).
Fig. 12- Sistema "IsoTherm" para la transportación del tubo de polipropileno con la
muestra de ADN hasta la sala de experimentos del reactor.
59
2.5.5- Método para la estimación del daño al ADN
La magnitud del daño inducido por la radiación ionizante se trató en términos de
probabilidad o rendimiento para la formación de roturas en la cadena de ADN (valor
G). Las roturas pueden suceder en sólo una parte de la cadena lo que es denominado
roturas simples o SSB (siglas en inglés, Single Strand Breaks), o en ambas partes de la
cadena, roturas dobles o DSB (siglas en inglés, Double Strand Breaks) (Lodish, 2002).
Con respecto a su forma: cuando no exista rotura, el ADN estará en su forma
superenrollada (S); cuando experimente una rotura en una de sus pares de bases pasará
para su forma circular relajada (C); cuando la cadena toda sea cortada pasará a la forma
lineal (L) (Cowan y otros, 1987). Estas diferencias permiten estudiar los procesos de
presencia de roturas simples y dobles inducidas en la molécula de ADN mediante
electroforesis en gel de agarosa.
El modelo previamente descrito por Cowan y otros (1987) permite calcular el
rendimiento de formación de SSB y DSB inducida por la radiación ionizante desde la
pendiente de las curvas dosis-efecto.
Los resultados de la cuantificación en forma de luminosidad fueron normalizados para
fracción de S, C y L. Con estos resultados fueron creados gráficos de fracción de S, C y
L en función de la dosis.
La curva del ln de la fracción de superenrollado fue ajustada a una función lineal:
DaS SSB ⋅+= λln , (1)
y la fracción linear a una recta:
DaL DSB ⋅+= λ , (2)
60
siguiendo la metodología aceptada por la mayoría de los trabajos científicos (Spotheim-
Maurizot y otros, 1990; Milligan y otros, 1993; Stankus y otros, 1995; Xapos y otros,
1996; Shao y otros, 2000; Leloup y otros, 2005).
Las unidades de λSSB y λDSB es (roturas/Gray) y representan la pendiente de las rectas de
ajuste, respectivamente.
Los valores de G definidos en (roturas/Gray Dalton) son calculados (Milligan y otros,
1993; Spotheim-Maurizot y otros, 1990; Stankus y otros, 1995; Xapos y otros, 1996;
Shao y otros, 2000; Leloup y otros, 2005) como:
[ ] [ ][ ]Dapb
GyDaGyG SSB
SSB 650#/111
⋅=⋅ −− λ
(3) [ ] [ ]
[ ]DapbGy
DaGyG DSBDSB 650#
/111
⋅=⋅ −− λ
(4)
donde:
# pb representa el número de pares de base de ADN, que en este estudios fue de
2 961 pb.
Estos valores de G están normalizados por la masa molecular de ADN. El valor de 650
utilizado resultó de asumir que la masa molecular de 1 pb de ADN es igual a 650 Da.
Los resultados obtenidos fueron sometidos a un análisis estadístico para estudiar la
correlación entre ellos.
61
2.6- Medición de las dosis de radiación
La tasa de dosis de radiación que recibieron las muestras biológicas en la posición de
irradiación fueron medidas con un par de detectores termoluminiscentes (TLDs)
basados en LiF: uno sensitivo a los neutrones y otro insensitivo (o de baja sensitividad)
a los neutrones (Triolo y otros, 2007; Delgado y otros, 2007; Fernandes y otros, 2008).
Los TLD-600(6LiF:Mg, Ti, con 96.5% de 6Li) son sensibles a los neutrones térmicos. El
6Li tiene una alta sección de absorción para neutrones térmicos (σa=941 barn). Se
colocan desnudos y cubiertos con láminas de Cd para tener en cuenta la señal debida
tanto a los neutrones térmicos como a la de los epitérmicos.
Los TLD-700(7LiF:Mg, Ti, con 99.99% de 7Li) son sensibles a los rayos gammas y a
los rayos X. El 7Li (92.58%) tiene una baja sección de absorción para neutrones
térmicos (σa=0.045 barn), por lo que es insensible a los neutrones térmicos.
Los TLDs fueron colocados en la misma posición de las muestras, sin la presencia de
ellas para evitar cualquier interferencia y cada vez que se cambió la configuración del
reactor. El procedimiento experimental empleado para la medición de las dosis formó
parte de otro proyecto de investigación y están referidos en Nascimento, 2006.
Debido a que esta investigación se realizó durante un período largo de tiempo (5 años),
la configuración del combustible varió varias veces, debido al proceso de carga y
recarga del mismo en el reactor y se produjeron variaciones en la componente del flujo
en la posición de irradiación. Por tal motivo, cada vez que hubo una variación, se
colocaron los TLDs para monitorear las diferentes componentes del flujo de partículas
en la posición de irradiación.
Las dosis fueron estimadas también, mediante el código de Monte Carlo MCNPX y
fueron comparadas con las medidas experimentales como veremos en el próximo
capítulo.
62
Conclusiones parciales
1. Se optó por la construcción de un sistema de posicionamiento de las muestras
mecánico y fue seleccionado el aluminio como material para su construcción
por su buena resistencia mecánica, combinada con buena forjabilidad y además
buena resistencia a la corrosión, asequible en el mercado brasileño y barato, así
como porque produce una radiación gamma por activación neutrónica de corta
vida (2,24 min).
2. Fue asignado el canal radial BH#3 del reactor de investigaciones IEA-R1 para el
desarrollo de esta investigación, lo que implica un mayor esfuerzo para la
obtención de las condiciones adecuadas para el experimento, por estar presente
en este canal mayor componente de neutrones epitérmicos y rápidos y de
radiación gamma.
3. Es inevitable el desarrollo de un prototipo de sistema de posicionamiento de
muestras para el canal radial BH#3 del reactor IEA-R1.
4. Se selecciona el método de filtrado para encontrar el filtro o la combinación de
filtros apropiado para producir el flujo con las condiciones requeridas para el
experimento y se selecciona entre los materiales a ser estudiados el Pb, Al y C,
teniendo en cuenta sus características físico-neutrónicas y los aspectos
tecnológicos.
5. Se selecciona el código MCNPX basado en el método de Monte Carlo para
calcular el flujo de neutrones.
6. Se selecciona el plasmidio de ADN, la técnica de electroforesis, el programa
GelAnalis y el rendimiento de roturas en la cadena de ADN para medir la
magnitud del daño inducido por la radiación ionizante.
63
CAPITULO 3- RESULTADOS Y DISCUSIÓN
En éste capítulo se presentan y discuten los resultados principales de la investigación,
los cuales se relacionan con los tres objetivos específicos del trabajo.
3.1- Sistema de posicionamiento de las muestras construido
El sistema de posicionamiento de las muestras biológicas construido consta de las
siguientes partes: un subsistema de posicionamiento de la muestra, un subsistema de
transporte, un subsistema de monitoreo
En la Figura 13 se muestra todo el sistema experimental construido.
A continuación se detalla cada uno de los subsistemas:
El subsistema de posicionamiento de la muestra no es más que un brazo mecánico
constituido de una garra fija a unos cojinetes de rodamiento, un sistema de roldada, un
raíl de aluminio de tipo U sobre el cual se mueve el rodamiento y un interruptor
mecánico. El sistema de roldada que posee una roldada y un cable de acero flexible con
forro asegurado en el rail de aluminio. El cable de acero flexible realiza dos funciones:
la apertura y cierre de la garra y la traslación de la misma. El interruptor mecánico
posee una manigueta, un marco, un cable de acero flexible y muelles. La manigueta se
desliza a lo largo del cuadro o marco, hacia arriba y hacia abajo, además, tiene dos
muelles en cada extremo de la manigueta para ejercer la fuerza de cierre de la garra. Al
halar la manigueta, se acciona el cable que está conectada en el medio del tubo, este
opera la garra de manera remota al otro extremo del cable.
64
Fig. 13- Sistema experimental construido para la irradiación de las muestras biológicas
con el reactor funcionando en el BH#3 del reactor IEA-R1.
65
Los muelles son los encargados de retornar la manigueta a su posición inicial y de esta
forma hacen cerrar la garra. El raíl de Aluminio tiene 10 m de largo y tiene una
inclinación de 25 grados. El rail tiene dos topes físicos que fueron instalados al final del
desplazamiento para su seguridad. El rail está soportado por una estructura metálica
compuesta por 4 angulares.
El subsistema de posicionamiento de la muestra está compuesto además, por soporte del
porta muestra y el porta muestra. Como las muestras utilizadas en la irradiación se
encuentran dentro de un tubo de polipropileno (Eppendorf, 0,5 ml), de pequeñas
dimensiones, fue necesario la construcción de un soporte para colocar el porta muestra.
El porta muestra transporta el tubo de polipropileno que es el que contiene a la molécula
de ADN y tiene la forma de canasta con un asa. El brazo mecánico está destinado al
agarre de desplazamiento de la canasta. La canasta está compuesta por dos placas que
forman un ángulo de 20° y una placa superior con 13 orificios, en donde se coloca el
tubo de polipropileno.
La intención inicial era poder contar con diferentes lugares donde se pudieran encontrar
flujos distintos e irradiar varias muestras al unísono, pero en este trabajo de tesis se
irradió una muestra por vez para minimizar las diferencias entre las geometrías de
irradiación. Sin embargo estas trece posiciones están siendo muy utilizadas para irradiar
varios polímetros y plásticos utilizados en otras investigaciones en progreso.
El material de la canasta es acrílico. El soporte del porta muestra también está
construido de acrílico y esta compuesto por 2 placas que también forman un ángulo de
20° fijadas a dos discos huecos. El porta muestra se fija en una posición de tal forma
que el centro del disco hueco coincida con el centro del flujo de neutrones.
Las muestras son introducidas y retiradas del porta muestra manualmente detrás del
blindaje biológico de la instalación experimental.
66
El subsistema de monitoreo está compuesto por 3 pequeñas cámaras de video fijadas en
el interior de la instalación experimental. Las cámaras de video están conectadas por
cables a un monitor de video situado en el exterior de la misma (detrás del blindaje
biológico). Con este sistema es posible visualizar remotamente la colocación y retirada
de las muestras en la posición de irradiación. La señal de video es transmitida en tiempo
real.
El subsistema de trasporte fue descrito en el capítulo anterior y existía antes de
comenzar este trabajo de tesis.
Una representación esquemática de una vista en 3D de la instalación experimental se
muestra en la Figura 14.
Fig. 14- Representación esquemática de una vista en 3D de la instalación experimental
(BH#3)
67
Se observa en la figura que la instalación experimental posee un blindaje de plomo en la
dirección del flujo para lograr las condiciones de protección radiológica que permitan la
presencia de personas alrededor de su vecindad exterior dentro de la sala de
experimentos del reactor cuando está abierto el canal de irradiación.
En la Figura 15 una vista frontal de la instalación experimental BH#3 del reactor
IEA-R1.
Fig. 15- Vista frontal de la instalación experimental BH#3 del reactor IEA-R1.
3.1.1- Operación del sistema
La operación del sistema experimental construido consiste en:
1. Insertar el tubo de polipropileno que contiene la muestra, dentro de la canasta de
acrílico.
2. Agarrar la canasta por medio de la garra mecánica. Halar la manigueta del
interruptor mecánico para abrir la garra y coger la canasta. Entonces, liberar la
68
manigueta del interruptor mecánico y la garra se cerrará automáticamente,
entonces se asegura la canasta.
3. Presionar el botón “salida” del sistema de transporte y el semi-tubo saldrá del la
cavidad interior del reactor.
4. Usando el sistema de roldada, el brazo mecánico con la garra se desliza por el
rail hasta que este alcanza el portador de la muestra en el semi-tubo de aluminio.
Una vez que llega a la posición de irradiación, la manigueta del interruptor
mecánico es halada. Esta abre la garra y la canasta es dejada en la posición de
irradiación
5. Se confirma a través del monitor que ha sido bien colocada la canasta
6. El brazo mecánico es halado hacia fuera de la instalación experimental con el
cable del sistema de roldada.
7. Accionar el botón de entrada del mando del sistema de transporte del semi-tubo
para que éste sea introducido en el canal radial.
Para retirar las muestras se realiza la operación inversa.
La operación del sistema es realizada detrás del blindaje biológico para la protección
radiológica del personal.
La construcción del sistema mecánico, del soporte y del porta muestra, fue realizada en
los talleres del Instituto de Física de la Universidad de São Paulo (IF-USP) y finalizada
en el año 2005.
El costo de los materiales empleados no superó los USD $ 1 000. Esta valoración
económica fue publicada por la autora en la Revista de Ingeniería Mecánica 13(2): pp.
39-48 del 2010.
69
3.1.2- Aspectos de Protección Radiológica
Durante la operación del sistema experimental construido desde la salida del semi-tubo
metálico de la cavidad interior del canal del reactor hasta la colocación de las muestras
en la posición de irradiación, se sigue una serie de pasos para asegurar la protección
radiológica del personal.
Las medidas de seguridad y protección radiológica del personal son las siguientes:
1. A través de los sistemas de dosimetría personal como son: la fílmica y la digital
se median las dosis absorbidas a que se estaba expuesto durante períodos
específicos de trabajo (semanal).
2. Se recibió un curso de capacitación en materia de Protección Radiológica
impartido por el Servicio de Protección Radiológica del IPEN.
3. Se efectuaron los exámenes médicos de cuerpo entero pre-ocupacional.
4. Un supervisor de protección radiológica con equipamiento portátil midió los
nuevos valores de tasa de dosis una vez abierto el canal y colocados los filtros y
verificó que los niveles de tasa de dosis de neutrones y de rayos gamma no
excedieran los límites permisibles de seguridad permitido, para que los
trabajadores pudieran acceder a la sala de experimentación del BH#3.
5. Un supervisor de protección radiológica con equipamiento portátil midió los
niveles de tasa de dosis de neutrones y rayos gamma y verificó que éstos fueran
lo suficientemente bajos para que otras actividades de investigación pudieran ser
realizadas en la sala de experimentos del reactor.
6. Antes de comenzar los experimentos en el BH#3 un supervisor de la protección
radiológica con equipamiento portátil del reactor medía las tasas de dosis en la
instalación experimental.
70
El resultado de todas estas pruebas significó la aprobación de la operación del sistema
experimental construido ya que cumplía con la norma ISO-9001:2000 “Operación del
reactor y servicios de irradiación” (Saxena, 2007).
3.1.3- Características generales del sistema construido
Las características del dispositivo construido son:
1. Es un diseño original.
2. Es mecánico.
3. Puede ser construido en cualquier taller convencional de mecánica debido a que
sus componentes son ligeros y típicos.
4. Fácil maniobrabilidad y sencillez en la ejecución de las operaciones, de
construcción simple.
5. No necesita mantenimiento, los principales componentes son sustituibles en un
tiempo relativamente breve, es posible tener un módulo replicado en reserva.
6. Bajo costo de fabricación, montaje e implementación.
7. Permite la irradiación de muestras por períodos largos de tiempo (horas, días)
con el reactor en operación.
8. Soporta cargas de hasta 500 g.
9. Permite el trabajo a distancia y de forma segura.
10. Posibilidad de controlar el tiempo de exposición.
La descripción de cada parte del sistema construido, la operación, así como las
características de este, la autora lo publicó en la Annals of Nuclear Energy(2011).
71
3.2- Sistema de formación del flujo
3.2.1- Modelación del canal de irradiación por Monte Carlo
Para la obtención del arreglo de filtros adecuados se requería modelar la instalación
experimental completa: el canal radial BH#3, el soporte y el porta muestras, junto con
el tubo de polipropileno que contenía la muestra. La modelación fue realizada mediante
el código MCNPX.
En las Figuras 16-18 se observan diferentes esquemas de las vistas (laterales, superiores
y frontales) correspondientes a la simulación realizada mediante el código MCNPX de
todo el canal.
Fig. 16- Vistas superiores del canal de irradiación, realizada desde la simulación con el
código MCNPX.
72
Fig. 17- Vistas frontales del canal de irradiación, soporte, porta muestras y el tubo de
polipropileno que contiene la muestra de ADN, realizadas desde la simulación con el
código MCNPX.
73
Fig. 18- Vistas laterales del canal de irradiación, soporte, porta muestras y el tubo de
polipropileno que contiene la muestra de ADN, construidas desde la simulación con el
código MCNPX.
En las figuras anteriores se observa como la simulación realizada mediante el código
MCNP, responde a las condiciones reales de la instalación experimental. Ver la Figura
13 donde se muestran las fotografías de dicha instalación experimental.
Se ilustra en la simulación geométrica todas las partes componentes del canal de
irradiación (reflectores, filtros y blindajes), el semi-tubo de aluminio que porta los
filtros y blindaje después de éstos, el soporte, porta muestras y el tubo de polipropileno
que contenía la molécula de ADN.
74
La simulación de todas los partes componentes del canal de irradiación fue realizada
con sus dimensiones reales y con todos su detalles geométricos.
3.2.2- Determinación de los materiales de filtros
En el año 2002 (Coelho, y otros, 2002), comenzaron los estudios de la determinación de
la configuración de los filtros adecuados para proveer las mejores características de la
relación neutrones/gamma (alto flujo de neutrones térmicos y epitérmicos con bajo flujo
de rayos gamma y de neutrones rápidos) en el canal BH#3. El juego de filtros inicial
propuesto fue de 47,9 cm de espesor de Aluminio en el soporte de filtros. Debido a que
con la utilización del aluminio como filtro en el canal de irradiación, la componente
gamma era considerable, fue necesario realizar un estudio del empleo de otros
materiales como filtros.
Como fue expuesto en los objetivos de este trabajo, no sólo había que construir un
dispositivo que permitiera la realización de los experimentos, sino que en el lugar de
irradiación había que garantizar que existiera un flujo de neutrones térmicos alto y baja
componente de radiación gamma y de neutrones rápidos. Para ello, se realiza el estudio
con diferentes materiales de filtros variando sus espesores.
La obtención de los materiales de filtros adecuados para el canal de irradiación se
realiza en base a la relación entre la intensidad del flujo de neutrones/ flujo de la
radiación gamma como una función de los espesores de los materiales de filtros.
Para este estudio, como fue expuesto en materiales y métodos fue empleado el código
basado en el método Monte Carlo, MCNPX.
Para el cálculo de la corriente de partículas que atraviesa una superficie del filtro fue
utilizada la salida f1 (partículas) del código de transporte Monte Carlo, MCNPX con su
respectiva tarjeta E para especificar los rangos de energía en MeV.
75
Los rangos de energía considerados fueron: térmico por debajo de la energía umbral del
Cd (0.55 eV), epitérmicos, entre 0.55 eV y 40 keV y rápidos, por encima de 40 keV,
como ya fue mencionado.
Para el cálculo de la fluencia de partículas que atraviesa una superficie del filtro por
unidad de área (partículas/cm2) fue utilizada la salida f2.
La biblioteca de datos usada para las secciones eficaces de los rayos gammas es la
MCPLIB (2000) y la ENDF6 (2000) para los neutrones.
Los valores del espectro de neutrones y gamma emitidos por la zona activa son
obtenidos a partir del código DOT 3.5 que es un código de cálculo de transporte de
ordenadas discretas en 2 dimensiones y la biblioteca de secciones eficaces multigrupo
fue generada con el sistema NJOY/AMPX II (Silva G, 2002).
Para crear la fuente del fichero de entrada al MCNPX, fue necesario hacer un programa
para convertir el formato de la fuente del DOT3.5 en el formato adecuado del MCNPX.
El programa fue realizado en el lenguaje de programación Borland Pascal sobre
plataforma Windows. El espectro del DOT viene distribuido por radio y energía, φ(r, E).
Son 22 grupos de energía para los neutrones y 18 grupos de energía para los rayos
gammas. Y para cada grupo de energía viene dada la distribución del flujo en 90
posiciones radiales.
Para obtener una buena estadística (error relativo < 10%) y un resultado confiable 2 100
millones de partículas incidentes con varios intervalos de energía fueron usados.
Los errores relativos del cálculo en todos los casos fueron menores del 10%.
La simulación fue realizada en una PC Pentium 4, 3GHz con 256 Mb de RAM, sobre el
sistema operativo Windows.
76
Los resultados de los cálculos se muestran en la Tabla 4. Diferentes combinaciones de
materiales de filtros fueron comparadas unas con otras para la selección de los
materiales apropiados para la irradiación de las muestras biológicas con un flujo de
neutrones de energía térmica alta.
Entre paréntesis se muestran los espesores de los filtros en cm. Entre corchetes se
muestran los materiales que se colocan en el soporte de filtros. El espesor máximo de
los filtros que se colocan en ese soporte no puede superar los 47,9 cm porque ésa es la
longitud de dicho soporte.
El material que aparece a continuación se coloca en el soporte de muestra, que son 4 cm
de Pb para blindar la radiación gamma y disminuir el fondo de ésta que es uno de los
objetivos planteados en la investigación. El orden de colocación de los filtros en el
soporte de filtros es en el que aparece en la tabla y la dirección es de la zona activa a la
muestra a irradiar.
Tabla 4- Corriente de partículas (partículas) que atraviesan la superficie de los filtros.
No. Material(espesor en cm) Jnt Jn
e Jnr Jγ
1 [Al(47,9cm)]+Pb(4 cm) 6,90E-07 2,18E-07 1,05E-07 2,82E-07 2 [Pb(17,9cm)]+Pb(4cm) 15,1E-07 3,56E-07 5,24E-07 5,34E-07 3 [C(17,9cm)]+Pb(4cm) 2,86E-07 0,65E-07 0,60E-07 2,21E-07 4 [Al(25cm)+C(22,8cm)]+Pb(4cm) 5,04E-07 1,22E-07 0,88E-07 2,69E-07 5 [Al(34cm)+C(13,8cm)]+Pb(4cm) 5,55E-07 1,18E-07 0,87E-07 2,77E-07 6 [C(1cm)+Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 13,2E-07 3,39E-07 4,73E-07 5,16E-07 7 [Al(1cm)+ Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 14,8E-07 3,60E-07 5,14E-07 5,62E-07 8 [sin filtro]+Pb(4cm) 67,0E-07 16,7E-07 26,3E-07 19,9E-07
donde:
Jnt, Jn
e, Jnr, Jγ: son las corrientes de neutrones térmicos, epitérmicos, rápidos y de
radiación gamma, respectivamente que atraviesan el material de filtro.
77
En la Tabla anterior se muestran los resultados de las diferentes componentes de la
corriente de neutrones, J (térmicos, epitérmicos y rápidos) y gamma para los diferentes
juegos de materiales y espesores de filtros estudiados.
Cuando se coloca el juego de materiales Al (Z=27) primero y a continuación C (Z=6) es
porque los materiales con más alto número atómico son más apropiados para frenar los
neutrones rápidos por dispersión inelástica y en los materiales con bajo número atómico
se producen grandes pérdidas de energía por dispersión elástica.
En la Figura 19 se comparan las diferentes componentes de la corriente de partículas (J)
que atraviesan la superficie del juego de filtros estudiados con mejores características
para la irradiación con un flujo mayoritariamente térmico.
1 2 3 4 5 6 7
2,0x10-7
4,0x10-7
6,0x10-7
8,0x10-7
1,0x10-6
1,2x10-6
1,4x10-6
1,6x10-6
J(par
tícul
as)
Materiales de filtro
Jn
térm
Jn
epitérm
Jn
ráp
Jγ
Fig. 19- Juego de filtros de mejores características para irradiar con un flujo
mayoritariamente de neutrones térmicos
78
Comparando el juego de materiales de filtro 6 con el 7 se observa que el Al es mejor
moderador que el C, sin embargo la componente de radiación gamma es mayor.
Al comparar el juego de materiales de filtro 8 con el 2, el 8 presenta valores de corriente
de neutrones mayor pero tiene el inconveniente de que también la corriente de radiación
gamma que atraviesa los materiales de filtro es grande.
En la Tabla 5 se muestran las relaciones de corriente de neutrones totales respecto a la
radiación gamma, donde Jn, representa la corriente de neutrones total que atraviesa la
superficie del juego de filtros estudiado.
Tabla 5- Relaciones de corriente (partículas) para determinar el juego de filtros de
mejores características óptimas, para irradiar con neutrones térmicos.
No. Filtros Jn/Jγ Jnt/Je Jn
t/Jnr Jn
t/Jγ
1 [Al(47,9cm)]+Pb(4 cm) 3,18 3,16 6,57 2,45 2 [Pb(17,9cm)]+Pb(4cm) 4,48 4,24 2,88 2,83 3 [C(17,9cm)]+Pb(4cm) 1,86 4,40 4,77 1,29 4 [Al(25cm)+C(22,8cm)]+Pb(4cm) 2,65 4,13 5,73 1,87 5 [Al(34cm)+C(13,8cm)]+Pb(4cm) 2,74 4,70 6,38 2,00 6 [C(1cm)+Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 4,14 4,01 2,80 2,55 7 [Al(1cm)+ Pb(16,8cm)]+Pb(4cm) 4,18 4,11 2,88 2,63 8 [sin filtro]+Pb(4cm) 5,52 4,01 2,54 3,36
En la Figura 20, se comparan las componentes de la fluencia de partículas (F) con y sin
filtro de Pb. En la figura se presentan además, las componentes de la fluencia en por
ciento para los casos: filtro de Pb (seleccionado), filtro de Al (propuesto antes de este
trabajo de tesis) y sin filtro. En dicha figura, el rango de energía de los neutrones
térmicos es para E < 0.55 eV, epitérmicos para 0.55 eV < E < 40 keV y rápidos para
E > 40 keV y se presenta la contribución de la radiación gamma (inducidas por los
neutrones y las primarias del reactor) al flujo mixto, para todos los casos.
79
Pb Al sin filtro0
102030405060708090
100
%
Filtros
Fntérm
Fnepitérm
Fnráp
Fγ
inducidas
Fγ
primarias
Fig. 20- Comparación de las componentes de fluencia de partículas en función de los
materiales de filtro y en ausencia del mismo.
En la Figura 21 se muestran los por cientos de fluencia de neutrones y de radiación
gamma que atraviesan los tres juegos de filtros anteriormente mencionados.
Pb Al sin filtro0
102030405060708090
100
%
Flujos
Fn F
γ
Fig. 21- Fluencia de neutrones y de rayos gammas, en función de los materiales de filtro
y en ausencia del mismo.
80
En las Figuras 20, 21 y en la Tabla 5, se observa que para el caso del filtro de Pb, se
obtienen los mejores valores de las relaciones de fluencia de neutrones térmicos
respecto a las componentes de partículas indeseables en el flujo.
Está claro que el proceso de moderación es mucho menos eficiente en los materiales de
alto número atómico que empleando materiales ligeros; pero en éstos materiales como
el Pb, se alcanza una reducción del fondo gamma, considerable. En el Pb para los
neutrones que emergen con energías cercanas a 2 MeV (energía media de los neutrones
de fisión) la sección eficaz microscópica de dispersión elástica (σn,n) es alta y la
dispersión elástica es el proceso más importante de termalización de los neutrones.
Como resultado del choque del neutrón incidente con el núcleo blanco, se obtiene un
neutrón menos energético que puede continuar chocando. Como el Pb es un material
pesado al colisionar un neutrón, la pérdida de energía es muy pequeña por lo que se
necesitan muchas colisiones.
Se observa además que la componente gamma es mayor, en el caso del filtro propuesto
antes de este estudio(Al) (Figura 21).
En la Figura 22 se muestran los por cientos de fluencia de radiación de gammas
primarias y secundarias o inducidas que atraviesan los dos juegos de filtros siguientes:
antes y después de esta investigación. En la Figura 23 se observan las secciones eficaces
de absorción elástica (n, n) del Pb y el Al en función de la energía del neutrón incidente
realizada con el MCNP.
81
Pb Al05
10152025303540455055
%
Filtros
Fγ
inducidas
Fγ primarias
Fig. 22- Fluencia de neutrones y de rayos gammas, en función de los materiales de
filtro.
Fig. 23–Secciones eficaces de dispersión elástica(n, n) del Al y el Pb en función de la
energía del neutrón realizada con el MCNP.
82
En la Figura 24 se observa las secciones eficaces de captura radiactiva(n, γ) del Pb y el
Al en función de la energía del neutrón incidente realizada con el MCNP.
Fig. 24- Secciones eficaces de captura radiactiva(n, γ) para el Al y el Pb en función de la
energía del neutrón realizada con el MCNP.
Se observa que la secciones eficaz de dispersión elástica (n, n) del Pb es mayor que para
el Al, esto explica por qué la componente de neutrones es mayor en el Pb (Figura 23).
Se observa como la secciones de captura radiactiva(n, γ) para el Al es mayor que para el
Pb, esto explica por qué la componente de radiación gamma es mayor para el caso del
Al (Figura 24).
Comparando el material de filtro propuesta anteriormente (Al) con la seleccionada (Pb)
en base al estudio realizado, se observa que, se obtienen mejores características en el
flujo para el caso del Pb. Con la nueva configuración de filtros en el canal radial BH#3
83
se reduce en un 47% la componente gamma del flujo respecto a cuando el canal no tenía
presencia de filtros.
En el caso del empleo de Aluminio como material de filtro, en forma de cilindro con
47,9 cm de longitud y diámetro de 12,6 cm en el soporte de filtros, se había obtenido
como características del flujo las siguientes:
1. Relación flujo de neutrones térmicos respecto al flujo de neutrones
epitérmicos son menores (Φnt /Φn
e = 12,2), y la
2. Relación del flujo de neutrones térmicos respecto al flujo de neutrones
rápidos (Φnt /Φn
r = 3,7) (Coelho y otros, 2002).
En el caso del empleo de Plomo como material de filtro, en forma de cilindro con 17,9
cm de longitud y diámetro de 12,6 cm en el soporte de filtros los resultados del cálculo
arrojaron:
1. Relación de Φnt /Φn
e=41 y Φnt /Φn
r=25.
2. Flujo de neutrones térmicos igual a 0,6x108 n/ cm2 s.
3. Relación J/φ=0,76.
Los valores alcanzados para el caso del material de filtro seleccionado, como adecuado
(Pb), la relación de Φnt /Φn
e y la relación Φnt /Φn
r sugieren mejores características
del flujo de neutrones del canal de irradiación que para el caso del Al.
El flujo de neutrones térmicos en esta instalación experimental fue confirmado a ser
1,39x108 n/ cm2 s con las mediciones realizadas con láminas de activación de Au
cubiertas y desnudas con Cd (Muniz, 2006).
84
3.3- Cálculo de la dosis absorbida
Al igual, que el flujo de neutrones térmicos, la tasa de dosis de neutrones y rayos
gamma fue calculada usando el código de Monte Carlo MCNPX, y fueron comparadas
con los datos experimentales.
3.3.1- Resultados del cálculo de la dosis absorbida con el MCNPX
Las dosis total que recibe un material biológico irradiado, consiste de la suma de la
dosis de neutrones (térmicos, epitérmicos y rápidos) y de los rayos gamma.
En la modelación del transporte de neutrones y rayos gammas se tuvo en cuenta:
• la interacción de los neutrones con los diferentes materiales del canal de
irradiación,
• las componentes gammas que aparecen en el canal producto de las reacciones
(n,γ) y (n,n′), y
• las interacciones de los neutrones y los rayos gamma con la muestra a irradiar.
Para tener en cuenta no sólo a los neutrones, sino a los rayos gammas incidentes y a los
rayos gammas inducidas en la muestra biológica, se requirieron de 2 ejecuciones
independientes del MCNPX:
Como se explica en el epígrafe 2.4, la dosis absorbida es posible calcularla mediante el
código MCNPX a partir de las salidas f4, f5, f6 y f8.
En este trabajo, para el cálculo de la dosis absorbida por la muestra en la posición de
irradiación se utilizó la salida f5, que da el flujo para un detector puntual
85
(partículas/cm2), para acelerar los cálculos y porque el detector no se encuentra en una
zona moderadora.
La salida f5 fue multiplicada por los factores de conversión de flujo a dosis equivalente
(H) de la ANSI/ANS-6.1.1-1977, para la radiación gamma y neutrónica, que fueron
introducidos con las tarjetas DE/DF. Como hay que convertirlo a dosis absorbida (D) se
divide por el factor de calidad (Q).
Se usó la interpolación lineal-lineal (Energía-Factores de Conversión).
Asumimos que la aproximación KERMA es válida, porque se cumplen las siguientes
condiciones:
• El Equilibrio de Partículas Cargadas (en inglés, CPE) porque al utilizar el modo
p se ignora el transporte de los electrones secundarios y la energía de estos
electrones es asumida como depositada en el lugar donde se originan,
• Las pérdidas radiactivas en el medio son despreciables, por ser las partículas
incidentes de baja energía y el medio es de bajo Z.
Como en este estudio, fueron irradiados plasmidios de ADN en solución acuosa, fue
asumido el medio acuoso dentro del contenedor de polipropileno de 2 mm de diámetro
(tubo Eppendorf, 0.5 ml).
Considerar como blanco en la simulación un medio acuoso no es incorrecto, pues el
agua representa el 80% de la célula y el resto es sustancia seca (proteínas, ácidos
nucleicos (ADN, ARN), grasas, hidratos de carbonos).
En la simulación se asumió una fuente distribuida en la superficie del reflector.
La distancia del detector (blanco) a la fuente (reactor) fue de 237 cm.
86
En la Tabla 6 se reportan los valores de los resultados de las salidas junto al error
relativo obtenido en la simulación y el tiempo de CPU requerido en una PC Pentium 4,
3GHz con 256 Mb de RAM, sobre el sistema operativo Windows.
El empleo de la salida f4 implicó tiempos de cálculo muy grandes (Tabla 6). En
cambio, empleando la salida f5, para el cual se recomienda errores relativos menores
que el 5%, se garantiza tiempo de cómputo mucho menores.
La selección de la salida usada, se basó en la comparación de los resultados obtenidos
con las salidas f4 y f5.
Tabla 6 -Resultados de las salidas.
salida φn(n/cm2) φγs(γ/ cm2) φγ
p(γ/ cm2) historias CPU f4 2,07E-08±4,6% 5,593E-09
±23,05% 4,7656E-09 ±74,52%
2000E06 10 d
f5 1,72E-08±5,1% 7,50E-09±3,8% 6,31E-09±5,3% 100E06 6,3 h
Con la salida f6 los tiempos de cálculo fueron extremadamente largos sin alcanzar el
nivel de precisión requerido.
Con el salida f4 a pesar de usar un número de partículas iniciadoras de la fuente
superior a 109 no se alcanzó buena precisión para todos y se consumió tiempos
extremadamente largos (Tabla 6). Por tal motivo, se decidió usar la salida f5 para
acelerar los cálculos y porque no es una zona moderadora el lugar donde se coloca la
muestra.
Los errores no sobrepasan el 5% en el caso del uso de la salida f5. Las salidas f4 y f5 no
mostraron significativa diferencia para el caso de la fluencia de neutrones.
Los resultados brindados por el MCNPX relativos a la fluencia en una región
determinada, representan el número de partículas por centímetro cuadrado por historia
de partículas creada en la fuente. Para obtener el valor de flujo real (partículas/cm2s), se
87
multiplicó por el valor de intensidad de la fuente (en partículas por segundo) que se
origina del reactor.
El código MCNP permite que un mismo caso pueda ser ejecutado incrementando el
número de historias utilizando la opción CONTINUE. Para las corridas se utilizó esta
opción cuando el número de historias utilizado no alcanzó una buena estadística.
La intensidad de la fuente calculada a partir del DOT 3.5, fue el resultado de la
sumatoria de la multiplicación de la distribución del φ(E), para cada radio, por el área de
la fuente, y el resultado se muestra a continuación:
Sn=6,41E15 n/s Sγ =8,16E15 γ/s
Estos valores son para cuando el reactor opera a 3,5 MW de potencia.
El flujo real de partículas fue determinado como:
φnreal(n/cm2 s) =salidaf5 (1/cm2) * Sn (n/s)
φγs real(n/cm2 s) =salidaf5 (1/cm2) * Sn (n/s)
φγpreal(γ/ cm2 s) =salidaf5 (1/cm2 ) * Sγ (γ/s)
La dosis absorbida total se calculó como:
D= D n +D γs+ D γp
donde:
D n: es la dosis total de neutrones (térmicos, epitérmicos y rápidos)
D γs: es la dosis de los rayos gammas secundarias
D γp: es la dosis de los rayos gammas primarias
Las interacciones de los neutrones en la muestra ocurren en el rango de energías
térmicas a través de las reacciones de captura 1H(n,γ)2H y en el rango epitérmico-
88
rápido a través de la reacción de dispersión elástica(n, n) con los núcleos de hidrógeno
1H(n, n) p.
La dosis de neutrones térmicos es debida a las reacciones de captura producidas en la
muestra, 1H(n,γ)2H y en los materiales del canal de irradiación.
La dosis de neutrones epitérmicos y rápidos es fundamentalmente debida a los protones
de retroceso producidos en el hidrógeno en la reacción 1H(n, n) p, para energías altas del
neutrón (> 10 keV) en la muestra y a la que ocurre en los materiales del canal de
irradiación.
La dosis gamma es la combinación de los rayos gamma que acompañan el flujo de
neutrones y los rayos gamma inducidos en el hidrógeno contenido en la muestra. El
hidrógeno presente en la muestra absorbe neutrones térmicos por medio de la reacción
de captura 1H(n, γ) 2H y emite rayos gamma de 2.2 MeV.
Se obtuvo la tasa de dosis multiplicando el resultado de las salidas por el número de
partículas emitidas por la fuente y el factor FC:
Dn(Gy/h)= salida f5(1/cm2)* Sn (n/s)*FC(Gy / h /n/cm2s)
D γs (Gy/h)= salida f5 (1/cm2)* Sn (n/s)*FC(Gy / h /n/cm2s)
D γp (Gy/h)= salida f5 (1/cm2)* Sγ(γ/s) *FC(Gy / h /n/cm2s)
donde:
FC: es el factor de conversión de flujo a dosis, y sus valores en función de la energía
fueron introducidos mediante las tarjetas DE/DF.
El método experimental usado para la verificación de los resultados de la simulación
matemática fue el uso de la combinación de los detectores TLD-600 y TLD-700, como
fue explicado en el capítulo anterior.
89
A continuación, en la Tabla 7, se muestra la comparación entre los resultados de las
tasas dosis medidas y calculadas, tanto para neutrones, como para los rayos gammas.
La tasa de dosis de neutrones resultó ser de 2,75±6% Gy/h y la de la radiación gamma
1,28±9% Gy/h en la configuración 3 del reactor.
Tabla 7- Comparación de los resultados de las mediciones de las dosis de neutrones y
gammas (Potencia del reactor=3,5 MW).
D(Gy/h) Experimental (TLDs)
Calculada MCNPX (salida f5)
Diferencia relativa TLD-MCNPX (%)
Dn 2,90±0,09 2,75(0,06) 5 Dγ 1,75 ±0,22 1,28(0,09) 26
Los resultados de la comparación muestran que las tasas de dosis medidas y
calculadas de neutrones presentan una buena concordancia (5 %), esto indica que los
parámetros de la simulación usados (geometría, salidas, materiales) en el código son
correctos.
Sin embargo diferencias del 26% fueron encontradas entre las tasas de dosis medidas y
calculadas de rayos gammas.
La validación de los resultados de la modelación realizada respecto a las dosis
experimentales sólo se reporta para la configuración 3 del reactor, puesto que como se
analizará en el siguiente epígrafe las fuentes de incertidumbres asociadas serán las
mismas para cada configuración del reactor.
3.3.2- Incertidumbres en la simulación por Monte Carlo
Las principales causas de las incertidumbres se nombran a continuación:
90
1. El volumen de detección es muy pequeño y difiere de los maniquíes usados para el
cálculo de los factores de conversión de fluencia a dosis.
Las dimensiones del blanco son muy pequeñas ya que la muestra (25µl de solución de
ADN) es colocada en un tubo de polipropileno, marca Eppendorf de 5 ml y 2mm de
diámetro (ICRP-74; ICRU Report 57).
2. El factor de calibración usado para la medición de las dosis gamma con los
detectores termoluminiscentes TLDs-700
Para el proceso de calibración de los mismos usaron una fuente monoenergética de
Co-60 lo cual no es apropiado para el campo de radiación mixta del reactor que tiene un
espectro amplio de gammas.
La muestra se encontraba entre los filtros del Plomo y un blindaje de Plomo al final,
pero los detectores termoluminiscentes TLDs-700 son sensibles a los rayos X del
mismo. Los rayos X del Plomo excitados por la radiación gamma y los neutrones son
del orden de decenas de keV (84,9 y 74,2 keV) y los TLDs-700 son sensibles en ese
rango de energía.
3. En el canal de irradiación hay una gran componente gamma debido a que el Al es un
material componente del canal de irradiación y se produce la reacción 27Al(n,γ) 28Al.
El código MCNP no incluye el transporte de los rayos gamma debidos a la
desintegración radiactiva de los productos de activación, en este caso del 28Al (T1/2=2,45
min) y la emisión instantánea de la gamma de 1,77 MeV. Sin embargo, la mayoría de la
radiación gamma es producida en el blanco, fundamentalmente por la reacción de
captura en el átomo de hidrógeno.
91
El código MCNPX, tampoco incluye el transporte de las gammas originadas de la fisión
retardada, ni las gammas de la desintegración de los productos de la fisión.
4. La fuente gamma se obtuvo a partir de la simulación con el código de transporte de
ordenadas discretas DOT 3.5, en vez de ser medido experimentalmente a la salida
del canal de irradiación.
Este análisis la autora lo publicó en la Transactions of the American Nuclear Society
102, pp. 473-474, 2010.
3.4- Resultados de la irradiación de muestras biológicas
3.4.1- Daño inducido en el ADN con el flujo de neutrones obtenido
Para probar la validez del dispositivo construido en cuanto a su multipropósito y
realización de experimentos radiobiológicos, se podría haber escogido otro método,
pero este trabajo de tesis se insertó en un proyecto de investigación que se propuso
estudiar el efecto inducido por un flujo de neutrones térmicos en la molécula de ADN.
Se evalúa el daño basado en los rendimientos de formación de roturas simples (GSSB) y
dobles (GDSB) en la cadena de ADN como fue expresado en el capítulo anterior.
El método utilizado para la determinación de las roturas fue la electroforesis en gel de
agarosa y la cuantificación de cada forma de la molécula de ADN detectada fue
realizada con el programa GelAnalis como fue expresado en el capítulo anterior.
La distribución de las formas de ADN en función de la dosis, están directamente
relacionada con la generación de SSB y DSB dentro de la población de plasmidios.
Para obtener el rendimiento de roturas simples y dobles en la molécula de ADN, es
necesario realizar el ajuste de las fracciones relativas de las formas superenrollada(S) y
92
lineal (L) del plasmidio en función de la dosis, para determinar la pendiente de dicha
curva como fue expresado en el capítulo anterior. De las curvas de ajuste es posible
determinar las pendientes(λssb y λdsb) y a partir de ellas calcular los GSSB y GDSB
respectivamente.
En la Figura 25 se muestra la fotografía de los geles corridos para las muestras de ADN
irradiadas con un flujo de neutrones predominantemente de energías térmicas para las
diferentes configuraciones del reactor en ausencia de capturador de radicales libres.
93
0 2 4 11 17 25,5 34 42 Dosis (Gy)
0 4,7 6,2 10,9 18,6 31,0 46,5 Dosis (Gy)
0 1,0 1,6 2,1 3,1 8,3 12,5 Dosis (Gy)
Fig. 25- Imágenes de las fotografías de los geles de las muestras con 88 ng/µL de
disolución de ADN, sin capturador de radicales libres irradiadas en el flujo mixto del
canal BH#3 del reactor IEA-R1. Las bandas claras representan las diferentes formas,
circular(C), lineal (L) y superenrollada(S) en que es separada la molécula de ADN para
cada dosis de radiación aplicada.
C: Circular L: linear S: Superenrrollada
C L S
C
L
S
C L S
94
En la Tabla 8 que se muestra a continuación se exponen las características
fundamentales de las configuraciones del núcleo del reactor que varió varias veces
producto de las recargas del combustible nuclear: el arreglo de filtros que la componen,
la potencia a que se encuentra operando y las dosis medidas en la posición de
irradiación para cada una.
Tabla 8- Características fundamentales de las configuraciones del reactor usadas en la
irradiación de las muestras de ADN producto de las recargas del combustible nuclear.
Configuración Filtros Potencia del reactor (MW)
Dn (Gy/h)
Dγ (Gy/h) D total (Gy/h)
1 Pb 2 2,52 3,07 5,6 2 sin filtros 2 58 35 93 3 Pb 3,5 2,9 1,75 3,87
La cuantificación de los geles de las muestras con 88 ng/µL de disolución de ADN, sin
capturador de radicales libres para cada tipo de configuración es mostrada en la Figura
26.
95
0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 220,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
0 10 20 30 400,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 120,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
Frac
ción
Dosis(Gy)
S L C
Fig. 26- Resultados de la cuantificación de los geles de las muestras con 88 ng/µL de
disolución de ADN, sin capturador de radicales libres.
C: Circular L: linear S: Superenrrollado
96
Fue posible apreciar que a medida que aumenta la dosis, la molécula de ADN en su
forma superenrollada, que representa la parte no dañada, va disminuyendo producto de
que se están produciendo roturas en la moléculas de ADN. Al mismo tiempo están
aumentando la forma circular porque se están produciendo roturas simples (S→C) hasta
que comienza a disminuir producto de que se están produciendo roturas dobles. Esto
hace que la fracción de lineal comienza a aumentar (C→L). El ADN superenrollado(S)
constituye el plasmidio no dañado, el circular resulta de una rotura simple (SSB) y el
lineal resulta de las roturas dobles (DSB) (Figura 26).
Como esta investigación se realizó durante un período largo de tiempo (5 años), debido
al proceso recarga del reactor, algunos de los experimentos presentaron relativamente
pocos puntos, lo cual no permitía realizar un buen ajuste a los datos experimentales de
las fracciones de las diferentes formas de ADN. Por esta causa, se realizó un análisis de
Regresión Lineal Múltiple (RLM) (Montgomery y otros, 2002) para tener en cuenta no
sólo la dosis que recibió la molécula de ADN como variable independiente (x) sino
también la recarga que en éste caso es una variable cualitativa y de esta forma poder
juntar los datos de las tres recargas del reactor nuclear y posteriormente realizar el
ajuste.
Fue relacionada la variación de las fracciones de molécula de ADN (y) en función de la
dosis de radiación(x1) con el tipo de recarga del reactor nuclear a que está sometida la
molécula de ADN. La segunda variable regresora, el tipo de recarga, es cualitativa y
posee 3 niveles (los tipos A, B y C de recarga)
97
En general, una variable cualitativa con a niveles se representa con (a-1) variables
indicadoras, y cada una asume los valores 0 y 1. Entonces, los niveles de las variables
indicadoras son:
x2 x3 1 0 Si es la recarga del tipo A 0 1 Si es la recarga del tipo B 0 0 Si es la recarga del tipo C
Se considera la siguiente relación:
y=f(x1, x2, x3) (5)
Y el modelo de regresión lineal múltiple resultante es:
y = β0+β1x1++β2x2+β3x3+ε (6)
donde:
β: son los coeficientes de regresión que se necesita estimar,
xi: las variables independientes, y
ε: es el error debido a la aproximación lineal
Luego, los datos experimentales del ln S (variable y) para cada dosis de radiación de las
tres recargas del reactor nuclear se muestran en la Tabla 9.
98
Tabla 9.- Datos experimentales del ln S para cada dosis de radiación.
Observaciones y (ln S)
x1 Dosis(Gy)
Tipo de recarga
1 -0,16 0 A 2 -0,43 1,4 A 3 -0,67 2,8 A 4 -1,90 7,5 A 5 -2,66 11,2 A 6 -0,05 0 B 7 -0,80 4,65 B 8 -1,90 6,2 B 9 -0,17 0 B
10 -0,54 1 C 11 -0,71 1,6 C 12 -0,91 2,1 C 13 -1,11 3,1 C 14 -2,66 8,3 C 15 -3,91 12,5 C
La estimación de los coeficientes de una regresión múltiple es un cálculo bastante
complicado y laborioso, por lo que se requiere del empleo de programas de
computación especializados. Los coeficientes fueron estimados por el método de los
mínimos cuadrados utilizando el programa estadístico SPSS v 11.5 (2002).
Los resultados estimados para el ln S fueron los siguientes:
ln S = -0,335845 - 0,267725*Dosis + 0,397422*x2 + 0,388479*x3 (7)
Obviamente la pendiente resultó ser negativa porque a medida que aumenta la dosis de
radiación que recibe la molécula de ADN la fracción de superenrollado (S) va
disminuyendo debido a que se están produciendo roturas simples en la molécula.
99
Ahora, a partir del coeficiente de determinación (coeficiente R cuadrado) y la prueba F
de Fisher se juzga la bondad de ajuste del modelo y con la prueba t de Student se puede
saber si las variables independientes son significativas para el modelo (Tabla 10).
Tabla 10- Estadísticas del resumen para el modelo de regresión para la fracción S.
Resumen del modelo
,986a ,972 ,965 ,21177Modelo1
R R cuadradoR cuadradocorregida
Error típ. de laestimación
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
ANOVAb
17,318 3 5,773 128,716 ,000a
,493 11 ,04517,811 14
RegresiónResidualTotal
Modelo1
Suma decuadrados gl
Mediacuadrática F Sig.
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
Variable dependiente: Sb.
Coeficientesa
-,336 ,098 -3,425 ,006 -,552 -,120-,268 ,014 -,973 -19,310 ,000 -,298 -,237,397 ,124 ,172 3,200 ,008 ,124 ,671,388 ,146 ,143 2,656 ,022 ,067 ,710
(Constante)DOSISX2X3
Modelo1
B Error típ.
Coeficientes noestandarizados
Beta
Coeficientesestandarizad
os
t Sig. Límite inferiorLímite
superior
Intervalo de confianza paraB al 95%
Variable dependiente: Sa.
De la estadística R cuadrado ajustado se muestra que el modelo como está ajustado
explica en un 96,5% la variabilidad en la y (ln S). Tiene un alto grado de poder
explicativo.
100
Del análisis de varianza (ANOVA) realizado al modelo se obtiene que el valor F tiene
un valor p muy pequeño (p< 0,01), en este caso al rechazar Ho se concluye que hay
evidencia suficiente para afirmar que las xi están relacionadas con la y para un nivel de
confianza del 99%, es decir hay una relación significativa entre la variables del modelo.
Por lo tanto, este resultado permitió trabajar el modelo considerando todos los puntos
como se plantea en la Tabla 10.
Como en la estadística t para los coeficientes β1, β2 y β3 tienen valores de p <0,05, se
llegó a la conclusión que los regresores, x1(dosis), x2 y x3(tipo de recarga) si contribuyen
al modelo. Físicamente, esto fue posible explicarlo porque como la muestra estaba en un
medio acuosa, el efecto indirecto es el que predomina, que es el responsable de la
producción de roturas simples en la molécula de ADN. Las SSB se deben
fundamentalmente a la componente gamma del flujo que es mayoritariamente de
energías térmicas.
Luego, fue posible juntar todos los datos por existir una relación significativa entre la
fracción superenrollada(S) de la molécula de ADN, los tipos de recargas y la dosis,
entonces se determinó la pendiente de la curva (λssb) del modelo final que en este caso
quedaría y=a+bx , donde y=ln S y x la dosis, lo cual permite calcular el rendimiento
GSSB que es el objetivo final.
Los resultados de este modelo aparecen en la Figura 27 donde el ajuste del modelo final
fue realizado por el método de los mínimos cuadrados empleando el programa Origin
v. 6.0 (2006). Se observa que el ajuste fue bueno pues el coeficiente de determinación
que en el caso de la regresión simple coincide con el coeficiente de correlación R está
muy cercano a 1 y su desviación típica es aceptable en relación al valor central.
101
0 2 4 6 8 10 12 14
-4,0
-3,5
-3,0
-2,5
-2,0
-1,5
-1,0
-0,5
0,0
0,5
Y = A + B * X
Parameter Value Error------------------------------------------------------------A -0,12888 0,10754B -0,26699 0,01873------------------------------------------------------------
R SD N P------------------------------------------------------0,96946 0,28725 15 <0.0001
ln S
Dosis(Gy)
Fig. 27- Ajuste del ln S en función de la dosis para las muestras con 88 ng/µL de
disolución irradiadas en el campo mixto del reactor IEA-R1 del IPEN.
De igual manera se procede para la determinación del rendimiento GDSB.
Los datos experimentales de las fracciones L (variable y) para cada dosis de radiación
de las tres recargas del reactor nuclear se muestra en la Tabla 11.
Tabla 11.- Datos experimentales de las fracciones L para cada dosis de radiación.
Observaciones y (fracción L)
x1 Dosis(Gy)
Tipo de recarga
1 0 2,8 A 2 0,05 7,5 A 3 0,07 11,2 A 4 0,27 22,4 A 5 0 6,2 B 6 0,06 10,85 B 7 0,15 18,6 B 8 0,31 31 B 9 0,47 46,5 B
10 0 3,1 C 11 0,04 8,3 C 12 0,08 12,5 C
Los resultados estimados fueron los siguientes:
102
L = -0,0554887 + 0,011986*Dosis + 0,021442*x2 - 0,0177552*x3 (8)
Obviamente la pendiente resultó ser positiva porque a medida que aumenta la dosis de
radiación que recibe la molécula de ADN la fracción de lineal (L) va aumentando
debido a que se están produciendo roturas dobles en la molécula.
Una vez que se obtuvieron las estimaciones de los coeficientes de la regresión, se hizo
uso de las pruebas estadísticas para juzgar la bondad de ajuste del modelo. Con la
prueba t de Student se pudo saber si las variables independientes (dosis y tipo de
recarga) son significativas para el modelo (Tabla 12).
Tabla 12- Estadísticas del resumen para el modelo de regresión para la fracción L.
Resumen del modelo
,994a ,987 ,982 ,01973Modelo1
R R cuadradoR cuadradocorregida
Error típ. de laestimación
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
ANOVAb
,241 3 ,080 206,120 ,000a
,003 8 ,000,244 11
RegresiónResidualTotal
Modelo1
Suma decuadrados gl
Mediacuadrática F Sig.
Variables predictoras: (Constante), X3, DOSIS, X2a.
Variable dependiente: LINEALb.
Coeficientes a
-,055 ,012 -4,553 ,002 -,084 -,027,012 ,001 1,036 22,057 ,000 ,011 ,013,021 ,015 ,071 1,414 ,195 -,014 ,056
-,018 ,016 -,061 -1,078 ,312 -,056 ,020
(Constante)DOSISX2X3
Modelo1
B Error típ.
Coeficientes noestandarizados
Beta
Coeficientesestandarizad
os
t Sig. Límite inferiorLímite
superior
Intervalo de confianza paraB al 95%
Variable dependiente: LINEALa.
103
De la estadística R cuadrado ajustado se mostró que el modelo como está ajustado
explica en un 98,2% la variabilidad en la y (fracción L). Tiene un alto grado de poder
explicativo.
Del análisis de varianza realizado al modelo se obtuvo que el valor F tiene un valor p
muy pequeño (p< 0,01), en este caso al rechazar Ho se concluyó que hay evidencia
suficiente para afirmar que las xi (dosis y tipo de recarga) están relacionadas con la y
(fracción L) para un nivel de confianza del 99%, es decir hay una relación significativa
entre la variables del modelo. Por lo tanto, este resultado permitió trabajar el modelo
considerando todos los puntos como se plantea en la Tabla 11.
La R cuadrado ajustada y la F significativa dieron una medida de la bondad de ajuste
del modelo. También como era importante conocer si la variable dependiente y estaba
realmente relacionada con las xi. En otras palabras, se necesitaba conocer si todos o
algunos de los regresores eran no significativos.
Como en la estadística t para los coeficientes β2 y β3 tienen valores p ≥ 0,10, se llega a
la conclusión que los regresores, x2 y x3(tipo de recarga) no contribuyen al modelo. Sin
embargo, para β1 resultó ser significativa (p<0,01) por lo que la variable regresora x1
(dosis) si contribuye al modelo. Físicamente, es lógico, que el tipo de recarga no sea
significativo para la producción de roturas dobles (fracción lineal) en la molécula de
ADN, pues como la muestra estaba en medio acuoso, el efecto indirecto es el que
predomina, que es el responsable de la producción de roturas simples en la molécula de
ADN. Además, como el flujo es mayoritariamente de energías térmicas la reacción que
se produce es de captura radiactiva (n,γ) con los elementos de la muestra, en particular
el hidrógeno y los rayos gammas como son partículas de bajo LET el efecto que
predomina es el indirecto, es decir la formación de SSB y no de DSB.
104
También, fue posible juntar todos los datos por existir una relación significativa entre la
fracción lineal (L) de la molécula de ADN y la dosis, entonces se determinó la
pendiente de la curva (λdsb) del modelo final que en este caso quedaría y=a+bx , donde
y=L y x la dosis, lo cual permite calcular el rendimiento GDSB que es el objetivo final.
Los resultados de este modelo aparecen en la Figura 28 donde el ajuste del modelo final
fue realizado por el método de los mínimos cuadrados empleando el programa Origin
v. 6.0 (2006). Se observa que el ajuste fue bueno pues el coeficiente de determinación
está muy cercano a 1 que en el caso de la regresión simple coincide con el coeficiente
de correlación R y su desviación típica es aceptable en relación al valor central.
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 500,0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
Y = A + B * X
Parameter Value Error----------------------------------------------A -0,04728 0,01113B 0,01143 5,71628E-4----------------------------------------------
R SD N P------------------------------------------------0,98771 0,02441 12 <0.0001
fracc
ión
L
Dosis(Gy)
Fig. 28- Ajuste de las fracciones lineal en función de la dosis para las muestras de 88
ng/µL de disolución de ADN irradiadas en el campo mixto del reactor IEA-R1 del
IPEN.
105
En la Tabla 13 se presentan los valores experimentales (pendientes de las curvas de
ajuste de las fracciones de moléculas de ADN, la superenrrollada) y calculados
(rendimientos de roturas simples en la cadena de ADN).
Tabla 13- Valores experimentales y calculados.
En la Tabla 14 se presentan los valores experimentales (pendientes de las curvas de
ajuste de las fracciones de moléculas de ADN, la lineal) y calculados (rendimientos de
roturas dobles en la cadena de ADN).
Tabla 14- Valores experimentales y calculados.
λD (Gy-1) GDSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 0,01143 5,94E-09
3.4.2- Análisis estadístico de los resultados experimentales
El objetivo del presente epígrafe es brindar junto con los resultados de los rendimientos
de roturas simples y dobles, la indicación de la calidad de los mismos en forma de
incertidumbre asociada y nivel de confianza.
Cuando se tiene que y=f(x1, x2….)=f(xi), es una función de una o varias variables, la
incertidumbre combinada típica es la incertidumbre del resultado de una medida cuando
el mismo se obtiene a partir de valores de varias cantidades.
λS (Gy-1) GSSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 0,02669 1,28E-07
106
En nuestro caso se tiene que G=f(λ), asumiendo errores independientes, la
incertidumbre total de G, se puede estimar a partir de:
( ) ( )λuλG=GuC
22
2 ⎟⎠⎞
⎜⎝⎛
∂∂
(9)
donde u(λ) es la incertidumbre típica y uC(G) se denomina incertidumbre combinada
típica de la estimación G(Guía EURACHEM, 2000).
Resolviendo la derivada parcial de la ecuación 3 y 4 obtenemos:
( ) ( )λu)(pb
=GuC 6501
∗ (10)
Se obtiene la incertidumbre expandida multiplicando la incertidumbre típica combinada
por un factor de cobertura. La incertidumbre expandida (Guía EURACHEM, 2000), es
la cantidad que define el intervalo de una serie de medidas, en el cual los valores pueden
razonablemente atribuirse al parámetro medido con un nivel de confianza. Se calcula
según:
U=k*uc (11)
donde: U es la incertidumbre expandida y k es un factor de cobertura.
El valor del factor de cobertura es el valor de la distribución de t de Student de dos colas
y se elige basándose en el nivel de confianza deseado (normalmente 95%) y depende
del número de grados de libertad, )glαt=k
(2
1 −
(Spiegel, 2007).
El intervalo de confianza de la medida queda entonces expresado como:
[G-U, G+U] (12)
En este caso se está asumiendo implícitamente una simetría en relación a la media. El
resultado de la medida es entonces convenientemente expresado según:
G=G ± U (13)
107
donde: G es el resultado de la medida y G es el estimador usado para el valor de G.
Teniendo en cuenta que el valor de t para 15-1=14 grados de libertad y nivel de
confianza del 95% desde la tabla es 2,14(Spiegel, 2007) la incertidumbre expandida del
rendimiento de roturas simples en la cadena de ADN será:
U (GSSB)=2,14*uC (λd)=2,14*(5,2e-07*0,01873)=2,08e-08
El valor de t para 12-1=11 grados de libertad y nivel de confianza del 95% desde la
tabla es 2,2 (Spiegel, 2007), entonces la incertidumbre expandida del rendimiento de
roturas dobles en la cadena de ADN será:
U (GDSB)=2,2*uC (λd)=2,2*(5,2e-07*5,71E-04)=6,53e-10
A partir de los resultados expuestos anteriormente es posible expresar los resultados de
los rendimientos de roturas simples (GSSB) y dobles (GDSB) en la molécula de ADN, con
sus correspondientes intervalos de incertidumbre tal como se señala en la Tabla 15.
Tabla 15- Expresión de los resultados de GSSB con su correspondiente incertidumbre.
GSSB(GyDa)-1 GDSB(GyDa)-1
Reactor IEA-R1 1,28E-07±2,08e-08 5,94E-09±6,53e-10
La incertidumbre reportada es el de la incertidumbre expandida calculada para un nivel
de confianza de aproximadamente el 95%.
Estos al ser intervalos de confianza solo son indicativos de donde pueden moverse los
parámetros bajo las condiciones experimentales apuntadas.
108
Este análisis la autora lo publicó en la Transactions of the American Nuclear Society
103, pp. 31-32, 2010.
3.5- Aplicabilidad del sistema construido
Los atributos que definen el análisis de los posibles beneficios de un sistema construido
son: la validez práctica y la utilidad del mismo.
Para demostrar la aplicabilidad del sistema construido, se realizaron un número
determinado de experimentos, para las cuales mostró un buen desempeño:
1. El estudio del daño inducido por la radiación mixta de neutrones térmicos y
gamma en el ADN pBsKS+ (2.96 kb), en ausencia y presencia de capturador de
radicales libres. El estudio en presencia de capturador de radicales libres la
autora lo publicó en la Revista CENIC de Ciencias Biológicas 41(3), pp. 179-
184, 2010 y su comparación con otro tipo de radiación siguiendo la misma
metodología de análisis en la Applied Radiation of Isotopes 69, pp. 373-376,
2011.
2. Medición de las tasas dosis de radiación en la posición de irradiación con
detectores termoluminiscentes (Nascimento, 2006) y la
3. Medición del flujo neutrónico con láminas de activación (Muniz, 2006).
3.6- Impacto del sistema experimental construido
Un aporte de este trabajo de tesis es que el canal radial BH#3 del reactor IEA-R1 fue
modificado para la irradiación directa de muestras biológicas por períodos de tiempo
largos.
109
El sistema tecnológico desarrollado que es operado remotamente, posibilita la inserción
y extracción de muestras biológicas sin necesidad de parar el funcionamiento del
reactor, lo que amplia considerablemente el diapasón de estudios que pueden realizarse
en este reactor.
Su aplicación práctica en investigaciones que se desarrollen en esa instalación en el
campo de la radiobiología y la dosimetría, es inmediata. Ahí radica su importancia.
El nuevo diseño ingenieril propició que se desarrollaran nuevas líneas de
investigaciones en el reactor IEA-R1:
1. Análisis de daños celulares(en polímeros),
2. Validación de dosímetros de gel termoluminiscente (Mangueira y otros, 2010), y
3. Experimentos de caracterización del flujo (Coelho y otros, 2008)
Conclusiones parciales
1. Se dispone de la simulación geométrica de toda la instalación experimental,
necesaria para realizar cualquier estudio dosimétrico posterior.
2. Se seleccionó la configuración de filtro más adecuada para los objetivos
previstos, consistente en un disco de plomo con 17,9 cm de longitud y diámetro
de 12,6 cm.
3. Se calculó la fluencia de neutrones con el MCNPX, comparándose los resultados
con los obtenidos experimentalmente. La diferencia resultó menor que el 6%, lo
que implica que la fluencia de neutrones en la posición de irradiación es similar
a la que hubiera dado en la medida directa del flujo.
4. Se brinda el resultado de los rendimientos de roturas simples y dobles en la
cadena de ADN con su incertidumbre asociada y nivel de confianza.
110
5. Se construyó un prototipo de sistema de posicionamiento de muestras que es
factible de construir en cualquier taller convencional de mecánica porque sus
componentes son comunes, los materiales seleccionados son asequibles en el
mercado nacional y que demostró su validez y utilidad en la práctica para la
realización de experimentos radiobiológicos y dosimétricos, constituyendo su
mayor mérito el propiciar la ampliación de forma considerable del diapasón de
estudios que pueden realizarse en ese reactor nuclear de investigaciones, sin
necesidad de su parada.
111
CONCLUSIONES
1. Se construyó y se puso en funcionamiento un sistema de posicionamiento de
las muestras para su irradiación en un canal radial de un reactor de nuclear
de investigaciones, que permite la ampliación de su uso sin necesidad de
parar su operación. La construcción del sistema de posicionamiento de
muestras posibilitó por primera vez, la ejecución de estudios in vitro en
dicho canal y la realización de nuevos experimentos. El sistema construido
se encuentra instalado y funcionando ya por 5 años en el canal radial #3 del
reactor nuclear de investigaciones brasileño IEA-R1, con un buen
desempeño en su funcionamiento.
2. Se obtuvo un arreglo de filtros de plomo en forma de cilindro con 17,9 cm
de longitud y diámetro de 12,6 cm, que permitió obtener un flujo de
neutrones de energía predominantemente térmica de 6x107 n/ cm2 s, en el
lugar de irradiación de la muestra.
3. Se obtuvo el rendimiento de roturas simples (GSSB) y dobles (GDSB) en la
cadena de ADN inducidas por el flujo de radiación de neutrones térmicos
obtenido, que resultaron encontrarse en un intervalo de confianza del 95%
entre los valores: para el GSSB de [1,07E-07, 1,48E-07] (GyDa)-1 y para el
GDSB de [5,28E-09, 6,59E-09] (GyDa)-1. Estos resultados complementan los
existentes en la validación de los diferentes estudios teóricos que tratan de
modelar el daño producido en el ADN por los diversos tipos de radiaciones
ionizantes.
112
RECOMENDACIONES
Teniendo en cuenta los resultados experimentales obtenidos en el presente trabajo, se
proponen las siguientes recomendaciones:
1. Continuar trabajando en la mejora de las características del flujo proveniente del
canal de irradiación BH#3, disminuyendo aún más la componente gamma.
2. Incluir la medición del flujo con láminas de activación después de cada recarga
del reactor.
3. Realizar el análisis de seguridad y riesgo del sistema experimental costruido.
113
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Los resultados de la presente investigación se han publicado en el ámbito nacional e
internacional. Un resumen de las principales publicaciones se presenta a continuación.
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Publicaciones relacionadas con la tesis
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Arruda-Neto, F. Garcia, A.C.G. Schenberg, E.J. Vicente, O. Rodriguez, F.
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137Cs on plasmid DNA", Journal of Biological Physics, Num. 33, pp. 155-
160.
Estos resultados se han presentado en diferentes eventos internacionales.
Eventos internacionales
1. (2003) International Conference on Research Reactor Utilization, 10-14
November 2003, Santiago, Chile (Autora principal, poster).
2. (2004) XXVII Reunión de Trabajo sobre Física Nuclear de Brasil, 7-11
septiembre, 2004, Santos, Brasil (Autora principal, poster).
3. (2005) X Workshop on Nuclear Physics, 7-10 February, 2005, Havana, Cuba
(Autora principal, poster).
4. (2005) XXVIII Reunión de Trabajo sobre Física Nuclear de Brasil, Guaruja,
September 2005 (Autora principal, poster).
5. (2006) Fifth International Symposium on Nuclear and Related Techniques,
NURT-2006, 3-7 April, 2006, Havana, Cuba (Autora principal, poster).
6. (2006) IX International Conference on Nucleus Nucleus Collissions (NN2006),
Rio de Janeiro, Brasil, Agosto 28- September 1, 2006 (Autora principal, poster).
7. (2010) VI International Symposium on Radiation Physics, March 7-10, 2010,
122
Zacatecas, Mexico (Autora principal, presentación oral).
8. (2010) American Nuclear Society Annual Meeting, February, June 13-17, 2010,
San Diego, California, USA (Autora principal, poster).
9. (2010) American Nuclear Society Winter Meeting, November 7-11, 2010, Las
Vegas, USA (Autora principal, presentación oral).
Premios obtenidos
Este trabajo de tesis formó parte de un premio a nivel de Organismo.
1. (2004) Co-autora de un Premio de la Agencia de Energía Nuclear y Tecnologías
Avanzada (AENTA), La Habana, Cuba, titulado “Métodos computacionales del
transporte de partículas y aplicaciones avanzadas”.
123
ANEXO- DIAGRAMA ORGANIZATIVO
Página Página Página
Introducción 6 9 8
Capítulo I 17 21-27 28
Capítulo II 36 39 53
Capítulo III 63 70 92
Objetivos de la tesis
Sistema de posicionamiento
de muestras
Sistema de formación del flujo
Irradiación de muestras biológicas
Sistema experimental de irradiación
124
Sistema experimental de
irradiación
Sistema de posicionamiento de
muestras
Sistema de formación del flujo
Aspectos tecnológicos
Aspectos de Protección
Radiológica
Tecnología a aplicar
Construcción
Materiales
de fabricación
Implicación para el
personal
Cálculo del flujo de
neutrones
Selección de los filtros
MCNPX Aspectos físico-
neutrónicos
Aspectos tecnológicos
125
Irradiación de muestras biológicas en
la instalación experimental
Aspectos radiobiológicos
Muestras biológicas
Técnica de detección
de las roturas
Método de cuantificación
del daño
Control de temperatura de las muestras
Método de estimación del daño
p ADN Electroforesis en gel de agarosa
Programa GelAnalis Sistema
"IsoTherm"GSSB, GDSB
Determina-ción de la dosis de
radiación
MCNPX
