Table Of ContentINSTITUTO 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
2.5.5- 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
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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
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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
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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
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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
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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
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