DISEÑO DE BLINDAJES DE UN ACCESO RÁPIDO PARA TRANSFERENCIA DE MATERIALES EN CELDAS DE OBTENCIÓN DE MO-99 E I-131

Meier, H., Matzkin, S.

INVAP S.E. Comandante Luis Piedra Buena 4950, 8400 San Carlos de Bariloche, Río Negro, Argentina

hgmeier@invap.com.ar - matzkin@invap.com.ar http://www.invap.com.ar/

Resumen La obtención de Molibdeno-99 e Iodo-131 a partir de uranio irradiado se realiza a través de procesos químicos dentro de celdas fuertemente blindadas. En la operación tradicional, los insumos necesarios para realizar los procesos químicos se ingresan a las celdas a través de pesados contenedores blindados cuya operación es laboriosa. Algunos insumos para los procesos químicos sufren degradación al ser expuestos al campo de radiación presente en las celdas por lo que disminuir el tiempo de exposición de los mismos conlleva un aumento en la eficiencia de los procesos químicos. Con las anteriores consideraciones INVAP S.E implementó un sistema de acceso rápido para transferencia de materiales (ARTM) que permita ingresar rápidamente insumos no radiactivos a celdas de producción de Molibdeno-99 e Iodo-131 durante la operación normal de las mismas. El objetivo del presente trabajo es diseñar los blindajes asociados a los ARTM que permitan minimizar la tasa de dosis recibida por el operador que efectúe la maniobra de ingreso. Para la verificación de los blindajes se utilizan cálculos de transporte de radiación por métodos estocásticos para obtener las tasas de dosis esperadas. A partir de los resultados de los cálculos de tasa de dosis en conjunto con los tiempos mecánicos de apertura, carga y cierre de los ARTM se obtienen las tasas de dosis integradas para el operario. Las conclusiones del trabajo indican que las dosis integradas para el operario durante la operación de los ARTM en celdas de producción de Molibdeno-99 e Iodo-131 son aceptables. SHIELDING DESIGN FOR A QUICK MATERIAL TRANSFER ACCESS FOR MO-99

AND I-131 PRODUCTION CELS

Abstract The production of Molybdenum-99 and Iodine-131 from irradiated uranium is carried out via chemical processes inside well shielded cells. In the traditional operation, the necessary supplies are entered into the cell using heavily shielded containers that are complicated to handle. Certain chemical process supplies suffer damage from the radiation exposure inside the cells. Therefore reducing the time exposure contributes to enhance the process efficiency. With the previous consideration INVAP S.E. implemented a quick material transfer access system (ARTM by its Spanish acronym) that allows a fast transfer of non radioactive supplies into the hot cells for Molybdenum-99 and Iodine-131 production during normal operation conditions.

The aim of this study is to design the shields in order to minimize the dose rate received by the operator who performs the entry maneuver. In order to verify the shielding effectiveness, radiation transport calculations are done using stochastic methods in order to obtain the expected dose rates. From the dose rate results along with the mechanical ARTM opening, loading and closing times, operator integrated doses are obtained. The conclusions of the study show that the operator integrated doses during ARTM operation in Molybdenum-99 and Iodine-131 production cells are admissible.

1 INTRODUCCIÓN

La producción de Molibdeno-99 (99Mo) está orientada a generar Tecnecio-99m (99mTc) el cual por su uso para realizar diagnósticos por imágenes y estudios de procesos metabólicos es el radionucleído de más amplio uso en medicina nuclear.

El 99Mo se genera como producto de fisión del uranio. INVAP S.E. diseña y construye reactores nucleares con posiciones específicas para la irradiación controlada de placas de uranio metálico que luego de ser extraídas son sometidas a procesos químicos en plantas de obtención de 99Mo e Iodo-131 (131I).

Otro de los productos de fisión es el 131I, que también se extrae como un subproducto del proceso de 99Mo. El 131I también es utilizado en medicina nuclear como agente de diagnóstico o para terapia y para marcar otras moléculas.

Las placas de uranio irradiadas generan un campo de radiación muy intenso proveniente de los productos de fisión y activación generados durante la irradiación. Este campo de radiación debe ser blindado eficazmente para proteger al operador durante todos los procesos de manipulación y producción.

Para proteger al operador se utilizan celdas de producción con blindajes para la radiación (“celdas calientes”). Las plantas de obtención de 99Mo e 131I consisten en un conjunto de celdas estancas fuertemente blindadas donde se realizan los procesos químicos asociados a la extracción, purificación, acondicionamiento, fraccionamiento y despacho de 99Mo e 131I.

El material irradiado ingresa en la celda caliente por medio de un pesado contenedor blindado que se acopla a una pared por medio de un mecanismo de izaje. El acople a su vez consta de un sistema de piezas móviles blindadas para minimizar la dispersión de radiación hacia la zona donde se encuentran los operarios durante la transferencia desde el contenedor hasta el interior de la celda.

Los procesos químicos involucrados requieren de insumos tales como filtros y columnas de extracción. Estos deben ser ingresados en la celda poco tiempo antes de su utilización efectiva, pues de lo contrario el daño causado en ellos por la radiación podría comprometer la producción.

Tradicionalmente, estos insumos se introducen en la celda por medio de un sistema blindado similar al que se utiliza para el ingreso del material irradiado. Esta operación es lenta y laboriosa.

Con el fin de agilizar esta maniobra, INVAP S.E. ha implementado en sus proyectos más recientes un sistema de acceso rápido para transferencia de materiales (ARTM) que permite transferir rápidamente material no radiactivo a las celdas durante la operación normal.

2 DESARROLLO

El diseño de un sistema efectivo requiere blindajes asociados a los ARTM diseñados para minimizar la tasa de dosis recibida por el operador que efectúe la maniobra de ingreso de materiales.

Los productos de fisión y de activación presentes en el material blanco de uranio producen en su decaimiento todo tipo de radiaciones, entre las cuales las de fotones de altas energías (gammas) son las más penetrantes y difíciles de blindar, y son las responsables del principal riesgo radiológico en este tipo de instalaciones. Los blindajes se diseñan para reducir la tasa de dosis producida por fotones.

El diseño de blindajes propuesto además debe permitir una correcta circulación de aire que mantenga el interior de la celda en depresión respecto al exterior de la celda. También es necesario optimizar el peso del dispositivo para permitir que la operación del ARTM sea rápida y sencilla.

2.1Propuesta En la Figura 1 se observa un esquema del diseño de ARTM propuesto. Se

compone de un buche dentro de la celda rodeado de placas de plomo dentro del cual hay un cajón deslizante que se puede abrir 100 cm. En el interior del cajón se encuentra una bandeja para colocar los objetos a ser ingresados.

Por delante y por detrás de la bandeja se colocan blindajes de plomo con conductos internos con forma de laberintos que permiten la circulación de aire en depresión desde el exterior hacia el interior de la celda. Para acceder al cajón del ARTM se coloca una puerta blindada en el exterior de la celda.

Todo el sistema posee sellos y válvulas de presión que aseguran el flujo de aire en depresión hacia el interior de la celda.

Figura 1: Diseño de ARTM

2.2 Verificación La verificación de que el diseño de ARTM propuesto minimice las tasas de dosis

por fotones recibidas por el operador, se obtiene mediante cálculos de transporte de fotones por método de Monte Carlo.

La tasa de dosis equivalente ambiental, en adelante tasa de dosis, se obtiene con MCNP5 v1.6 [1] utilizando cálculos de transporte P en donde se colocan mallas de contadores de flujo en las regiones de interés.

Para pasar de flujo a tasa de dosis se multiplican las mallas de contadores de flujo por coeficientes de conversión a dosis acordes al ICRP-74 [2]

A partir de los resultados de los cálculos de tasa de dosis en conjunto con los tiempos mecánicos de apertura, carga y cierre de los ARTM se obtienen las dosis integradas para el operario.

2.3 Fuentes En el interior de la celda se generó una fuente de fotones que tanto en geometría,

intensidad y espectro es representativa de los procesos que se realizan dentro de la celda.

El inventario radioactivo al comienzo del proceso se obtiene con el código ORIGEN 2.0 [3], el mismo consta de más de 700 TBq (cerca de 20000 Ci) de radionucleídos, en su mayor parte productos de fisión. Esto representa una fuente de 4.7E+14 f/s.

En la Figura 2 se presentan los fotones emitidos en función de la energía de la fuente utilizada. Se observa que más del 50% de los fotones emitidos están en el rango entre 0,5 y 1,5 MeV. Los fotones de este rango de energías son muy penetrantes y difíciles de blindar.

Figura 2: Fotones emitidos por la fuente de la celda en función de la energía

0,E+00

1,E+13

2,E+13

3,E+13

4,E+13

5,E+13

6,E+13

7,E+13

8,E+13

9,E+13

0 0,5 1 1,5 2 2,5 3

Foto

nes/

segu

ndo

Energía (MeV)

3 RESULTADOS

La Figura 3 muestra los resultados de tasas de dosis en la zona del corredor caliente, durante la apertura del ARTM de la celda de disolución. Los cálculos se realizan para distintos grados de extracción del cajón.

Figura 3: Detalle de Tasa de Dosis Apertura ARTM (µSv/h)

El análisis de los resultados de la Figura 3 indica que al abrir el ARTM se observan tasas de dosis máximas de 4 mSv/h. Para poder ubicar dónde se observan dichos valores máximos, en la Figura 4 se presentan cortes con perfiles de tasa de dosis a distintas distancias de la pared de la celda.

Figura 4: Perfiles de Tasa de Dosis (µSv/h) con el ARTM abierto 100 cm

En la Figura 4 se observa que la mayor tasa de dosis se encuentra en las

proyecciones de los rieles de las correderas del cajón del ARTM. Por fuera de dichas proyecciones las tasas de dosis máximas no superan los 500 µSv/h, y acotadas a una zona bien definida alrededor del cajón.

En el modelo de cálculo no se incluye la tapa blindada, que está abierta hacia un costado.

El que se presenta en las Figuras 3 y 4 es el peor caso desde el punto de vista radiológico. Los campos de radiación asociados a la apertura del ARTM en las otras celdas son mucho menos intensos, alcanzándose como máximo unos 200 µSv/h.

Un análisis más detallado de los cálculos de tasas de dosis permite identificar las siguientes observaciones:

I. Las tasas de dosis altas están acotadas a la zona volumétrica por donde desliza el cajón.

II. Durante la transferencia con ARTM, el operario se ubica detrás de la tapa blindada abierta.

III. El tiempo de contacto de la mano del operador con la zona de tasas altas es muy breve, de unos pocos segundos. Con un enfoque conservativo, si este tiempo fuese de 30 segundos, a una tasa de dosis de 0,5 mSv/h, a razón de una operación por día laboral de 200 días laborales al año, la dosis equivalente en mano y antebrazo en un año es de 1 mSv. El límite de dosis equivalente en extremidades es de 500 mSv [2]

4 CONCLUSIONES

Se obtuvo un diseño de ARTM de operación rápida y sencilla que asegura una correcta circulación de aire para mantener el interior de la celda en depresión respecto al exterior de la celda.

El campo de radiación asociado a la maniobra de apertura del ARTM es inhomogéneo y rápidamente cambiante. Si bien en algunas zonas se registran picos de alta tasa de dosis, en la posición del operario los valores son menores. Dados los cortos tiempos involucrados, la contribución a la dosis efectiva es baja.

Se concluye que es posible diseñar un ARTM para celdas de producción de 99Mo e 131I que agilice el ingreso de insumos sin un incremento relevante en la exposición radiológica del operador.

5 REFERENCIAS

1. FORREST BROWN. BRIAN KIEDROWSKI. JEFFREY BULL. "MCNP5-1.60 RELEASE NOTES". LA-UR-10-06235.

2. ICRP Publication 74. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, 1st Edition. Annals of the ICRP, Volume 26/3, 1996.

3. ORIGEN 2.0: Isotope generation and depletion code – Matrix exponential method, ORNL-RSIC-CCC 371, 1980.