El Informe Científico Tecnológico (Inf. Cient. Tec.) es una revista peruana de divulgación científica de acceso abierto que tiene como objetivos dar a conocer los resultados de las investigaciones, difundir la producción científica y contribuir a la generación del conocimiento en temas relacionados con la ciencia y tecnología nuclear.
Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN)
Nuevas evidencias de la favorabilidad y potencial uranífero del Perú
El potencial uranífero del Perú es abordado desde el punto de vista del dispositivo geotectónico andino y el gradiente geoquímico, teniendo en cuenta la alcalinidad de las rocas graníticas, que considera que el grado de favorabilidad en uranio en este tipo de rocas se incrementa hacia el Este del territorio y es un vector orientativo para los estudios en la exploración de uranio. Se presenta los resultados de análisis de muestras de rocas graníticas tomadas durante los trabajos de campo en los granitos de San Ramón y Corongo. Se muestra valores de uranio que en algunos casos son mayores al background 152 ppm de U y presentan una buena correlación entre radiactividad/tenor y uranio/torio, abriendo la expectativa de ser una roca fuente con contenidos de uranio.
Copyright (c) 2022 Jacinto Valencia https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Experience of the international network in radiation protection
With the aim of exchanging information on various subjects about radiation protection and designing a site where the members can send and receive information on courses, scientific activities, articles, technical opinions, commentaries and everything that promotes the communication, collaboration and integration, the 15th March 2002 the networking: “Radioproteccion” is created with 11 persons from 11 countries. The number of members had been increased. By the first month it had 117 members and by the end of the year 2002 it had already 179 members, 315 messages were send by then. By December 2007, there were 726 members from 28 countries mainly from Latin America: Argentina, Brasil, Bolivia, Chile, Colombia, Costa Rica, Cuba, Dominican Republic, Ecuador, Guatemala. Honduras, Mexico, Nicaragua, Panama, Paraguay, Peru, Uruguay and Venezuela. There were also members from Austria, Canada, France, Israel, Italy, Portugal, Spain, Sweden, United Kingdom and United States. There have been distributed 2049 messages about Congress, courses and activities on national and international radiation protection and related issues which initially were in Latin American and the Caribbean. This has allowed diverse specialists that work in different themes to interchange experiences and information about subjects of common interest. This objective is the continuation of the spreading of activities that since 1991 and for 10 consecutive years had been made through the Bulletin "Protección Radiológica", from which 65000 samples were published and distributed to specialists from 40 countries thanks to the support of the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the Pan-American Health Organization (PAHO). This idea is complemented by the Web: www.radioproteccion.org. Interesting topics have been discussed in the network for example: Pregnancy and medical radiation, emergency response, occupational exposure, radiation protection responsibilities, lessons learned from accidental exposures, aspects of safety culture, orphan sources, diagnosis and treatment of damage radiation, Radiation Protection Day, regulations, etc. Today the network is consolidating. There is a permanent communication which is an open channel for a great exchange of experiences, papers, publications, articles, events, etc. and to help to solve technical problems.
Copyright (c) 2022 Eduardo Medina https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
El Sistema de la calidad en los laboratorios de técnicas analíticas nucleares y complementarias del IPEN: Balance de 12 años
Dentro del programa a nivel regional “Acuerdo Regional de Cooperación para América Latina y el Caribe (ARCAL) del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), se participó en dos proyectos: ARCAL XXVI y ARCAL LXXVI, el primero con el fin de implementar un sistema de la calidad dentro de la NTP- ISO 17025 “Requisitos generales relativos a la competencia de los laboratorios de calibración y ensayo”, en laboratorios que utilizan técnicas nucleares y convencionales y el segundo para su sostenibilidad. En el presente artículo se detalla la metodología, las actividades desarrolladas, las experiencias y los logros alcanzados por los laboratorios participantes del IPEN.
Copyright (c) 2022 Blanca Torres https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Proyecto instalación de un ciclotrón para la producción de radioisótopos orientados al diagnóstico precoz en de enfermedades oncológicas
Para la instalación de un ciclotrón se ha elaborado un perfil de Proyecto de Inversión Pública (PIP), dentro del marco del Sistema Nacional de Inversiones Públicas (SNIP). A este proyecto, que el Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN) presentó a la Oficina de Programación e Inversiones (OPI) del Sector Energía y Minas el 17 de noviembre de 2008, se le asignó el Código SNIP No 65729. El PIP fue aprobando por esta instancia, a nivel de perfil el 25 de noviembre de 2008. Esta aprobación le permite al IPEN realizar el estudio a nivel de Factibilidad del Proyecto de Inversión para el emplazamiento del ciclotrón en nuestro país.
Copyright (c) 2022 Carlos Gayoso, Manuel Castro, Lourdes Zegarra https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Calibración del sistema de radiometría de bajo fondo LB-4110 para determinación de actividad beta total
Un método de calibración para la determinación de actividad beta total en muestras ambientales fue desarrollado utilizando K-40 como material de referencia. El sistema de radiometría de bajo fondo LB-4110 evaluado presentó una adecuada respuesta instrumental, con una eficiencia de 11 % y un límite de detección instrumental de 0,1 Bequerelios para tiempos de lectura cortos y 0,01 Bequerelios para tiempo de recuento de 100 minutos.
Copyright (c) 2022 José Osores https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Calibración del sistema de radiometría beta de centelleo plástico LAS-3A con 90Sr + 90Y
Con la finalidad de evaluar los niveles de radiactividad beta global en muestras ambientales, se desarrolló un método de calibración para un sistema de radiometría beta de centelleo plástico. El sistema presenta una buena respuesta instrumental con un 25% de eficiencia de recuento para 90Sr+90Y en equilibrio.
Sistema de monitorización para radioprotección en la Planta de Producción de Radioisótopos del IPEN
En este reporte se presentan el diseño e implementación de un sistema de monitorización en radioprotección para la Planta de Producción de Radioisótopos del IPEN. Los primeros resultados nos muestran que la seguridad ha sido mejorada debido a un control más efectivo de los ambientes de producción. Cualquier evento de alarma es visualizado geográficamente en una pantalla de PC. Adicionalmente, el sistema posibilita emitir reportes directamente a MS Excell con todos los detalles de la monitorización, en un formato que permite el almacenamiento clasificados por fechas, permitiendo una administración del historial de monitorización. Todos estos elementos mejoran la rapidez de respuesta frente a cualquier incidente durante la producción de los radiofármacos en esta planta.
Copyright (c) 2022 Pablo Arias, Andrés Corahua, José Paez, Ramos Martínez, Alberto Ramos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Evaluación radiométrica de lodos en la Planta de Tratamiento de Efluentes Cloacales (PTEC)
Debido a la presencia de isótopos radiactivos como Co-60 y Cs-137 en lodos procedentes de la Planta de Tratamiento Efluentes Cloacales (PTEC), se realizó un reconocimiento de las condiciones en que se encontraban estos lodos, monitoreando la presencia radiactiva, dimensionando su acumulación y evaluando las acciones de remediación. Los lodos observados registraron la presencia de Co-60 principalmente, en una cantidad significativa que ameritaba una respuesta técnica y operativa. La dosis determinada no supera los límites establecidos por la normativa nacional, que se encuentran por debajo de las concentraciones exentas. El presente artículo describe los trabajos realizados.
planta de tratamiento de efluentes cloacales
Copyright (c) 2022 Genaro Rodríguez, Walter Cruz, Álvaro Aguirre, Mario Mallaupoma https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Aspectos operacionales del control radiológico en la Planta de Producción de Radioisótopos: Período 2004-2008
El presente trabajo tiene como objetivo dar a conocer los resultados obtenidos en los controles operativos realizados por el Área de Radioprotección de la Planta de Producción de Radioisótopos durante el período 2004-2008, estos resultados fueron evaluados y comparados con los límites establecidos por las normas que la autoridad competente nacional peruana recomienda, la Oficina Técnica de la Autoridad Nacional (OTAN). En los últimos años se han puesto en práctica una serie de mejoras técnicas dirigidas a reducir los riesgos de contaminación e irradiación, el beneficiario directo ha sido el personal ocupacionalmente expuesto. El resultado obtenido permite afirmar que la dosis efectiva anual promedio de los trabajadores profesionales expuestos es inferior a los límites nacionales establecidos.
Copyright (c) 2022 Andrés Corahua, Jesús Miranda, María Benites https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análisis de 232Th en muestras de óxido de estaño por espectrometría gamma de alta resolución
Se ha desarrollado un método de ensayo para la determinación de Th-232 en muestras de concentrado de óxido de estaño, como parte del proceso de identificación de materiales NORM en productos industriales. Muestras proporcionadas por la empresa FUNSUR S.A. fueron analizadas por espectrometría gamma de alta resolución obteniendo valores de 51 ± 2 a 64 ± 2 Bequerelios por gramo de producto.
Irradiación de concha de nácar para aplicaciones cosméticas: Estudio preliminar
El propósito de este estudio es encontrar una dosis de radiación gamma que descontamine el producto concha de nácar en polvo, sin afectar sus propiedades, de modo que pueda ser comercializado por empresas de la industria cosmética. Así, muestras del producto, fueron tratadas con radiación gamma a las dosis de 3, 6, 8, 12, y 25 kGy realizándose previamente las pruebas dosimétricas pertinentes. A las muestras irradiadas y al control, sin irradiar, se les realizaron pruebas microbiológicas y físico-químicas y organolépticas indicadas por las especificaciones del producto. De acuerdo con la carga microbiana inicial del producto, se determinó que la dosis mínima de 6 kGy era suficiente para descontaminarlo. De igual modo, se observó que, a esa dosis, las propiedades organolépticas del producto no sufrieron cambios significativos con respecto al control.
Copyright (c) 2022 Emma Castro, Marco Linares, Johnny Vargas, Mónica Vivanco https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Irradiación del omeprazol con rayos gamma para uso médico-farmaceútico: Estudio preliminar
El presente trabajo, tiene como propósito determinar una dosis de irradiación que permita la descontaminación del omeprazol en pellets, sin que se alteren sus propiedades, de modo que pueda irradiarse comercialmente. El estudio implicó la irradiación de muestras a las dosis de 2, 3, 5, 8,12 y 25 kGy. Para la irradiación del producto se realizaron pruebas dosimétricas y posteriormente se llevaron a cabo pruebas microbiológicas y organolépticas en muestras irradiadas y no irradiadas para evaluar el comportamiento del producto frente a la radiación gamma.
Descontaminación microbiana de páprika en polvo (Capsicum annuum L.) mediante la tecnología de irradiación
Se presentan los resultados de la evaluación de las características físico-químicas y sensoriales en páprika en polvo irradiadas a diferentes dosis de radiación gamma, con la finalidad de determinar la dosis mínima que reduzca la población microbiana a las especificaciones. Muestras de 500 g fueron irradiadas en un equipo Gammacell 220 a dosis de 0, 2, 4 y 7 kGy. La tasa de dosis inicial fue de 5,19 kGy/h. Utilizando los métodos recomendados por la FDA, AOAC y las NTP se realizaron análisis de humedad, cenizas totales, cenizas insolubles en HCl, extracto etéreo total, almidón, fibra cruda, índice de yodo y color asta, evaluación sensorial (Test descriptivo), análisis microbiológico (Aerobios mesófilos, Salmonella/Shigella, coliformes totales, Eschericha coli, Clostridium sulfito reductor, hongos y levaduras). A las diferentes dosis ensayadas no se encontraron diferencias en los análisis físico-químicos y sensoriales. La dosis mínima seleccionada fue de 7 kGy que reduce la población de microorganismos aerobios mesófilos en 5 ciclos logarítmicos de 3,7 x 106 a 2,5 x 10 UFC/g. Asimismo, una dosis de 4 kGy fue suficiente para reducir la población de hongos en 3 ciclos logarítmicos de 5,0 x 103 a <10 UFC/g, cumpliendo con las especificaciones requeridas.
Copyright (c) 2022 Johnny Vargas, Marco Linares, Mónica Vivanco, Emma Castro, Flor Quispe https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Efecto de la radiación gamma en la actividad antioxidante del aceite de higuerilla: Reporte preliminar
Se ha estudiado el efecto de la radiación gamma en la actividad antioxidante del aceite de ricino, Ricinus comunis L., por el método del DPPH. El IC50 es de 0,28 L/mL, lo que indica que el aceite contiene compuestos con una gran capacidad para neutralizar al radical libre del DPPH. La actividad antioxidante no varía mucho cuando el aceite es irradiado hasta 20 kGy, excepto a 15 kGy en la que se observó una disminución del 6 %. Si el aceite es obtenido a partir de semillas irradiadas, la actividad tampoco varía mucho hasta 3 kGy, sin embargo a 5 kGy hay una disminución del 20 %.
Copyright (c) 2022 Fabio Espichán, Arthur Alvarez, Johan Vela, Kety León, Julio Santiago https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudio de línea base radiológica ambiental en el área de influencia de un laboratorio de pruebas de lixiviación de uranio en Juliaca, Puno
Se realizaron estudios de línea base radiológica ambiental, relacionados con la concentración de uranio total y sus isótopos radiactivos en el área de influencia a un laboratorio suelo de lixiviación, ubicado en la ciudad de Juliaca, Puno. El área estudiada presentó valores comprendidos entre 0,2056 y 0,7192 mg/kg de uranio total, entre 2,54 y 8,88 Bq/kg de U-238, entre 0,19 y 0,41 Bq/kg de U-235 y entre 2,55 y 8,92 Bq/kg de U-234. Estas concentraciones son consideradas como naturales y servirán para evaluar el impacto radiológico de las actividades desarrolladas por el laboratorio.
Copyright (c) 2022 José Osores, Susana Gonzáles, Jorge Martínez, Edith López, Raúl Jara https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudio de línea base radiológica ambiental en el área de influencia del proyecto Bayovar: Radiactividad beta global en suelo superficial
Con la finalidad de conocer los niveles de radiactividad existentes antes de que se inicien las operaciones de extracción de mineral, se inició el estudio de la línea base radiológica ambiental en el área de influencia del proyecto Bayovar. Los resultados muestran que los niveles de radiactividad beta global promedio de suelo superficial en la provincia de Sechura son de 44,7 Bq/kg a diferencia de los niveles en la zona de emplazamiento de la mina, donde alcanza un valor de 133,4 Bq/kg.
Copyright (c) 2022 José Osores, Raúl Jara https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Estudio de línea base radiológico ambiental en las zonas uraníferas de Macusani y Corani, Región Puno: Informe preliminar
Se presentan los resultados de la evaluación radiológica preliminar de las zonas uraníferas de Macusani y Corani de la región Puno. En 26 áreas de muestreo se colectaron 33 muestras se suelo, agua y sedimento. Las muestras fueron analizadas por activación neutrónica para la determinación de uranio. Las concentraciones de uranio total en suelo varían en un rango de 3 a 18 ppm habiéndose encontrado un valor de 231 ppm. En sedimento los valores varían entre 6 y 7 ppm. Las mediciones de tasa de dosis ambiental (nSv/h) corresponden a valores de dosis de radiación de fondo natural.
Copyright (c) 2022 Susana Gonzáles, José Osores, Edith López, Jorge Martínez, Raúl Jara, Patricia Bedregal, Pablo Mendoza, Marco Ubillús, Blanca Torres https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Medidor digital de alto voltaje no invasivo para generadores de rayos-X de uso médico. Informe Preliminar
La verificación del parámetro Kilo-Voltaje seleccionado para un procedimiento de diagnóstico médico por Rayos X, se realiza a través del medidor que se describe en este reporte. Este instrumento emplea como detector de radiación un diodo PIN que produce una señal analógica que es convertida a formato digital, comparada, almacenada y finalmente presentada en dígitos decimales a través de un dispositivo micro-controlador AVR del fabricante ATMEL. La unidad está preparada para operar con baterías (9 voltios) y es totalmente portátil.
Copyright (c) 2022 Eduardo Cunya, Ever Cifuentes, Ricardo Ruíz, Edgar Valdivia https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Determinación de interfases en columnas de relleno utilizando fuentes radiactivas
El presente estudio realizado en laboratorio consistió en la determinación de interfases dentro de una columna de PVC (o int. = 11,5 cm y espesor de pared = 7 mm), rellena con material de diferente densidad a diferentes alturas, la cual se colocó dentro de un tubo soporte de PVC de 2 metros de largo y diámetro ( int.) = 16,5 cm, a la que se le realizó un perfilaje gamma mediante un sistema fuente-detector (utilizando una fuente sellada de Cs-137 con una actividad de 10 μCi y un detector de centelleo de NaI) movidos por un motor a pasos (velocidad =6,6 cm/s). El relleno consistió de arena y grava, grava fina, arcilla, grava gruesa, arena fina, aire y agua. Esta experiencia se realizó en dos (02) condiciones: 2 mediciones por segundo y 5 mediciones por segundo, demostrándose que la técnica para estimar alturas de relleno e interfases en columnas utilizando fuentes radiactivas es muy eficaz, aumentando la eficacia mientras más mediciones por segundo se realicen.
Copyright (c) 2022 Gerardo Maghella, Enoc Mamani, José Maguiña, Jorge Condori https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Diseño de un almacén centralizado para medidores nucleares en la gran minería que permita cumplir la norma ISO 14000
En este artículo se presenta el diseño de un almacén centralizado para fuentes radiactivas que se utilizan en un centro minero. Las características y aspectos técnicos son aplicables a todo almacén de fuentes radiactivas pudiendo variar las dimensiones del correspondiente almacén.
Copyright (c) 2022 Mario Mallaupoma, Javier Gago https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Control operacional en medidores nucleares utilizados en minería
Los medidores nucleares se instalan a menudo en los centros mineros debido a que resultan sumamente útiles para el control de los procesos de producción. A la vez debido al uso de radiaciones ionizantes resulta necesario implementar las medidas de protección radiológica establecidas en la normativa nacional. Los medidores nucleares se exponen al medio ambiente y a otras condiciones que podrían causar un deterioro de los mecanismos del obturador. Por ello es de particular importancia el mantenimiento regular de las partes móviles. Para estas operaciones resulta de sumo interés conocer los niveles de tasas de dosis que pudieran presentar los diferentes equipos considerando la actividad de las fuentes radiactivas presentes. En el presente trabajo se presentan los valores promedios de los niveles de tasa de dosis medidos en cuarenta equipos medidores nucleares, cuya actividad variaba de 185 MBq (5 mCi) hasta 185 GBq (5000 mCi) ubicados en un centro productivo de la gran minería.
Copyright (c) 2022 Mario Mallaupoma, Edgard Medina, Bruno Mendoza, Luis Huatay https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Análisis in situ de una cantera de caliza usando análisis por activación neutrónica de gammas inmediatos
Se realizó la caracterización in situ de las perforaciones de voladura en las canteras de Atocongo y Pucara de Cementos Lima S.A. por análisis por activación neutrónica de gammas inmediatos (Prompt Gamma Neutron Analysis Activation, PGNAA). Esta técnica muestrea el volumen que esta alrededor de la perforación y provee resultados del análisis en tiempo real y que son representativos. Esta información es útil para determinar el modelo geofísico de la cantera. La técnica PGNAA permite obtener resultados de campo de la concentración de determinados elementos de interés tales como el SiO2, Al2O3, Fe2O3, CaO y SO3. Las pruebas de campo realizadas ha probado que el sistema puede ser de gran utilidad para la caracterización de las canteras de caliza.
Copyright (c) 2022 César Zanabria, Rafael Medina, Leoncio Gilvonio, Marco Munive, Oscar Baltuano, José Solís https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
The optimization of gamma spectra processing in prompt gamma neutron activation analysis (PGNAA)
La incertidumbre del análisis elemental es uno de los factores determinantes para utilizar en línea el análisis por activación de gammas inmediatos (PGNAA) en procesos productivos. En este articulo, se presenta un método general aplicable al procesamiento de un espectro Gamma y aplicado a PGNAA en la industria minera. Este método esta basado en la transformada de Fourier del espectro y su correlación en el espacio Fourier y el procesamiento del solapamiento de los picos característicos minimiza la propagación de errores aleatorios, lo cual optimiza la exactitud y disminuye los límites de detección de los análisis elementales. La mejora puede ser considerable en comparación con el método clásico que se basa en la combinación lineal de las regiones relevantes del espectro, especialmente cuando hay varios elementos que interfieren. El método ha sido aplicado a algunos casos.
Copyright (c) 2022 Jean-Louis Pinault, José Solís https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Sistema de supervisión del proceso de sublimación de la celda de producción de 131I
Se ha desarrollado un sistema de supervisión y monitoreo para la etapa de sublimación en el proceso de producción del radioisótopo 131I. El sistema permite convertir la señal analógica en una señal digital, registrando y almacenando los datos de temperatura como de la actividad obtenida, los cuales son incorporados en los registros de producción permitiendo garantizar su trazabilidad. Otro beneficio adicional está asociado con la optimización constante de los procesos de producción de Iodo-131. Para el presente proyecto se ha utilizado dos acondicionadores de señal uno para la temperatura y otro para la señal de la actividad, ambas señales son digitalizadas por el microcontrolador ATMEGA8 y posteriormente son enviadas vía serial a una PC, las señales son visualizadas en 2 paneles desarrollados con el programa Labview.
Copyright (c) 2022 Ever Cifuentes, José Pardo, Jorge Herrera, Elías Ocaña, Ramos Martínez https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Diseño, modificación y equipamiento de un recinto blindado para la producción de solución de Na99mTcO4 en la Planta de Producción de Radioisótopos
Se ha modificado, con un nuevo diseño, el sistema de ventilación de un recinto de producción multipropósito que tiene 50 mm de espesor de plomo en la Planta de Producción de Radioisótopos (PPR) y que cumple con los requisitos de prevención de contaminación del producto, así como la exposición a las radiaciones del Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE). En la implementación de este recinto se combinan los aspectos de seguridad radiológica y farmacéutica utilizando materiales y equipos que cumplen con la normativa. En la ejecución de este trabajo, se describen las acciones que se llevaron a cabo desde las modificaciones al recinto, implementación y equipamiento del sistema químico (Proyecto PER/04/022: “Automatización y control de calidad en la producción de radioisotopos”) y las pruebas realizadas.
Copyright (c) 2022 Jesús Miranda, Manuel Castro, David Carrillo, Luis Cavero, Ramos Martínez, Jorge Herrera, Arturo Portilla, Manuel Otero, Luis Huatay, Alberto Ramos https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Desarrollo de un sistema semiautomatizado para la extracción de la fase orgánica en la producción de solución de Na99mTcO4
El Pertecnetato de Sodio producido en la Planta de Producción de Radioisótopos, se obtiene mediante el proceso de extracción por solventes utilizando metiletilcetona. La fase orgánica que contiene el ión pertecnetato, se separa de la fase acuosa con ayuda de un pescante. Esta manipulación es una etapa crítica del proceso para obtener un mejor rendimiento de extracción. El sistema actual de posicionamiento de extracción es manual y tiene un tope que limita la posición del pescante incrementando la probabilidad de arrastrar 99Mo presente en la fase acuosa, a la columna cromatográfica contaminando el proceso. Para mejorar el rendimiento del proceso se ha diseñado e implementado un sistema semiautomatizado para la extracción de la fase orgánica, disminuyendo la probabilidad de arrastrar 99Mo a la columna cromatográfica al obtener una mayor altura de la fase y eliminando el tope al pescante. Se describen las acciones que se llevaron a cabo para la implementación y equipamiento del sistema y las pruebas realizadas.
Copyright (c) 2022 Ramos Martinez, Jesús Miranda, Luis Cavero, Luis Huatay, Max Medina https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Diseño y construcción de áreas limpias para la producción de agentes de radiodiagnóstico
La producción de Agentes para Radiodiagnóstico (ARD) es considerada como una fabricación de productos estériles de grado farmacéutico, de acuerdo con las Buenas Prácticas de Manufactura (BPM). Por ello, en la Planta de Producción de Radioisótopos (PPRR) se ha diseñado y construido áreas limpias que cumplen con los requisitos exigidos en el Manual de BMP de la Dirección General de Medicamentos, Insumos y Drogas (DIGEMID) del Ministerio de Salud, entidad reguladora nacional.
Copyright (c) 2022 Guilmer Agurto, Ingrid Petzoldt, Max Medina, Eleazar Aliaga, Roberto Koga https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Calificación de áreas limpias en ambientes destinados a la producción de agentes para radiodiagnósticos (ARD) según norma internacional
El presente trabajo tuvo como objetivo la calificación de las diferentes áreas limpias o cuartos limpios de la Planta de Producción de Radioisótopos, después de las remodelaciones realizadas, en enero del 2008, con la finalidad de cumplir con los requerimientos ambientales que exige la norma U.S. Federal Standard 209E, para la producción de productos estériles y desarrollo de fármacos, de acuerdo con las normas de limpieza apropiadas, en las cuales se debe suministrar aire a estas áreas solo si han pasado por filtros de comprobada eficiencia (HEPA), asegurando de esta manera la inocuidad de los productos elaborados en nuestros laboratorios.
Copyright (c) 2022 Roberto Koga, Carlos Novoa, Max Medina https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Modernización del analizador automático de muestras de uranio “RAPIDURAN”: Primera Parte
Se presenta los principales aspectos de la modernización de un analizador automático para lotes de muestras de uranio, RAPIDURAN, un equipo construido en Finlandia en la década de los años 80. Este es un sistema complejo que posee muchos componentes neumáticos, mecánicos y electrónicos. En la actualidad, el sistema electrónico ha quedado obsoleto y presenta fallas frecuentes por lo que su operación no es confiable. Por esa razón, se hicieron trabajos de modernización de este sistema utilizando componentes electrónicos de alta tecnología. Para esta labor fue necesario realizar un proceso de reingeniería que incluyó primeramente ingeniería inversa para determinar la operación de cada componente; posteriormente, el mantenimiento mecánico integral y finalmente el diseño y montaje de un nuevo sistema para el control electrónico.
Copyright (c) 2022 Javier Gago, Oscar Baltuano, Eduardo Montoya, Marco Munive, Patricia Bedregal, Yuri Hernández, Pablo Mendoza, Mario Mendoza, Marco Ubillús, Blanca Torres https://creativecommons.org/licenses/by/4.0
Programa de control de calidad del agua en el sistema secundario de refrigeración del reactor RP-10
Se ha desarrollado un programa de vigilancia de la calidad del agua para el sistema secundario de refrigeración, con la finalidad de evaluar su comportamiento frente a los equipos y componentes del sistema y también su efecto en la instrumentación. El programa incluye una estrategia para la preservación de las tuberías, placas de los intercambiadores de calor, bombas y accesorios en contacto con el agua. Asimismo, se ha implementado un programa de monitoreo y control del agua del sistema secundario de refrigeración, así como del agua de reposición de las torres de enfriamiento. Se ha evaluando los siguientes parámetros: dureza total, alcalinidad M y P, concentración de iones cloruros, hierro total, residual de fosfatos, sólidos totales disueltos, pH y los ciclos de concentración del sistema.
Copyright (c) 2022 Iván Babiche, Constantino León, Ángel Revilla https://creativecommons.org/licenses/by/4.0