https://hemerotecadigital.uanl.mx/files/original/312/20873/Ingenierias_2019_Ano_22_No_84_Julio-Septiembre.pdf adfc3ea8e6b92688c99912ea9def111b PDF Text Text ��Contenido 84 Julio-Septiembre de 2019, Año XXII, No. 84 3 Editorial: Desarrollo y apreciación del talento científico y tecnológico Nelson F. Garza Montes de Oca 6 Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita Iván Rodríguez Acosta, J. Ignacio Dávila Rangel, Hugo López Del Río 14 Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofluido en el reactor ELFR Heriberto Sánchez Mora, Juan Luis Francois Lacouture, Sergio Quezada García, Marco A. Polo, Raimon Pericas 24 Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor durante un accidente severo Marco A. Polo A., Heriberto Sánchez Mora, Sergio Quezada García, Javier Ortiz Villafuerte 35 Rayos X inducen cambios en la viabilidad celular: expresión de Hsp70 y caspasa-8 en leucocitos humanos Jennifer Ortiz Letechipia, David Alejandro García López, Consuelo Letechipia de León, Héctor Rene Vega Carrillo, Sergio Hugo Sánchez Rodríguez 43 Optimización estructural del codo de una prensa mecánica mediante análisis topológico Francisco Ramírez Cruz, Héctor Alfonso García Mendoza, Fco. Eugenio López Guerrero, Francisco Javier De la Garza Salinas 56 Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma Arón Hernández Trinidad, G. H. Israel Maury Cuna, García Castañeda 66 Colaboradores 70 Información para colaboradores 71 Código de ética Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Año XXII, No. 84 1 �DIRECTORIO Ingenierías, Año XXII N° 84, julioseptiembre 2019. Es una publicación trimestral, editada por la Universidad Autónoma de Nuevo León, a través de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica. Domicilio de la Publicación: Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica, Pedro de Alba S/N, Edificio 7, San Nicolás de los Garza, Nuevo León, México, C.P. 66450. Teléfono: +52 (81) 83294020 Ext. 5854, Fax +52 81 83320904. Editor responsable: Dr. Juan Antonio Aguilar Garib. Reserva de derechos al uso exclusivo No. 04-2011-101411064600-102, ISSN: 1405-0676. Número de certificado de licitud de título y contenido: 15,525, otorgado por la Comisión Calificadora de Publicaciones y Revistas Ilustradas de la Secretaría de Gobernación. Registro de marca ante el Instituto Mexicano de la Propiedad Industrial: En trámite. Impresa por: Desarrollo Litográfico S.A. de C.V., M. M. del Llano 924 Ote., Centro, Monterrey, Nuevo León, México, C.P. 64000. Fecha de terminación de impresión: 15 de julio de 2019. Tiraje: 800 ejemplares. Distribuido por: Universidad Autónoma de Nuevo León, a través de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica, Pedro de Alba S/N, Edificio 7, San Nicolás de los Garza, Nuevo León, México, C.P. 66455. Las opiniones expresadas por los autores no necesariamente reflejan la postura del editor de la publicación. Prohibida su reproducción total o parcial de los contenidos e imágenes de la publicación sin previa autorización del Editor. Impreso en México Todos los derechos reservados © Copyright 2019 revistaingenierias@uanl.mx UNIVERSIDAD AUTÓNOMA DE NUEVO LEÓN Mtro. Rogelio G. Garza Rivera Rector Dr. Santos Guzmán López Secretario General Mtra. Emilia Edith Vásquez Farías Secretario Académico Dr. Celso José Garza Acuña Secretario de Extensión y Cultura Lic. Antonio Ramos Revillas Director de Editorial Universitaria FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA Y ELÉCTRICA Dr. Jaime A. Castillo Elizondo Director Dr. Juan Antonio Aguilar Garib Editor responsable M.C. Cyntia Ocañas Galván Dr. Jesús G. 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Si consideráramos el deporte, habría características étnicas y de rasgos genéticos que podrían favorecer a unos grupos sobre otros, sin embargo, para propósitos de discutir sobre el desarrollo y apreciación del talento científico y tecnológico, se puede admitir que en todas las regiones del mundo nacen en la misma proporción individuos con la misma capacidad de creatividad intelectual necesaria para convertirse en generadores de conocimiento. Este argumento hace suponer que en todos los países se observarían desarrollos científicos y tecnológicos, e incluso sociales de relevancia similar, sin embargo en nuestros días, esta situación se encuentra lejos y puede considerarse como netamente ideal. Aunque la facilidad o el don que la gente pudiera tener para desarrollar ciertas habilidades es muy importante como principio, no es el único factor para que la capacidad creativa se vuelva tangible. La disponibilidad de recursos económicos está frecuentemente entre los primeros factores a los que se alude para justificar las diferencias en cuanto al desarrollo, sugiriendo que es compensatoria a la falta de planificación y ejecución de las acciones correspondientes a su logro. Si se deja que el crecimiento dependa del talento natural, sin planificación ni guía, los resultados serían accidentales y hasta podrían parecer satisfactorios, pues este escenario también conlleva falta de expectativas que permitan realizar una evaluación realista. Hay ejemplos de desarrollo importante de países que no se distinguían por su riqueza económica, pero que sí se distinguen por su visión, planificación y disciplina para llevar a cabo su planes en los que se incluye el interés en la ciencia y la tecnología y en el desarrollo de talentos propios, cuyo resultado ha derivado en progreso. En general, en los países más avanzados, el fomento para el desarrollo científico y tecnológico forma parte de un plan de estado que goza de apoyo gubernamental continuo. Esto genera un sistema que además de identificar el talento propio y desarrollarlo, atrae a la gente preparada de otras naciones, lo que lleva a la migración de la población con talento. Este mecanismo puede ser más notable si además de las naciones o instituciones educativas de nivel superior, se observa a las empresas como las mayores concentradoras o recolectoras de talento humano, con la intención de crecer a toda costa con acciones que se reflejan en ganancias económicas sustanciosas y prestigio internacional. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Año XXII, No. 84 3 �Desarrollo y apreciación del talento científico y tecnológico / Nelson F. Garza Montes de Oca Los programas de detección y desarrollo de talentos que pueden aprovecharlo mejor son aquellos que identifican el don o la facilidad de una persona para construir alguna competencia, en etapa incipiente, en comparación con quienes lo identifican después de haber trabajado, muchas veces sin guía, en cierta aptitud. El primer caso es el que verdaderamente lleva al desarrollo de talentos, mientras que el segundo, no menos importante, lleva a su cuidado. Una vez identificadas las características que hacen al joven un talento y sus habilidades sean consideradas para el desarrollo de una cierta tarea o actividad, el talento debe ser recompensado no sólo para que continúe su desarrollo sino para que pueda ser aprovechado de manera positiva y convincente. Si esto no se realiza, el talento experimenta una pérdida de motivación que siempre se refleja directamente en la tan conocida “fuga de cerebros” en la cual los estudiantes y profesionistas destacados en su área del conocimiento, buscan el reconocimiento a sus logros personales en otras instituciones que están sin duda, dispuestas a integrarlos como parte de su equipo con en una situación que en lo particular podría parecer de “ganar-ganar”, pero en realidad representa una pérdida para quien ha dejado ir el talento ya formado. Al no valorar ni apreciar el talento con el que se cuenta, se promueve la falta de arraigo y promueve la migración, la cual se refleja como una distribución no uniforme del talento y en la desigualdad en los desarrollos científicos y tecnológicos que de ellos se derivan. Particularmente, a nivel superior en escuelas de ingeniería la detección y desarrollo de talento es una tarea muy complicada y compleja debido a que los “indicadores” o métodos de detección para determinar si alguien tiene la capacidad para ser considerado como un talento, muchas de las veces sólo consideran el lado intelectual dejando a un lado factores como el desarrollo humano y la interacción social. El desarrollo de talento genuino, en el que éste ha sido identificado antes de manifestarse plenamente, se crean lazos de identidad, gratitud, lealtad y pertenencia con el sistema que lo desarrolla, y por lo tanto la capacidad que lo caracteriza y hace fuerte se puede aprovechar de una mejor manera. Este lazo entre el desarrollador de talento y el talento en sí, es por supuesto mutuo y ambos tienen la responsabilidad de hacer públicos los logros y capacidades que de esta relación se deriven para el desarrollo de todos los actores que conforman la entidad, nación, institución, empresa, en la cual se desenvuelven. El gobierno tiene una gran responsabilidad en liderar y facilitar las condiciones para el desarrollo de talento y su aprovechamiento efectivo. Las instituciones de educación superior, tienen un papel fundamental en su carácter de formativo, de manera que están en la mejor oportunidad para diseñar programas que fomenten la detección de talento en los que se procuran actividades en favor de su desarrollo, el cual se manifiesta frecuentemente en su interés por la excelencia académica, ampliada al aprendizaje de idiomas, compromiso social auxiliando a otros alumnos con dificultades para aprender, participación en programa de prácticas profesionales en empresas líderes y otros actividades de carácter académico, científico y tecnológico, incluso en otros países. Entre las profesiones, la ingeniería ha sido la pieza más fundamental en el desarrollo científico y tecnológico del mundo, que se engalana por las creaciones que sirven a la humanidad y que son producto del talento e intelecto de ingenieros, científicos y tecnólogos. 4 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Año XXII, No. 84 �Desarrollo y apreciación del talento científico y tecnológico / Nelson F. Garza Montes de Oca La gente con talento suele sentir interés por el arte, tanto las bellas artes, como las creaciones tecnológicas, que son el arte de los ingenieros. Ese interés les crea la necesidad de aprender de todo, por lo que es indispensable que estén en un medio compuesto por profesores con experiencia y condiciones continuas que puedan satisfacer tal demanda, por lo que no se trata de una práctica simple que se pueda dar de manera improvisada. No se puede concluir sin haber enfatizado que aunque el desarrollo de talento compete al individuo en primer lugar, es imperativo que éste cuente con gente que lo guíe, herramientas de apoyo que faciliten el desarrollo de sus obras, sin que se limite necesariamente a las científicas o tecnológicas, así como la importancia de crear y mantener un entorno en que se aprecien y estimulen. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Año XXII, No. 84 5 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita Iván Rodríguez Acosta, J. Igancio Dávila Rangel, Hugo López Del Río Unidad Académica de Estudios Nucleares, UAZ, Zacatecas, Mx rshivan@hotmail.com, idavilara@gmail.com, hlopez@hotmail.com RESUMEN El uranio es uno de los metales pesados que se puede encontrar en las aguas residuales industriales, es un elemento tóxico para los seres humanos en el medio ambiente. En este trabajo, la zeolita natural clinoptilolita es usada como un adsorbente para la eliminación de uranio de soluciones acuosas. Se estudió en dos lotes, el primero en su forma natural y el segundo lote fue acondicionado a forma Na+, con la finalidad de comparar la capacidad de adsorción. Se estudiaron los efectos de los parámetros de tiempo de contacto, pH y la concentración de uranio en solución, para determinar las mejores condiciones de adsorción. El equilibrio se logró a los 50 minutos, la adsorción se demostró a valores de pH de 2 a 10, encontrando un pH de 5 como óptimo. De acuerdo a los resultados obtenidos se comprobó que la clinoptilolita es un adsorbente eficiente, logrando un 87.25% de adsorción de uranio en su forma natural, mientras que la clinoptilolita acondicionada a forma Na alcanza los 93.15% de uranio adsorbido. PALABRAS CLAVE uranio, clinoptilolita, adsorción, agua residual. ABSTRACT Uranium is one of the heavy metals that can be found in industrial wastewater, it is a toxic element to humans and in the environment. In this work, the natural zeolite clinoptilolite is used as an adsorbent for the removal of uranium from aqueous solutions. It was studied in two batches, the first one is in its natural form and the second batch was conditioned to Na+ form, to compare the adsorption capacity. The effects of the parameters of contact time, pH and the concentration of uranium in the solution were studied, to determine the best adsorption conditions. The balance was achieved at 50 minutes, the adsorption was demonstrated at pH values of 2 to 10, finding a pH of 5 as optimal. According to the results obtained, it was found that clinoptilolite is an efficient adsorbent, achieving 87.25% adsorption of uranium in its natural form, while clinoptilolite conditioned to Na+ form reaches 93.15% of adsorbed uranium. KEYWORDS Uranium, clinoptilolite, adsorption, wastewater. 6 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. INTRODUCCIÓN El uranio es el elemento natural más pesado, radiactivo y químicamente tóxico. En su estado natural aparece como una mezcla de tres isotopos: 234U (0.01%), 235U (0.71%) y 238U (99.28%), químicamente ambos se comportan igual pero tienen propiedades radiactivas diferentes. El 235U es usado como combustible para los reactores nucleares.1 Existen varios métodos para eliminar el uranio de soluciones acuosas, como la precipitación química, osmosis inversa, extracción por solvente y la adsorción. Entre estos la adsorción es un método muy usual debido a su alta eficiencia, facilidad de manejo y disponibilidad de diferentes materiales adsorbentes. El proceso de adsorción es un proceso de transferencia de masa por el cual una sustancia es transferida desde una fase líquida hasta la superficie de un sólido donde se une por interacciones físicas o químicas. Se han estudiado diferentes tipos de adsorbentes para eliminar el uranio, pero en general todo material sólido con estructura porosa puede ser empleado como adsorbente, pero la capacidad de adsorción dependerá de su estructura interna y área superficial. Diversos investigadores han demostrado la gran eficiencia que tiene la clinoptilolita en los procesos de adsorción, lo cual la han convertido en la zeolita natural comúnmente utilizada en los procesos de intercambio iónico.2 La clinoptilolita es una zeolita de origen natural, perteneciente al grupo de la heulandita. Está constituida por aluminosilicatos cristalinos, donde su estructura consta de una red tridimensional de tetraedros de [SiO4]-4 y [AlO4]-5, con los átomos de silicio o aluminio en el centro y los oxígenos en los vértices. Estos tetraedros, unidad fundamental, se enlazan por sus átomos de oxígeno originando estructuras poliédricas que constituyen las estructuras secundarias. La presencia de [AlO4]-5 origina un exceso local de carga la cual es neutralizada por los denominados cationes de compensación tales como Na +, K+, Ca2+, Mg2+, etc. Los cationes de compensación presentes en la estructura de la clinoptilolita pueden ser desplazados o sustituidos, de acuerdo a su radio iónico y concentración de la carga. A esto se le conoce como capacidad de intercambio catiónico, y está relacionado con la cantidad de aluminio presente en la red zeolitica.3 El proceso de intercambio iónico en las zeolitas depende de la naturaleza de las especies catiónicas, el tamaño del catión tanto hidratado como deshidratado y la carga del catión, además de la temperatura, la concentración de las especies catiónicas en solución, las especies aniónicas asociadas con el catión en solución y el solvente, así como las características de los materiales. Existen diversas investigaciones sobre la capacidad que tiene la clinoptilolita para adsorción de uranio y otros metales o gases. En 2016 Aghadavoud y colaboradores 4 estudian a la clinoptilolita como un adsorbente natural para la eliminación de uranio de soluciones acuosas, encontrando las condiciones óptimas de tiempo de contacto (2 horas), pH (7.2) y temperatura ambiente logrando adsorber un 98.55% de uranio.4 Kilincarslan y colaboradores estudian la adsorción de uranio sobre una clinoptilolita de origen Turco, encontrando como condiciones óptimas un pH de 5, un tiempo de contacto de 2 horas, de esta forma logran un 82.9% de adsorción de uranio.5 Olmez y colaboradores Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 7 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. estudian el comportamiento de adsorción de una clinoptilolita proveniente de Balikesir Turquía, la cual fue evaluada para eliminar uranio de soluciones acuosas, este estudio indica que la eliminación de uranio en soluciones acuosas depende de la concentración de uranio presente, así como del pH (pH 2), tiempo de contacto (60 minutos), temperatura (20°C) los cuales fueron encontrados experimentalmente, en estas condiciones óptimas la clinoptilolita logro adsorber un 85% de uranio.6 En esta investigación se tiene como propósito determinar las condiciones óptimas de adsorción en una clinoptilolita mexicana proveniente del Estado de Chihuahua para asegurar el porcentaje mayor de adsorción de uranio de una solución acuosa. La investigación se realiza en función de los parámetros experimentales como el tiempo de contacto, pH y la concentración de uranio. Además de evaluar el resultado de un proceso previo de acondicionamiento a forma Na+ de la clinoptilolita en la capacidad de adsorción. DESARROLLO EXPERIMENTAL El desarrollo de esta investigación fue realizado con una muestra de una clinoptilolita, la cual fue molida y tamizada a una malla 100, posterior a esto el material fue lavado con agua desionizada y secada a una temperatura de 45°C. Los procesos de adsorción fueron realizados en dos lotes el primero fue con la zeolita en sus condiciones normales, el segundo lote fue con material acondicionado en forma Na+. Acondicionamiento del material a forma Na+ En su estado natural contiene iones intercambiables (K+, Na+, Ca2+ y Mg2+) los cuales se encuentran neutralizando la carga negativa que le confiere el [AlO 4]-5, estos pueden ser desplazados cuando se expone la clinoptilolita a soluciones de NaCl, convirtiéndose de esta manera a su forma homoionica, observando que este acondicionamiento a su estado sódico mejora la adsorción del uranio en solución. Con este objetivo es que se acondiciona en forma sódica siguiendo el procedimiento propuesto por Dávila.7 Para este procedimiento se usaron 50 g de material tamizado, los cuales fueron puestos en contacto en 1L de una solución 5 M de NaCl con agitación constante por 8 días. Una vez transcurrido el tiempo de contacto se procedió a separar las fases, estas fueron mediante centrifugación a 8000 rpm por 8 minutos, el material fue lavado nuevamente con agua desionizada para eliminar el exceso de NaCl, hasta que la prueba con solución de nitrato de plata indico la eliminación total de iones cloruro. El material fue secado a una temperatura de 45°C. 7 Intercambio con soluciones de uranio Se realizaron tres etapas de contactos, las cuales tenían como finalidad encontrar las condiciones óptimas para alcanzar un mayor porcentaje de adsorción de uranio. Cada muestra contenía 0.100 g de clinoptilolita y 10 ml de solución de uranio. Las soluciones de uranio se prepararon con agua tridestilada y nitrato de uranilo hexahidratado (UO2(NO3)2•6H2O) a la concentración deseada en cada etapa. 8 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. En cada etapa experimental se especifican las condiciones de concentración y pH con las cuales se evaluó la adsorción. En las diversas etapas, las muestras fueron colocadas en el agitador mecánico Labquake (modelo 4002110) para optimizar el contacto entre la solución de uranio y la clinoptilolita. Efecto del tiempo de contacto (cinética de adsorción) En esta etapa se determina el tiempo en el cual se alcanza el equilibrio de intercambio entre el uranio y la clinoptilolita. Se efectuó el intercambio con una solución de 50 ppm de uranio y un pH de 4.5. Los tiempos de contacto fueron de 10, 20, 40, 60, 80 y 100 segundos así como 2, 5, 15, 25, 35, 50, 60, 80, 90 y 120 minutos, cada uno con agitación mecánica. De esta serie experimental se determina el tiempo de contacto necesario para alcanzar el equilibrio, mismo que se utiliza en los experimentos subsecuentes. Efecto del pH Para el estudio del efecto del pH en la adsorción de uranio en la clinoptilolita, cada uno de los diferentes contactos realizados en esta etapa se realizó al tiempo de contacto óptimo determinado en la sección anterior. Se trabajó con una solución de 50 ppm de uranio a diferentes valores de pH. El rango de pH fue de 2 a 12, ajustando este con soluciones de HCl y NaOH concentradas. De esta serie experimental se obtiene el valor de pH óptimo de la solución de uranio donde predomina el ión uranilo, para así disponer de una concentración adecuada de uranio para los procesos de adsorción. El pH óptimo obtenido será el mismo usado en los experimentos subsecuentes. Efecto de la concentración de uranio Para estudiar el efecto de la concentración de uranio en la adsorción, se efectuaron los experimentos de intercambio a concentraciones de uranio 10, 20, 30, 40, 50, 60, 70 y 80 ppm de uranio, con el tiempo de contacto y pH óptimos encontrados en las secciones anteriores. Análisis de uranio Una vez transcurrido el tiempo de contacto para cada parámetro, se procedió a separar las fases, estas fueron mediante centrifugación a 8000 rpm por 8 minutos, se recuperó el sobrenadante y se cuantifico el uranio presente mediante el método de Arsenazo-III a una longitud de onda de 651 nm. La solución del reactivo de Arsenazo-III (Az-III) se preparó disolviendo 0.035 g de Az-III en 25 mL de HClO4 aforando en un matraz de 100 ml. La curva de calibración se obtiene mezclando 1 ml de solución estándar de UO2 (NO3)2·6H2O a diferentes concentraciones de uranio (1, 5, 10, 25 y 50 ppm) con 3 mL del reactivo Az-III y se mide a 651 nm en el espectrofotómetro. Después de este procedimiento se realiza la formación del complejo UO22+-Az-III, con el sobrenadante que se obtiene de cada uno de los contactos de las diferentes etapas experimentales, se trabajó de la siguiente manera: 1m de sobrenadante y 3 ml de Az-III, posterior a la formación del complejo se efectúo la medición de las muestras en el espectrofotómetro. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 9 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. El porcentaje de uranio adsorbido en la clinoptilolita se calculó de la siguiente manera: Donde [U]i es la concentración inicial de uranio y [U]f es la concentración final de uranio (concentración encontrada en el sobrenadante). RESULTADOS Efecto del tiempo de contacto En la figura 1 se muestran los resultados de adsorción para ambos lotes de clinoptilolita evaluados con respecto al tiempo de contacto. Se puede observar que el porcentaje de adsorción de la clinoptilolita en su estado natural es favorable, ya que desde los primeros minutos de contacto esta logra alcanzar hasta el 60% de adsorción de uranio. De igual forma podemos observar que el proceso de acondicionamiento del material a forma Na+ (homoiónica) es bastante favorable ya que el porcentaje de adsorción de uranio que se logra oscila entre el 90%. Por lo tanto, se decidió utilizar un tiempo de contacto de 50 minutos, en las siguientes etapas experimentales con el propósito de asegurar el equilibrio en el sistema. Fig. 1. Efecto del tiempo de contacto en la adsorción de uranio en clinoptilolita. La velocidad en la cual se llegó al equilibrio fue demasiado rápida, lo cual se debió a que las partículas de granulometría menor realizan la remoción del metal de una manera más rápida, ya que estas presentan una mayor área superficial especifica disponible. Efecto del pH El pH de la solución es una variable de suma importancia para la adsorción de radionúclidos en los adsorbentes, e influye en la especiación del metal y los sitios de unión a la superficie del metal. El efecto del pH en la adsorción de uranio de investigó en un rango de 2 a 10, manteniendo los demás parámetros constantes. En la figura 2 se muestra la influencia del pH en la adsorción de uranio en la clinoptilolita. 10 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. Fig. 2. Efecto del pH en la adsorción de uranio en clinoptilolita. Se observa que el comportamiento de adsorción en este estudio responde a un mecanismo de adsorción en el cual depende fuertemente del pH, el cual es favorecido por un pH débilmente ácido. La figura indica que la adsorción de uranio aumenta al aumentar el pH hasta pH 5, alcanzando un 79.53% en la clinoptilolita natural y un 91.34% en la Clinoptololita homoionica, después de este la adsorción disminuye a pH altos. Como se puede apreciar en la figura 3 a valores de pH bajos el ion Uranilo está presente en solución, pero como se observa en la figura 2 el porcentaje de adsorción de uranio a un pH de 2 fue muy bajo, esto es debido a la intensa interacción de los iones H+ con los sitios de adsorción de la clinoptilolita. Por lo tanto, la protonación de la clinoptilolita en condiciones fuertemente acidas disminuye la disponibilidad de los grupos ionizados y por ende la disminución de la tendencia del grupo Uranilo a ser adsorbido. Mientras que a valores pH de 3 a 6 se forman varias especies que son fácilmente adsorbidas o intercambiadas iónicamente por la clinoptilolita. A un valor de pH por arriba de 6 se forma un producto de precipitación estable, UO2(OH)2•H2O, por lo cual la adsorción tiende a competir con las reacciones de precipitación dando como resultado una disminución de la adsorción de uranio. Fig. 3. Diagrama de especiación de uranio en función del pH. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 11 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. Efecto de la concentración Uno de los parámetros más importantes en el sistema de adsorción el cual influye en el comportamiento de adsorción de uranio es la concentración de dicho elemento en solución. En la figura 4 se puede observar el comportamiento de la adsorción de uranio respecto a la concentración de uranio en solución. Como se puede apreciar el comportamiento de la clinoptilolita natural fue aumentando su porcentaje de adsorción de uranio conforme aumento la concentración de uranio, el máximo porcentaje de uranio adsorbido fue de 87.25% el cual se logró a una concentración de 50 ppm de uranio, lo cual indica que se ha logrado una saturación en los sitios activos disponibles para la adsorción del elemento de interés en la clinoptilolita además de la presencia de reacciones competitivas, específicamente las reacciones de precipitación de uranio las cuales pueden reducir significativamente los iones de uranio disponibles para la adsorción posterior a esta concentración de uranio. Fig. 4. Efecto de la concentración de uranio en solución en la adsorción en clinoptilolita. De igual forma se observa que la Clinoptilolita homoionica desde las concentraciones más bajas de uranio esta logra altos porcentajes de adsorción debido a que esta tiene más sitios activos disponibles los cuales fueron logrados con el acondicionamiento a su forma Na+. Pero de igual forma se aprecia que en la concentración de 50 ppm de uranio esta tiende a saturarse, adsorbiendo un 93.15% de uranio. CONCLUSIONES El presente trabajo describe los experimentos se adsorción de uranio de una solución acuosa en una zeolita natural, clinoptilolita. Se investigó la adsorción de uranio sobre la clinoptilolita para determinar las condiciones óptimas de tiempo de contacto, pH y concentración de uranio. De igual forma se comparó la capacidad de adsorción de la clinoptilolita acondicionándola a una forma Na+. La capacidad adsorbente de la clinoptilolita es dependiente del tiempo de contacto, el pH y de la concentración de uranio en solución. Se determinó que el tiempo de contacto en el cual que se llega al equilibrio entre las fases fue de 50 minutos. El pH óptimo de la solución de uranio se encontró que este debe de ser de 5. 12 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Adsorción de uranio (VI) en clinoptilolita / Iván Rodríguez Acosta, et al. Los valores del porcentaje de adsorción de uranio a diferentes concentraciones de uranio fueron bastante altos, lo cual podemos concluir que 0.100 g de clinoptilolita son bastante eficaces para adsorber uranio en un rango de soluciones de 10 80 ppm de uranio. De igual forma se comprobó que un proceso de acondicionamiento previo del material a una forma Na+ aumenta significativamente la capacidad de la clinoptilolita para la adsorción de uranio. AGRADECIMIENTOS Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnologia (CONACyT) por el apoyo recibido para la realización de este trabajo de investigación. Al Dr. J. Ignacio Dávila Rangel por el apoyo y asesoría para realizar este trabajo. REFERENCIAS 1. ATSDR, 1999. Toxicological Profile for Uranium, Atlanta, GA.: U.S. Department of Health and Human Services. Agency for Toxic Substances and Disease Registry. 2. Pavón, T., Campos, E., y Olguín, T. (2000). Remoción de níquel, cadmio y zinc del agua, utilizando clinoptilolita heulandota. Redalyc.org, 7(3), pp. 251-258. 3. Montes, A., Fuentes, N., Perera, Y., Perez, O., Castruita, G., García, S., y García, M. (2015). Caracterización de clinoptilolita natural y modificada con Ca2+ por distintos métodos físico-quimicos para su posible aplicación en procesos de separación de gases. Superficies y Vacío, 28(1), pp. 5-11. 4. Aghadavoud, A., Rezaee, K., Reza, H., y Sayyari, R. (2016). Removal of uranium ions from synthetic wastewater usisng ZnO/Na-clinoptilolite nanocomposites. Radiochim, doi 10.1515, pp.1-7. 5. Kilincarslan, A., y Akyil, S. (2005). Uranium Adsorption characteristic and thermodynamic behavior of clinoptilolite zeolite. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 264(3), pp. 541-548. 6. Olmez, S., Akyil, S., y Eral, M. (2004). Adsorption and thermodynamic behavior of uranium on natural zeolie. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 260(1), pp. 119-125. 7. Davila, J. (2009). Efectos por tratamiento térmico e irradiación gamma en minerales no metálicos y su influencia en la retención de Co2+ y Cd2+ (tesis doctoral). Universidad Autonoma del Estado de México, Toluca, Estado de México. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 13 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofluido en el reactor ELFR Heriberto Sánchez Mora, Juan Luis François Lacouture, Sergio Quezada García A B CUNAM Facultad de Ingeniería, CDMX heribertosanchez7@hotmail.com Marco Antonio Polo Labarrios UAM - Cuajimalpa Raimon Pericas Universitat Politècnica de Catalunya, Barcelona RESUMEN Este trabajo muestra el análisis de seguridad del reactor nuclear ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) en escenario de pérdida de refrigerante con un acoplamiento de la ecuación de difusión neutrónica y los efectos térmicos de las barras de combustible del reactor, el cual consta de 8 zonas o anillos del núcleo y es enfriado por plomo líquido. La retroalimentación entre los efectos de difusión neutrónica con los térmicos por efecto Doppler se obtuvieron utilizando las secciones eficaces, velocidad del neutrón y coeficientes de difusión en función de la temperatura promedio del combustible, tomadas del código SERPENT. Se consideró un modelo bidimensional para un núcleo homogéneo y de un solo grupo de energía, mientras que se supuso que la transferencia de calor en la barra de combustible es unidimensional. PALABRAS CLAVE Difusión neutrónica, reactor, núcleo, calor, barra de combustible. ABSTRACT This work shows the safety analysis of the ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) nuclear reactor in a refrigerant loss scenario with a coupling of the neutron diffusion equation and the thermal effects of the reactor fuel rods, the which has 8 zones or rings and is cooled by liquid lead. The feedback among the effects of neutron diffusion with the thermal ones by Doppler effect, was obtained with the effective sections, neutron velocity and diffusion coefficients were used depending on the average fuel temperature, taken from the SERPENT code. A two-dimensions model for a homogeneous nucleus and a single energy group, while heat transfer in the fuel rod was assumed to be one-dimensional. KEYWORDS Neutronic diffusion, reactor, nucleus, heat, fuel bar. INTRODUCCIÓN El reactor ELFR (Europe Lead-cooled Fast Reactor) pertenece a la IV generación de reactores nucleares que forman parte de los reactores LFR (Lead- 14 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al. cooled Fast Reactors), que son investigados por la Unión Europea con el fin de enfrentar los futuros retos en el suministro energético como también los problemas ambientales de efectos invernadero.1. Este tipo de reactores están basados en trabajos previos de reactores enfriados con plomo líquido, como lo es la configuración del reactor ELSY y el reactor ALFRED. El ELFR tiene también como objetivo incrementar la seguridad ante accidentes severos.2 Las características técnicas han sido basadas en la configuración previa y verificada del reactor ELSY.1 Los parámetros generales del núcleo son los mostrados en la tabla I. Tabla I. Parámetros Generales1 Parámetro ELFR Potencia térmica 1500 M Geometría del arreglo de ensambles Hexagonal Número de ensambles 427 Número de barras/ensamble 169 Longitud de la zona activa 140 cm Radio de la zona activa 240 cm Velocidad del Refrigerante 1.53 m/s Por otro lado, las barras de combustible cuentan con una perforación en el centro que varía su dimensión dependiendo de la zona del reactor. Para 157 ensambles de la zona interna se tiene una perforación de 4 mm de diámetro, mientras para 270 ensambles en la zona externa se tiene una perforación de 2 mm de diámetro. Dicha perforación tiene como objetivo reducir el perfil de temperatura y evitar el daño al núcleo a medida que se muestre un aumento de potencia considerable.1 Las dimensiones de las barras se presentan en la tabla II. Tabla II. Parámetros Generales1 Parámetro Distancia entre barras 15 mm Diámetro externo del encamisado 10.5 mm Diámetro interno del encamisado 9.3 mm Diámetro externo del combustible 9.0 mm Diámetro interno del combustible 4.0/2.0 mm (interno/externo) Material del combustible MOX Material del encamisado T91 Para la implementación matemática en el modelo de difusión neutrónica, las secciones eficaces, velocidad del neutrón, coeficiente de difusión y los parámetros de los precursores son extraídos de SERPENT, donde previamente se ha simulado el reactor ELFR a diferentes temperaturas promedio del combustible: 600 K, 900 K y 1500 K, para las diferentes regiones radiales del núcleo (8 regiones). Debido a que se trata de una temperatura promedio es útil considerar un canal promedio para resolver los modelos matemáticos y observar el comportamiento tanto del flujo neutrónico como del campo de temperatura en el combustible en Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 15 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al.. una barra promedio. Debido a que se consideran dos tipos de perforaciones en las barras de combustible en diferentes zonas solo se considera la barra con 2 mm de diámetro interno en el combustible. El modelado se realiza con el ELFR como reactor homogéneo divido en 8 anillos. A continuación se muestran los modelos y las consideraciones en las condiciones de frontera e iniciales. MODELO MATEMÁTICO Difusión neutrónica La ecuación de difusión neutrónica para el modelo del reactor ELFR es de manera transitoria y en dos dimensiones, considerando la contribución de los precursores y un solo grupo de energía; (1) (2) Donde,  es el flujo neutrónico escalar, z corresponde a la componente axial, r es el componente radial, t es la componente temporal, D es el coeficiente de difusión, v es la velocidad del neutrón, βeff es la fracción de neutrones retardados totales,  son los neutrones producidos promedio por fisión, Σf sección macroscópica de fisión, Σa sección eficaz macroscópica de absorción,  coeficiente de decaimiento promedio de precursores y C es la concentración de precursores. Para la fracción de neutrones retardados y los coeficientes de decaimiento, se consideran 9 precursores, los cuales son aglomerados en promedio como se muestra en las ecuaciones 3 y 4. (3) (4) donde  es el la fracción del precursor,  es el coeficiente de decaimiento, y el subíndice i es el número del precursor . La ecuación 1 está sujeta a las siguientes condiciones iniciales y de frontera, Condición inicial: (5.a) 16 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al. Condiciones de frontera en la componente radial: (5.b) Condiciones de frontera en la componente axial: (5.c) es un flujo de neutrones inicial, Rr es el radio del reactor, L es la longitud del reactor, B es la fracción del flujo de neutrones que regresan al núcleo por albedo del material reflectante de neutrones. La condición inicial de la ecuación 2 es, (5.d) Co es la densidad de precursores inicial. Para determinar la potencia total generada por el reactor se utiliza la ecuación 6, (6) P es la potencia total del reactor, ff es la fracción del volumen de combustible dividido entre el volumen total del reactor; este coeficiente es añadido debido a que solo se realiza fisión en el combustible, Er es la energía liberada por fisión, V es el volumen del reactor. Para tener un perfil de densidad de potencia axial promedio se estima con la ecuación 7, haciendo promedios radiales en diferentes posiciones axiales, esto útil para localizar la temperatura promedio del reactor, ya que la retroalimentación de las secciones eficaces radica en la temperatura promedio del combustible, (7) q’’’(z) es el perfil de densidad de potencia promedio en la dirección axial. Transferencia de calor La transferencia de calor se aplica a una barra de combustible usando la densidad de potencia promedio (ecuación 7) para obtener la temperatura promedio del combustible. El modelo de transferencia de calor para la barra solo se considera con la componente radial, debido a que se contempla que la transferencia de calor tiene mayor relevancia en ésta. Se resuelve dicho modelo radial en diferentes niveles axiales para considerar el perfil de potencia axial promedio. Las ecuaciones 8, 9 y 10, muestran la descripción de la temperatura de la barra de combustible, Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 17 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al.. (8) (9) (10) Cp es la capacidad calorífica, p es la densidad, k es la conductividad térmica y es la temperatura. Los subíndices f, g y c, son usados para asociar las propiedades al combustible, a la holgura y al encamisado, respectivamente. Las ecuaciones. 8, 9 y 10, tienen las siguientes condiciones de frontera, Condiciones de frontera de la ecuación. 8, (11.a) Condiciones de frontera de la ecuación 9, (11.b) Condiciones de frontera de la ecuación 10, (11.c) rin es el radio interno del combustible, rf es el radio externo del combustible, rg es el radio interno del encamisado, rrod es el radio externo del encamisado, hl es el coeficiente convectivo de transferencia de calor del plomo líquido y Tl(z) es la temperatura del plomo líquido con dependencia axial. Las condiciones iniciales en las temperaturas en los componentes de la barra de combustible son, C.I. de las ecuaciones 8, 9 y 10, respectivamente, (12.a) (12.b) (12.c) 18 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al. Transporte de calor por el termofluido El transporte de calor por el termo-fluido (plomo) se modela de manera unidimensional y transitoria con la siguiente ecuación, (13) donde l denota las propiedades del plomo y Af es el área de flujo del fluido, la cual es igual a la siguiente expresión, (14) donde Lpitch es la distancia entre barras. Como condiciones frontera e inicial para la ecuación 13 se tiene, Condición de frontera, (15.a) Condición inicial, (15.b) donde Tlo es la temperatura de entrada de entrada del refrigerante. Para una aproximación del fenómeno se estima una velocidad del plomo constante a través del canal. Para el cálculo del coeficiente convectivo del plomo mencionado en la ecuación 11.c se establece la siguiente correlación del número de Nusselt para geometría hexagonal,2 (16) donde Pr es el número de Prantl y Re es el número de Reynolds ambos para el plomo. SOLUCIÓN NUMÉRICA Y RESULTADOS El método de solución para las ecuaciones: 1, 8, 9, 10 y 13, es una aproximación mediante el método de diferencias finitas implícito.3 A diferencia de las demás ecuaciones mencionadas, la aproximación de la ecuación. 1 está bajo el esquema implícito de dirección alternante (IDA),3 el cual permite resolver ecuaciones diferenciales parciales parabólicas en dos dimensiones espaciales con el uso de matrices tridiagonales. La ecuación 2, es resuelta por el método de Euler;3 y las ecuaciones 1, 8, 9, 10 y 13, una vez discretizadas, la matriz de coeficientes para cada ecuación es resuelta mediante el algoritmo de Thomas.4 Debido a que se obtuvieron valores de secciones eficaces y parámetros de los precursores evaluados en temperaturas promedio del combustible de 600 K, 900 K y 1500 K, para cada uno de los 8 anillos del reactor, se utiliza una interpolación entre los valores para tener continuidad de los datos cuando se tiene la variación de la temperatura del combustible. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 19 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al.. Para la nodalización de la ecuación 1 se utilización 24 nodos axiales y 24 nodos radiales, por lo que la densidad de potencia promedio axial cuenta con 24 nodos. Para el combustible en la barra de combustible, ecuación 8, se consideraron 13 nodos radiales, 3 nodos para la ecuación 9 y 4 nodos para la ecuación 10. Ya que la distribución de potencia axial promedio cuenta con 24 nodos, la ecuación 13 se discretiza con la misma cantidad de nodos. Con un paso de integración temporal de t=0.00001s. El valor de B se estima para lograr criticidad con la potencia térmica nominal del reactor. Las propiedades del combustible se pueden ver referenciadas en el trabajo de Carbajo. 5. Las propiedades del plomo son extraídas de Sobolev, 6 las propiedades del encamisado hecho de T91 citadas de Getachew, 7 las propiedades del huelgo son extraídas de Lamarsh. 8 En la figura 1 se muestra el flujo neutrónico del núcleo del reactor y en la figura 2 se muestra el campo de temperaturas de la barra de combustible, ambas figuras en estado estable con el uso de las librerías de OpenGL para su visualización. El estado estable se alcanza a los 30 s de simulación. Fig. 1. Flujo neutrónico en estado estable del ELFR. Fig. 2. Campo de temperaturas en estado estable de la barra de combustible. 20 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al. En las figuras 3, 4 y 5, se muestran los distintos escenarios transitorios para el flujo de refrigerante, tanto fluctuación como aumento del mismo una vez conseguida la criticidad y el estado estable del sistema. La figura 3 muestra el cambio en la temperatura máxima de la barra de combustible promedio, debido a que se tiene que la temperatura máxima en el centro de la barra, ya que resulta fácil ubicarla gracias a la figura 2. La figura 4 muestra el cambio en la potencia térmica y la figura 5 el cambio en la temperatura promedio del refrigerante. Fig. 3. Variación de la temperatura máxima del combustible en función al flujo de refrigerante. Fig. 4. Variación de la potencia térmica en función del flujo de refrigerante. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 21 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al.. Fig. 5. Variación de la temperatura promedio del refrigerante en función de su flujo. CONCLUSIONES Con base a los resultados obtenidos, la ventaja de la simulación con la ecuación de difusión neutrónica y su retroalimentación con la temperatura del combustible, es la capacidad de integrar las diferentes regiones del núcleo para el análisis de transitorios, como se puede observar en la figura 1. El campo del flujo neutrónico converge en un estado estable de criticidad. Dicho estado de criticidad es logrado después de 30 s de simulación. Los resultados transitorios responden a la dinámica, debido a que al disminuir la cantidad de flujo del refrigerante hay un aumento en la temperatura en el combustible de forma instantánea pero se ve regulada gracias al efecto Doppler; el cual disminuye las secciones eficaces macroscópicas de fisión y aumenta las secciones eficaces macroscópicas de absorción, dando paso a una disminución de potencia, autorregulándose el reactor y empiece a disminuir como se observa en la figura 3. En el caso contrario, donde hay aumento de refrigerante, el combustible al disminuir su temperatura de forma instantánea hay un aumento de potencia en el rector, ya que las secciones eficaces macroscópicas de fisión aumentan y las de absorción disminuyen, posteriormente, debido al aumento de potencia la temperatura del combustible aumenta de manera paulatina, como se observa en la figura 3. Como se tienen en los resultados en una variación de ±30% en la cantidad de flujo del refrigerante, el combustible no se ve comprometido en daño de fundición o de alguna temperatura que perjudique al encamisado, pues la variación de temperatura con las fluctuaciones simuladas muestran un aumento en la temperatura máxima del combustible nominal de aproximadamente 10 K, lo cual revela que el ELFR está lejos de daño ante este tipo de escenarios. 22 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Acoplamiento y simulación de difusión neutrónica y termofuido en el reactor ELFR / Heriberto Sánchez Mora, et al. REFERENCIAS 1. Döderlein C., Tuček K., Grasso G., Alemberti A., “Definition of the ELFR Core And Neutronic Characterization”, European Commission, (2013). 2. Espinosa-Paredes Gilberto, François J. L., Sánchez-Mora H., Pérez ValsecaAlejandría D., Martín-del-Campo Cecilia, “Study on the Temperature Distributions in fuel Assemblies of Lead-cooled Fast Reactors”, México, Int. J. Nuclear Energy Science and Technology, Vol. 11, p.185-203 (2017). 3. Chapra Steven C., Canale Raymond P., “Métodos Numéricos para Ingenieros”, p. 859-885 Mc Graw Hill, Ciudad de México, México (2007). 4. S. Patankar,Numerical Heat Transfer and Fluid Flow, McGraw-Hill,New York, U.S. (1980). 5. Carbajo, J., Yoder, G., Popov, S., Ivanov, V, A review of the thermophysical properties of MOX and UO2 fuels. Journal of Nuclear Materials, Vol. 299: 181-198 (2001). 6. Sobolev, V.P., Schuurmans, P. and Benamati, G. ‘Thermodynamic properties and equation of state of liquid lead and lead–bismuth eutectic’, Journal of Nuclear Materials, Vol. 376, pp.358–362 (2008). 7. Tibba Getachew, Modeling the Inelastic Behavior of Heat Exchangers Accounting for Fluid-Structure Interactions, Bedele, Etiopía, p. 82 (2013). 8. J. Lamarsh and A. Baratta., Introduction to Nuclear Engineering, Prentice Hall, New Jersey, U.S. p. 755 (2001). Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 23 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor durante un accidente severo Marco Antonio Polo Labarrios UAM - Cuajimalpa, CDMX plabarrios@hotmail.com Heriberto Sánchez Mora, Sergio Quezada García UNAM Facultad de Ingeniería, CDMX Javier Ortiz Villafuerte Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares, Ocoyoacac, Edo. de México RESUMEN Durante un accidente severo en un reactor nuclear, se funde el núcleo debido al calor de decaimiento y termina en el fondo de la vasija, en donde tiene que ser enfriado para mantener su integridad estructural. El enfriamiento se lleva acabo con el agua residual localizada en el fondo de la vasija. El efecto de refrigeración depende de la remoción de calor 1) entre las superficies del lecho de escombros y el agua residual que la rodea; 2) del lecho de escombros por el agua residual que ingresa a través de los poros del lecho; y 3) por el agua que posiblemente penetra entre la pared del fondo de la vasija. En este trabajo se analiza este el tercer proceso, presentando el desarrollo de un modelo matemático en una dimensión para simular los procesos de la transferencia de masa y energía durante el enfriamiento del material fundido acumulado en el fondo de la vasija. PALABRAS CLAVE Núcleo, solidificación, reactor, transferencia de calor. ABSTRACT During a severe accident in a nuclear reactor, the core melts due to decaying heat and ends at the bottom of the vessel, where it has to be cooled to maintain its structural integrity. The cooling is carried out with the waste water located at the bottom of the vessel. The cooling effect depends on heat removal 1) between the surfaces of the debris bed and the waste water surrounding it; 2) from the bed of debris by waste water entering through the pores of the bed; and 3) by the water possibly penetrating between the wall at the bottom of the vessel. This work discusses the third process, presenting the development of a mathematical model in a dimension to simulate the processes of mass and energy transfer during the cooling of the accumulated molten material at the bottom of the vessel. KEYWORDS Nucleus, solidification, reactor, heat transfer. 24 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. INTRODUCCIÓN Los Accidentes Severos (AS) en las Plantas de Potencia Nuclear (PPN) son eventos poco probables pero con consecuencias graves, como el mostrado recientemente por el accidente ocurrido en abril de 2011 en las PPNs japonesas de Fukushima, donde todos los sistemas de protección fallaron durante el accidente. Bajo la situación de pérdida total de energía eléctrica (SBO), es posible que no funcionen los sistemas de remoción de calor residual, esto provoca la evaporación del refrigerante y la acumulación de vapor dentro de la vasija de presión (RPV). Durante el descubrimiento de la región activa del núcleo, como resultado de la interacción refrigerante-combustible, inicialmente se genera hidrógeno, el cual es un gas incondensable, finalmente el núcleo se funde y es convertido en un lecho de partículas profundo en el fondo de la vasija. Por otro lado, en un reactor de agua ligera (LWR), los Sistemas de Refrigeración de Emergencia (ECCS) son diseñados para proporcionar refrigeración para diferentes accidentes postulados incluyendo el Accidente de Base de Diseño de Pérdida de Refrigerante (LOCA). Sí se asume que los sistemas ECCS no funcionan, el núcleo sería enfriado inadecuadamente y podría fundirse. El material del núcleo fundido formará un lecho de partículas constituido por escombros del núcleo en el fondo de la vasija o en la cavidad del reactor. En este trabajo se analiza el proceso de remoción de calor y refrigeración del material fundido acumulado en el fondo de la vasija por el agua que posiblemente penetra entre la pared del fondo de la vasija y el material fundido. Se presenta el desarrollo de un modelo matemático en una dimensión para simular los procesos de la transferencia de masa y energía durante la refrigeración del material fundido acumulado en el fondo de la vasija. El objetivo de la siguiente sección es presentar los principales eventos durante la progresión de un accidente severo, desde el inicio de la oxidación hasta su relocalización en el fondo de la vasija del reactor. PROGRESIÓN DE LA FUNDICIÓN DEL NÚCLEO Los AS en las PPN pueden ser ocasionados por eventos internos o externos, con la característica común de la falta de refrigerante debido a la falla de los sistemas de refrigeración del reactor, los cuales proporcionan una adecuada remoción del calor residual del núcleo, y por múltiples disfunciones generadas por falla de los equipo y/o error humano, incluyendo el fracaso de los procedimientos de seguridad . 1 La pérdida de los sistemas de refrigeración conduce a la inadecuada refrigeración del núcleo y como resultado de la interacción refrigerante-combustible el núcleo podría dañase y finalmente fundirse. Esto excede el Accidente de Base de Diseño (DBA) suficientemente como para causar falla en las estructuras y sistemas que son necesarios para asegurar la refrigeración apropiada del núcleo del reactor por medios normales. 2 La evolución del accidente puede verse en los cinco niveles de seguridad (OIEA, 2010), 3 de los cuales al cuarto nivel se le denomina Gestión de Accidentes (GA) Durante este nivel se debe hacer frente a los Accidentes Severos que rebasen los DBA, así como asegurar que las emisiones radioactivas se mantengan tan bajas como sea posible. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 25 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. Durante la fase temprana de un AS, la configuración de las varillas del núcleo permanece prácticamente intacta, mientras que la fase tardía se caracteriza por la pérdida gradual de la configuración original hasta presentarse la redistribución significativa y acumulación del material cerámico fundido en la región del núcleo, donde puede formar un lecho de partículas poroso, una alberca de material fundido y la formación de una cavidad. El material fundido se acumula en la región central, por encima de una corteza de material metálico solidificado. 4 Cuando la corteza falle el material será relocalizado al fondo de la vasija. La geometría exacta y el proceso en los cuales el lecho de partículas de escombros del núcleo sería formado dependen de la secuencia del accidente y del diseño del reactor. 2 Frente a un accidente severo, la primera respuesta es mantener el núcleo del reactor enfriado por cualquier medio disponible, dado que tal acción tiene efectos que pueden ser decisivos en la progresión del accidente, es necesario entender totalmente la progresión de daño al núcleo, 5 Por ejemplo, si el agua de refrigeración del núcleo de emergencia entra a la vasija durante la fase inicial del proceso de fundición (re-inundación temprana) sólo habrá fragmentación limitada. A medida que aumente el retraso en el establecimiento de este flujo de agua (re-inundación tardía) mayor será la cantidad de los materiales fundidos y fragilizados. Por otro lado, en el núcleo se podrían formar configuraciones que no pueden ser refrigeradas, esto generará un mayor calentamiento del material hasta que finalmente caiga fundido al fondo de la vasija. 6 En los diferentes intervalos de temperatura hay diferentes daños al núcleo como se observa en la figura 1. En el primer intervalo, el cual va de 1200°C a 1400°C, ocurre un daño local al núcleo y se forman bloques que probablemente puedan ser enfriados. En el segundo rango que ocurre de 1760 °C a 2000 °C, ocurre un daño extendido en el núcleo lo que genera una mayor formación de masa fundida y regiones que ya no podrán ser enfriadas. Fig. 1. Posibles consecuencias que ocurren en el núcleo de un reactor nuclear LWR dañado durante un accidente severo (Hofmann et al., 1989; Hofmann, 1999). 26 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. Finalmente, en el rango que va de 2600 °C a 2850 °C, se tiene el colapso total de todos los materiales y la destrucción total de todas las regiones centrales las cuales se encuentran a altas temperaturas. 6, 7 El efecto de refrigeración, en estos casos, depende de tres procesos de transferencia de calor principalmente: 1) remoción de calor entre las superficies del lecho de escombros y el agua residual que la rodea; 2) la remoción de calor del lecho de escombros por el agua residual que ingresa a través de los poros del lecho; y 3) la remoción de calor por el agua que posiblemente penetra entre la pared del fondo de la vasija y el lecho de escombros, como se muestra en la figura 2. Fig. 2. Pequeña fracción de agua atrapada en el fondo de la vasija. En este trabajo se analiza el tercer proceso, así se presenta el desarrollo de un modelo matemático en una dimensión para simular y analizar los procesos de la transferencia de masa y energía durante la refrigeración del material fundido acumulado en el fondo de la vasija. MODELO MATEMÁTICO El modelo matemático desarrollado incluye: un modelo de la alberca de material fundido y el agua remanente; y un modelo el cual considera el caso en que quedaran atrapadas pequeñas fracciones de agua entre el material fundido y el fondo de la vasija del reactor, como lo muestra la figura 2. Esta masa de agua, entre el material fundido y el fondo de la vasija, al ser calentada por el calor de decaimiento, cambia de fase produciéndose vapor. Este vapor genera una presión lo suficientemente fuerte para levantar el material fundido formando una cavidad por la cual circula agua-vapor que mantiene parcialmente enfriado el material fundido y retrasa el progreso del AS. Para tener una aproximación del resultado se hace solo la solución para la corteza que crece en el fondo de la vasija. El modelo matemático en una dimensión describe la transferencia de calor desde la alberca de material fundido con generación interna de calor hacia la corteza que lo rodea. Se considera que la alberca de material fundido es una mezcla homogénea y tiene la misma composición del material solidificado que forma la corteza, en consecuencia comparten las mismas propiedades termo-físicas. a) Material fundido y costra El modelo matemático para el crecimiento de la costra considera la transferencia de calor de la parte inferior del material fundido hacía el agua que está atrapada Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 27 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. en el fondo de la vasija, como se muestra en la figura 2. Para la conducción de calor en la costra se considera, (1) donde ρ es la densidad, Cp es la capacidad calorífica, t es la variable temporal, r es la componente radial, δ es el espesor de la costra, Rv es el radio interior de la vasija, T es la temperatura, k es la conductividad térmica, es la generación de calor por decaimiento y el subíndice s representa las propiedades asociadas a la costra. La ecuación 1 está sujeta a las siguientes condiciones de frontera, (2) (3) (4) La ecuación 2 considera la transferencia de calor por convección entre la costra y el agua en el fondo de la vasija. hw es el coeficiente convectivo entre la mezcla de vapor-agua, Tws es la temperatura del agua. La ecuación 3 hace alusión a la temperatura en la interface entre el material fundido y la costra la cual es la temperatura de cambio de fase, Tm, el subíndice m asocia las propiedades al material fundido. La ecuación 4 modela el crecimiento de la costra, donde λsl es la energía de cambio de fase del material fundido de líquido a sólido y el subíndice l representa la parte líquida de la interface. Mediante un balance de energía, el segundo término de la ecuación 4 es igual a: (5) Bajo la consideración en la que temperatura en el material fundido es igual a la temperatura de cambio de fase, el término convectivo es despreciado en la ecuación 5. Por lo que, sustituyéndola en la ecuación 4 la condición de frontera es; (6) La condición inicial para la ecuación 1 está dada por: (7) 28 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. La figura 3 muestra un esquema de las ecuaciones 1-7. Fig. 3. Diagrama esquemático de la vasija con material fundido. b) Interacción Corteza inferior-Gap-Vasija Si se asume que el calor proveniente de la superficie exterior de la corteza inferior, mencionado en la ecuación 2, se transfiere al agua que ingresa al gap en función del régimen de ebullición, radiación y por conducción del vapor. Este flujo de calor está dado por: (8) donde hw es calculado como, (9) donde hgap es el coeficiente de transferencia de calor desde la superficie exterior de la corteza inferior con el fluido, δves es el espesor de la vasija y kves es la conductividad térmica de la vasija. El primer término de la ecuación 9 es la resistencia térmica de la corteza inferior; el segundo término considera los mecanismos de radiación, conducción del vapor y el régimen de ebullición; finalmente, el tercer término es la resistencia térmica de la pared de la vasija. Para calcular el coeficiente hgap se considera que la transferencia de calor depende de la temperatura en exceso de la pared calentada como se muestra en la figura 4. Fig. 4. Transferencia de calor en función de la temperatura en exceso y del régimen de ebullición. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 29 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. Este coeficiente es calculado de la siguiente manera. (10) donde Tves es la temperatura de la vasija, ε emisividad, σ es la tensión superficial, δgap es el espesor de la capa de agua entre la vasija y la costra y el subíndice stw asocia las propiedades al vapor o agua dependiendo el régimen de ebullición. Para la transferencia de calor en los distintos regímenes de ebullición se usa la correlación propuesta por Kutateladze. 8 (11) donde ΔTsat es la temperatura en exceso, ν viscosidad cinemática, P presión del sistema, LL se calcula a partir de LL=[σ/{g(ρl-ρv)}], hlg es la entalpia de cambio de fase del agua (líquido a gas) y el subíndice w está asociado a las propiedades al agua. Para condiciones de baja temperatura en exceso, la constante numérica C y el número del exponente n1 son obtenidos de los datos de Fujita, 9 a una presión de 0.1 MPa, número del exponente n2 es obtenido de los datos de Schmidt, 10 a una presión de 10 MPa los valores son: Para condiciones de alta temperatura en exceso, la constante C y el número del exponente nl son obtenidos de los datos de Henry y Hammersley: 12 • Ebullición nucleada: • Ebullición de transición: Para se utiliza el mismo valor de 0.32 de los datos de Schmidt, 10 porque no hay datos para alta temperatura en exceso y alta presión. Cuando se tiene ebullición de película, el coeficiente de transferencia de calor es evaluado con la correlación de Berenson: 11 (12) donde: (13) donde g representa la aceleración de gravedad y Tsat la temperatura de saturación del agua. La temperatura del fondo de la vasija, Tv, se considera constante, ya que al estar en contacto con el vapor de agua en la cavidad su valor está por cerca de la misma temperatura del vapor circundante. 30 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. c) Refrigeración permitida por la sección transversal superior del gap Se considera que la remoción de calor a través de la superficie caliente está restringida por el régimen de ebullición, es decir, la cantidad de agua cerca de la pared calentada, y la capacidad de refrigeración que permite la parte superior final del gap. En la parte superior final del gap la refrigeración está restringida por la cantidad de agua que puede penetrar, debido al fenómeno de flujo contra corriente de vapor y agua (CCFL) que se presenta en esta parte del gap, 13 como se muestra en la figura 5. Fig. 5. Fenómeno que se presenta durante la refrigeración del gap. (q La tasa de transferencia de calor total a través del extremo superior del gap ,supAgap,sup) es obtenida del balance de masa y energía, descrito por, (14) (15) Donde qgap,sup es el flujo de calor en la parte superior del gap, Agap,sup área de la sección transversal superior del gap, J es la velocidad superficial En este trabajo se considera que la transferencia de calor depende de la temperatura en exceso de la pared calentada y del régimen de ebullición. Por otro lado, también se considera el fenómeno de contracorriente de líquido y vapor, para esto, se utiliza la correlación de Kutateadze (1952) para considerar el CCFL: (16) SOLUCIÓN NUMÉRICA Y RESULTADOS Con la consideración del modelado para la dinámica de crecimiento de la costra inferior del material fundido en el fondo de la vasija de un reactor nuclear, se Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 31 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. empleó para la solución de la ecuación. 1 el método diferencias finitas discretizado a 24 nodos radiales, donde la distancia entre nodos radiales varía en función del crecimiento de la costra proporcionando una condición de frontera móvil. Una vez discretizada la Ec. 1, se emplea el algoritmo de Thomas para la solución del sistema de ecuaciones. Para la solución de la ecuación 6 se utilizó el método de Euler con un paso de integración temporal de Δt=0.6s. El método de solución fue implementado en Python 2.7.14, con ayuda de las librerías de OpenGL se obtuvieron resultados gráficos que facilitan la interpretación del crecimiento de la costra del material fundido. En la figura 6 se muestra el campo de temperaturas en la vasija. Fig. 6. Perfil de temperatura de la vasija con material fundido a diferentes tiempos. a) 3025.9 s, b) 76323.9 s, c) 156432.0 s, d) 473754.0 s, e) 732086.0 s y f) 1056360.0 s. Parámetros y propiedades físicas Para las simulaciones numéricas de la refrigeración del material fundido acumulado en el fundo de la vasija durante un accidente severo, los valores de las parámetros y propiedades físicas usados, son presentados en la siguiente tabla. Tabla I. Parámetros usados en la simulación numérica. Descripción Parámetro Valor Radio interno de la vasija RV 2.3 m Presión del agua en el gapC p 0.3701 MPa Calor de decaimiento del material fundido 32 8,5 kW/m3 Temperatura inicial de la vasija Tv 430.15K Temperatura inicial del agua Tw 428.15K Temperatura de fundición Tm 2840.15K Espesor del gap de agua sgap 0.001 m Número de nodos de la costra n 24 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. Resultados de las simulaciones numéricas En la figura 6 se muestra la dinámica de crecimiento de la corteza mediante el perfil de temperaturas generado por la refrigeración proporcionada por el agua remanente, donde se observa las regiones que se encuentran a temperatura de solidificación del material y la región a temperatura de fusión. En la figura 6a, el material relocalizado se encuentra casi en su totalidad fundido y comienza la refrigeración por el agua remanente; mientras que en la figura 6b después al tiempo 76323.9 segundos el material se encuentra parcialmente solidificado y se observa una distribución de temperaturas; en la figura 6c, se observa que el espesor de la corteza ha aumentado después de 156432.0 segundos. En las figuras 6d y 6e sigue el procedimiento de crecimiento de la costra; finalmente, en la figura 6f, después de 1056360.0 segundos (alrededor de 12 días) el material fundido se ha solidificado totalmente. En la figura 7 se muestra el crecimiento del espesor de la costra. Fig. 7. Crecimiento del espesor de la costra. CONCLUSIONES Los resultados obtenidos por la simulación muestran que la solidificación de la costra toma alrededor de 12 días, solo considerando la transferencia de calor al vapor de agua localizada en el fondo de la vasija y a la recirculación de la misma, como lo muestra la figura 6. Por otro lado, la figura 7 muestra que el crecimiento de la costra inicialmente es más rápido y se reduce su pendiente a medida que el tiempo avanza. Esto se atribuye a que al inicio la transferencia de calor del material fundido al agua en el fondo de la vasija, debido a su cercanía, es más grande dado que el espesor de la costra no opone resistencia térmica y aumenta a medida que crece la costra. Como trabajo futuro se tiene en mente en contemplar la costra superior de la vasija y una dinámica bidimensional en el pleno inferior. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 33 �Dinámica de la solidificación de material fundido en el fondo de la vasija de un reactor.../ Marco Antonio Polo Labarrios, et al. REFERENCIAS 1. Xingwei Shi, Xinrong Cao, Zhengzhi Liu, “Oxidation behavior analysis of cladding during severe accidents with combined codes for Qinshan Phase II Nuclear Power Plant”. Annals of Nuclear Energy 58, pp. 246–254 (2013). 2. Kawahara K., Ishiwatari Y., Liu M., “Development of simple success criteria regarding alternative water injection for emergency response to long-term station blackout of BWR”. Journal of Nuclear Science and Technology 50(2), pp. 201–211 (2013). 3. OIEA, “Seguridad de los Reactores de Investigación”, Requisitos de seguridad, Nº NS-R-4. 4. Reinke N, Tilman Drath, Thilo v. Berlepsch, Hermann E. Unger, Marco K. Koch. “Formation, characterisation and cooling of debris Scenario discussion with emphasis on TMI-2”. Nuclear Engineering and Design 236, pp. 1955– 1964 (2006). 5. 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Universidad Autónoma de Zacatecas, Zac. México jenniferoletechipia@live.com.mx RESUMEN Los leucocitos son células que pueden sufrir daño por radiación ionizante, tales como los rayos X utilizados comúnmente en consultorios odontológicos con fines de diagnóstico. Se ha reportado una relación entre la leucopenia y la exposición a la radiación ionizante, de tal manera que han sido utilizados como modelo biológico para exposición a radiaciones ionizantes. Se ha visto que el daño celular se manifiesta a través de la expresión de bioindicadores, como las proteínas Hsp, o con la muerte celular. El objetivo de este trabajo fue evaluar la viabilidad, expresión de Hsp70 y caspasa-8 en leucocitos humanos expuestos a rayos X provenientes de equipos odontológicos. Se concluye que la tasa de muerte celular fue dependiente de la dosis de exposición. Los datos obtenidos determinan que la proteína Hsp70 es un bioindicador de estrés celular, mientras que la caspasa-8 es un bioindicador del proceso de muerte celular por apoptosis. PALABRAS CLAVE Leucocitos, rayos X, proteínas, Hsp70, caspasa-8. ABSTRACT Leukocytes are cells that can suffer damage from ionizing radiation, such as x-rays commonly used in dental offices for diagnostic purposes. A relationship between leukopenia and exposure to ionizing radiation has been reported, so that they have been used as a biological model for exposure to ionizing radiation. It has been seen that cell damage manifests itself through the expression of bioindicators, such as Hsp proteins, or with cell death. The objective of this work was to evaluate the feasibility, expression of Hsp70 and caspase-8 in human leukocytes exposed to X-rays from dental equipment. It is concluded that the rate of cell death was dependent on the exposure dose. The data obtained determine that the Hsp70 protein is a cell stress bioindicator, while caspasa-8 is a bioindicator of the process of cell death due to apoptosis. KEYWORD Leukocytes, X-rays, proteines, Hsp70, caspasa-8. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 35 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. INTRODUCCIÓN Los efectos a largo plazo asociados con la exposición a la radiación ionizante de dosis bajas son los principales factores de riesgo en el área de diagnóstico. Los profesionales de la radiación de estos centros siempre están expuestos a un daño celular potencial, ocasionado por dicha exposición. Varios estudios han sugerido que el riesgo de daño en los trabajadores expuestos a dosis de radiación más bajas que el límite fue mayor que el de sus compañeros no expuestos. Principalmente las células hematopoyéticas se consideran las más sensibles a la radiación, y entre ellas, los linfocitos muestran la mayor respuesta a la radiación de dosis baja (especialmente a los rayos X).1,2 Es común que se presente linfopenia como uno de los primeros síntomas a la exposición de radiación, además se presentan alteraciones en su metabolismo debido a cambios en la conformación de la membrana, su permeabilidad y actividad enzimática,3 por ende, la función de la célula cambia como resultado de los daños post-radiación. La facilidad de obtención, la gran cantidad de células que podemos obtener y su alta radiosensibilidad, hace de los leucocitos un modelo experimental idóneo para estudiar. Por otra parte, las proteínas de estrés calórico (Hsp), pertenecen a una familia altamente conservadas a través de la evolución. En condiciones normales ayudan al plegamiento de proteínas, en los procesos de transporte a través de membranas, así como a su integración a diversos organelos. Una proteína importante es la Hsp70 la cual actúa como chaperona y juega un rol en la homeostasis de proteínas en la célula.4 Durante diversos procesos de estrés celular como choque térmico, exposición a metales pesados, a especies reactivas de oxígeno, a radiación (ionizante y no ionizante),5 entre otros, estas proteínas se sobre expresan para recuperar la homeostasis celular al renaturalizar proteínas o al inducir su destrucción cuando son dañadas.6 Además, se ha encontrado una relación directa a la dosis de radiación ionizante y la expresión de la proteína Hsp70 en células tumorales7 y en células sanguíneas inmunológicas.8 Sin embargo, la apoptosis es caracterizada por una serie de cambios morfológicos que incluyen la contracción celular, condensación de cromatina, fragmentación de ADN, presencia de vacuolas en la membrana, fragmentación del ADN y formación de cuerpos apoptóticos.9-11 Para la regulación y ejecución de este proceso están presentes las caspasas, proteínas implicadas también en procesos de maduración proteíca, por lo que errores en los procesos mediados por estas, son algunos de los principales responsables en el desarrollo de tumores y enfermedades autoinmunes.12 Una de las funciones de caspasa-8 es iniciar la cascada de la apoptosis, en donde se recluta y procesa su procaspasa-8, generando dos fragmentos catalíticos que la conforman, a su vez esta conduce a la activación de otras proteínas para formar la cascada que culmina el proceso apoptótico.13 Se considera que las fuentes de rayos X de diagnóstico funcionan con una radiación de energía más baja (alrededor de 100 keV) con una transferencia de energía lineal más alta14 que otros dispositivos terapéuticos, sin embargo estas fuentes tienen un riesgo aceptable de daño debido a las dosis bajas (en el orden de 0.1 mGy a 400 mGy).15 Por esta razón, es de gran interés estudiar los efectos de los rayos X sobre los leucocitos ya que estos son los principalmente afectados por la exposición a la radiación ionizante, se ha observado en diversos estudios clínicos una disminución de estos en el personal ocupacionalmente expuesto.1,16 36 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. Además, se ha investigado la relación entre la expresión de Hsp70 y caspasa-8 con la apoptosis en células expuestas a rayos X, en donde Hsp70 participa la recuperación de estas,7,8 y la caspasa-8 como proteasa mediadora de la apoptosis, inducida por la radiación.17 El objetivo de este trabajo es estudiar las proteínas Hsp70 y caspasa-8 como bioindicadores de daño celular en el proceso apoptótico en leucocitos humanos expuestos a diferentes dosis de rayos X odontológicos. MATERIALES Y MÉTODOS Obtención de las muestras Se seleccionaron 4 donadores de edades entre 19-24 años, sin historial de radioterapia, ni consumo de alcohol, tabaco, medicamentos, sin presentar síntomas y signos de enfermedad, evaluado esto previamente con un estudio general de salud, de los cuales se obtuvieron muestras de sangre venosa periférica (venopunción antebraquial), aproximadamente 5 ml con 50 µL de heparina. Exposición de leucocitos La exposición de las muestras se realizaron con una fuente de rayos X marca Corix® de la empresa CORAMEX, S.A. cuyas condiciones de operación fueron tomadas con base al distribuidor (70 plus-USV) las dosis de exposición fueron calculadas y se establecieron para 5, 10, 20 y 30 disparos respectivamente para cada muestra y el duplicado, excepto los controles. Determinación de la dosis absorbida La dosis absorbida fue determinada usando TLD´s (detectores termoluminiscentes), que se depositaron en viales de cono. Los TLD-100 fueron expuestos en grupos de cuatro, para cada diferente cantidad de disparos del equipo de rayos X. Un lote de TLDs 100 se usó para medir la radiación de fondo. El procedimiento se repitió con un monitor de estado sólido RaySafe modelo ThinX RAD que se activa cuando el equipo de rayos X se dispara. El mismo número de disparos usados para exponer los TLDs se usaron con el equipo RaySafe. Cálculo de la dosis absorbida Las respuestas de los TLDs expuestos se promediaron y se corrigieron con la respuesta promedio de los TLDs usados para medir el fondo. Estos valores se correlacionaron con las lecturas del monitor RaySafe y se obtuvo una correlación (r2 =0.9987) entre la respuesta de los TLDs en nanoCoulombs. La dosis en función de los disparos se muestra en la tabla I. Evaluación de la viabilidad celular Para la evaluación de la viabilidad celular, se realizaron frotis sanguíneos en portaobjetos y se procedió a teñirlas con colorante de Wright (WR0505 de la casa comercial Golden Bell®). Una vez realizado lo anterior, se observaron los frotis sanguíneos en un microscopio óptico con objetivo de inmersión y se realizó un conteo de 100 leucocitos para el control y las distintas dosis de exposición. 11 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 37 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. Tabla I. Dosis absorbida en función de los disparos. Número de disparos Dosis absorbida (mGy) 0 0 5 2.28 ± 0.05 10 4.56 ± 0.09 20 9.12 ± 0.18 30 13.69 ± 0.27 DETERMINACIÓN DE PROTEÍNAS Lisis celular Cada muestra después de 40 min post-tratamiento fue lavada con solución PBS 1X y homogenizada en tubos Eppendorf con 500 µL de buffer de lisis que contiene: Triton X-100 al 1%, NaCl 140 mM, EDTA 1 mM, Tris-HCl 10 mM pH 7.6 e inhibidor de proteasas 1 mM, PMSF (Sigma Chemical Co, St Louis MO, USA, P-7626), realizando inversiones sucesivas. El lisado celular se centrifugó por 10 minutos a 14,000 r.p.m. y el sobrenadante se recuperó para determinar la concentración de proteínas totales. Cuantificación de proteínas y PAGE-SDS al 7.5% La cuantificación de proteína se realizó mediante la técnica descrita por Bradford en 1976. Para cada muestra 20 µg de proteína fueron caracterizados en geles de poliacrilamida (PAGE-SDS al 7.5%) de acuerdo a la técnica descrita por Laemmli en 1970.18 Western Blot e inmunodetección Las proteínas en los geles de poliacrilamida-SDS se transfirieron a papel de nitrocelulosa (Amersham Biosciences Laboratories, Buckinghamshire, England, RPN303C), tal como describió Towbin en 1979.19 El papel con las proteínas fue bloqueado con solución amortiguadora (PBS-Caseína al 3%) durante 12 horas, los papeles fueron incubados con anticuerpos monoclonales para identificar las proteínas Hsp70 (SC-24 Santa Cruz Biotechnology®) y caspasa-8 en dilución 1:1000 en solución bloqueadora, por 1 hora. Posteriormente se realizaron 5 lavados intercalados con PBS y PBS-Tween. Se procedió a incubar durante 1 hora con el segundo anticuerpo anti ratón y anti conejo para caspasa-8 IgG-HRP conjugado a peroxidasa (SC-2005 Lot F0412 Santa Cruz Biotechnology®). Al finalizar se realizaron 10 lavados intercalados con PBS y PBS-Tween. La unión antígeno-anticuerpo fue observada mediante colorimetría empleando una solución de Diaminobencidina al 0.1% activada con peróxido de hidrógeno, de tal manera que la sobre expresión de la proteína pudiera ser identificada. RESULTADOS Evaluación de la viabilidad celular Se evaluó la viabilidad de los leucocitos expuestos a rayos X para cada una de las muestras, se observó una disminución en el porcentaje promedio de células 38 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. vivas de 97.5% a 39.5% y un aumento en el porcentaje de células muertas de 2.5% a 60.5% respecto a las diferentes dosis de exposición, donde la última dosis (13.69 mGy) presentó mayor porcentaje de células muertas como lo representa la figura 1. Fig. 1. Viabilidad de leucocitos humanos expuestos a rayos-X a diferentes dosis. Expresión de proteínas Expresión de Hsp70 en leucocitos humanos expuestos por rayos X Se obtuvo una expresión basal de Hsp70 para el control y para las primeras dosis (2.28 ± 0.05 y 4.56 ± 0.09 mGy), en la tercera dosis la expresión se incrementó (9.12 ± 0.18 mGy), por otro lado para la dosis más alta (13.69 ± 0.27 mGy) la expresión disminuyo, figura 2. Fig. 2. Expresión de Hsp70 en leucocitos humanos expuestos a rayos-X. Expresión de Caspasa-8 en leucocitos humanos expuestos por rayos X Se obtuvo una expresión basal de caspasa-8 para el control, para las primeras dosis (2.28 ± 0.05 y 4.56 ± 0.09 mGy) la expresión se modificó, en la tercera dosis la expresión se incrementó (9.12 ± 0.18 mGy), por otro lado para la dosis más alta (13.69 ± 0.27 mGy) la expresión disminuyo ver figura 3. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 39 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. Fig. 3. Expresión de Caspasa-8 en Leucocitos humanos expuestos a rayos-X. DISCUSIÓN La viabilidad celular de los leucocitos expuestos a rayos X para cada una de las muestras, disminuyó respecto a la cantidad de dosis recibida, ocasionando un aumento en el porcentaje de células muertas, presentando así para la última dosis un porcentaje mayor de células muertas, posiblemente esto es resultado del daño celular producido, lo anterior es similar a los resultados obtenidos por16 donde disminuye el número de células sanguíneas en POES expuestos a rayos X. El comportamiento en la sobre expresión de Hsp70 es un bioindicador de estrés celular por radiación ionizante como lo reporta,8 de tal manera que los datos generados en el trabajo demuestran este hecho por exposición rayos X. Por lo anterior se observó un incremento de esta proteína exponencialmente para la primera, segunda y tercera dosis y una disminución para la cuarta dosis, este comportamiento posiblemente se puede deber a que el daño celular para esa dosis fue letal y por consiguiente su mecanismo de respuesta no fue el óptimo. Datos reportados por20 coinciden con esta explicación pero con otro modelo biológico como células C3H 10T1/2 cuando fueron expuestas a rayos gamma de 7.5 Gy, además con el trabajo reportado21 en células de carcinoma expuestas a 10 Gy en gammas. Al observar que con el incremento de dosis de irradiación la viabilidad celular disminuyó, se procedió a medir la expresión de caspasa-8 para determinar si esta muerte es por apoptosis, esta proteína modificó su expresión para las primeras dosis (2.28 ± 0.05 y 4.56 ± 0.09 mGy), en la tercera dosis se incrementó (9.12 ± 0.18 mGy) y para la dosis más alta (13.69 ± 0.27 mGy) la expresión decayó, estos resultados coinciden con los reportados por,17 donde la caspasa-8 incrementa su expresión por inducción de la radiación en diversos tipos celulares y también por22 en células de glioma expuestas a 2.3 Gy de rayos gamma. CONCLUSIONES El porcentaje de muerte celular es dependiente del incremento a la dosis de exposición por rayos X, debido al daño celular producido en las diferentes células sanguíneas. Los datos obtenidos determinan que la proteína Hsp70 es un bioindicador de estrés celular, mientras que la caspasa-8 es un bioindicador del proceso de muerte celular por apoptosis. El daño celular de los leucocitos expuestos a rayos X provenientes de equipos odontológicos, provee información relevante para implementar mecanismos de protección en el área de seguridad radiológica. 40 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Rayos X inducen cambios en la vialidad celular: expresión de Hsp70... / Jennifer Ortiz Letechipia, et al. Se observa muerte celular conforme aumenta la dosis de exposición, debido a esto la expresión de caspasa-8, nos indica que los leucocitos posiblemente mueren por un proceso apoptótico, sin embargo esta no es suficiente para determinar si el proceso de apoptosis se activó, por consiguiente, esto se corroborará con la evaluación morfológica de las células sometidas a estos campos de radiación. AGRADECIMIENTOS Al Dr. en C. Sergio Hugo Sánchez Rodríguez y su equipo de trabajo del laboratorio de biología celular y neurobiología en la Unidad Académica de Ciencias Biológicas, Universidad Autónoma de Zacatecas. Al Dr. en C. Eduardo Medrano Cortes, del departamento de Radiología en la Unidad Académica de Odontología, Universidad Autónoma de Zacatecas. REFERENCIAS 1. DavudianTalab, A., Z. Farzanegan, and F. Mahmoudi, Effects of Occupational Exposure on Blood Cells of Radiographers Working in Diagnostic Radiology Department of Khuzestan Province. Iranian Journal of Medical Physics, 2018. 15(2): p. 66-70. 2. Brengues, M., et al., T lymphocytes to predict radiation-induced late effects in normal tissues. Expert Review of Molecular Diagnostics, 2017. 17(2): p. 119-127. 3. Feinendegen, L.E. and J.M. Cuttler, Biological Effects From Low Doses and Dose Rates of Ionizing Radiation: Science in the Service of Protecting Humans, a Synopsis. Health Physics, 2018. 114(6): p. 623-626. 4. Mayer, M.P., Hsp70 chaperone dynamics and molecular mechanism. Trends in Biochemical Sciences, 2013. 38(10): p. 507-514. 5. Eriksson, D. and T. Stigbrand, Radiation-induced cell death mechanisms. 2010. 31: p. 363-72. 6. 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PALABRAS CLAVE Optimización topológica, energía de deformación, elemento finito. ABSTRACT This work presents the development of a topological optimization method based on a finite element model to maximize the deformation energy generated on the working structure of the elbow of a mechanical press. The purpose is to minimize the amount of material, maximize stiffness, and provide information for its redesign for its fabrication. The results an increase of 57.89% in the safety factor. Likewise, the maximum stress was minimized by 37.86%, and the improvement in volume of the component was 11.66%. KEYWORDS Topological optimization, deformation energy, finite element. INTRODUCCIÓN El objetivo de la optimización del diseño de elementos de máquinas es obtener un conjunto de valores para las variables involucradas que minimizan una función objetivo y satisfacen un conjunto de restricciones. El proceso de optimización se puede llevar a cabo considerando tres categorías: por parámetros, forma, y topología.1 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 43 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Los resultados del análisis estructural se utilizan convencionalmente por los diseñadores con el propósito de mejorar el desempeño mecánico,2 mientras que la integración de las herramientas de generación automática se ha vuelto más importante para ahorrar además material y energía, 3 sistematizado para acortar el tiempo de desarrollo de productos (figura 1). Fig. 1. Proceso del diseño computarizado.4 Las piezas mecánicas tienen transiciones geométricas, como muescas y orificios, en las que se producen concentraciones de esfuerzo locales que afectan la resistencia del componente en términos de servicio.3, 5 La optimización de la forma reduce esas transiciones, al mismo tiempo que evita el sobredimensionamiento, el cual es uno de los métodos de simplificación para mejorar la resistencia del componente y para facilitar su manufactura. Tener material en sitios del componente estructural que no soportan carga se asocia a un mayor costo de material aunque pudiera reducir el costo de producción. Aunque retirar el material de esos sitios implicaría una reducción de peso, es común que en las propuestas de diseño se incluyan aspectos relacionados con el costo de la producción por la modificación de la manufactura, de manera que la manufacturabilidad del producto debe ser evaluada5 como una restricción al diseño mecánico óptimo. Los resultados de la optimización topológica a menudo brindan soluciones que pueden considerarse complejas para los métodos de manufactura convencional, tales como estructuras de armadura, cavidades, superficies curvas, por lo que los diseños mecánicamente óptimos requieren el desarrollo de métodos modernos de manufactura.6, 7 Tomando en cuenta esto, los programas computacionales para la optimización topológica han evolucionado de tal manera que consideran diferentes procesos de manufactura dentro de las restricciones de diseño.8, 9 44 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. OBJETIVO El objetivo de este trabajo consiste en diseñar un componente mecánico que presente el mejor desempeño, mediante un análisis topológico. La mejora se evalúa comparando el diseño original contra el que resulta de esta propuesta, utilizando el análisis de esfuerzos según el criterio de von Mises. METODOLOGÍA Inicialmente se requiere determinar una geometría que representa el espacio de diseño y las condiciones de frontera, así como la función objetivo y su restricción volumétrica. Posteriormente se rediseña la geometría resultante del proceso iterativo de la optimización tomando en cuenta el método de fabricación.10 Por último, se evalúa el desempeño mecánico del componente original y el resultado topológico de este estudio para compararlos (figura 2). Fig. 2. Diagrama de flujo para optimización topológica. Método de elementos finitos El método de elementos finitos es una técnica numérica para resolver problemas que se pueden describir por ecuaciones diferenciales parciales o que pueden ser formulados por medio de una minimización de un funcional (cálculo variacional). La mayoría de los métodos de optimización emplean este método para el análisis topológico.5 La premisa básica es que una región de solución que se describe con funciones continuas, puede ser modelada reemplazándola con un arreglo de elementos discretos, pudiendo incluso variar las condiciones de los elementos individualmente o en grupos de acuerdo con las ecuaciones constitutivas que se empleen en el problema.3 En primer término, la expresión para la energía potencial resultante puede escribirse de la forma: (1) Donde: Q es el vector de desplazamientos global F es el vector de carga global K es la matriz de rigidez estructural Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 45 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Minimizando la energía potencial total resultan las ecuaciones de equilibrio expresadas de forma matricial: (2) Una vez efectuada dicha minimización se resuelven, mediante un programa computacional, las ecuaciones de equilibrio y se obtienen los desplazamientos del continuo, los esfuerzos, reacciones, entre otros. Optimización topológica Desde su introducción por Bendsøe,1 el método de optimización topológica ha ganado una gran popularidad en la academia y la industria, y actualmente se aplica al diseño de estructuras automotrices y de aeroplanos, así como en materiales, mecanismos y diseño de sistemas micro electromecánicos (MEMS).11, 12 Es una técnica dentro del campo de análisis mecánico y uno de los objetivos consiste en minimizar el peso, manteniendo la funcionalidad mecánica. 13 Por lo general en un problema de optimización topológica, el objetivo principal es minimizar la cedencia C(x) teniendo en cuenta la distribución del material, la cual puede definirse como: (3) Esta energía de deformación es el producto de dos vectores y se asemeja al trabajo realizado por el vector de fuerza F a lo largo de los desplazamientos calculados u. Por lo tanto la expresión dada es en realidad un potencial de trabajo similar a las formulaciones comunes para el equilibrio de la energía potencial en un sistema. De este modo el vector de fuerza F es igual al desplazamiento multiplicado por la matriz de rigidez estructural K(x), donde K es la rigidez global y está en función de las variables de diseño: (4) La transformación de la función objetivo puede ser escrita como en la ecuación (5). La energía de deformación aquí es una combinación lineal de las energías de deformación de cada elemento formulado en el modelo de elementos finitos. (5) Puesto que es un valor normalizado, la variable de diseño sólo puede oscilar entre los valores 0 (sin efecto) y 1 (sólido). Para la prevención de posibles singularidades en las matrices del sistema, las densidades no están restringidas a cero, pero si por un límite inferior como se muestra en la ecuación (6). (6) Debido a que en la optimización topológica existe una redistribución de material se debe tomar en cuenta la razón entre el volumen deseado V(x) y el volumen original V0: (7) 46 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. El planteamiento del problema de optimización topológica completa para minimizar la energía de deformación se representa por la función objetivo, en este caso minimizar la energía de deformación, limitada a las funciones de razón de volumen y la ecuación de equilibrio del sistema, queda como sigue: (8) CASO DE ESTUDIO El caso de estudio es un codo perteneciente a una prensa mecánica, este componente representa el medio que transmite la carga efectiva de trabajo y que por lo tanto es en donde se genera la mayor energía de deformación de la máquina (figura 3). Fig. 3. Prensa mecánica 4 El “codo” muestra el componente estructural. Para llevar a cabo la mejora en la pieza de estudio se definió un espacio de diseño que mantiene las distancias entre centros de los agujeros pivote del codo original así como también el espesor (figura 4). El modelado con elementos finitos con las condiciones de frontera aplicadas al segmento simétrico del codo se muestra en la figura 5. Las condiciones de frontera para la optimización dentro del espacio de diseño son el empotramiento con restricción de movimiento en los tres grados de libertad translatorios. La tabla I muestra los parámetros utilizados en el programa de elementos finitos, así como también las propiedades mecánicas del material (aluminio 6061). Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 47 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Fig. 4. Espacio de diseño. Fig. 5. Espacio de diseño modelado con elementos finitos y condiciones frontera. Tabla I. Parámetros utilizados en el programa de MEF. 48 Tipo de análisis Estático Tipo de malla Cuadrilátero 4 nodos Material Aluminio 6061 Número de elementos 5617 Número de nodos 5818 Coeficiente de Poisson 0.33 Módulo de elasticidad (MPa) 69000 Densidad (Kg/mm3) 2700 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. La carga (500 N) se aplica sobre uno de los barrenos pivote en dirección paralela al eje de carga de la máquina. La función objetivo para el espacio de diseño propuesto es minimizar la energía de deformación del componente. La restricción es minimizar el volumen del componente para mantener un peso aproximado al de la pieza original por lo que se propone un 30% del volumen inicial del caso de estudio. En la figura 6 se observa la iteración 8 de 15 del proceso de optimización topológica. Las oquedades amorfas que se generan con el transcurso de la optimización representan los espacios de la pieza en los que no se concentra un esfuerzo lo suficientemente importante para mantenerse por lo cual se generan huecos en la estructura. La figura 7 muestra la geometría final resultante del proceso de optimización topológica con la máxima reducción de volumen. La gráfica de la figura 8 muestra el cambio de volumen a lo largo de las iteraciones del problema. La curva se aproxima al valor programado de la reducción del volumen total establecido como parámetro de optimización. Fig. 6. Iteración 8 de 15. Fig. 7. Iteración 15 de 15. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 49 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. En la gráfica de la figura 9 se presenta la evolución del comportamiento de la densidad de energía de deformación en relación con la variable de diseño por cada iteración. Fig. 8. Cambio de volumen por iteración. Fig. 9. Relación entre la densidad de energía de deformación por iteración. RECONSTRUCCIÓN GEOMÉTRICA La geometría resultante representa el concepto de diseño para la fabricación (figura 7). El siguiente paso consiste en analizar la viabilidad para su manufactura y plantear los cambios geométricos que sean necesarios para asegurar la fabricación. Para llevar a cabo esta reconstrucción, se realizó una serie de trazos tangentes al contorno de la geometría resultante, y se aplicó la operación espejo para completar la geometría optimizada como se ve en la figura 10. Una vez reconstruida la geometría se procede a realizar el análisis de elemento finito con las condiciones frontera que se muestran en la figura 11, para validar el diseño óptimo obtenido. 50 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. En la tabla II se pueden observar los parámetros utilizados en el programa de elementos finitos con respecto a la geometría óptima y el mismo material (aluminio 6061). Fig. 10. Reconstrucción de la geometría optimizada. Fig. 11. Mallado de geometría óptima y condiciones de frontera. Tabla II. Parámetros utilizados en el programa de MEF (Geometría óptima). Tipo de análisis Estático Tipo de malla Malla sólida Número de elementos 12741 Número de nodos 22000 La figura 12 muestra el resultado del análisis de elemento finito y distribución de esfuerzo von Mises de la geometría óptima. En la tabla III se pueden observar los resultados generados por el programa de análisis de elemento finito. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 51 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Fig. 12. Distribución de esfuerzos de la geometría óptima. Tabla III. Resultados del programa de MEF (Geometría óptima). Tipo de análisis Estático Límite elástico (MPa) 55.15 Esfuerzo máximo (MPa) 18.14 Factor de seguridad 3 Peso de la pieza (gramos) 171.62 Volumen (mm3) 63561.14 COMPARACIÓN DE RESULTADOS Se realizó un análisis de elemento finito a la pieza original, esto con el fin de comparar resultados contra la geometría óptima (figura 13). En la tabla IV se pueden observar los parámetros utilizados en el programa de elementos finitos para el codo original. El resultado del análisis de elemento finito se muestra en la figura 14. La distribución del esfuerzo de von Mises se concentra sobre la transición del arco interno hacia el lado recto del codo. En la tabla V se pueden observar los resultados generados por el programa de análisis de elemento finito, y en la tabla VI se muestra la comparación de los resultados del análisis de elemento finito entre la pieza original y la geometría resultante del estudio de optimización. Como se puede observar en la tabla comparativa, el proceso de optimización topológica mostró mejores resultados al momento de comparar la geometría resultante del optimizador contra la original, sobre todo en el valor de factor de seguridad que como se puede notar aumentó 57.89%. El esfuerzo máximo se redujo en 37.86%. La reducción de volumen, y en consecuencia de peso, del componente fue de 11.66% con respecto de la geometría original. 52 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Fig. 13. Mallado de geometría original. Tabla IV. Parámetros utilizados en el programa de MEF Tipo de análisis Estático Tipo de malla Malla sólida Número de elementos 10511 Número de nodos 16788 Fig. 14. Distribución de esfuerzos von Mises pieza original. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 53 �Optimización estructural del codo de una prensa mecánica... / Francisco Ramírez Cruz, et al. Tabla V. Resultados del programa de MEF (Geometría original). Tipo de análisis Estático Limite elástico (MPa) 55.15 Esfuerzo máximo (MPa) 29.19 Factor de seguridad 1.9 Peso de la pieza (gramos) 194.28 Volumen (mm3) 71947.56 Tabla VI. Comparación de resultados. Pieza original Pieza óptima Mejora (%) Tipo de análisis Estático Estático X Límite elástico (MPa) 55.15 55.15 X Esfuerzo máx (MPa) 29.19 18.14 37.86 Factor de seguridad 1.9 3 57.89 Peso de la pieza (gr) 194.26 171.62 11.66 Volumen (mm3) 71947.56 63561.14 11.66 CONCLUSIONES A través de los resultados obtenidos mediante el método de elementos finitos del codo de una prensa mecánica se comprobó que es posible lograr una distribución mejorada de la energía de deformación. Los resultados del proceso de optimización topológica satisfacen restricciones de volumen. El rediseño de elementos mecánicos a través de un análisis topológico representa un recurso para obtener componentes mejorados en los que se maximiza la rigidez y minimiza el volumen. RECONOCIMIENTOS Y EQUIPO UTILIZADO Este trabajo fue realizado en el marco de la línea de generación y aplicación de conocimiento LGAC L2: “Optimización geométrica de productos” del Cuerpo Académico “Sistemas Integrados de Manufactura” de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica, UANL. Se utilizó el equipo de las instalaciones del Departamento de Mecatrónica de la FIME-UANL. REFERENCIAS 1. Bendsøe MP, Sigmund O (2003) Topology Optimization Theory, Methods, and Applications, second edition edn. Springer Verlag, Berlin. 2. Sigmund O, Clausen PM (2007) Topology optimization using a mixed formulation: An alternative way to solve pressure load problems. Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering 196 (13-16):1874-1889. 3. Ramírez C. Fco., López G. E. Fco., Romero M. I. C., Garza D. J. 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El diseño consta de tres cámaras, en la primera se producen iones dando lugar a la generación de un plasma. Posteriormente, está la cámara de extracción, conformada por un electrodo con potencial negativo que produce un campo electroestático que acelera los iones positivos que se encuentran dentro del plasma. Finalmente, la cámara de detección, donde una placa con la que se cuentan los iones que chocan con ella. Para el diseño mecánico de la fuente de iones se utilizó el software Inventor Autodesk y la simulación del campo electromagnético de RF fue mediante el software COMSOL Multiphysics®. PALABRAS CLAVE Iones, reactor, plasma, radiofrecuencia. ABSTRACT Ion sources have many applications in industry, medicine and science, particularly in particle accelerators. In this work, the design, mechanical and electromagnetic, of a design of an ion source from a plasma reactor. is reported. The design consists of three chambers, in the first they produce ions resulting in the generation of a plasma. Subsequently, there is the extraction chamber, formed by an electrode with negative potential that produces an electrostatic field that accelerates the positive ions inside the plasma. Finally, the detection chamber, where a plate with which the ions that collide with it are counted. The Inventor Autodesk software was used for the mechanical design of the ion source. The simulation of the RF electromagnetic field were performed with COMSOL Multiphysics® software. KEYWORKS Ions, reactor, plasma, radiofrequency. 56 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. INTRODUCCIÓN Una fuente de iones es un dispositivo que produce un haz de partículas cargadas eléctricamente, consistente de iones. Hoy en día, el uso de fuente de iones es muy importante en términos de aplicaciones, en campos como la radiobiología, la medicina, zonas espaciales y en los aceleradores de partículas. Esencialmente, la fuente es un generador de plasma equipado con un conjunto de rejillas que permiten extraer los iones. Existen diversos componentes que integran a tal dispositivo como: una cámara de descarga donde se produce el plasma, un conjunto de rejillas cargadas eléctricamente, y un neutralizador, entre otros. En los aceleradores de partículas, la tecnología para crear la fuente de iones dependerá fuertemente del tipo de partícula que se pretende generar: electrones, protones o iones pesados; partículas con mayor masa que el electrón o protón. Es sabido que los aceleradores incrementan la energía de partículas cargadas y las confinan en haces bien definidos. Los iones producidos en la fuente, tienen usos diferentes dependiendo de la aplicación que se le quiera dar. Por ejemplo, en la radioterapia se hace uso de aceleradores lineales como fuentes de rayos X, los cuales pueden afectar los tejidos sanos colindantes donde se encuentra el daño. Los haces de iones, en cambio, tienen la característica de depositar su energía en un punto específico sin dañar algún tejido sano colindante. Efectivamente, dicha tecnología es de un alto costo, pero los beneficios en la salud del ser humano son notables. En México, el desarrollo de este tipo de dispositivos representa un área de oportunidad para contribuir con el crecimiento científico y tecnológico del país. Lo que pretende este trabajo, es dar a conocer de una manera sencilla y simple, la creación de una fuente de iones como instrumento básico en experimentos prácticos que beneficien a la ciencia en México. MARCO TEÓRICO El estudio del plasma data del siglo XIX, cuando Humphry Davy desarrolló la descarga de arco eléctrico en estado estable usando corriente directa. Por su parte, Michael Faraday, en 1830 construyó un tubo de descarga eléctrica de alto voltaje con corriente directa y dio inicio al estudio del material, obtenido después de dicha descarga.1 En 1879, William Crookes identificó esta sustancia y la definió como el cuarto estado de la materia.2 Sin embargo, el término plasma fue introducido por el físico inglés Irving Langmuir en 1928, quien lo describió como un gas ionizado. En la actualidad, el plasma está definido como un gas parcialmente ionizado que se encuentra compuesto por una mezcla de electrones, fotones, iones, átomos, neutrones y radiación electromagnética con una cuasi-neutralidad eléctrica y sensibilidad a campos magnéticos y eléctricos.3 La ionización puede producirse por otros métodos: la fuerza del campo electromagnético o por medio de un generador de microondas que es acompañado por la disociación molecular. 4 Una de las primeras aplicaciones del plasma fue en 1960, en la polimerización de estireno a partir de monómeros introducidos en una cámara donde se generaba el plasma. En el siglo XX, el plasma se usó en la fusión nuclear con fines militares; pero hoy en día se utiliza para generar energía eléctrica, donde los átomos de hidrogeno son ionizados para generar el plasma, y este es sometido a fuertes campos magnéticos al punto de que se forme helio, de este modo se liberan Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 57 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. grandes cantidades de energía, sin embargo esta no es la única aplicación que tiene el plasma también se utiliza en recubrimientos de materiales, la propulsión por plasma, el generador magneto hidrodinámico, y como fuente de iones, por mencionar algunas.5 En el caso de los aceleradores de partículas, las fuentes de iones requieren una región de producción de plasma y de extracción de iones. La condición del plasma y la producción del ion resultante se ven afectadas por los diferentes procesos que se utilizan en la generación del plasma: el calentamiento de las partículas, el confinamiento del plasma, las colisiones, entre otras. Además, se tiene presente la ingeniería del dispositivo como los efectos térmicos sobre los ánodos, cátodos y trampas de iones de la fuente. También, se considera la erosión del material dentro del dispositivo. Con todas estas consideraciones se logra una confiable y estable producción de haz de partículas (iones) que minimice el consumo de energía en la fuente.6 Fuente de Iones La fuente de iones es el dispositivo que se encarga de inyectar iones de diferentes elementos a un acelerador de partículas, cada ion tiene diferentes usos en la medicina, como recubrimientos para mejorar la biocompatibilidad de los materiales, radioterapia por protones o iones pesados, diagnósticos por radioisótopos y la producción de radiofármacos. Existen dos tipos de plasma: caliente y frío. Este último se caracteriza por la temperatura de sus partículas pesadas (partículas con mayor masa como helio, carbono u otros iones; a diferencia de los protones y electrones) cercana a la temperatura ambiente de 25° a 100°C.7 Una de las formas de obtener este estado de la materia (plasma frío), es por medio de un reactor de plasmas por inducción electromagnética. El plasma es producido por medio de una bobina que se encuentra enrollada en el exterior de la cámara que contiene el gas a ionizar.8 Esta bobina crea un campo magnético, según la Ley de inducción de Faraday, que expresa la inducción de un campo eléctrico cuando un campo magnético varía con en el tiempo. De este modo lograremos un movimiento de electrones en el interior de la cámara y se lograra la ionización del gas.9 A este dispositivo, se le conoce como reactor de plasma de tipo inductivo. Sin embargo, no es la única forma de generar plasma, otro dispositivo idéntico es el reactor de plasma de tipo capacitivo que hace uso de un campo eléctrico o de radiofrecuencia para generar la ionización del gas. Si bien, un ejemplo de éste es el duo-plasmatrón, un dispositivo donde existen dos regiones: una para formar el plasma y otra para la extracción de iones. Por medio de un cátodo y un ánodo existirá una diferencia de potencial y debido a ello, los electrones y los iones positivos serán separados, pudiendo seleccionar la especie de iones según su requerimiento y depositarlos en otra cámara. En el caso de México, ha habido un avance limitado en el diseño y construcción de los aceleradores de partículas.10 Sin embargo, esto representa una oportunidad para consolidar y trabajar en esta área, con el propósito de beneficiar al país. En este trabajo, se pretende realizar la configuración más simple, de una cámara de descarga donde se producirá el plasma. El método consiste en producir iones en la cámara sometiendo a un gas (argón, helio, entre otros), a un campo de radiofrecuencia (RF). Posteriormente, un electrodo con potencial negativo acelerará 58 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. los iones presentes y los conducirá a una placa que estará midiendo la corriente eléctrica, y así saber el número de iones que llegan al detector. Como se puede observar, es una forma sencilla y a la vez ingeniosa de generar un haz de iones. Diseño de la cámara de producción de iones Para realizar los diseños de la fuente de iones, se hizo uso del programa Inventor Profesional 2019. La primera cámara, es donde se produce el plasma y se encuentra compuesta por dos placas de aluminio de 90 mm de diámetro, cada una con 10 mm de grosor y unidas con un tubo de vidrio de 50 mm de diámetro por 50 mm de largo, cada unión tiene su respectivo empaque. La placa que se localiza en el extremo izquierdo, tiene dos conexiones: brida NW16 y NW10; encargadas de controlar la entrada del gas y el vacío que se produce dentro. Se espera que el vacío sea alrededor de 10-2 mbar. En la figura 1, se muestra el diseño mecánico del reactor de plasma (primera cámara), se puede observar que, en su extremo derecho, tiene un orificio de la medida de una brida NW25 para la extracción de los iones (segunda cámara). Fig. 1. Reactor de plasma con conexiones de entrada y salida. Diseño de la cámara de extracción y detección de los iones Esta cámara se encuentra unida mediante un tubo de vidrio, con las mismas dimensiones que se usa en el reactor de plasma. Como se muestra en la figura 2, la placa de aluminio del extremo izquierdo es el electrodo encargado de acelerar los iones, éste se conectará a una fuente de voltaje, aplicándose un potencial negativo para atraer los iones positivos. Fig. 2. Cámara de extracción y detección de iones. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 59 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. El electrodo tiene una forma cónica, que ayuda a que las partículas se concentren en la región de la placa de detección. El electrodo y el reactor de plasma se unirán mediante un empaque aislante para que al ser unidas las placas no se unifiquen en un solo electrodo. Los pernos que se utilizan para la unión son pernos aislantes para que no se perjudique la unión. La placa de detección tiene las mismas medidas que las placas anteriores y de igual material. En dicha placa, se encuentra un tubo que a su extremo hay una placa rectangular a la altura del orificio del cono, donde los iones que al ser acelerados forman el haz, éstos chocarán con esta placa rectangular y se detectará la corriente que pasa por la placa. Diseño ensamblado Al tener los componentes de la fuente de iones, se procede a ensamblar las piezas para obtener la vista completa del diseño. En la figura 3, se muestra la fuente de iones con sus piezas (cámaras) ensambladas. Fig. 3. Fuente de iones. Esta forma del diseño se escogió por la facilidad de extracción de los iones, ya que la cantidad de corriente dado un voltaje aplicado está relacionado con los efectos de la carga espacial de la ecuación de Child-Langmuir: (1) Donde la I es la corriente total del haz de iones y V el voltaje aplicado y P es conocida como la perveancia. La perveancia es usada en haces de partículas cargadas e indica el efecto de la carga espacial sobre el movimiento del haz. Sin embargo, la ley de Child-Langmuir para aperturas redondas, la corriente de extracción de iones que puede ser extraída viene dada analíticamente de acuerdo a la siguiente expresión: (2) Donde ε0 es la constante dieléctrica de valor 8.8541878176×10 C /(N•m ), q la carga de la partícula y m su masa. Además, S es la razón a/d, donde a es el radio de la abertura de salida y d es el espacio de extracción entre producción de iones y el electrodo de aceleración. De aquí, se obtiene la relación correspondiente: -12 2 2 (3) 60 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. Donde A es el área de emisión. Como se observa en la Ecuación (3), la distancia entre el reactor y el electrodo de aceleración debe ser pequeña para tener una salida mayor de iones. Cabe mencionar, que esta es la razón del porqué se escogió esta forma de extracción. Simulaciones de la Fuente de Iones Al analizar el reactor de plasma, primeramente, se simuló el potencial eléctrico y campo eléctrico que se encontraría entre las placas. Una de las placas se aterrizó, mientras que la otra se le agregó un potencial que varía con el tiempo, en la figura 4 se observan los resultados de la simulación. En la figura 5, se puede apreciar las curvas de nivel del potencial eléctrico. La capacitancia de un capacitor de placas paralelas viene dada por la ecuación: (4) Fig. 4. Potencial eléctrico (V) y flechas del campo eléctrico. Fig. 5. Curvas de nivel del potencial eléctrico. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 61 �Diseño y construcción de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. Donde A es el área de la placa, d la distancia entre ellas y ε la permitividad eléctrica absoluta. Como se observa en la Ecuación (4), a menor distancia entre las placas, mayor capacitancia y el campo eléctrico es más intenso. Es por tal motivo, se eligió que el espacio entre placas sea de 50mm. La energía eléctrica depende del voltaje y la carga, como la carga depende de la capacitancia, entonces se puede modular la energía eléctrica total, controlando estos dos parámetros. La energía eléctrica máxima total que se ha registrado es de potencia 10-9 J. Asimismo, se ha simulado la temperatura que habrá dentro del reactor que sube alrededor de 300 K con una potencia de 10 W y un vacío de 0.06 torr aproximadamente. Lo que se busca, en la siguiente cámara, es la relación que haya entre el potencial negativo y la corriente eléctrica que detectará la placa, para ello se realiza una gráfica con las características anteriores y observar la relación entre dichos parámetros, esto se presenta en la figura 6. Fig. 6. Gráfica del potencial respecto a la corriente. Es importante reconocer que la abertura de salida de los iones debe ser pequeña y puede modificarse para obtener mejores resultados, de hecho, es fundamental hacer análisis de las trayectorias de las partículas. Posteriormente, se simuló las trayectorias de los iones en la cámara de extracción. El electrodo estuvo sometido a un potencial negativo que varía de 0 a 180 V. En la figura 7, se puede apreciar la trayectoria de las partículas en un tiempo dado. Para verificar mejor la dispersión del haz, se aumentó la distancia de la trayectoria de las partículas y en la figura 8, se observa con más detalle esta dispersión. Además, se realizó un mapa de Poincaré para analizar el haz en tres cortes transversales, cuando sale de la cámara de generación del plasma, a la mitad de la trayectoria y por último en la placa detectora. En la figura 9, se observa puntos de color rojo, representando al haz saliendo de la primera cámara, los de color azul es a la mitad de la trayectoria y, por último, los puntos de color negro es el haz cuando llega a la placa detectora; se puede apreciar la dispersión del haz en la cámara de extracción. 62 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. Fig. 7. Trayectoria de partículas en la cámara de extracción. Fig. 8. Dispersión del haz a medida que avanza en el tiempo y espacio. Fig. 9. Mapa de Poincaré del haz de iones. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 63 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. CRITERIOS DE ACEPTACIÓN La fuente de iones que se ha expuesto es un diseño sencillo para conocer los fundamentos básicos de su funcionalidad y el aporte que tiene a varias áreas. Esta sencilla fuente, es un trabajo pionero para que en un futuro sea modificado y mejorado, logrando así una mayor precisión. En la Universidad de Guanajuato, se construirá un acelerador lineal de radiofrecuencia mexicano de 5 MeV con una fuente de electrones. Sin embargo, hacer uso de una fuente de iones por la extensa aplicación que existe en la industria, medicina y ciencia, es la finalidad. Por tal motivo, este trabajo es pionero en este rubro, ya que se pretende mejorar e incluso cuando se tenga su mejoramiento, ser usado en este acelerador lineal. Este producto de investigación no solo sirve para realizar la fuente de iones, sino que el reactor de plasma puede ser usado para otros fines, es decir, tiene un valor agregado con experimentos que requieran de la generación de un plasma para llevarse a cabo. Sin lugar a duda, es un trabajo que conlleva esfuerzo, trabajo en equipo, diversas áreas de aplicación, innovación, y desarrollo de ingeniería, temas relevantes para la independencia tecnológica y científica del país. CONCLUSIONES Como se ha expuesto, existen varios parámetros para realizar una fuente de iones. La forma en que se produce el plasma y la forma en que se extraen los iones varía en diferentes aplicaciones, pero la forma básica que se ha presentado en este trabajo permite, mediante un diseño sencillo, generar un haz de iones que puede ser aplicado a diferentes áreas como la ingeniería, física y química, por mencionar algunas. Diseñar, simular los procesos y la dependencia de los parámetros involucrados ayuda en la generación de un esquema experimental optimizado. Se sabe que tanto en el trabajo teórico como el experimental existen errores, pero se minimizan para lograr un diseño confiable. En este trabajo se expuso una fuente de iones simple, que logra el objetivo de conocer los fundamentos básicos, así como la física detrás de ella. La aplicación es muy amplia, desde grabados en superficie como modificaciones a fármacos: radiofármacos. Sin lugar a duda, resulta un tema relevante en la innovación y tecnología. Sin embargo, en México el estudio sobre esta línea es aún emergente, por lo que se pretende explorar y trabajar como pioneros en este campo. Hablando con objetividad, existe aún mucho trabajo futuro por hacer, pero se lleva un buen comienzo y con la finalidad de aportar en el ámbito científico y como beneficio de México. AGRADECIMIENTOS Agradezco a los asesores de este proyecto que se está realizando en la Universidad de Guanajuato, a los doctores María Concepción García Castañeda y Humberto Maury Cuna por su colaboración y estima. Asimismo, a la beca proporcionada por CONACyT durante mi estancia en la maestría y al Proyecto de Infraestructura 295720 de CONACyT. De igual manera, a mi familia y amigos; a los que están y a los que ya no. 64 Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Diseño de una fuente de iones por medio de un reactor de plasma/ Arón Hernández Trinidad, et al. REFERENCIAS 1. Roth J. R., Industrial Plasma Engineering, Institute of Physics Publishing, London, UK (1995). 2. http://cds.cern.ch/record/398432/files/p619.pdf (1985). 3. García M., Montero J., Marlon C., Sarmiento P., “Plasma: Una tecnología de gran potencial para la industria y la ciencia”, Ingenius, 1, p. 66-72 (2010). 4. Rahman A., “Ion Sources for Use in Research and Low Energy Accelerators”, International Journal of Instrumentation Science, 1, p. 63-77 (2012). 5. Brenes S. G., “Plasma: Energía para el futuro…”, Investiga.TEC, 19, p. 6 (2014). 6. https://cds.cern.ch/record/603056/files/CERN-2006-002.pdf (2006). 7. Gordillo F., “Plasmas Fríos”, Investigación y Ciencia, 381, p. 70-79 (2008) 8. Miranda J. M., Sebastián J., Sierra M., Margineda J., Ingeniería de Microondas: Técnicas Experimentales, Prentice Hall, Madrid, España (2002). 9. Feynman R., Lectures on Physics 2: Mainly Electromagnetic and Matter, Addison – Wesley Publishing Company, Inc., California, USA (1964). 10.De la Paz M., Experiencia Mexicana en Aceleradores de Partículas: Investigación y Beneficios en la Sociedad Mexicana”, Siglo XXI Editores, Ciudad de México, México (2004). Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 65 �Colaboradores De la Garza Salinas, Francisco Javier. M.C. Ingeniero en Control y Computación egresado de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la Universidad Autónoma de Nuevo León. En la misma institución realizó sus estudios de maestría en el área de Eléctrica con especialidad en Electrónica. Tiene especialización en Sistemas Distribuidos en la Universidad Técnica de Hamburgo en Alemania. Miembro del Cuerpo Académico “Sistemas Integrados de Manufactura”. Profesor de tiempo completo del Departamento de Mecatrónica de la FIME. Actualmente es Coordinador General de Mecatrónica. Francois Lacouture, Juan Luis Ingeniero en Energía egresado de la Universidad Autónoma Metropolitana – Iztapalapa. Realizó estudios de especialización en Ingeniería Nuclear en el Instituto Nacional de Ciencias y Técnicas Nucleares de Francia, y en este mismo país. Doctor en Ciencias en la especialidad de Física de Reactores Nucleares por la Universidad de París XI. Desde 1999 es Profesor-Investigador Titular “C” Definitivo de Tiempo Completo de la Facultad de Ingeniería de la Universidad Nacional Autónoma de México. Es miembro del Sistema Nacional de Investigadores (Nivel II), de la Academia de Ingeniería de México, de la Academia Mexicana de Ciencias y de la Academia Internacional de Energía Nuclear. García Castañeda, María Concepción Licenciada en Ciencias Químicas con especialidad en Química Orgánica (2004) por la Facultad de Ciencias Químicas de la Universidad Autónoma de Coahuila. Doctor en Tecnología de Polímeros (2011) por el Centro de Investigación en Química Aplicada 66 (CIQA). Actualmente es catedrático CONACyT en la Universidad de Guanajuato y tiene la distinción de candidato dentro del SNI. García López, David Alejandro Q. F. B., Maestro en Producción Animal en Zonas Áridas (2019) por la Universidad Autónoma de Zacatecas. Se desarrolla en el Laboratorio de Biología Celular y Neurobiología de la Unidad Académica de Ciencias Biológicas en la Universidad Autónoma de Zacatecas. García Mendoza, Héctor Alfonso Estudiante de Ingeniero en Mecatrónica de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la UANL. Realizo su estancia de Investigación en el Laboratorio de Innovación 4.1 de la misma Facultad. Garza Montes de Oca, Nelson F. Graduado de Ingeniero Mecánico Electricista (2001) y Maestro en Ciencias de la Ingeniería Mecánica con especialidad en Materiales (2003) por la Universidad Autónoma de Nuevo León (UANL). Obtuvo sus grados MPhil y PhD en Metalurgia por la Universidad de Sheffield (2008) en Reino Unido. Es profesor de metalurgia y materiales en la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la UANL desde 2010, miembro de la Academia Mexicana de Ingeniería desde 2014, miembro del Sistema Nacional de Investigadores. Hernández Trinidad, Arón Licenciado en Física por la División Académica de Ciencias Básicas (DACB) de la Universidad Juárez Autónoma de Tabasco (UJAT). Candidato a Maestro en Ciencias Aplicadas por la División de Ciencias e Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Colaboradores Ingenierías (DCI) de la Universidad de Guanajuato (UG). Realiza estudios en aceleradores de partículas, esencialmente en fuente de partículas, como es el caso de fuente de iones a partir de reactores de plasma, en la DCI. Letechipia de León, Consuelo Q. F. B., Maestro en Ciencias Nucleares, Doctorado en Ciencias Pecuarias por la Universidad Autónoma de Zacatecas (2011). Forma parte del cuerpo académico consolidado de Radiobiología (UAZ- CA-1). Trabaja en la Universidad Autónoma de Zacatecas en la Unidad Académica de Estudios Nucleares. López Guerrero, Francisco Eugenio Ingeniero Mecánico Electricista e Ingeniero en Control y Computación de la UANL, Maestro en Ciencias de la Administración con especialidad en Sistemas por la misma Universidad, durante estos estudios participó en la Universidad Técnica de Hamburgo, Alemania en donde desarrolló su tesis de maestría. Doctor en Ingeniería de materiales en la Universidad Autónoma de Nuevo León trabajando en conjunto con el Departamento de Materiales y Automatización de la Universidad Técnica de Hamburgo, Alemania. Profesor de tiempo completo de la División de Ingeniería Mecatrónica de la FIME. Miembro del Cuerpo Académico “Sistemas Integrados de Manufactura”. Maury Cuna, Georfrey Humberto Israel Graduado de Ingeniero Físico (2006) por la Universidad Autónoma de Yucatán. Doctor en Ciencias con Especialidad en Física Aplicada (2013) por el Centro de Investigación y de Estudios Avanzados del I.P.N, desarrollando sus investigaciones doctorales en la Organización Europea para la Investigación Nuclear (CERN) en Suiza. Se desarrolló profesionalmente en la Universidad de Guanajuato – DCI Campus León, siendo Profesor de Tiempo Completo. Es miembro fundador de la Comunidad Mexicana de Aceleradores de Partículas, del cual es presidente durante el período 2018 – 2020. Miembro activo en la colaboración de estudios para el Futuro Colisionador Circular. Ortiz Letechipia, Jennifer Q. F. B (2017), Maestro en Ciencias con orientación en Medicina nuclear (2019), y estudiante del doctorado en Ciencias de la Ingeniería de la Universidad Autónoma de Zacatecas. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 Ortiz Villafuerte, Javier Investigador en el Departamento de Sistemas Nucleares del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares desde 2004. Sus áreas de investigación son la simulación de transitorios y accidentes en reactores de agua en ebullición. Actualmente dirige un proyecto SENER-CONACYT del Fondo de Sustentabilidad Energética y un Proyecto Coordinado de Investigación del Organismo Internacional de Energía Atómica. Pericas, Raimon Licenciado en física por la Universidad Autónoma de Barcelona (2002), maestro en nuevas energías renovables por el Instituto Catalá de Tecnologia (2004), maestro en ingeniería nuclear por la Universidat Politécnica de Catalunya (2010) y doctor en ingeniería nuclear por la Universidad Politécnica de Catalunya y la Universidad del Estado de Pennsylvania (2015). Actualmente trabaja como profesor e investigador en la Universidad de Vic y en la Universidat Politécnica de Catalunya. Polo Labarrios, Marco Antonio Doctor en Ingeniería en Energía por la Universidad Nacional Autónoma de México (UNAM). Pertenece al Sistema Nacional de Investigadores (SNI). Trabajó en la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) como analista de accidentes severos. Se ha desempeñado como académico en la Universidad Autónoma Metropolitana unidad Iztapalapa y Cuajimalpa, siendo la última donde actualmente labora como profesor. Quezada García, Sergio Doctor en Ingeniería en Energía por la Universidad Nacional Autónoma de México (UNAM). Pertenece al Sistema Nacional de Investigadores (SNI) nivel 1. Se ha desempeñado como académico en la Universidad Tecnológica de México (UNITEC), la Universidad Autónoma Metropolitana (UAM), la Universidad de la Ciudad de México (UACM) y la UNAM, donde actualmente labora como profesor de tiempo completo. Ramírez Cruz, Francisco Ingeniero Mecánico Electricista egresado de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la UANL, Es Maestro en Ciencias de la Mecatrónica de la Universidad Técnica de Hamburgo, Alemania. 67 �Colaboradores Dirigió el departamento de Somatoprótesis de la Facultad de Medicina de la UANL. Doctor en Ingeniería de materiales en la UANL trabajando en conjunto con el Departamento de Materiales y Automatización de la Universidad Técnica de Hamburgo, Alemania. Profesor de tiempo completo del Departamento de Mecatrónica de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica. Miembro del Cuerpo Académico “Sistemas Integrados de Manufactura”. Sánchez Mora, Heriberto Ingeniero en energía por la Universidad Autónoma Metropolitana (UAM) y maestro en ingeniería por la Universidad Nacional Autónoma de México (UNAM). Ha colaborado en el desarrollo de simuladores de plantas de energía nuclear y análisis de accidentes severos. Se encuentra bajo la línea de investigación de fenómenos de transporte aplicados a sistemas energéticos. Actualmente es aspirante al doctorado de ingeniería nuclear en el Instituto Politécnico Nacional (IPN). 68 Sánchez Rodríguez, Sergio Hugo Q. F. B., Maestro en biología experimental, Doctor en Ciencias por la Universidad Autónoma de Zacatecas. Responsable del Laboratorio de Biología Celular y Neurobiología en la Unidad Académica de Ciencias Biológicas en la Universidad Autónoma de Zacatecas. Vega Carrillo, Héctor Rene Ingeniero Electricista por la Universidad Autónoma de Zacatecas (1981). Maestro en ciencias con especialidad en Ingeniería Nuclear por la Facultad de Ciencias Físico-Matemáticas UANL (1984). Philosophy Doctor por School of Mechanical Engineering, Department of Nuclear Engineering, The University of Texas at Austin (1995). Docente investigador de tiempo completo en la Unidad Académica de Estudios Nucleares de la Universidad Autónoma de Zacatecas desde 1981. Miembro del Sistema Nacional de Investigadores, Nivel II, (Enero 2018- Diciembre 2021). Responsable de Seguridad Radiológica de la UAZ. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 69 �Información para colaboradores Se invita a profesionistas, profesores e investigadores a colaborar en la revista Ingenierías con: artículos de divulgación científica y tecnológica, artículos sobre los aspectos humanísticos del quehacer ingenieril y reportes de investigación. El envío de artículos a la revista Ingenierías para su publicación implica el ceder los derechos de autor a la UANL. Es requisito que las colaboraciones sean producto del trabajo directo de los autores estableciendo claramente su contribución; y que estén escritas en un lenguaje claro, didáctico y accesible. Las contribuciones no deberán estar redactadas en primera persona. Todos los artículos recibidos estarán sujetos a arbitraje de tipo doble anónimo siendo el veredicto inapelable. Los criterios aplicables a la selección de textos serán: originalidad, rigor científico, precisión de la información, el interés general del tema expuesto y la claridad del lenguaje. Los artículos aprobados serán sujetos a revisión de estilo. CRITERIOS EDITORIALES Los autores de artículos de revisión o divulgación deberán contar con una producción directa reconocida en la temática de interés de la revista. Estos trabajos deben ofrecer una panorámica del campo temático, separar las dimensiones del tema, mantener la línea de tiempo y presentar una conclusión que derive del material presentado. No se aceptan reportes que muestren solamente mediciones. Los artículos deben presentar los resultados de las mediciones acompañados de su análisis detallado, un desarrollo metodológico original, una manipulación nueva de la materia o ser de gran impacto y novedad social. Sólo se aceptan modelos matemáticos que sean validados científicamente dentro del propio trabajo. No se aceptarán trabajos basados en encuestas de opinión o entrevistas, a menos que aunadas a ellas se realicen mediciones y se efectúe un análisis de correlación para su validación. No se aceptan protocolos de 70 investigación, proyectos, propuestas o trabajos de carácter especulativo. Los artículos a publicarse en partes, deben enviarse al mismo tiempo, pues se arbitrarán juntos. LINEAMIENTOS EDITORIALES Es requisito enviar para su consideración editorial: artículo, material gráfico, fichas biográficas de cada autor con un máximo de 100 palabras, en formato electrónico .doc en Word, en CD o por e-mail a la dirección: revistaingenierias@uanl.mx El título del artículo no debe exceder de 80 carácteres. El número máximo de autores por artículo es cinco. La extensión de los artículos no deberá exceder de 15 páginas tamaño carta (incluyendo gráficas y fotos) en tipografía Times New Roman de 11 puntos a espacio sencillo. Los artículos deben incluir un resumen tanto en español como en inglés, de no más de 100 palabras, así como un máximo de 5 palabras clave tanto en español como en inglés. Las referencias deberán ir numeradas en el orden citado en el texto. Las fichas bibliográficas incluirán, en orden, los siguientes datos: Autores o editores, título del artículo, nombre del libro o de la revista, lugar, empresa editorial, año de publicación, volumen y número de páginas. Debe incluirse al menos una imagen o gráfica por página, con resolución de al menos: 300 dpi y 15 cm en su lado más pequeño. Las imágenes además de estar incluidas en el artículo, deben enviarse en archivos individuales en formato .tif, .eps o .jpg CONTACTO Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la Universidad Autónoma de Nuevo León, Edificio 7, 1er. piso, ala norte. Tel.: 8329-4000 Ext. 5854 Fax: 8332-0904 E-mail: revistaingenierias@uanl.mx Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 �Código de ética Autores Los autores deben presentar una narración concisa y exacta del trabajo desarrollado, así como una discusión objetiva de su significado intelectual y científico. Los autores deben abstenerse de ofrecer los mismos manuscritos que se encuentren en consideración por otras publicaciones. Los autores deben incluir en su manuscrito detalles suficientes y referencias a fuentes de información públicas para hacer posible la reproducción del trabajo por terceros. Los autores deben abstenerse de presentar críticas personales en sus trabajos. Los autores deben citar aquellas publicaciones que son antecedentes esenciales para comprender el trabajo. Los autores deben abstenerse de incluir información que hayan obtenido mediante comunicación privada que no se localice en publicaciones. Los autores deben abstenerse de incluir información que hayan obtenido de manera confidencial sin el permiso explícito correspondiente. Los autores deben abstenerse de incluir información obtenida en el proceso de servicios confidenciales, tales como documentación para concursos o solicitudes de becas. Los autores deben abstenerse de citar publicaciones que no se relacionen o que sólo se relacionen remotamente con la materia. Los autores deben reconocer mediante una nota de agradecimiento el apoyo de las instituciones y organismos que hayan contribuido significativamente al desarrollo del trabajo, así como a colaboradores que hayan contribuido de manera importante, pero sin que hayan llegado a cumplir con el criterio de coautoría, si los hubiera. Los autores deben reconocer mediante una nota de agradecimiento el apoyo a colaboradores fallecidos que hayan contribuido de manera importante, pero sin que lleguen a cumplir con el criterio de coautoría, si los hubiera, señalando la fecha de su muerte. Los autores deben abstenerse de utilizar nombres ficticios o seudónimos. Los autores deben responsabilizarse del material que presentan en su manuscrito. Revisores Los revisores deben declinar cualquier invitación para evaluar un manuscrito si no se consideran calificados, carecen de tiempo para juzgar o se les presenta algún conflicto de intereses, tal como encontrarse vinculados estrechamente a los autores o al trabajo a evaluar. Los revisores deben manifestar al editor cualquier conflicto de intereses que detecten. Los revisores deben considerar un manuscrito enviado para revisión como un documento confidencial. Los revisores deben abstenerse de expresar críticas personales. Los autores deben abstenerse de incluir como autores a terceros que no cumplan con el criterio de coautoría, el cual consiste en la contribución significativa al desarrollo y preparación del trabajo. Los revisores deben explicar y apoyar sus juicios de manera suficiente para que el editor, los miembros de cuerpo editorial y los autores comprendan el fundamento de las observaciones. Los autores deben incluir a los coautores fallecidos que cumplan con el criterio de coautoría, asentando la fecha de su muerte. Los revisores deben abstenerse de utilizar o difundir información, argumentos o interpretaciones no publicadas contenidas en un manuscrito bajo consideración, Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 71 �Código de ética excepto con el consentimiento expreso de los autores posteriormente al proceso de evaluación. Los revisores deben considerar en su revisión posibles errores o fallas de los autores al citar el trabajo relevante de otros. Los revisores deben informar al editor si encontraran alguna semejanza substancial entre el manuscrito y cualquier otro trabajo. Los revisores no deberán intentar contactar a los autores, si hubieran inferido su identidad, previamente a haber emitido su fallo. Editor El editor debe dar consideración justa e imparcial a todos los manuscritos ofrecidos para su publicación, juzgando cada uno de sus méritos científicos o tecnológicos, sin prejuicios de raza, género, religión, creencia, origen étnico, ciudadanía, filosofía o política del autor. El editor debe considerar un manuscrito enviado para revisión como un documento confidencial. El editor debe abstenerse de expresar crítica personal. El editor debe explicar y apoyar su juicio final para que los autores comprendan el fundamento de las observaciones. El editor debe abstenerse de utilizar la información no publicada, argumentos o interpretaciones desplegados en un manuscrito sometido, excepto cuando cuente con el permiso del autor. El editor deben abstenerse de desplegar información sobre un manuscrito en proceso de revisión o publicación a ninguna persona fuera de aquellos a los que se les solicite consejo profesional. El editor debe respetar la independencia intelectual de los autores. El editor debe procesar los manuscritos con diligencia. El editor debe ejercer su responsabilidad y la autoridad para aceptar o rechazar un artículo enviado para su publicación. 72 El editor debe delegar en los miembros del consejo editorial o comité técnico la autoridad para aceptar o rechazar un artículo enviado para su publicación en casos en que se presente conflicto de interés con el editor. El editor debe delegar la responsabilidad y autoridad editorial a alguno de los miembros de los consejos editoriales cuando él sea autor o coautor de un manuscrito que se somete a consideración de la revista. Cuerpo Editorial (Consejos Editoriales y Comité Técnico) Los miembros del cuerpo editorial deberán estar dispuestos a otorgar consejo al editor en las situaciones requeridas. Los miembros del cuerpo editorial deben declinar cualquier invitación para brindar consejo si se les presenta algún conflicto de intereses, tal como encontrarse vinculados estrechamente a los autores o al trabajo a evaluar. Los miembros del cuerpo editorial deben manifestar al editor cualquier conflicto de intereses que detecten. Los miembros del cuerpo editorial deben considerar un manuscrito enviado para revisión como un documento confidencial. Los miembros del cuerpo editorial deben abstenerse de expresar críticas personales. Los miembros del cuerpo editorial deben explicar y apoyar sus juicios de manera suficiente para que el editor, los miembros de cuerpo editorial y los autores comprendan el fundamento de las observaciones. Los miembros del cuerpo editorial deben abstenerse de utilizar la información no publicada, argumentos o interpretaciones desplegados en un manuscrito sometido, excepto cuando se cuente con el permiso del autor. Los miembros del cuerpo editorial deben abstenerse de desplegar información sobre un manuscrito en proceso de revisión o publicación a cualquier persona fuera de aquellos que se les solicite consejo profesional. Los miembros del cuerpo editorial deberán respetar la independencia intelectual de los autores. Ingenierías, Julio-Septiembre 2019, Vol. XXII, No. 84 ��� Dublin Core The Dublin Core metadata element set is common to all Omeka records, including items, files, and collections. For more information see, http://dublincore.org/documents/dces/. Title A name given to the resource Ingenierías Description An account of the resource Revista de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la UANL. Publicada a principios de la década de los noventa, editada por Rafael Covarrubias Ortiz. Contiene información sobre las actividades académicas, estudiantiles y administrativas de la Facultad, así como investigación y difusión de la ingeniería. Text A resource consisting primarily of words for reading. Examples include books, letters, dissertations, poems, newspapers, articles, archives of mailing lists. Note that facsimiles or images of texts are still of the genre Text. Título Uniforme Ingenierías Año de publicación El año cuando se publico 2019 Año Año de la revista (Año 1, Año 2) No es es año de publicación. 22 Número Número de la revista 84 Mes de publicación Mes cuando se publicó Julio-Septiembre Día Día del mes de la publicación 1 Periodicidad La periodicidad de la publicación (diaria, semanal, mensual, anual) Trimestral Relación OPAC https://www.codice.uanl.mx/RegistroBibliografico/InformacionBibliografica?from=BusquedaAvanzada&bibId=1751916&biblioteca=0&fb=20000&fm=6&isbn= Dublin Core The Dublin Core metadata element set is common to all Omeka records, including items, files, and collections. For more information see, http://dublincore.org/documents/dces/. Title A name given to the resource Ingenierías, 2019, Año 22, No 84, Julio-Septiembre Creator An entity primarily responsible for making the resource González Treviño, José Antonio, Director Subject The topic of the resource Ciencia Tecnología Ingeniería Investigación Publicaciones periódicas Description An account of the resource Revista de la Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la UANL. Publicada a principios de la década de los noventa, editada por Rafael Covarrubias Ortiz. Contiene información sobre las actividades académicas, estudiantiles y administrativas de la Facultad, así como investigación y difusión de la ingeniería. Publisher An entity responsible for making the resource available Universidad Autónoma de Nuevo León, Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica Contributor An entity responsible for making contributions to the resource Aguilar Garib, Juan Antonio, Editor Ocañas Galván, Cyntia, Redacción Date A point or period of time associated with an event in the lifecycle of the resource 01/07/2019 Type The nature or genre of the resource Revista Format The file format, physical medium, or dimensions of the resource tex/pdf Identifier An unambiguous reference to the resource within a given context 2020946 Source A related resource from which the described resource is derived Fondo Universitario Language A language of the resource spa Relation A related resource http://ingenierias.uanl.mx/archivo.html Coverage The spatial or temporal topic of the resource, the spatial applicability of the resource, or the jurisdiction under which the resource is relevant San Nicolás de los Garza, N.L., (México) Access Rights Information about who can access the resource or an indication of its security status. Access Rights may include information regarding access or restrictions based on privacy, security, or other policies. Universidad Autónoma de Nuevo León Rights Holder A person or organization owning or managing rights over the resource. El diseño y los contenidos de La hemeroteca Digital UANL están protegidos por la Ley de derechos de autor, Cap. III. De dominio público. Art. 152. Las obras del dominio público pueden ser libremente utilizadas por cualquier persona, con la sola restricción de respetar los derechos morales de los respectivos autores Clinoptilolita Rayos X Reactor Solidificación Uranio