Análise dosimétrica de perfis de distribuições radiais de doses relativas de um aplicador de betaterapia de 90Sr+90Y utilizando o código MCNP-4C e filmes raiocrômicos

Although they are no longer manufactured, the applicators of 90Sr +90Y acquired in the decades of 1990 are still in use, by having half-life of 28.5 years. These applicators have calibration certificate given by their manufacturers, where few have been recalibrated. Thus it becomes necessary to accomplish thorough dosimetry of these applicators. This paper presents a dosimetric analysis distribution radial dose profiles for emitted by an 90Sr+90Y betatherapy applicator, using the MCNP-4C code to simulate the distribution radial dose profiles and radiochromium films to get them experimentally . The results with the simulated values were compared with the results of experimental measurements, where both curves show similar behavior, which may validate the use of MCNP-4C and radiochromium films for this type of dosimetry

Análise de algoritmos computacionais utilizados em sistemas de planejamento de braquiterapia de alta taxa de dose: estudo comparativo com o Código MCNP-5C

In radiotherapy, computational systems are used for radiation dose determination in the treatment’s volume and radiometric parameters quality analysis of equipment and field irradiated. Due to the increasing technological advancement, several research has been performed in brachytherapy for different computational algorithms development which may be incorporated to treatment planning systems, providing greater accuracy and confidence in the dose calculation. Informatics and information technology fields undergo constant updating and refinement, allowing the use Monte Carlo Method to simulate brachytherapy source dose distribution. The methodology formalization employed to dosimetric analysis is based mainly in the American Association of Physicists in Medicine (AAPM) studies, by Task Group nº 43 (TG-43) and protocols aimed at dosimetry of these radiation sources types. This work aims to analyze the feasibility of using the MCNP-5C (Monte Carlo N-Particle) code to obtain radiometric parameters of brachytherapy sources and so to study the radiation dose variation in the treatment planning. Simulations were performed for the radiation dose variation in the source plan and determined the dosimetric parameters required by TG-43 formalism for the characterization of the two high dose rate iridium-192 sources. The calculated values were compared with the presents in the literature, which were obtained with different Monte Carlo simulations codes. The results showed excellent consistency with the compared codes, enhancing MCNP-5C code the capacity and viability in the sources dosimetry employed in HDR brachytherapy. The method employed may suggest a possible incorporation of this code in the treatment planning systems provided by manufactures together with the equipment, since besides reducing acquisition cost, it can also make the used computational routines more comprehensive, facilitating the brachytherapy ...

Avaliação teórico-experimental da distribuição de dose absorvida em radioterapia em tumores de pele

O trabalho propõe rotinas computacionais usando o Método de Monte Carlo com o Código MCNP-5, para analisar os perfis de dose de radiação liberada nos tratamentos de tumores de pele e otimizar os cálculos radiométricos dos feixes de radiação estudados. Foram realizadas medidas dosimétricas do feixe de radiação, comparando os resultados obtidos com os respectivos valores fornecidos pelo serviço de física médica das instituições, com resultados informados pelo fabricante do equipamento e com as simulações computacionais efetuadas com o Código MCNP-5. A quantificação dos erros relativos percentual entre os resultados simulados e os fornecidos pelo Serviço de Radioterapia (E1), os informados pelo fabricante (E2) e os medidos experimentalmente (E3) são inferiores a 4,0% e validam a metodologia computacional proposta para avaliação do comportamento do feixe de raios-X superficial e do feixe de raios γ da unidade de Cobaltoterapia. A metodologia de análise do espectro energético e da curva de porcentagem de dose profunda (PDP) desenvolvida neste trabalho pode ser estendida para estudos de outros feixes clínicos e subsidiar os dados radiométricos utilizados nos planejamentos e cálculos de dose realizados pelo profissional da física médica na sua rotina nos Serviços de Radioterapia

Calibração do Modelo de TBC para cálculos de espectros de raios-X

As normas nacionais e internacionais prevêem que a manutenção dos níveis de radiação deve estar abaixo do permitido. Sendo assim, a ICRP [1] (International Commission on Radiological Protection) exige métodos de otimização para garantir que o público esteja exposto aos menores níveis de radiação possíveis. Como método de otimização, aproximações teóricas e semi-empiricas podem realizar uma determinação do espectro de raios-X, sendo fundamental para o diagnóstico de energia, estimando a dose de radiações em pacientes e formulando modelos de blindagem. Métodos adequados de radioproteção foram desenvolvidos na física médica como a medicina nuclear, a radioterapia e a radiologia diagnóstica. Um dos métodos semi-empiricos utilizados é o modelo de TBC que é capaz de reproduzir e calcular os espectros gerados pelo anodo de tungstênio. Com o modelo de TBC modificado é possível também obedecer às exigências das barreiras protetoras presentes na radiologia, levando em conta a forma de onda arbitrária e a filtração adicional na geração do espectro não presente no modelo original. Além disso, realiza-se a calibração do espectro gerado para que o modelo de TBC represente a quantidade e comportamento de radiações típicas. Dessa forma, realiza-se uma revisão do modelo de TBC implementando-o ao programa matemático Matlab e comparando-o com os resultados adquiridos pelo Código MCNP-5 no Método de Monte Carlo. Os resultados encontrados são bastante satisfatórios, tanto em termos quantitativos quanto qualitativos dos feixes. Para a calibração, desenvolve-se uma análise dos espectros gerados pelo TBC Modificado aplicado ao programa Mathcad e Matlab sob as mesmas condições. Os espectros gerados apresentam o mesmo comportamento, diferindo em até 12% nos valores encontrados para camadas semi-redutoras, coeficiente de homogeneidade e energia efetiva

Characterization of an extrapolation chamber for low-energy X-rays: Experimental and Monte Carlo preliminary results

The extrapolation chamber is a parallel-plate ionization chamber that allows variation of its air-cavity volume. In this work, an experimental study and MCNP-4C Monte Carlo code simulations of an ionization chamber designed and constructed at the Calibration Laboratory at IFEN to be used as a secondary dosimetry standard for low-energy X-rays are reported. The results obtained were within the international recommendations, and the simulations showed that the components of the extrapolation chamber may influence its response up to 11.0%. (C) 2011 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Metrologia dei campi di radiazioni di bassa energia

The conversion coefficients from air kerma to ICRU operational dose equivalent quantities for ENEA’s realization of the X-radiation qualities L10-L35 of the ISO “Low Air Kerma rate” series (L), N10-N40 of the ISO “Narrow spectrum” series (N) and H10-H60 of the ISO “High Air-kerma rate” (H) series and two beams at 5 kV and 7.5 kV were determined by utilising X-ray spectrum measurements. The pulse-height spectra were measured using a planar high-purity germanium spectrometer (HPGe) and unfolded to fluence spectra using a stripping procedure then validate with using Monte Carlo generated data of the spectrometer response. HPGe portable detector has a diameter of 8.5 mm and a thickness of 5 mm. The entrance window of the crystal is collimated by a 0.5 mm thick Aluminum ring to an open diameter of 6.5 mm. The crystal is mounted at a distance of 5 mm from the Berillium window (thickness 25.4 micron). The Monte Carlo method (MCNP-4C) was used to calculate the efficiency, escape and Compton curves of a planar high-purity germanium detector (HPGe) in the 5-60 keV energy. These curves were used for the determination of photon spectra produced by the X-ray machine SEIFERT ISOVOLT 160 kV in order to allow a precise characterization of photon beams in the low energy range, according to the ISO 4037. The detector was modelled with the MCNP computer code and validated with experimental data. To verify the measuring and the stripping procedure, the first and the second half-value layers and the air kerma rate were calculated from the counts spectra and compared with the values measured using an a free-air ionization chamber. For each radiation quality, the spectrum was characterized by the parameters given in ISO 4037-1. The conversion coefficients from the air kerma to the ICRU operational quantities Hp(10), Hp(0.07), H’(0.07) and H*(10) were calculated using monoenergetic conversion coefficients. The results are discussed with respect to ISO 4037-4, and compared with published results for low-energy X-ray spectra. The main motivation for this work was the lack of a treatment of the low photon energy region (from a few keV up to about 60 keV).

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Thermal Scattering Libraries Processing (F4E, Task 6.2)

Presentación del trabajo realizado en el marco del proyecto F4E, sobre el procesamiento de librerías de dispersión térmica de neutrones en formato ACE para su uso con el código MCNP. Se presentan tanto los métodos y procedimientos empleados, como los resultados y diferencias entre las distintas fuentes de datos.

Estudo dos parâmetros dosimétricos de sementes de Iodo-125 desenvolvidas pelo IPEN-CNEN/SP utilizadas em braquiterapia por simulação computacional pelo método de Monte Carlo

As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711.

The 4C spectrum of fundamental behavioral relations for concurrent systems

The design of concurrent software systems, in particular process-aware information systems, involves behavioral modeling at various stages. Recently, approaches to behavioral analysis of such systems have been based on declarative abstractions defined as sets of behavioral relations. However, these relations are typically defined in an ad-hoc manner. In this paper, we address the lack of a systematic exploration of the fundamental relations that can be used to capture the behavior of concurrent systems, i.e., co-occurrence, conflict, causality, and concurrency. Besides the definition of the spectrum of behavioral relations, which we refer to as the 4C spectrum, we also show that our relations give rise to implication lattices. We further provide operationalizations of the proposed relations, starting by proposing techniques for computing relations in unlabeled systems, which are then lifted to become applicable in the context of labeled systems, i.e., systems in which state transitions have semantic annotations. Finally, we report on experimental results on efficiency of the proposed computations.

Las técnicas de fecundación artificial en el proyecto del Código Civil : manipulación genética y responsabilidad médica

Introducción: Uno de los grandes temas en discusión en 2012 por parte de la doctrina jurídica argentina ha sido la presentación ante el Congreso Nacional del “Proyecto de Reforma, Unificación y Actualización de los Códigos Civil y Comercial de la Nación”. Así las cosas, varias son las voces que se han alzado tanto a favor de la reforma como en su contra. Mientras que algunos consideran que la legislación proyectada implica un avance en materia de derechos humanos, llegando a tildarla como la “reforma más participativa de la historia”1; otros se apartan de esta idea y ven en el Proyecto grandes deficiencias. En el presente trabajo intentaremos analizar uno de los artículos más polémicos de la reforma: el Artículo 19, referente al comienzo de la existencia de la persona humana. Mas no habremos de agotar nuestra investigación allí, proseguiremos analizando otro artículo que puede pasar inadvertido pero que conlleva grandes implicancias si se analiza a la luz del 19. Hacemos referencia al Artículo 57, el cual trata acerca de las prácticas destinadas a alterar la constitución genética de la descendencia. Por último, buscaremos ver qué implicancias puede generar este panorama respecto de la responsabilidad de los profesionales de la salud.

Contabilidad y estados contables : implicancias del nuevo ordenamiento del Código Civil y Comercial de la Nación

Resumen: El presente artículo se corresponde con aspectos del nuevo ordenamiento contable establecido en el texto normativo del Código Civil y Comercial de la Nación – Ley 26.994- que entrará en vigencia el 1 de agosto de 2015. Profundizamos el análisis de la parte pertinente a CONTABILIDAD y ESTADOS CONTABLES. (Arts. 320 a 331 y artículos relacionados - Arts.145 a 148). Las novedades más relevantes se refieren a la clasificación de las personas en humanas y jurídicas (públicas y privadas); la definición de los sujetos obligados a llevar registro contable, los excluidos de hacerlo, los libros a emplear, el modo de llevarlos y ciertos requisitos. También incluye disposiciones sobre los Estados Contables y la documentación respaldatoria. Las reformas incluidas en el Código unificado aún no logran dar respuestas a los requerimientos de los profesionales en Ciencias Económicas, que desempeñan un rol protagónico en la aplicación de dichas normas.

La administración en la Iglesia después del código de 1917

Sumario: Introducción. I.- La potestad de gobierno en la Iglesia. II.- La potestad administrativa (aspecto estático). III.- La administración eclesiástica (aspecto dinámico). 1. Fundamentos teológicos y jurídicos de la administración. 1.1. teológicos. 1.2. jurídicos. 2. Función administrativa en sentido amplio. 3. Función administrativa en sentido estricto: el acto administrativo. IV.- Principio de legalidad. V.- Derecho administrativo. VI.- La tutela de los derechos de los fieles. VII.- La justicia administrativa. Conclusión

La fundamentación eugenésica del artículo 86, inc. 2, del Código Penal y el fallo “F., A. L. s/medida autosatisfactiva” : convalidación de una teoría aberrante

Resumen: Este artículo analiza el fallo del 13 de marzo de 2012 de la Corte Suprema de Justicia de la Nación, en los autos “F., A. L. s/ medida autosatisfactiva”, en el cual el máximo tribunal argentino adoptó la interpretación amplia del Artículo 86, inciso 2, del Código Penal, a la luz de la “voluntad del legislador histórico”; teniendo en cuenta que la misma Corte la invoca en sus fundamentos para fallar a favor de la constitucionalidad del inciso referido. Se parte de entender el contexto histórico e ideológico de las primeras décadas del siglo XX, tanto a nivel nacional como internacional, del cual surge la influencia que tuvo la eugenesia en los ámbitos científicos, académicos y jurídicos. Teoría que tenía por objetivo la búsqueda del “perfeccionamiento” de la especie humana, lo que implicaba descartar a los seres humanos más débiles, imperfectos o defectuosos. Dentro de este contexto se impulsó la modificación del Código Penal, por lo que es central para entender la “voluntad del legislador histórico” el Informe de la Comisión de Códigos del Senado de la Nación, de 1920, que receptó claramente las ideas eugenésicas, siendo el Artículo 86, inc. 2, un claro ejemplo de ello. El mencionado informe demuestra que la verdadera motivación de los legisladores para incluir la no punibilidad del aborto en este inciso fue que no nacieran “seres anormales o degenerados”, no hay una sola mención a la situación de la mujer embarazada y de los perjuicios que un embarazo en estas condiciones le podrían acarrear.