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Uranio enriquecido

El uranio enriquecido es un tipo de uranio en el que el porcentaje de composición de uranio-235 (escrito 235 U) se ha incrementado mediante el proceso de separación de isótopos ...

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El uranio enriquecido es un tipo de uranio en el que el porcentaje de composición de uranio-235 (escrito 235 U) se ha incrementado mediante el proceso de separación de isótopos . El uranio natural se compone principalmente de tres isótopos : uranio-238 ( 238 U, 99,2732–99,2752 % de abundancia natural ), uranio-235 ( 235 U, 0,7198–0,7210 %) y uranio-234 ( 234 U, 0,0049–0,0059 %). [ 1 ] El 235 U es el único nucleido primordial presente en la naturaleza en cantidades apreciables que es fisionable con neutrones térmicos . [ 2 ]

Proporciones de uranio-238 (azul) y uranio-235 (rojo) presentes en la naturaleza frente a los grados enriquecidos.

El uranio enriquecido se utiliza tanto en la generación de energía nuclear civil como en armas nucleares militares . El uranio de bajo enriquecimiento (LEU), que contiene menos del 20 % de 235U , se utiliza como combustible en reactores de agua ligera , que constituyen la mayoría de los reactores nucleares del mundo. [ 3 ] El uranio altamente enriquecido (HEU), que contiene un 20 % o más de 235U , se ha utilizado en armas nucleares , reactores de propulsión naval , algunos reactores de investigación y ciertos diseños de reactores especializados. Existen alrededor de 2000 toneladas de uranio altamente enriquecido en el mundo. [ 4 ] 

El enriquecimiento a gran escala se desarrolló por primera vez durante el Proyecto Manhattan , que utilizó difusión gaseosa y separación isotópica electromagnética para producir uranio enriquecido. Históricamente, la difusión gaseosa y la centrifugación de gas son los dos métodos de enriquecimiento que han operado a escala comercial, pero la difusión gaseosa ahora está obsoleta y ha sido reemplazada por la tecnología de centrifugación en el uso comercial. [ 5 ] [ 6 ] La separación isotópica láser también se ha desarrollado como una posible tecnología de enriquecimiento de tercera generación; Global Laser Enrichment ha solicitado la licencia para una instalación de enriquecimiento de uranio basada en láser en los Estados Unidos, pero la centrifugación sigue siendo el proceso de enriquecimiento utilizado comercialmente. [ 7 ]

El 238U restante tras el enriquecimiento se conoce como uranio empobrecido (UE) y es considerablemente menos radiactivo que el uranio natural, aunque sigue siendo muy denso. El uranio empobrecido se utiliza como material de blindaje contra la radiación y en armas perforantes .

Calificaciones

El uranio, tal como se extrae directamente de la Tierra, no es apto como combustible para la mayoría de los reactores nucleares y requiere procesos adicionales para su utilización (el diseño CANDU es una excepción notable). El uranio se extrae mediante minería subterránea o a cielo abierto, según la profundidad a la que se encuentre. Tras la extracción del mineral de uranio , este debe someterse a un proceso de molienda para extraer el uranio.

Esto se logra mediante una combinación de procesos químicos, cuyo producto final es óxido de uranio concentrado, conocido como " yellowcake ", que contiene aproximadamente un 80 % de uranio, mientras que el mineral original suele contener tan solo un 0,1 % de uranio. [ 8 ]

Este concentrado de uranio se procesa posteriormente para obtener la forma deseada de uranio, apta para la producción de combustible nuclear . Una vez finalizado el proceso de molienda, el uranio debe someterse a un proceso de conversión, ya sea a dióxido de uranio , que puede utilizarse como combustible para aquellos tipos de reactores que no requieren uranio enriquecido, o a hexafluoruro de uranio , que puede enriquecerse para producir combustible para la mayoría de los tipos de reactores. [ 9 ] El uranio natural está compuesto por una mezcla de 235U y 238U . El 235U es fisionable , lo que significa que se divide fácilmente con neutrones , mientras que el resto es 238U ; sin embargo, en la naturaleza, más del 99% del mineral extraído es 238U . La mayoría de los reactores nucleares requieren uranio enriquecido, que es uranio con concentraciones más altas de 235U que oscilan entre el 3,5% y el 4,5% (aunque algunos diseños de reactores que utilizan un moderador de grafito o agua pesada , como el RBMK y el CANDU , son capaces de operar con uranio natural como combustible). Existen dos procesos comerciales de enriquecimiento: difusión gaseosa y centrifugación gaseosa . Ambos procesos de enriquecimiento implican el uso de hexafluoruro de uranio y producen óxido de uranio enriquecido. [ 10 ]

Un tambor de concentrado de uranio (una mezcla de precipitados de uranio)

Uranio reprocesado (RepU)

El uranio reprocesado (RepU) se somete a una serie de tratamientos químicos y físicos para extraer uranio utilizable del combustible nuclear gastado. El RepU es un producto de los ciclos del combustible nuclear que implican el reprocesamiento nuclear del combustible gastado . El RepU recuperado del combustible gastado de reactores de agua ligera (LWR) suele contener una cantidad ligeramente mayor de 235U que el uranio natural , por lo que podría utilizarse para alimentar reactores que habitualmente utilizan uranio natural como combustible, como los reactores CANDU . También contiene el isótopo indeseable uranio-236 , que experimenta captura de neutrones , desperdiciando neutrones (y requiriendo un mayor enriquecimiento de 235U ) y creando neptunio-237 , que sería uno de los radionúclidos más móviles y problemáticos en el almacenamiento de residuos nucleares en depósitos geológicos profundos . El uranio reprocesado a menudo contiene trazas de otros elementos transuránicos y productos de fisión, lo que requiere una monitorización y gestión cuidadosas durante la fabricación del combustible y la operación del reactor.

Uranio de bajo enriquecimiento (LEU)

El uranio de bajo enriquecimiento (LEU) tiene una concentración de 235U inferior al 20% ; por ejemplo, en los reactores de agua ligera (LWR) comerciales, los reactores de potencia más comunes en el mundo, el uranio se enriquece entre un 3% y un 5% de 235U .El uranio ligeramente enriquecido ( SEU ) tiene una concentración inferior al 2% de 235 U. [ 11 ]

LEU de alto contenido (HALEU)

El uranio de bajo enriquecimiento de alta concentración (HALEU) se enriquece entre un 5 % y un 20 % [ 12 ] y se requiere en muchos diseños de reactores modulares pequeños (SMR). [ 13 ] El uranio de bajo enriquecimiento fresco utilizado en reactores de investigación generalmente se enriquece entre un 12 % y un 19,75 % de 235U ; esta última concentración se utiliza para reemplazar los combustibles de uranio altamente enriquecido (HEU) al convertirlos a uranio de bajo enriquecimiento (LEU). [ 14 ]

Uranio altamente enriquecido (UHE)

Un lingote de metal de uranio altamente enriquecido

El uranio altamente enriquecido (UHE) tiene una concentración de 235U del 20% o superior . Este alto nivel de enriquecimiento es esencial para las armas nucleares y ciertos diseños de reactores especializados. El uranio fisionable en los primarios de las armas nucleares suele contener un 85% o más de 235U , conocido como grado armamentístico , aunque teóricamente para un diseño de implosión , un mínimo del 20% podría ser suficiente (denominado apto para armas), si bien requeriría cientos de kilogramos de material y "no sería práctico diseñarlo"; [ 15 ] [ 16 ] hipotéticamente, es posible un enriquecimiento aún menor, pero a medida que disminuye el porcentaje de enriquecimiento, la masa crítica para neutrones rápidos no moderados aumenta rápidamente, requiriéndose , por ejemplo, una masa infinita de 5,4% de 235U . [ 15 ] Para experimentos de criticidad , se ha logrado un enriquecimiento de uranio superior al 97%. [ 17 ]

Un gráfico que muestra las masas críticas calculadas del uranio (en kilogramos, eje izquierdo) en función del espesor de un reflector de berilio (en centímetros, eje inferior) y del nivel de enriquecimiento de U-235 (etiquetas de línea).

La primera bomba de uranio, Little Boy , lanzada por Estados Unidos sobre Hiroshima en 1945, utilizó 64 kilogramos (141 lb) de uranio enriquecido al 80%. Envolver el núcleo fisionable del arma en un reflector de neutrones (que es estándar en todos los explosivos nucleares) puede reducir drásticamente la masa crítica. Debido a que el núcleo estaba rodeado por un reflector de neutrones, en el momento de la explosión contenía casi 2,5 masas críticas. Los reflectores de neutrones, la compresión del núcleo fisionable mediante implosión, la intensificación de la fusión y el "tampeo", que ralentiza la expansión del núcleo fisionable mediante inercia, permiten diseños de armas nucleares que utilizan menos de la masa crítica de una esfera desnuda a densidad normal. La presencia de una cantidad excesiva del isótopo 238U inhibe la reacción en cadena nuclear descontrolada que es responsable de la potencia del arma. La masa crítica para el uranio altamente enriquecido al 85% es de aproximadamente 50 kilogramos (110 lb) , que a densidad normal sería una esfera de unos 17 centímetros (6,7 pulgadas) de diámetro. [ 10 ] El núcleo de uranio altamente enriquecido utilizado en la primera prueba nuclear china, el Proyecto 596 , pesaba aproximadamente 15 kilogramos, [ 18 ] lo que corresponde a un diámetro de 11,4 cm.   

Las armas nucleares estadounidenses más recientes suelen utilizar plutonio-239 en la etapa primaria, pero la etapa secundaria de la camisa o de compresión, que se comprime mediante la explosión nuclear primaria, a menudo utiliza uranio altamente enriquecido (HEU) con un enriquecimiento entre el 40 % y el 80 % [ 19 ] junto con el combustible de fusión deuteruro de litio . Este diseño multietapa mejora la eficiencia y la efectividad de las armas nucleares, permitiendo un mayor control sobre la liberación de energía durante la detonación. Para la etapa secundaria de un arma nuclear grande, la mayor masa crítica del uranio menos enriquecido puede ser una ventaja, ya que permite que el núcleo, en el momento de la explosión, contenga una mayor cantidad de combustible. Esta estrategia de diseño optimiza el rendimiento explosivo y el desempeño de los sistemas avanzados de armas nucleares. No se dice que el 238U sea fisionable, pero sí es fisionable por neutrones rápidos (>2 MeV), como los producidos durante la fusión D-T . [ 20 ]

El HEU también se utiliza en reactores de neutrones rápidos , cuyos núcleos requieren aproximadamente un 20 % o más de material fisionable, así como en reactores navales , donde suele contener al menos un 50 % de 235 U, pero normalmente no supera el 90 %. Estos sistemas de reactores especializados dependen del uranio altamente enriquecido para sus requisitos operativos únicos, incluyendo un alto flujo de neutrones y un control preciso sobre la dinámica del reactor. El prototipo de reactor rápido comercial Fermi-1 utilizó HEU con un 26,5 % de 235 U. Cantidades significativas de HEU se utilizan en la producción de isótopos médicos , por ejemplo, molibdeno-99 para generadores de tecnecio-99m . [ 21 ] La industria médica se beneficia de las propiedades únicas del uranio altamente enriquecido, que permiten la producción eficiente de isótopos críticos esenciales para imágenes de diagnóstico y aplicaciones terapéuticas.

Métodos de enriquecimiento

La separación de isótopos es difícil porque los isótopos de un mismo elemento tienen propiedades químicas casi idénticas y difieren solo ligeramente en masa. En el caso del uranio, el 235U es aproximadamente un 1,26 % más ligero que el 238U . El enriquecimiento comercial normalmente utiliza hexafluoruro de uranio (UF₆ ) en lugar de uranio atómico, lo que reduce aún más la diferencia de masa relativa entre las moléculas que contienen los dos isótopos. [ 5 ] El UF₆ se utiliza porque el flúor tiene un solo isótopo natural y porque el UF₆ se puede manipular como gas a temperaturas de operación adecuadas. [ 6 ]

Debido a que cada paso de separación produce solo un pequeño cambio en la concentración de isótopos, las plantas de enriquecimiento utilizan una cascada de múltiples etapas. Cada etapa transfiere una corriente de producto ligeramente enriquecida a la siguiente etapa y devuelve una corriente ligeramente empobrecida a la etapa anterior.

Históricamente, los dos métodos de enriquecimiento de uranio que han operado a escala comercial son la difusión gaseosa y la centrifugación gaseosa . La difusión gaseosa fue el primer proceso de enriquecimiento comercial, pero consume mucha energía y ha sido reemplazada por la tecnología de centrifugación en el uso comercial. [ 5 ] La última gran planta comercial de difusión gaseosa, la Planta de Difusión Gaseosa de Paducah en Estados Unidos, cesó sus operaciones de enriquecimiento en 2013. [ 22 ]

A mediados de la década de 2020, el enriquecimiento comercial de uranio se realizaba mediante plantas de centrifugación de gas. Este proceso utiliza gas UF6 y separa los isótopos aprovechando la pequeña diferencia de masa entre las moléculas que contienen 235U y 238U . Las modernas plantas de centrifugación requieren mucha menos electricidad que las plantas de difusión gaseosa; la Asociación Nuclear Mundial estima que se necesitan aproximadamente entre 40 y 50 kWh por unidad de trabajo de separación ( SWU) para las plantas de centrifugación modernas, en comparación con unos 2400 a 2500 kWh por SWU para la difusión gaseosa. [ 5 ]

La separación de isótopos por láser también se ha investigado como una posible tecnología de enriquecimiento de tercera generación. Uno de estos procesos, SILEX , está siendo comercializado por Global Laser Enrichment (GLE). En 2025, GLE presentó una solicitud de licencia para la propuesta Instalación de Enriquecimiento por Láser de Paducah , y la Comisión Reguladora Nuclear aceptó la solicitud para una revisión detallada. [ 7 ] El enriquecimiento por láser aún no ha reemplazado al enriquecimiento por centrifugación en la operación comercial.

Técnicas de difusión

Difusión gaseosa

La difusión gaseosa utiliza membranas semipermeables para separar el uranio enriquecido.

La difusión gaseosa es una tecnología utilizada para producir uranio enriquecido mediante el paso de hexafluoruro de uranio gaseoso (hex) a través de membranas semipermeables . Esto produce una ligera separación entre las moléculas que contienen 235U y 238U . Durante la Guerra Fría , la difusión gaseosa desempeñó un papel fundamental como técnica de enriquecimiento de uranio y, en 2008, representaba aproximadamente el 33 % de la producción de uranio enriquecido. [ 23 ] Sin embargo, en 2011 se consideró una tecnología obsoleta que está siendo reemplazada progresivamente por tecnologías más recientes a medida que las plantas de difusión llegan al final de su vida útil. [ 24 ] En 2013, la planta de Paducah en Estados Unidos dejó de operar; era la última planta comercial de difusión gaseosa de 235U del mundo. [ 25 ]

difusión térmica

La difusión térmica utiliza la transferencia de calor a través de un líquido o gas delgado para lograr la separación de isótopos. [ 20 ] El proceso aprovecha el hecho de que las moléculas de gas 235U más ligeras se difundirán hacia una superficie caliente, y las moléculas de gas 238U más pesadas se difundirán hacia una superficie fría. En la planta S-50 en Oak Ridge, Tennessee , durante la Segunda Guerra Mundial , se colocó hexafluoruro de uranio líquido entre dos tuberías verticales concéntricas, con la tubería interior calentada y la exterior enfriada. Esto provocó que las moléculas de 235U más ligeras migraran hacia la pared interior caliente y las moléculas de 238U más pesadas hacia la pared exterior fría, con corrientes de convección que transportaban el uranio enriquecido hacia arriba para su recolección, y la altura de las columnas influyó directamente en el grado de separación. [ 26 ] La instalación se utilizó para preparar material de alimentación para el proceso de Separación Electromagnética de Isótopos (EMIS), pero posteriormente se abandonó en favor de la difusión gaseosa.

Técnicas de centrifugación

Centrífuga de gas

Una cascada de centrifugadoras de gas en una planta de enriquecimiento de EE. UU.

El proceso de centrifugación de gas utiliza un gran número de cilindros giratorios en serie y en paralelo. La rotación de cada cilindro crea una fuerte fuerza centrípeta, de modo que las moléculas de gas más pesadas que contienen 238U se mueven tangencialmente hacia el exterior del cilindro, mientras que las moléculas de gas más ligeras, ricas en 235U , se acumulan más cerca del centro. Requiere mucha menos energía para lograr la misma separación que el antiguo proceso de difusión gaseosa, al que ha sustituido en gran medida, convirtiéndose así en el método de elección actual y denominado de segunda generación. Tiene un factor de separación por etapa de 1,3 en relación con la difusión gaseosa de 1,005, [ 23 ] lo que se traduce en aproximadamente una quincuagésima parte de los requisitos energéticos. Las técnicas de centrifugación de gas producen cerca del 100% del uranio enriquecido del mundo. El coste por unidad de trabajo de separación es de aproximadamente 100 dólares por Unidad de Trabajo de Separación (UTS), lo que lo hace un 40% más económico que las técnicas estándar de difusión gaseosa. [ 27 ]

Centrífuga Zippe

Diagrama de los principios de una centrífuga de gas tipo Zippe, con el U-238 representado en azul oscuro y el U-235 representado en azul claro.

La centrífuga tipo Zippe representa una mejora con respecto a la centrífuga de gas estándar, cuya principal diferencia radica en el uso de calor. La base del cilindro giratorio se calienta, generando corrientes de convección que impulsan el 235U hacia arriba, donde se recoge mediante palas. Este diseño mejorado de centrífuga es utilizado comercialmente por Urenco para la producción de combustible nuclear y fue empleado por Pakistán en su programa de armas nucleares.

Técnicas láser

Los procesos láser prometen menores insumos de energía, menores costos de capital y menores análisis de colas, por lo tanto, ventajas económicas significativas. Se han investigado o están en desarrollo varios procesos láser. La separación de isótopos por excitación láser (SILEX) está bien desarrollada y cuenta con licencia para operación comercial desde 2012. La separación de isótopos por excitación láser es un método muy eficaz y económico de separación de uranio, que puede realizarse en instalaciones pequeñas que requieren mucha menos energía y espacio que las técnicas de separación anteriores. El costo del enriquecimiento de uranio utilizando tecnologías de enriquecimiento láser es de aproximadamente $30 por SWU [ 27 ] , lo que es menos de un tercio del precio de las centrífugas de gas, el estándar actual de enriquecimiento. La separación de isótopos por excitación láser podría realizarse en instalaciones prácticamente indetectables por satélites. [ 28 ] Más de 20 países trabajaron con la separación láser durante las décadas de 1990 y 2000, aunque todos lograron un éxito muy limitado.

Separación de isótopos mediante láser de vapor atómico (AVLIS)

La separación isotópica mediante láser de vapor atómico emplea láseres especialmente sintonizados [ 29 ] para separar isótopos de uranio mediante la ionización selectiva de transiciones hiperfinas . La técnica utiliza láseres sintonizados a frecuencias que ionizan exclusivamente átomos de 235U. Los iones de 235U , con carga positiva , son atraídos hacia una placa con carga negativa y recolectados.

Separación molecular de isótopos mediante láser (MLIS)

La separación isotópica molecular mediante láser utiliza un láser infrarrojo dirigido al UF₆ , excitando las moléculas que contienen un átomo de 235U . Un segundo láser libera un átomo de flúor , dejando pentafluoruro de uranio , que luego precipita del gas.

Separación de isótopos mediante excitación láser (SILEX)

La separación de isótopos mediante excitación láser es un desarrollo australiano que también utiliza UF6 . Después de un prolongado proceso de desarrollo que involucró a la empresa de enriquecimiento estadounidense USEC , que adquirió y luego cedió los derechos de comercialización de la tecnología, GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) firmó un acuerdo de comercialización con Silex Systems en 2006. [ 30 ] Desde entonces, GEH ha construido un circuito de prueba de demostración y anunció planes para construir una instalación comercial inicial. [ 31 ] Los detalles del proceso están clasificados y restringidos por acuerdos intergubernamentales entre Estados Unidos, Australia y las entidades comerciales. Se ha proyectado que SILEX es un orden de magnitud más eficiente que las técnicas de producción existentes, pero nuevamente, la cifra exacta está clasificada. [ 23 ] En agosto de 2011, Global Laser Enrichment, una subsidiaria de GEH, solicitó a la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos (NRC) un permiso para construir una planta comercial. [ 32 ] En septiembre de 2012, la NRC emitió una licencia para que GEH construyera y operara una planta comercial de enriquecimiento SILEX, aunque la empresa aún no había decidido si el proyecto sería lo suficientemente rentable como para comenzar la construcción, y a pesar de las preocupaciones de que la tecnología pudiera contribuir a la proliferación nuclear . [ 33 ] El temor a la proliferación nuclear surgió en parte debido a que la tecnología de separación láser requiere menos del 25 % del espacio de las técnicas de separación típicas, así como también requiere solo la energía que alimentaría 12 casas típicas, lo que coloca una planta de separación láser que funciona mediante excitación láser muy por debajo del umbral de detección de las tecnologías de vigilancia existentes. [ 28 ] Debido a estas preocupaciones, la Sociedad Estadounidense de Física presentó una petición ante la NRC, solicitando que antes de que se construyan plantas de excitación láser, se sometan a una revisión formal de los riesgos de proliferación. La APS incluso llegó a llamar a la tecnología un "cambio de juego" [ 27 ] debido a la capacidad de ocultarla de cualquier tipo de detección.

La evaluación fundamental de la proliferación de esta tecnología fue proporcionada por el físico de Princeton Ryan Snyder. [ 34 ] Incluye un análisis detallado de cómo funciona la tecnología y los desafíos que presenta para la detección de instalaciones clandestinas de enriquecimiento de uranio.

Otras técnicas

Procesos aerodinámicos

Diagrama esquemático de una tobera aerodinámica. Miles de estos pequeños perfiles aerodinámicos se combinarían en una unidad de enriquecimiento.
El proceso de fabricación LIGA basado en rayos X fue desarrollado originalmente en el Forschungszentrum Karlsruhe, Alemania, para producir boquillas para el enriquecimiento de isótopos. [ 35 ]

Los procesos de enriquecimiento aerodinámico incluyen las técnicas de boquilla de chorro Becker desarrolladas por EW Becker y asociados utilizando el proceso LIGA y el proceso de separación por tubo de vórtice . Estos procesos de separación aerodinámica dependen de la difusión impulsada por gradientes de presión, al igual que la centrífuga de gas. En general, tienen la desventaja de requerir sistemas complejos de cascada de elementos de separación individuales para minimizar el consumo de energía. En efecto, los procesos aerodinámicos pueden considerarse como centrífugas no rotatorias. El aumento de las fuerzas centrífugas se logra mediante la dilución de UF6 con hidrógeno o helio como gas portador, lo que produce una velocidad de flujo mucho mayor para el gas que la que se podría obtener utilizando hexafluoruro de uranio puro. La Corporación de Enriquecimiento de Uranio de Sudáfrica (UCOR) desarrolló e implementó la cascada de separación por vórtice continua Helikon para bajo enriquecimiento y alta tasa de producción, y la cascada semicontinua Pelsakon para alto enriquecimiento y baja tasa de producción, sustancialmente diferente, ambas utilizando un diseño particular de separador de tubo de vórtice y ambas incorporadas en una planta industrial. NUCLEI, un consorcio liderado por Industrias Nucleares do Brasil, construyó una planta de demostración en Brasil que utilizaba el proceso de boquilla de separación. Todos los métodos presentan un alto consumo energético y exigen importantes sistemas para la eliminación del calor residual; actualmente, ninguno se utiliza.

Separación electromagnética de isótopos

El diagrama esquemático de la separación de isótopos de uranio en un calutrón muestra cómo se utiliza un campo magnético intenso para redirigir un flujo de iones de uranio hacia un objetivo, lo que da como resultado una mayor concentración de uranio-235 (representado aquí en azul oscuro) en los bordes interiores del flujo.

En el proceso de separación electromagnética de isótopos (EMIS), el uranio metálico se vaporiza y luego se ioniza en iones con carga positiva. Posteriormente, los cationes se aceleran y se desvían mediante campos magnéticos hacia sus respectivos blancos de recolección. Durante la Segunda Guerra Mundial se desarrolló un espectrómetro de masas a escala industrial llamado calutrón , que proporcionó parte del 235U utilizado para la bomba atómica Little Boy , lanzada sobre Hiroshima en 1945. El término «calutrón» se refiere propiamente a un dispositivo multietapa dispuesto en forma ovalada alrededor de un potente electroimán. La separación electromagnética de isótopos se ha abandonado en gran medida en favor de métodos más eficaces.

Métodos químicos

Se ha demostrado la viabilidad de un proceso químico a nivel de planta piloto, pero no se ha utilizado para la producción. El proceso francés CHEMEX aprovechó una diferencia mínima en la propensión de los dos isótopos a cambiar de valencia durante la oxidación/reducción , utilizando fases acuosas y orgánicas inmiscibles. La empresa japonesa Asahi Chemical Company desarrolló un proceso de intercambio iónico que aplica una química similar, pero que realiza la separación en una columna de intercambio iónico de resina patentada .

separación de plasma

El proceso de separación por plasma (PSP) describe una técnica que utiliza imanes superconductores y la física del plasma . En este proceso, se emplea el principio de resonancia ciclotrónica de iones para energizar selectivamente el isótopo 235U en un plasma que contiene una mezcla de iones . Francia desarrolló su propia versión del PSP, denominada RCI. La financiación para el RCI se redujo drásticamente en 1986 y el programa se suspendió alrededor de 1990, aunque el RCI todavía se utiliza para la separación de isótopos estables.

Unidad de trabajo de separación

El «trabajo de separación» —la cantidad de separación realizada por un proceso de enriquecimiento— es función de las concentraciones de la materia prima, el producto enriquecido y los relaves empobrecidos; y se expresa en unidades calculadas de manera proporcional a la entrada total (energía / tiempo de operación de la máquina) y a la masa procesada. El trabajo de separación no es energía. La misma cantidad de trabajo de separación requerirá diferentes cantidades de energía dependiendo de la eficiencia de la tecnología de separación. [ 20 ] El trabajo de separación se mide en unidades de trabajo de separación (SWU), kg SW o kg UTA (del alemán Urantrennarbeit – literalmente trabajo de separación de uranio ). La utilización eficiente del trabajo de separación es crucial para optimizar el rendimiento económico y operativo de las instalaciones de enriquecimiento de uranio.

  • 1 SWU = 1  kg SW = 1  kg UTA
  • 1 kSWU = 1 tSW = 1 t UTA
  • 1 MSWU = 1 ktSW = 1 kt UTA

Cuestiones de costes

Además de las unidades de trabajo de separación (SWU) que proporciona una planta de enriquecimiento, otro parámetro importante a considerar es la masa de uranio natural (NU) necesaria para obtener la masa deseada de uranio enriquecido. Al igual que con el número de SWU, la cantidad de material de alimentación requerida también dependerá del nivel de enriquecimiento deseado y de la cantidad de 235U que termina en el uranio empobrecido (DU). Sin embargo, a diferencia del número de SWU requeridas durante el enriquecimiento, que aumenta a medida que disminuyen los niveles de 235U en la corriente empobrecida, la cantidad de NU necesaria disminuirá a medida que disminuyan los niveles de 235U que terminan en el DU.

Por ejemplo, en el enriquecimiento de LEU para su uso en un reactor de agua ligera, es típico que la corriente enriquecida contenga un 3,6 % de 235U (en comparación con el 0,7 % en NU), mientras que la corriente empobrecida contiene entre un 0,2 % y un 0,3 % de 235U . Para producir un kilogramo de este LEU se necesitarían aproximadamente 8 kilogramos de NU y 4,5 SWU si se permitiera que la corriente de DU tuviera un 0,3 % de 235U . Por otro lado, si la corriente empobrecida tuviera solo un 0,2 % de 235U , entonces se necesitarían solo 6,7 kilogramos de NU, pero casi 5,7 SWU de enriquecimiento. Debido a que la cantidad de NU requerida y el número de SWU requeridas durante el enriquecimiento cambian en direcciones opuestas, si el NU es barato y los servicios de enriquecimiento son más caros, entonces los operadores normalmente optarán por dejar más 235U en la corriente de DU, mientras que si el NU es más caro y el enriquecimiento es menos costoso, entonces optarán por lo contrario.

Al convertir uranio ( hexafluoruro , hex para abreviar) en metal, se pierde un 0,3% durante la fabricación. [ 36 ] [ 37 ]

Mezcla descendente

Lo opuesto al enriquecimiento es la dilución; el uranio altamente enriquecido (HEU) excedente puede diluirse a uranio de bajo enriquecimiento (LEU) para que sea apto para su uso en combustible nuclear comercial. La dilución es un proceso clave en los esfuerzos de no proliferación nuclear, ya que reduce la cantidad de uranio altamente enriquecido disponible para su posible uso como arma, al tiempo que lo reutiliza con fines pacíficos.

El uranio enriquecido producido en la planta de LLNL se recogía en forma de pepitas del tamaño y grosor de varias monedas de veinticinco centavos.

La materia prima de uranio altamente enriquecido puede contener isótopos de uranio no deseados: el 234U es un isótopo minoritario contenido en el uranio natural (principalmente como producto de la desintegración alfa del 238U) .U —porque la vida media del 238U es mucho mayor que el de 234.U , se produce y se destruye a la misma velocidad en un equilibrio constante en estado estacionario, lo que hace que cualquier muestra con suficiente 238Contenido de U a una proporción estable de 234U a 238U durante periodos de tiempo suficientemente largos); durante el proceso de enriquecimiento, su concentración aumenta, pero se mantiene muy por debajo del 1%. Las altas concentraciones de 236U son un subproducto de la irradiación en un reactor y pueden estar contenidas en el HEU, dependiendo de su historial de fabricación. 236El U se produce principalmente cuando 235El uranio absorbe un neutrón y no se fisiona. La producción de 236Por lo tanto, el U es inevitable en cualquier reactor de neutrones térmicos con 235El combustible de uranio altamente enriquecido (UHEU) reprocesado de reactores de producción de material para armas nucleares (con un contenido de 235U de aproximadamente el 50%) puede contener concentraciones de 236U de hasta el 25%, lo que resulta en concentraciones de aproximadamente el 1,5% en el producto de uranio de bajo enriquecimiento (LEU) mezclado. El 236U es un veneno neutrónico ; por lo tanto, la concentración real de 235U en el producto LEU debe aumentarse en consecuencia para compensar la presencia de 236U . Mientras que el 234El uranio también absorbe neutrones, es un material fértil que se transforma en 235 fisionable.U tras la absorción de neutrones . Si 236El U absorbe un neutrón, el 237 resultante de corta duración .El uranio se desintegra beta en 237El Np , que no se puede utilizar en reactores de neutrones térmicos pero que se puede separar químicamente del combustible gastado para desecharlo como residuo o para transmutarlo en 238Plomo (para uso en baterías nucleares ) en reactores especiales. Comprender y gestionar la composición isotópica del uranio durante los procesos de mezcla es fundamental para garantizar la calidad y la seguridad del combustible nuclear resultante, así como para mitigar los posibles riesgos radiológicos y de proliferación asociados con isótopos no deseados.

La materia prima para la mezcla puede ser NU o DU; sin embargo, dependiendo de la calidad de la materia prima, se puede usar SEU, típicamente al 1,5 % en peso de 235 U, como materia prima para diluir los subproductos no deseados que puedan estar presentes en la alimentación de HEU. En algunos casos, las concentraciones de estos isótopos en el producto LEU podrían exceder las especificaciones ASTM para combustible nuclear si se usara NU o DU. Por lo tanto, la mezcla descendente de HEU generalmente no contribuye al problema de gestión de residuos que plantean las grandes reservas existentes de uranio empobrecido. Las estrategias eficaces de gestión y disposición del uranio empobrecido son cruciales para garantizar la seguridad a largo plazo y la protección del medio ambiente. Enfoques innovadores como el reprocesamiento y el reciclaje del uranio empobrecido podrían ofrecer soluciones sostenibles para minimizar los residuos y optimizar la utilización de recursos en el ciclo del combustible nuclear.

Un importante proyecto de reducción de uranio, denominado Programa de Megatones a Megavatios, convierte el uranio altamente enriquecido (HEU) de grado armamentístico de la antigua Unión Soviética en combustible para reactores nucleares comerciales estadounidenses. Desde 1995 hasta mediados de 2005, se reciclaron 250 toneladas de uranio altamente enriquecido (suficiente para 10 000 ojivas) en uranio de bajo enriquecimiento. El objetivo es reciclar 500 toneladas para 2013. El programa de desmantelamiento de ojivas nucleares rusas representó aproximadamente el 13 % del requerimiento mundial total de uranio enriquecido hasta 2008. [ 23 ] Esta ambiciosa iniciativa no solo aborda los objetivos de desarme nuclear, sino que también contribuye significativamente a la seguridad energética mundial y la sostenibilidad ambiental, al reutilizar eficazmente material que alguna vez estuvo destinado a fines destructivos en un recurso para la producción pacífica de energía.

La Corporación de Enriquecimiento de los Estados Unidos ha participado en la disposición de una parte de las 174,3 toneladas de uranio altamente enriquecido (UHE) que el gobierno estadounidense declaró como material militar excedente en 1996. Mediante el Programa de Reducción de Enriquecimiento de UHE de EE. UU., este material, procedente principalmente de ojivas nucleares estadounidenses desmanteladas, se recicló en combustible de uranio de bajo enriquecimiento (LEU), utilizado por centrales nucleares para generar electricidad. [ 38 ] [ 39 ] Este innovador programa no solo facilitó la eliminación segura del uranio excedente apto para armas nucleares, sino que también contribuyó al funcionamiento sostenible de las centrales nucleares civiles, reduciendo la dependencia del uranio recién enriquecido y promoviendo los esfuerzos de no proliferación a nivel mundial.

Instalaciones de enriquecimiento global

Se sabe que los siguientes países operan instalaciones de enriquecimiento: Argentina , Brasil , China , Francia , Alemania , India , Irán , Japón , Países Bajos , Corea del Norte , Pakistán , Rusia , Reino Unido y Estados Unidos . [ 40 ] [ 41 ] Bélgica, Irán, Italia y España tienen una participación en la planta de enriquecimiento Eurodif francesa, y la participación de Irán le da derecho al 10% de la producción de uranio enriquecido. Entre los países que tuvieron programas de enriquecimiento en el pasado se encuentran Libia y Sudáfrica, aunque la instalación de Libia nunca estuvo operativa. [ 42 ] La empresa australiana Silex Systems ha desarrollado un proceso de enriquecimiento láser conocido como SILEX ( separación de isótopos por excitación láser ), que pretende llevar a cabo mediante inversión financiera en una empresa comercial estadounidense de General Electric. [ 43 ] Aunque a SILEX se le ha concedido una licencia para construir una planta, el desarrollo aún se encuentra en sus primeras etapas, ya que el enriquecimiento láser aún no se ha demostrado que sea económicamente viable, y se está presentando una petición para revisar la licencia otorgada a SILEX debido a preocupaciones sobre la proliferación nuclear. [ 44 ] También se ha afirmado que Israel tiene un programa de enriquecimiento de uranio ubicado en el sitio del Centro de Investigación Nuclear del Negev cerca de Dimona . [ 45 ]

nombre en clave

Durante el Proyecto Manhattan , al uranio altamente enriquecido apto para armas se le dio el nombre en clave oralloy , una versión abreviada de aleación de Oak Ridge , por la ubicación de las plantas donde se enriquecía el uranio. [ 46 ] El término oralloy todavía se usa ocasionalmente para referirse al uranio enriquecido.

Véase también

Referencias

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