Enriquecimiento de uranioEl enriquecimiento de uranio es el proceso al cual es sometido el uranio natural para obtener

el isótopo 235U concido como uranio enriquecido. El contenido porcentual de 235U en el uranio natural ha

sido incrementado a través de un proceso de separación de isótopos. El uranio natural se compone

principalmente del isótopo 238U, con una proporción en peso de alrededor del 0,7 % de 235U, el único

isótopo en cantidad apreciable existente en la naturaleza que es fisionable mediante neutrones térmicos.

Puesto que los diferentes isótopos del uranio son químicamente indistinguibles, ya que la corteza

electrónica de todos ellos tiene la misma estructura, es necesario aprovechar las diferencias en

propiedades físicas como la masa (mediante difusión gaseosa o centrifugación) o las pequeñas

diferencias en las energías de transición entre niveles de los electrones (mediante excitación diferencial

con láser) para aumentar la proporción de 235U con respecto al valor que se encuentra en la naturaleza.

El proceso de enriquecimiento se aplica tras haber separado el uranio de las impurezas por medios

químicos. En el método históricamente utilizado a escala industrial, la difusión gaseosa, el uranio se

encuentra en forma de hexafluoruro de uranio. Tras el enriquecimiento, el hexafluoruro de uranio es

transformado en plantas químicas especiales en dióxido de uranio, material cerámico que se utiliza

finalmente como combustible en los reactores nucleares.

En el proceso de diferencia de masas se basan el método de difusión a través de membranas y

los calutrones. En las diferencias en los niveles energéticos, se basa la separación por rayos láser.

Las técnicas necesarias para el enriquecimiento son suficientemente complejas como para necesitar un

laboratorio avanzado y de importantes inversiones de capital, pero lo suficientemente sencillas como

para estar al alcance de prácticamente cualquier país del mundo. En las condiciones de operación de

los reactores comerciales de agua ligera, el isótopo 235U presenta una sección eficaz defisión mayor que

los otros nucleidos del uranio. Para conseguir una tasa de fisiones suficientemente alta como para

mantener la reacción en cadena es necesario aumentar la proporción del nucleido235Uranio en

el combustible nuclear de tales centrales.

En el Proyecto Manhattan al uranio enriquecido se le denominó en código oralloy, abreviatura de Oak

Ridge alloy (aleación), por la planta en la que el uranio era enriquecido. El término oralloy todavía se usa

en ocasiones para referirse al uranio enriquecido.

El 238U que permanece tras el enriquecimiento es conocido como uranio empobrecido (depleted uranium,

en inglés), y es considerablemente menos radiactivo incluso que el uranio natural, a pesar de que es

extremadamente denso y útil para vehículos blindados y armas para atravesar blindajes y otras

aplicaciones en las que se requiera una alta densidad.

Contenido

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1 Grados

o 1.1 Uranio altamente enriquecido (Highly enriched uranium (HEU))

o 1.2 Uranio de bajo enriquecimiento (Low-enriched uranium (LEU))

o 1.3 Uranio ligeramente enriquecido (Slightly enriched uranium (SEU))

2 Métodos

o 2.1 Difusión térmica

o 2.2 Difusión gaseosa

o 2.3 Gas centrifugado

o 2.4 El centrifugado rápido (Zippe)

o 2.5 Procesos aerodinámicos

o 2.6 Separación Electromagnética de Isótopos

o 2.7 Procesos Láser

o 2.8 Métodos químicos

o 2.9 Separación de plasma

3 La unidad de trabajo de separación: SWU (separative work unit)

o 3.1 Ejemplo

o 3.2 Temas de Costes

4 Rebajar la mezcla

5 Uranio procedente del desmantelamiento de armas nucleares

6 Véase también

7 Enlaces externos

8 Referencias

[editar]Grados

[editar]Uranio altamente enriquecido (Highly enriched uranium (HEU))

El uranio altamente enriquecido tiene una concentración superior al 20% de 235U.

El uranio fisible en las armas nucleares normalmente contiene 85% o más de 235U conocido como "nivel

para armas" (weapons-grade), esto es debido a que la presencia de demasiada concentración del

isotopo 238U inhibe la descontrolada reacción nuclear en cadena que es la responsable de la potencia del

arma.

El uranio altamente enriquecido también se utiliza en la propulsión nuclear marina, donde su

concentración es como mínimo del 50%, pero normalmente excede del 90%.

[editar]Uranio de bajo enriquecimiento (Low-enriched uranium (LEU))

El uranio de bajo enriquecimiento tiene una concentración inferior al 20% de 235U.

Para uso en los reactores de agua ligera comerciales (LWR=Light water reactor), los más extendidos

mundialmente, el uranio está enriquecido del 3 al 5% con 235U. No hay un riesgo directo de explosión. El

LEU utilizado en reactores para investigación está enriquecido del 12% al 19,75% con 235U, siendo la

concentración más alta para sustituir a los combustibles de alto enriquecimiento por los de bajo

enriquecimiento.

[editar]Uranio ligeramente enriquecido (Slightly enriched uranium (SEU))

El uranio ligeramente enriquecido tiene una concentración de 235U entre 0,9 % y 2%.

Este nuevo nivel está siendo utilizado para sustituir el combustible de uranio natural en

algunos reactores de agua pesada tales como el CANDU. Los costes se rebajan porque requieren

menos uranio y con menos haces se alimenta el reactor, lo que a su vez reduce la cantidad de

combustible gastado y los consiguientes costes de gestión de residuos.

El Uranio recuperado (Recovered uranium (RU)) es una variación del SEU. Está basado en el ciclo de

combustible implicado en los reactores de agua ligera.

[editar]Métodos

La separación de isótopos es una actividad difícil y que requiere intensa energía. Enriquecer uranio es

difícil porque los dos isótopos son muy similares en peso: el 235U es sólo un 1,26% menos pesado que

el 238U. Se han utilizado varias técnicas para el enriquecimiento, y otras más están en fase de

investigación. En general, estos métodos explotan las ligeras diferencias en el peso atómicode los varios

isótopos. Se han realizado trabajos que usarían la resonancia magnética nuclear, aunque no se conoce

si estos procesos han sido puestos en producción comercial.

Una característica común a todos los esquemas de enriquecimiento a larga escala es el empleo de un

número idéntico de pasos para producir sucesivamente mayores concentraciones de 235U. Cada fase

concentra el producto hasta el nivel establecido para la siguiente fase, antes de iniciarse el paso hacia

otra nueva fase superior. De forma parecida, la parte del material que no alcanza el nivel de

enriquecimiento requerido es devuelta a la fase anterior para su posterior reprocesado. Este sistema de

enriquecimiento secuencial es denominado ingeniería química en cascada.

[editar]Difusión térmica

La difusión térmica utiliza el intercambio de calor a través de una delgada capa de líquido o gas para

conseguir la separación de isótopos. El proceso se beneficia del hecho de que las más ligeras

moléculas de gas del 235U, se difundirán hacia la superficie caliente, mientras que las más pesadas

del 238U, lo harán hacia la superficie más fría. Durante la Segunda Guerra Mundial se utilizó la planta de

Oak Ridge para preparar el material requerido para el proceso EMIS (ver más abajo: Separación

electromagnética de isótopos). El proceso fue abandonado en favor del uso de la difusión gaseosa.

[editar]Difusión gaseosa

La difusión gaseosa es una tecnología utilizada para producir uranio enriquecido que consiste en forzar

al gas de hexafluoruro de uranio a través de una membrana semi-permeable, lo que produce una ligera

separación entre las moléculas que contienen 235U y las que contienen 238U. A lo largo de la Guerra fría,

la difusión gaseosa jugó un papel importante en la técnica del enriquecimiento de uranio, a pesar de lo

cual actualmente ha sido casi por completo sustituida por nuevos métodos.

[editar]Gas centrifugado

Planta de enriquecimiento de uranio mediante una cascada de centrifugadoras de gas.

El proceso de gas centrifugado utiliza un gran número de cilindros rotativos en formaciones en paralelo

y en serie. Esta rotación crea una fuerza centrífuga muy fuerte, de modo que las moléculas más

pesadas que contienen 238U, se desplazan hacia la parte exterior del cilindro, mientras que las más

ligeras del 235U se recogen más cercanas al centro. Este proceso requiere mucha menos energía que el

viejo de difusión gaseosa, para conseguir la misma separación, por lo que lo ha prácticamente

remplazado totalmente.

[editar]El centrifugado rápido (Zippe)

Artículo principal: Centrifugadora Zippe

El centrifugado Zippe es una mejora sobre el centrifugado de gas convencional, siendo la principal

diferencia el uso del calor. Se calienta el fondo de los cilindros rotativos, provocando corrientes que

mueven hacia la zona superior el 235U, donde puede ser recogido mediante paletas. Este diseño de

centrifugado mejorado es utilizado por la compañía comercial Urenco para producir combustible nuclear.

También, este proceso fue utilizado por Pakistán en su programa de armas nucleares y el gobierno

pakistaní, vendió la tecnología Zippe a Corea del Norte e Irán, permitiendo a ambos países el desarrollo

de su propia industria nuclear.

[editar]Procesos aerodinámicos

Los procesos de enriquecimiento aerodinámicos incluyen las técnicas "Becker Jet Nozzle"

desarrolladas por EW Becher y asociados, y el proceso de separación en el tubo vórtex. Este proceso

de separación aerodinámica, se basa en la difusión provocada por gradientes de presión, tal como en el

proceso del gas centrifugado, y de hecho, el proceso aerodinámico puede ser considerado un

centrifugado no rotativo. La obtención de las fuerzas centrífugas se consigue por una dilución de UF6,

con hidrógeno o helio como gas de transporte que alcanza una mayor velocidad de flujo de la que se

obtendría si se utilizara hexafluoruro de uranio puro. La Uranium Enrichment Corporation of South Africa

(UCOR) desarrolló el proceso de separación Helikon vórtes, basado en el tubo vórtex y en Brasil,

NUCLEI, un consorcio dirigido por Industrias Nucleares do Brasil, construyó una planta de

experimentación. Como ambos procesos implicaban un alto consumo de energía y requisitos notables

para la retirada de los residuos del calor, actualmente no están en uso.

[editar]Separación Electromagnética de Isótopos

Conocido por la abreviatura de su denominación inglesa (Electromagnetic Isotope Separation)

como EMIS. El uranio metálico, previamente es vaporizado, es ionizado con iones cargados

positivamente. Entonces, son acelerados y subsiguientemente deflectados por campos magnéticos

hacia sus respectivos puntos de recogida. Un espectómetro de masas a nivel de producción,

llamado Calutrón, desarrollado durante la Segunda Guerra Mundial y que proporcionó la mayoría

del 235U utilizado en la bomba nuclear Little Boy que se lanzó sobre Hiroshima en 1945. Exactamente, el

término 'Calutron' hace referencia a un aparato de varios componentes situado en un gran óvalo

alrededor de un potente electromagneto. La separación magnética se ha prácticamente abandonado en

favor de métodos más efectivos; no obstante, los inspectores internacionales encontraron que Irak había

construido en secreto docenas de calutrones, supuestamente para el desarrollo de una bomba nuclear.

[editar]Procesos Láser

Los procesos Láser constituyen posiblemente una tercera generación tecnológica que promete menos

requerimientos de aportación de energía, más bajos costes de capital, y reducción de pruebas, todo lo

cual suponen ventajas económicas significativas.

AVLIS (del Inglés Atomic Vapor Laser Isotope Separation) es un método en el que se utilizan lásers

especialmente afinados para separar isotopos de uranio, mediante la selectiva ionización en

transiciones hiperfinas. La técnica utiliza lásers que están ajustados a frecuencias que ionizan los

átomos de 235U pero no otros. El 235U con carga de iones positivos es entonces atraído a una bandeja

cargada negativamente y recogido.

Un segundo método de separación por láser se conoce como Separación molecular de isotópos por

láser: MLIS, (del inglés Molecular Laser Isotope Separation). En este método, un láser de infrarrojos es

dirigido al gas de hexafluoruro de uranio, excitando las moléculas que contienen un átomo de 235U. Un

segundo láser libera un átomo de flúor, extrayendo el pentafluoruro de uranio que precipita desde el gas.

Un desarrollo australiano llamado SILEX que es molecular y utiliza UF-6, en apariencia es "básicamente

diferente totalmente a lo que se ha probado hasta ahora" de acuerdo con lo que declara su desarrollador

Silex Systems Ltd. Los detalles del proceso actualmente no están disponibles. En 1996 la USEC (United

States Enrichment Corporation) obtuvo los derechos para valorar y desarrollar SILEX para uranio (ya

que la técnica es utilizable también para siliconas y otros elementos pero renunció a ellos en 2003.

Ninguno de estos procesos se encuentra disponible para su utilización comercial, a pesar de que el de

SILEX se encuentra muy avanzado.

[editar]Métodos químicos

Se han realizado demostraciones para una planta piloto de un procedimiento químico, pero no ha sido

utilizado. El proceso francés CHEMEX explotó una muy ligera diferencia en la propensión de los dos

isótopos a cambiar de valencia en la oxidación/reducción, utilizando fases acuosas inmiscibles y

orgánicas.

Se desarrolló un procedimiento de intercambio iónico por parte de la Asahi Chemical Company

en Japón que utiliza una química similar pero que realiza la separación bajo el intercambio iónico de las

propiedades de una columna de resina.

[editar]Separación de plasma

El proceso de Separación de plasma (PSP) describe una técnica potencialmente más eficiente para el

enriquecimiento de uranio que utiliza el magnetismo de superconductores y la física de plasma. En este

proceso, se utiliza el principio del ciclotrón para, selectivamente, potenciar el isótopo 235U en un plasma

que contiene una mezcla de iones. Los franceses han desarrollado su propia versión del PSP, a la cual

denominan RCI. La dotación de fondos para el RCI se redujo drásticamente en 1986, y el programa se

suspendió hacia 1990, a pesar de que todavía se usa el RCI para la separación estable de isótopos.

[editar]La unidad de trabajo de separación: SWU (separative work unit)

La Unidad de Trabajo de Separación (UTS o SWU en inglés) es una unidad de medida compleja que

está en función de la masa de uranio procesado y el grado al cual va a ser enriquecido, es decir, el

alcance del incremento en la concentración del isotopo 235U, con relación al resto.

El trabajo de separación se expresa en SWUs, kg SW, o kg UTA (del alemán Urantrennarbeit )

1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA

1 kSWU = 1 tSW = 1 t UTA

1 MSWU = 1 ktSW = 1 kt UTA

La unidad, estrictamente, es: Kilogramo de Separative Work Unit y mide la cantidad de trabajo de

separación (indicativa de la energía usada en el enriquecimiento) en el que la materia prima, los

residuos y la cantidad de producto están expresados en kg. El esfuerzo gastado en separar una masa F

de la materia prima tratada xf en una masa P de producto elaborado xp (producto enriquecido) y los

residuos (colas) de masa T y producto xt, se expresa en términos del número de unidades de trabajo

separativo necesitadas, dada por la expresión:

SWU = PV(xp) + TV(xt) - FV(xf), en la que V(x) es la "función valor", definida como V(x) = (1 - 2x) ln((1 -

x)/x).

El ratio entre materia prima y producto se obtiene de la fórmula:

F/P = (xp - xt)/(xf - xt).

El ratio de residuos (colas) con el producto es dada por la fórmula:

T/P = (xp - xf)/(xf - xt).

Si, por ejemplo, se empieza con 100 kg de uranio natural (NU), se requieren alrededor de 60 SWU para

producir 10 kg de uranio de bajo enriquecimiento (LEU) con un contenido en 235U del 4,5%, en unas

colas de ensayo de 0,3 %.

El número de Unidades de trabajo separativo proporcionado por un equipo de enriquecimiento es

directamente proporcional a la cantidad de energía que el equipo consume. Las plantas modernas de

difusión gaseosa normalmente requieren de 2.400 a 2.500 kWh de electricidad por SWU, mientras que

las plantas de gas centrifugado solo precisan de 50 a 60 kWh por SWU.

[editar]Ejemplo

Una gran planta de energía nuclear con una capacidad de generación eléctrica neta de 1.300 MW

requiere anualmente cerca de 25 t de LEU con una concentración de 235U de 3,75%. Esta cantidad se

produce a partir de 210 t de NU (uranio natural) y utilizando alrededor de 120.000 SWU. Por tanto, una

planta de enriquecimiento con una capacidad de 1.000 kSWU/año, es capaz de enriquecer el uranio

necesario para alimentar ocho grandes centrales nucleares.

[editar]Temas de Costes

Además de las Unidades de Trabajo de Separación proporcionadas por una instalación de

enriquecimiento, el otro parámetro importante que debe tomarse en cuenta es la masa de uranio natural

(NU) que es necesaria a fin de obtener la masa deseada de uranio enriquecido. Al igual que en el caso

de las SWUs, el volumen de materia prima necesaria también dependerá del nivel de enriquecimiento

que se desee y del 235U presente en el uranio agotado. Sin embargo, a diferencia del número de SWUs

requeridos durante el proceso de enriquecimiento que se incrementan ante niveles menores de235U en la

corriente de tratamiento, el volumen de NU necesario disminuirá al disminuir los niveles de 235U al fin del

proceso de uranio agotado.

Por ejemplo, en el enriquecimiento de uranio de bajo enriquecimiento (LEU) de utilización en un reactor

de agua ligera es normal que la corriente enriquecida contenga el 3,6 % de 235U (frente al 0,7% en el

uranio natural) mientras que las corrientes agotadas contienen del 0,2% al 0,3% de 235U. A fin de

producir un kg de este LEU serían necesarios aproximadamente 8 kg de NU y 4,5 SWUs, en el caso de

que la corriente de uranio agotado (DU) hubiera de tener 0,3% de 235U. Por otra parte, si la corriente

agotada tuviera sólo 0,2 % de 235U, entonces sólo se requerirían 6,7 kg de NU, pero cerca de 5,7 SWU

de enriquecimiento. Puesto que el volumen necesario de NU y el número de SWUs requeridas durante

el enriquecimiento tienen direcciones opuestas, si el NU es barato y los servicios de enriquecimiento son

relativamente más caros, en este caso, los operadores normalmente elegirán que se deje más

porcentaje de 235U en las corrientes de DU, mientras que, en el caso de que el NU sea relativamente

más caro, elegirán lo opuesto.

[editar]Rebajar la mezcla

Lo opuesto a enriquecer es rebajar la mezcla (downblending); el uranio de alto enriquecimiento (HEU),

cuando lo es excesivamente, puede ser rebajado a LEU a fin de hacerlo adecuado para el uso como

combustible nuclear comercial.

El producto inicial HEU, puede contener isótopos de uranio no deseados: 234U, es un isótopo menor

contenido en el uranio natural; durante el proceso de enriquecimiento, su concentración se incrementa

incluso más que la de 235U. Altas concentraciones de 234U pueden causar excesivas exposiciones a la

radiación de los trabajadores durante la elaboración del combustible; 236U es un subproducto de la

irradiación en un reactor y puede estar contenido en el HEU, dependiendo de su historial de fabricación.

El HEU reprocesado de la producción de material armamentístico nuclear (con una composición de un

50% de 235U) puede contener concentraciones de 236U tan altas como un 25%, produciendo

concentraciones de aproximadamente el 1,5 % en el producto LEU mezclado. 236U es un veneno de

neutrones; por ello, la concentración de 235U en el producto LEU debe ser elevado en consonancia para

compensar la presencia de 236U.

El producto para la mezcla puede ser NU, o DU, no obstante, dependiendo de la calidad del producto a

mezclar, el SEU con normalmente un 1,5% en peso de 235U puede ser utlizado como materia para la

mezcla para diluir los subproductos indeseados que pudiera contener el HEU. La concentración de estos

isótopos en el producto LEU en algunos casos puede exceder las especificaciones de la ASTM996 para

el combustible nuclear, si se utilizasen el NU, o el DU. Por ello, la rebaja de la mezcla del HEU

generalmente no contribuye a gestionar el problema de tratamiento de residuos planteado por la

existencia de grandes cantidades de uranio agotado.

También, un análisis económico detallado de downblending realizado en Rusia sugiere que el

enriquecimiento de mezcla consume incluso el 20% más de SWUs de las que pueden recuperarse. Esto

significa que no se lleva a cabo ninguna recuperación en absoluto, y que todo el proceso es un

despilfarro de SWU. Si embargo hay casos en que pudiera estar justificado este tipo de mezclas como

es el que se describe en el siguiente apartado.

[editar]Uranio procedente del desmantelamiento de armas nucleares

Otra fuente de uranio es el procedente del desmantelamiento de cabezas nucleares.1 Esto se lleva a

cabo bajo un programa denominado Megatones por Megawatios cuyo fin es eliminar, para uso militar, el

uranio altamente enriquecido procedente de las cabezas nucleares desmanteladas, dentro de los

acuerdos entre EE UU y Rusia. Esto se consigue mediante la mezcla de uranio altamentente

enriquecido con uranio natural o de muy bajo enriqueciento,2 así se obtiene un uranio ligeramente

enriquecido que es utilizado en las centrales de EE UU. Dentro de este programa, hasta el final del año

2009, 382 toneladas métricas de uranio altamente enriquecido se han trasformado en 11047 toneladas

métricas de uranio ligeramente enriquecido, con ello se han eliminado el equivalente a 15294 cabezas

nucleares3