Diferencia entre revisiones de «Enriquecimiento de uranio»
| Línea 67: | Línea 67: | ||
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 isotopos a cambiar de valencia en la oxidación/reducción, utilizando fases acuosas inmiscibles y orgánicas. |
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 isotopos 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 Compamy en [[Japón]] que utiliza una química similar pero que realiza la separación bajo el intercambio iónico de las propiedades de una columna de resina. |
Se desarrolló un '''procedimiento de intercambio iónico''' por parte de la Asahi Chemical Compamy en [[Japón]] que utiliza una química similar pero que realiza la separación bajo el intercambio iónico de las propiedades de una columna de resina. |
||
===Separación de plasma=== |
===Separación de plasma=== |
||
Revisión del 07:38 7 ene 2007
El uranio enriquecido es uranio cuyo contenido en uranio-235 ha sido incrementado a través de un proceso de separación de isótopos. El uranio natural se compone principalmente del isótopo U238, con una proporción en peso de alrededor del 0,7 % de U-235, el único isotopo en cantidad apreciable existente en la naturaleza que es fisionable mediante neutrones termales.
La capacidad para enriquecer uranio es uno de los factores claves en la proliferación de armas nucleares.
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 U-238 que permanece tras el enriquecimiento es conocido como uranio empobrecido (DU=depleted uranium, en inglés), y es considerablemente menos radioactivo que incluso 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.
Grados
Uranio altamente enriquecido (Highly enriched uranium (HEU))
El uranio altamente enriquecido tiene una concentración superior al 20% de U-235.
El uranio fisible en las armas nucleares normalmente contiene 85% o más de U-235 conocido como "nivel para armas" (weapons-grade), a pesar de que para un arma muy poco eficiente el 20% sería suficiente (lo que se denomina "utilizable para armas"); incluso se defiende que aún con menos porcentaje sería suficiente, pero entonces la masa nuclear crítica que se requeriría crecería rápidamente. La presencia de demasiada concentración del isotopo U-238 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%.
Uranio de bajo enriquecimiento (Low-enriched uranium (LEU))
El uranio de bajo enriquecimiento tiene una concentración inferior al 20% de U-235.
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 U-235. No hay un riesgo directo de explosión. el LEU utilizado en reactores para investigación está enriquecido del 12% al 19,75% con U-235, siendo la concentración más alta para sustituir a los combustibles de alto enriquecimiento por los de bajo enriquecimiento.
Uranio ligeramente enriquecido (Slightly enriched uranium (SEU))
El uranio ligeramente enriquecido tiene una concentración de U-235 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.
Métodos
La separación de isotopos es una actividad difícil y que requiere intensa energía. Enriquecer uranio es difícil porque los dos isotopos son muy similares en peso: el U-235 es sólo un 1,26% menos pesado que el U-238. 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 atómico de los varios isotopos. 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 U-235. 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 devuelto a la fase anterior para su posterior reprocesado. Este sistema de enriquecimiento secuencial es denominado ingeniería química en cascada.
Difusión térmica
La difusión térmica utilza el intercambio de calor a través de una delgada capa de líquido o gas para conseguir la separación de isotopos. El proceso se beneficia del hecho de que las más ligeras moléculas de gas del U-235, se difundirán hacia la superficie caliente, mientras que las más pesadas del U-238, 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 isotopos). El proceso fue abandonado en favor del uso de la difusión gaseosa.
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 U-235 y las que contienen U-238. 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.
Gas centrifugado
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 U-238, se desplazan hacia la parte exterior del cilindro, mientras que las más ligeras del U-235 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.
El centrifugado rápido (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 U-235, 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 Pakistan 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.
Procesos areodinámicos
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 basan 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 Brazil, 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.
Separación Electromagnética de Isotopos
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 Calutron, desarrollado durante la segunda guerra mundial y que proporcionó la mayoría del U-235 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 Iraq había construido en secreto docenas de calutrones, supuestamente para el desarrollo de una bomba nuclear.
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 U-235 pero no otros. El U-235 con carga de iones positivos son entonces atraídos a una bandeja cargada negativamente y recogido.
Un segundo método de separación por láser se conoce como Separación molecular de isotopos 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 U-235. Un segundo láser libera un átomo de fluorina, 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 obtuvo los derechos pàra 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.
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 isotopos 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 Compamy en Japón que utiliza una química similar pero que realiza la separación bajo el intercambio iónico de las propiedades de una columna de resina.
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 isotopo U-235 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 isotopos.
La unidad de trabajo de separación: SWU (separative work unit)
La Separative Work Unit (SWU) es una unidad de medida compleja que está en función del volumen de uranio procesado y el grado al cual va a ser enriquecido, es decir, el alcance del incremento en la concentración del isotopo U-235, 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 U-235 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.
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 U-235 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.
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 U-235 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 de U-235 en la corriente de tratamiento, el volumen de NU necesario disminuirá al disminuir los niveles de U-235 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 U-235 (contra el 0,7% en el uranio natural) mientras que las corrientes agotadas contienen del 0,2% al 0,3% de U-235. 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 U-235. Por otra parte, si la corriente agotada tuviera sólo 0,2 % de U-235, 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 U-235 en las corrientes de DU, mientras que, en el caso de que el NU sea relativamente más caro, elegirán lo opuesto.
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 isotopos de uranio no deseados: U-234, es un isotopo menor contenido en el uranio natural; durante el proceso de enriquecimiento, su concentracíón se incrementa incluso más que la de U-235. Altas concentraciones de U-234 pueden causar excesivas exposiciones a la radiación de los trabajadores durante la elaboración del combustible; U-236 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 composicón de un 50% de U-235) puede contener concentraciones de U-236 tan altas como un 25%, produciendo concentraciones de aproximadamente el 1,5 % en el producto LEU mezclado. U-236 es un neutrón venenoso; por ello, la concentración de U-235 en el producto LEU debe ser elevado en consonancia para compensar la presencia de U-236.
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 U-235 puede ser utlizado como materia para la mezcla para diluir los subproductos indeseados que pudiera contener el HEU. La concentración de estos isotopos en el producto LEU en algunos casos puede exceder las especificaciones de la ASTM 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 eniquecimiento 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.