Uranio enriquecido

El uranio enriquecido es un tipo de uranio en el que la composición porcentual de uranio-235 (escrito ²³⁵ U) se ha incrementado mediante el proceso de separación de isótopos . El uranio natural se compone de tres isótopos principales: uranio-238 ( ²³⁸ U con 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 existente en la naturaleza (en una cantidad apreciable) que es fisionable con neutrones térmicos . ^[2]

El uranio enriquecido es un componente crítico tanto para la generación de energía nuclear civil como para las armas nucleares militares .

Hay alrededor de 2.000  toneladas de uranio altamente enriquecido en el mundo, ^[3] producidas principalmente para energía nuclear , armas nucleares, propulsión naval y cantidades más pequeñas para reactores de investigación .

El uranio empobrecido (DU) que queda después del enriquecimiento es el ²³⁸ U que resulta de este proceso y es considerablemente menos radiactivo que el uranio natural, aunque sigue siendo muy denso. El uranio empobrecido se utiliza como material de protección contra la radiación y para armas que penetran blindajes .

El uranio extraído directamente de la Tierra no es adecuado como combustible para la mayoría de los reactores nucleares y requiere procesos adicionales para que sea utilizable ( el diseño CANDU es una notable excepción). El uranio se extrae bajo tierra o en una mina a cielo abierto, según la profundidad a la que se encuentre. Después de que se extrae el mineral de uranio , debe pasar por un proceso de molienda para extraer el uranio del mineral.

Esto se logra mediante una combinación de procesos químicos cuyo producto final es óxido de uranio concentrado, conocido como " torta amarilla ", que contiene aproximadamente un 80% de uranio, mientras que el mineral original normalmente contiene tan sólo un 0,1% de uranio. ^[4]

Esta torta amarilla se procesa posteriormente para obtener la forma deseada de uranio adecuada para la producción de combustible nuclear . Una vez completado el proceso de molienda, el uranio debe someterse a un proceso de conversión, "ya sea en dióxido de uranio , que puede usarse como combustible para aquellos tipos de reactores que no requieren uranio enriquecido, o en hexafluoruro de uranio , que puede enriquecerse para producir combustible para la mayoría de los tipos de reactores". ^[5] El uranio natural está formado por una mezcla de ²³⁵ U y ²³⁸ U. El ²³⁵ U es fisible , lo que significa que se divide fácilmente con neutrones mientras que el resto es ²³⁸ U, pero en la naturaleza, más del 99% del mineral extraído es ²³⁸ U. La mayoría de los reactores nucleares requieren uranio enriquecido, que es uranio con concentraciones más altas de ²³⁵ U 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 funcionar con uranio natural como combustible). Hay dos procesos comerciales de enriquecimiento: difusión gaseosa y centrifugación de gas . Ambos procesos de enriquecimiento implican el uso de hexafluoruro de uranio y producen óxido de uranio enriquecido. ^[6]

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

El uranio poco enriquecido (LEU) tiene una concentración de ²³⁵ U inferior al 20%; por ejemplo, en los LWR comerciales, los reactores de potencia más frecuentes en el mundo, el uranio se enriquece entre un 3 y un 5% ^{de 235} U.El uranio ligeramente enriquecido ( SEU ) tiene una concentración inferior al 2% ^{de 235} U. ^[7]

El LEU de alto ensayo (HALEU) está enriquecido entre un 5% y un 20% ^[8] y se requiere en muchos diseños de reactores modulares pequeños (SMR). ^[9] El LEU fresco utilizado en reactores de investigación generalmente está enriquecido entre un 12% y un 19,75% ^{de 235} U; la última concentración se utiliza para reemplazar combustibles HEU cuando se convierte a LEU. ^[10]

El uranio altamente enriquecido (HEU) tiene una concentración de ²³⁵ U del 20 % o superior. Este alto nivel de enriquecimiento es esencial para las armas nucleares y ciertos diseños de reactores especializados. El uranio fisible en las armas nucleares primarias normalmente contiene 85 % o más de ²³⁵ U, conocido como grado de armas , aunque teóricamente para un diseño de implosión , un mínimo del 20 % podría ser suficiente (denominado apto para armas), aunque requeriría cientos de kilogramos de material y "no sería práctico de diseñar"; ^{[11] [12]} un enriquecimiento incluso menor es hipotéticamente posible, pero a medida que el porcentaje de enriquecimiento disminuye, la masa crítica para neutrones rápidos no moderados aumenta rápidamente, con, por ejemplo, una masa infinita de 5,4 % de ²³⁵ U requerida. ^[11] Para experimentos de criticidad , se ha logrado el enriquecimiento de uranio a más del 97 %. ^[13]

La primera bomba de uranio, Little Boy , lanzada por los Estados Unidos sobre Hiroshima en 1945, utilizó 64 kilogramos (141 libras) de uranio enriquecido al 80%. Envolver el núcleo fisible 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 buen reflector de neutrones, en el momento de la explosión comprendía casi 2,5 masas críticas. Los reflectores de neutrones, que comprimen el núcleo fisible mediante implosión, refuerzo de fusión y "apisonamiento", que ralentiza la expansión del núcleo fisionante con inercia, permiten diseños de armas nucleares que utilizan menos de lo que sería una masa crítica de una esfera desnuda a densidad normal. La presencia de demasiado del isótopo ²³⁸ U inhibe la reacción nuclear en cadena descontrolada que es responsable de la potencia del arma. La masa crítica del uranio altamente enriquecido al 85% es de unos 50 kilogramos (110 libras), lo que a una densidad normal equivaldría a una esfera de unos 17 centímetros (6,7 pulgadas) de diámetro. ^[14]

Las armas nucleares estadounidenses posteriores suelen utilizar plutonio-239 en la etapa primaria, pero la etapa secundaria de camisa o de manipulación, que se comprime por la explosión nuclear primaria, a menudo utiliza HEU con un enriquecimiento de entre el 40% y el 80% ^[15] junto con el combustible de fusión deuteruro de litio . Este diseño de múltiples etapas mejora la eficiencia y la eficacia de las armas nucleares, lo que permite un mayor control sobre la liberación de energía durante la detonación. Para la 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 rendimiento de los sistemas avanzados de armas nucleares. No se dice que el ²³⁸ U sea fisible, pero aún es fisionable por neutrones rápidos (>2 MeV) como los que se producen durante la fusión D–T . ^[16]

El UME también se utiliza en reactores de neutrones rápidos , cuyos núcleos requieren alrededor de un 20% o más de material fisionable, así como en reactores navales , donde a menudo contiene 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, incluido el alto flujo de neutrones y el control preciso sobre la dinámica del reactor. El prototipo de reactor rápido comercial Fermi-1 utilizó UME con un 26,5% de ²³⁵ U. Se utilizan cantidades significativas de UME en la producción de isótopos médicos , por ejemplo, molibdeno-99 para generadores de tecnecio-99m . ^[17] La ​​industria médica se beneficia de las propiedades únicas del uranio altamente enriquecido, que permiten la producción eficiente de isótopos críticos esenciales para el diagnóstico por imágenes y aplicaciones terapéuticas.

La separación de isótopos es difícil porque dos isótopos del mismo elemento tienen propiedades químicas casi idénticas y solo se pueden separar gradualmente utilizando pequeñas diferencias de masa. ( ²³⁵ U es solo un 1,26% más ligero que ²³⁸ U). Este problema se agrava porque el uranio rara vez se separa en su forma atómica, sino como compuesto ( ²³⁵ UF ₆ es solo un 0,852% más ligero que ²³⁸ UF ₆ ). Una cascada de etapas idénticas produce concentraciones sucesivamente más altas de ²³⁵ U. Cada etapa pasa un producto ligeramente más concentrado a la siguiente etapa y devuelve un residuo ligeramente menos concentrado a la etapa anterior.

En la actualidad, existen dos métodos comerciales genéricos que se emplean a nivel internacional para el enriquecimiento: la difusión gaseosa (denominada de primera generación) y la centrifugación de gas ( de segunda generación), que consume solo entre un 2% y un 2,5% ^[18] de la energía que consume la difusión gaseosa. Se están realizando algunos trabajos que utilizarían la resonancia nuclear ; sin embargo, no hay pruebas fiables de que se haya ampliado la escala de producción de ningún proceso de resonancia nuclear.

La difusión gaseosa es una tecnología utilizada para producir uranio enriquecido al forzar el hexafluoruro de uranio gaseoso ( hex ) a través de membranas semipermeables . Esto produce una ligera separación entre las moléculas que contienen ²³⁵ U y ²³⁸ U. A lo largo de la Guerra Fría , la difusión gaseosa jugó un papel importante como técnica de enriquecimiento de uranio, y a partir de 2008 representó aproximadamente el 33% de la producción de uranio enriquecido, ^[19] pero en 2011 se consideró una tecnología obsoleta que está siendo reemplazada constantemente por las generaciones posteriores de tecnología a medida que las plantas de difusión llegan al final de su vida útil. ^[20] En 2013, la instalación de Paducah en los EE. UU. dejó de operar, fue la última planta comercial de difusión gaseosa de ²³⁵ U en el mundo. ^[21]

La difusión térmica utiliza la transferencia de calor a través de un líquido o gas delgado para lograr la separación de isótopos. ^[22] El proceso explota el hecho de que las moléculas de gas ²³⁵ U más ligeras se difundirán hacia una superficie caliente, y las moléculas de gas ²³⁸ U más pesadas se difundirán hacia una superficie fría. La planta S-50 en Oak Ridge, Tennessee , se utilizó durante la Segunda Guerra Mundial para preparar material de alimentación para el proceso de separación electromagnética de isótopos (EMIS), que se explica más adelante en este artículo. Fue abandonado a favor de la difusión gaseosa.

El proceso de centrifugación de gas utiliza un gran número de cilindros rotatorios en formaciones 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 ²³⁸ U se mueven tangencialmente hacia el exterior del cilindro y las moléculas de gas más ligeras ricas en ²³⁵ U se juntan más cerca del centro. Requiere mucha menos energía para lograr la misma separación que el antiguo proceso de difusión gaseosa, al que ha reemplazado en gran medida y por lo tanto es el método actual de elección y se denomina de segunda generación . Tiene un factor de separación por etapa de 1,3 en relación con la difusión gaseosa de 1,005, ^[19] lo que se traduce en aproximadamente una quincuagésima parte de los requisitos de energía. Las técnicas de centrifugación de gas producen cerca del 100% del uranio enriquecido del mundo. El costo por unidad de trabajo de separación es de aproximadamente 100 dólares por Unidad de Trabajo de Separación (SWU), lo que lo hace aproximadamente un 40% más barato que las técnicas de difusión gaseosa estándar. ^[23]

La centrífuga de tipo Zippe es una mejora de la centrífuga de gas estándar, cuya principal diferencia es el uso de calor. La parte inferior del cilindro giratorio se calienta, lo que produce corrientes de convección que desplazan el ²³⁵ U hacia arriba del cilindro, donde puede recogerse mediante palas. Este diseño mejorado de centrífuga lo utiliza comercialmente Urenco para producir combustible nuclear y fue utilizado por Pakistán en su programa de armas nucleares.

Los procesos láser prometen menores insumos de energía, menores costos de capital y menores ensayos de colas, por lo tanto, ventajas económicas significativas. Varios procesos láser han sido investigados o están en desarrollo. La separación de isótopos por excitación láser (SILEX) está bien desarrollada y está autorizada para operación comercial a partir de 2012. La separación de isótopos por excitación láser es un método muy efectivo y barato de separación de uranio, que puede realizarse en pequeñas instalaciones 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 ^[23] , 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 virtualmente indetectables por satélite. ^[24] Más de 20 países han trabajado con separación láser en las últimas dos décadas, los más notables de estos países son Irán y Corea del Norte, aunque todos los países han tenido un éxito muy limitado hasta este momento.

La separación de isótopos por láser de vapor atómico emplea láseres especialmente ajustados ^[25] para separar isótopos de uranio mediante ionización selectiva de transiciones hiperfinas . La técnica utiliza láseres ajustados a frecuencias que ionizan átomos ^{de 235 U y ningún otro. Los iones de 235} U cargados positivamente son luego atraídos a una placa cargada negativamente y recolectados.

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

La separación de isótopos por excitación láser es un desarrollo australiano que también utiliza _UF6 . Después de un prolongado proceso de desarrollo que implicó que la empresa de enriquecimiento estadounidense USEC adquiriera y luego renunciara a los derechos de comercialización de la tecnología, GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) firmó un acuerdo de comercialización con Silex Systems en 2006. ^[26] Desde entonces, GEH ha construido un circuito de prueba de demostración y ha anunciado planes para construir una instalación comercial inicial. ^[27] Los detalles del proceso están clasificados y restringidos por acuerdos intergubernamentales entre Estados Unidos, Australia y las entidades comerciales. Se ha proyectado que SILEX sea un orden de magnitud más eficiente que las técnicas de producción existentes, pero nuevamente, la cifra exacta está clasificada. ^[19] En agosto de 2011, Global Laser Enrichment, una subsidiaria de GEH, solicitó a la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) de Estados Unidos un permiso para construir una planta comercial. ^[28] En septiembre de 2012, la NRC emitió una licencia para que GEH construyera y operara una planta comercial de enriquecimiento de SILEX, aunque la compañía 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 podría contribuir a la proliferación nuclear . ^[29] El temor a la proliferación nuclear surgió en parte debido a que la tecnología de separación por 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 a una planta de separación por láser que funciona por medio de excitación láser muy por debajo del umbral de detección de las tecnologías de vigilancia existentes. ^[24] Debido a estas preocupaciones, la American Physical Society presentó una petición a la NRC, pidiendo 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" ^[23] debido a la capacidad de ocultarse de cualquier tipo de detección.

Los procesos de enriquecimiento aerodinámico incluyen las técnicas de boquilla de chorro Becker desarrolladas por EW Becker y asociados que utilizan el proceso LIGA y el proceso de separación de tubo de vórtice . Estos procesos de separación aerodinámicos 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. La mejora de las fuerzas centrífugas se logra mediante la dilución de UF6 con hidrógeno o helio como gas portador, logrando 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 de vórtice continua Helikon para un enriquecimiento de bajo nivel de alta producción y la cascada de enriquecimiento de alto nivel de baja producción Pelsakon, sustancialmente diferente, ambas utilizando un diseño de separador de tubo de vórtice particular y ambas incorporadas en una planta industrial. ^{[31] En} Brasil, NUCLEI, un consorcio liderado por Industrias Nucleares do Brasil, construyó una planta de demostración que utilizó el proceso de boquilla de separación. Sin embargo, todos los métodos tienen un alto consumo de energía y exigen importantes requisitos de eliminación del calor residual; actualmente, ninguno de ellos sigue en uso.

En el proceso de separación electromagnética de isótopos (EMIS), el uranio metálico se vaporiza primero y luego se ioniza hasta convertirse en iones con carga positiva. A continuación, los cationes se aceleran y, posteriormente, se desvían mediante campos magnéticos hacia sus respectivos objetivos de recolección. Durante la Segunda Guerra Mundial se desarrolló un espectrómetro de masas a escala de producción llamado Calutron que proporcionó parte del ²³⁵ U utilizado para la bomba nuclear Little Boy , que se lanzó sobre Hiroshima en 1945. En realidad, el término "Calutron" se aplica a un dispositivo de varias etapas dispuesto en un gran óvalo alrededor de un potente electroimán. La separación electromagnética de isótopos se ha abandonado en gran medida en favor de métodos más eficaces.

Se ha demostrado que un proceso químico funciona en la etapa piloto de la planta, pero no se ha utilizado para la producción. El proceso francés CHEMEX aprovechó una diferencia muy leve en la propensión de los dos isótopos a cambiar su valencia en la oxidación/reducción , utilizando fases acuosas y orgánicas inmiscibles. La empresa química Asahi de Japón desarrolló un proceso de intercambio iónico que aplica una química similar, pero que efectúa la separación en una columna de intercambio iónico de resina patentada .

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

El "trabajo de separación" (la cantidad de separación realizada mediante un proceso de enriquecimiento) es una función de las concentraciones de la materia prima, el producto enriquecido y los relaves agotados; y se expresa en unidades que se calculan de manera que sean proporcionales 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. ^[22] 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

Además de las unidades de trabajo de separación que proporciona una instalación de enriquecimiento, el otro parámetro importante que se debe considerar es la masa de uranio natural (NU) que se necesita para producir 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 ²³⁵ U que termine en el uranio empobrecido. Sin embargo, a diferencia del número de SWU requerido durante el enriquecimiento, que aumenta con niveles decrecientes de ²³⁵ U en la corriente empobrecida, la cantidad de NU necesaria disminuirá con niveles decrecientes de ²³⁵ U que terminen en el uranio empobrecido.

Por ejemplo, en el enriquecimiento de LEU para su uso en un reactor de agua ligera, es típico que la corriente enriquecida contenga 3,6% de ²³⁵ U (en comparación con 0,7% en NU), mientras que la corriente empobrecida contiene entre 0,2% y 0,3% de ²³⁵ U. Para producir un kilogramo de este LEU, se requerirían aproximadamente 8 kilogramos de NU y 4,5 SWU si se permitiera que la corriente de DU tuviera 0,3% de ²³⁵ U. Por otro lado, si la corriente empobrecida tuviera solo 0,2% de ²³⁵ U, entonces se requerirían solo 6,7 kilogramos de NU, pero casi 5,7 SWU de enriquecimiento. Debido a que la cantidad de NU requerida y la cantidad 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 permitir que quede más ²³⁵ U en la corriente de DU, mientras que si el NU es más caro y el enriquecimiento lo es menos, entonces elegirían lo opuesto.

Al convertir uranio ( hexafluoruro , hex para abreviar) en metal, se pierde un 0,3% durante la fabricación. ^{[32] [33]}

El proceso opuesto al enriquecimiento es la degradación de uranio; el excedente de uranio altamente enriquecido puede degradarse a uranio poco enriquecido para que sea apto para su uso como combustible nuclear comercial. La degradación de uranio 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 armamento y lo reutiliza para fines pacíficos.

La materia prima de HEU puede contener isótopos de uranio no deseados: ^{el 234} U es un isótopo menor contenido en el uranio natural (principalmente como producto de la desintegración alfa de²³⁸
U —porque la vida media de²³⁸
U es mucho más grande que la de²³⁴
U , se produce y se destruye al mismo ritmo en un equilibrio de estado estable constante, lo que hace que cualquier muestra tenga suficiente²³⁸
Contenido de U a una proporción estable de²³⁴
U a²³⁸
U durante escalas de tiempo suficientemente largas); durante el proceso de enriquecimiento, su concentración aumenta pero permanece muy por debajo del 1%. Las altas concentraciones de ²³⁶ U son un subproducto de la irradiación en un reactor y pueden estar contenidas en el UME, dependiendo de su historial de fabricación.²³⁶
La U se produce principalmente cuando²³⁵
El U absorbe un neutrón y no se fisiona. La producción de²³⁶
Por lo tanto, U es inevitable en cualquier reactor de neutrones térmicos con²³⁵
Combustible U. El UME reprocesado a partir de reactores de producción de material para armas nucleares (con un ensayo ^{de 235 U de aproximadamente el 50%) puede contener concentraciones de 236} U de hasta el 25%, lo que da como resultado concentraciones de aproximadamente el 1,5% en el producto de UPE mezclado. ^{El 236} U es un veneno neutrónico ; por lo tanto, la concentración real ^{de 235} U en el producto de UPE debe aumentarse en consecuencia para compensar la presencia de ²³⁶ U.²³⁴
El U también absorbe neutrones, es un material fértil que se convierte en fisible.²³⁵
U tras la absorción de neutrones . Si²³⁶
U absorbe un neutrón, lo que da como resultado una radiación de corta duración.²³⁷
U beta se desintegra en²³⁷
Np , que no se puede utilizar en reactores de neutrones térmicos, pero se puede separar químicamente del combustible gastado para desecharlo como residuo o transmutarlo en²³⁸
Pu (para uso en baterías nucleares ) en reactores especiales. Comprender y gestionar la composición isotópica del uranio durante los procesos de desintegración es esencial para garantizar la calidad y la seguridad del combustible nuclear resultante, así como para mitigar los posibles riesgos radiológicos y de proliferación asociados a isótopos no deseados.

El material de mezcla puede ser NU o DU; sin embargo, dependiendo de la calidad de la materia prima, se puede utilizar SEU en un porcentaje de 1,5 % en peso de ^{235 U como material de mezcla para diluir los subproductos no deseados que pueden estar contenidos en la alimentación de UME. Las concentraciones de estos isótopos en el producto de UPE en algunos casos podrían superar las especificaciones} ASTM para combustible nuclear si se utilizara NU o DU. Por lo tanto, la degradación del UPE por lo general no puede contribuir al problema de gestión de desechos 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. Los enfoques innovadores, como el reprocesamiento y el reciclado del uranio empobrecido, podrían ofrecer soluciones sostenibles para minimizar los desechos y optimizar la utilización de los recursos en el ciclo del combustible nuclear.

Un importante proyecto de desintegración denominado Programa de Megatones a Megavatios convierte uranio altamente enriquecido de grado armamentístico ex soviético 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 poco enriquecido. El objetivo es reciclar 500 toneladas para 2013. El programa de desmantelamiento de ojivas nucleares rusas representó alrededor del 13% de la necesidad mundial total de uranio enriquecido hasta 2008. ^[19] Esta ambiciosa iniciativa no sólo aborda objetivos de desarme nuclear, sino que también contribuye de manera significativa a la seguridad energética mundial y la sostenibilidad ambiental, reutilizando eficazmente material que alguna vez estuvo destinado a fines destructivos en un recurso para la producción de energía pacífica.

La United States Enrichment Corporation ha participado en la disposición de una parte de las 174,3 toneladas de uranio altamente enriquecido (HEU) que el gobierno de los EE.UU. declaró como material militar excedente en 1996. A través del Programa de Descomposición de UHE de los EE.UU., este material UHE, tomado principalmente de ojivas nucleares estadounidenses desmanteladas, se recicló en combustible de uranio poco enriquecido (LEU), utilizado por las plantas de energía nuclear para generar electricidad. ^{[34] [35]} Este programa innovador no sólo facilitó la eliminación segura del exceso de uranio apto para armas, sino que también contribuyó al funcionamiento sostenible de las plantas de energía nuclear civiles, reduciendo la dependencia del uranio recién enriquecido y promoviendo los esfuerzos de no proliferación a nivel mundial.

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. ^{[36] [37]} Bélgica, Irán, Italia y España tienen un interés de inversión en la planta de enriquecimiento francesa Eurodif , y la participación de Irán le da derecho al 10% de la producción de uranio enriquecido. Los países que tuvieron programas de enriquecimiento en el pasado incluyen a Libia y Sudáfrica, aunque la instalación de Libia nunca estuvo operativa. ^[38] La empresa australiana Silex Systems ha desarrollado un proceso de enriquecimiento por láser conocido como SILEX ( separación de isótopos por excitación láser ), que pretende perseguir mediante una inversión financiera en una empresa comercial estadounidense de General Electric, ^[39] Aunque a SILEX se le ha concedido una licencia para construir una planta, el desarrollo todavía está en sus primeras etapas, ya que todavía debe demostrarse que el enriquecimiento por láser sea económicamente viable, y se está presentando una petición para revisar la licencia otorgada a SILEX por preocupaciones de proliferación nuclear. ^[40] También se ha afirmado que Israel tiene un programa de enriquecimiento de uranio ubicado en el Centro de Investigación Nuclear del Néguev, cerca de Dimona . ^[41]

Durante el Proyecto Manhattan , el uranio altamente enriquecido apto para armas recibió el nombre clave de oralloy , una versión abreviada de Oak Ridge Alloy, en honor a la ubicación de las plantas donde se enriquecía el uranio. ^[42] Esta terminología encubierta subraya el secreto y la sensibilidad que rodearon la producción de uranio altamente enriquecido durante la Segunda Guerra Mundial, destacando la importancia estratégica del Proyecto Manhattan y su papel en el desarrollo de armas nucleares. El término oralloy todavía se usa ocasionalmente para referirse al uranio enriquecido.

• Lista de artículos sobre láser
• Combustible MOX
• Banco de combustible nuclear
• Orano
• Mercado del uranio
• Minería de uranio

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• Bibliografía comentada sobre uranio enriquecido de la Biblioteca Digital Alsos para Asuntos Nucleares
• Sistemas Silex Ltd.
• Enriquecimiento de uranio Archivado el 2 de diciembre de 2010 en Wayback Machine , Asociación Nuclear Mundial
• Panorama general e historia de la producción de HEU en Estados Unidos
• Recursos informativos sobre el enriquecimiento de uranio
• Química nuclear: enriquecimiento de uranio Archivado el 15 de octubre de 2008 en Wayback Machine.
• Un año de mucha actividad para SWU (revisión de 2008 del mercado de enriquecimiento comercial), Nuclear Engineering International, 1 de septiembre de 2008
• Enriquecimiento de uranio y proliferación de armas nucleares, por Allan S. Krass, Peter Boskma, Boelie Elzen y Wim A. Smit, 296 pp., publicado para SIPRI por Taylor and Francis Ltd, Londres, 1983
• Poliakoff, Martyn (2009). "¿Cómo se enriquece el uranio?". La tabla periódica de vídeos . Universidad de Nottingham .
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