El documento describe el ciclo del combustible nuclear en Argentina, incluyendo la extracción de uranio, el funcionamiento de reactores nucleares, y las opciones para el manejo del combustible gastado. Explica que el uranio se encuentra de forma natural en la corteza terrestre y que la geología estudia la ubicación y formación de los yacimientos de uranio. También describe las etapas del frente y final del ciclo del combustible nuclear y las centrales nucleares en operación en Argentina.

1. El URANIO es ENERGÍA
ENERGÍA es CALIDAD DE VIDA
El Ciclo del Combustible Nuclear en Argentina
COMISIÓN NACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA
CÓRDOBA
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2. INTRODUCCIÓN
Una de las tareas que la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) ha
considerado importante a través de mas de medio siglo de vida de la institución, es
la divulgación de los beneficios que reportan a la sociedad, las aplicaciones pacíficas
de esta tecnología. A lo largo del tiempo han surgido muchas publicaciones, gracias
al esfuerzo de profesionales y técnicos que pusieron su vocación docente y sus
conocimientos especializados al servicio de la tarea de enseñar.
Siguiendo el mismo camino y pensando en los docentes que se preocupan por su
formación permanente, y en los jóvenes estudiantes deseosos de ampliar sus
conocimientos, la confección de estas líneas constituye un paso mas en la
divulgación seria y científicamente sustentada de estos temas.
La energía nuclear es sin duda una tecnología controvertida en el seno de la
sociedad moderna, paradójicamente cada vez mas necesitada de energía para
mantener y aumentar su calidad de vida. Rodeada de mitos y argumentos parciales
o incompletos y no pocas veces decididamente tendenciosos, la producción de
electricidad mediante centrales nucleares es un tema que sin duda merece ser
conocido con mayor profundidad.
Desde el punto de vista pedagógico de la Geología, la Física y la Química, el Ciclo
del Combustible Nuclear es uno de los mas completos muestrarios existente en
nuestro país, de procesos unitarios aplicados a la producción industrial.
La percepción de la necesidad de mostrarlo, derivada de nuestro contacto
permanente con las escuelas, nos ha llevado a confeccionarlo de tal forma que,
manteniendo condiciones didácticas y de solidez técnica, pueda convertirse en una
obra amena y de consulta permanente.
Finalmente, hemos considerado que los conceptos de “ciudadanía” y “tecnología”
deben constituir una conjunción de objetivos educativos, ayudados por la casual
rima sintáctica que poseen, brindando estas líneas aquellos elementos que permitan
a la sociedad, identificar opciones, evaluar alternativas y consecuentemente, decidir
de una manera racional sus posibilidades de desarrollo.
Ricardo Blasón – CNEA – Regional Centro
Ricardo Chiaraviglio – DIOXITEK S.A.
Hugo R. Martin – CNEA – Subgerencia Asuntos Institucionales
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3. ENERGÍA NÚCLEO ELÉCTRICA
Reacción nuclear “en cadena”
En un Reactor Nuclear se produce energía a partir de las reacciones de Fisión
Nuclear, provocadas por neutrones que son absorbidos en los átomos del
combustible. Los Fragmentos de Fisión resultantes, poseen una elevada energía
cinética y generan calor por colisiones con otros átomos y moléculas. Dado que en
las fisiones también aparecen algunos neutrones, es posible obtener una reacción
“en cadena” (sucesión continua y autosostenida de fisiones), si al menos uno de
estos neutrones, alcanza otro átomo del combustible en condiciones de dividirlo.
Para que sea posible, es necesario reducir mediante choques con un material
Moderador adecuado, la alta velocidad con que los neutrones surgen de la fisión. El
moderador en el caso de los reactores para producción de electricidad que operan
en Argentina es el Agua Pesada.
El nivel de potencia de un reactor nuclear se controla mediante la introducción de
materiales absorbentes de neutrones, como por ejemplo el Cadmio (Cd) o el Hafmio
(Hf), en forma de Barras de Control.
AGUA PESADA ( D2O)
Es el agua en la cual, los átomos del Hidrógeno
de sus moléculas poseen un Protón y un Neutrón
en su núcleo. Este isótopo del Hidrógeno se
denomina Deuterio (D)
Reacción de Fisión Nuclear en cadena
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4. Funcionamiento de un Reactor Nuclear
El calor generado en el Núcleo del reactor, lugar en el que se encuentran el
combustible y el moderador, es extraído mediante un Circuito Primario de
Refrigeración y conducido a un Generador de Vapor. Allí, mediante intercambio
térmico es transferido a un Circuito Secundario donde la fase líquida pasa vapor, con
el que impulsa la Turbina a la cual está acoplado el Generador Eléctrico.
Una vez que el vapor ha realizado trabajo para hacer girar a la turbina, el ciclo se
reinicia condensando el vapor en un Condensador refrigerado con agua de un río o
lago próximos.
Esquema de funcionamiento de un Reactor Nuclear para producción de electricidad
Una de las razones para producir comercialmente energía eléctrica por medio de
reactores nucleares, es la abundancia de este tipo de combustibles en la naturaleza.
Los elementos útiles con esta finalidad son el Uranio (U) y el Torio (Th), ambos mas
abundantes que el Oro (Au) y la Plata (Ag), pero que se encuentran muy diluidos en
la corteza terrestre. El U es actualmente el combustible nuclear por excelencia.
COMPOSICIÓN ISOTÓPICA DEL URANIO NATURAL
El Uranio se encuentra en la naturaleza como una mezcla
de tres isótopos (átomos con distinto número de neutrones
en su núcleo), en las siguientes proporciones en peso:
U238: 99.274 %
U235: 0.720 %
U234: 0.006 %
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5. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR
El Ciclo del Combustible Nuclear comprende las etapas necesarias para fabricar y
usar los Elementos Combustibles que se utilizan en los reactores nucleares. Incluye
desde la búsqueda y explotación de los minerales de Uranio, hasta la gestión del
combustible gastado y de los residuos resultantes de todas las operaciones
involucradas.
El “frente” y el “final” del ciclo
El Ciclo del Combustible del Uranio tiene dos etapas claramente diferenciadas
cuando se consideran los niveles de radiactividad de los materiales procesados en
cada una de ellas. La primera, conocida como el Frente del Ciclo, comienza con las
actividades de búsqueda y extracción de minerales y finaliza con la introducción del
combustible en el reactor. La característica de esta fase es la ausencia de
radiactividad en niveles superiores a los que existen en la naturaleza, y que por lo
tanto no presentan riesgos de consideración. La segunda, conocida como el Final
del Ciclo, comienza con la extracción del Combustible Gastado del reactor, su
almacenamiento provisorio, el acondicionamiento o reprocesamiento según distintas
opciones tecnológicas posibles y la disposición final de los residuos radiactivos
resultantes. La principal característica en esta etapa, es el alto contenido de
radiactividad de los materiales que se deben procesar.
Ciclo “abierto” o Ciclo “cerrado”
Luego de la utilización en el reactor, el combustible gastado se almacena en forma
provisoria durante algunos años bajo agua, a fin de esperar el rápido decaimiento
inicial del calor y la radiactividad residuales.
Los pasos posteriores dependen de la elección de alguna de las alternativas
tecnológicas posibles para la gestión del combustible gastado, que básicamente son
dos.
Una de ellas es el Reprocesamiento. Ya que no todo el U-235 se fisiona durante la
irradiación, y debido a que la absorción de neutrones por el U-238 da lugar a
algunos isótopos del Plutonio (Pu), que se pueden utilizar para fabricar nuevo
combustible, existe un incentivo económico para recuperarlos. Esta alternativa de
reprocesar el combustible gastado para recuperar el U y el Pu constituye lo que se
conoce como ciclo “cerrado” del combustible.
En el caso del ciclo “abierto”, el combustible gastado se elimina directamente como
un residuo final. Para ello es necesario acondicionarlo sin recuperar los elementos
fisionables aún presentes en el mismo, para su transporte a un Repositorio Final de
Residuos Radiactivos de Alta Actividad.
Argentina es uno de los países que, teniendo los conocimientos y la capacidad
técnica para optar por el reprocesamiento, aún no ha tomado una decisión al
respecto. Esto se debe principalmente por el escaso volumen generado hasta el
presente, pero cabe mencionar que esta opción tiene un fuerte contenido político, ya
que la capacidad de recuperar el U y el Pu, habilita a quien lo hace a utilizar dichos
materiales para la fabricación de armas nucleares.
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6. CENTRALES NUCLEOELÉCTRICAS EN ARGENTINA
CENTRAL NUCLEAR en EMBALSE
(en operación desde 1983)
Tipo CANDU (CANadian Deuterium Uranium)
Uranio natural Agua Pesada
Tipo Tubos de Presión
Potencia Térmica: 2106 MW
CENTRAL NUCLEAR en ATUCHA 1
(en operación desde 1974)
Uranio levemente enriquecido (0,85%)
Recipiente de Presión
Potencia Térmica: 1179 MW
Potencia Eléctrica Bruta: 357 MW
Potencia Eléctrica Neta: 335 MW
CENTRAL NUCLEAR en ATUCHA 2
(en construcción)
Uranio Natural - Agua Pesada Recipiente
de presión
Potencia Térmica: 2161 MW
Fecha prevista Puesta en Marcha:
3* cuatrimestre 2010
Potencia Eléctrica Bruta: 754 MW
Potencia Eléctrica Neta: 692 MW
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7. EL URANIO EN LA NATURALEZA
El elemento Uranio, descubierto por el químico alemán Martín Klaproth en 1789, con
Peso Atómico 238,03 y Número Atómico 92, es un metal de color blanco grisáceo,
de elevado Peso Específico (18,7 g/cm3) y radiactivo. En general no se encuentra en
estado libre debido a su poca estabilidad en el aire y en los compuestos naturales se
manifiestan sus estados tetra y hexavalentes. Si bien es abundante, se encuentra
tan diluido en la corteza terrestre, que su concentración en promedio no supera los 4
gramos por tonelada (ppm). Precisamente por esta razón es que los Yacimientos de
Uranio son escasos y es necesario desarrollar los conocimientos y las tecnologías
necesarias para ubicarlos y explotarlos, a fin de producir el combustible para las
centrales nucleares.
La Geoquímica estudia el origen, distribución y comportamiento de los elementos
químicos en la corteza terrestre, teniendo en cuenta las variables termodinámicas,
mecánicas y físico-químicas que actúan en ella. En el caso del U, el paso inicial para
su inserción en la superficie del planeta, tiene lugar en el interior mas profundo de la
Tierra. Desde allí, el magma (roca fundida por efecto de la presión y la temperatura),
asciende por grietas y fisuras hasta alojarse en la corteza sólida. Este proceso
puede dar lugar al alojamiento del U en estructuras geológicas nuevas o formadas
con anterioridad, o a alterar sustancialmente las ya existentes.
En una etapa posterior, se producen fenómenos de movilización, distribución y
redeposición del U a partir de las transformaciones que afectan permanentemente a
la corteza terrestre. El U entonces es liberado, transformado y/o asociado a otros
elementos afines, generando una variada gama de minerales. Si las condiciones
físico-químicas y mecánicas bajo las cuales se desarrollan estos procesos, dan lugar
a condiciones que permiten la fijación de los minerales en determinados lugares, se
forman entonces los Depósitos o Yacimientos de Uranio.
Geología del Uranio
Una vez conformados los yacimientos, el U ya presente como mineral en la corteza
puede o no ser accesible al hombre, ya que una parte puede estar en las capas
superficiales y otra quedar alojada a grandes profundidades.
La búsqueda de los yacimientos técnica y económicamente aprovechables comienza
con la Geología del Uranio, que considera cada ambiente geológico como una
unidad de investigación y determina cuales son los modelos genéticos de
yacimientos probables. Es apoyada por tareas de Prospección, cuya misión es
determinar regionalmente la presencia de anomalías químicas, o la presencia de
radiactividad producida por el U. Esta última es una ventaja respecto de otros
elementos químicos, ya que se pueden utilizar detectores de Radiación Gamma, las
que, por su alto poder de penetración puede atravesar capas no mineralizadas que a
veces ocultan a la vista la presencia del U.
Una vez conformados los yacimientos, el U ya presente como mineral en la corteza
puede o no ser accesible al hombre, ya que una parte puede estar en las capas
superficiales y otra quedar alojada a grandes profundidades. Detectar los
yacimientos de U mediante trabajos de Prospección (búsqueda) y Exploración, es el
principal objetivo de la Geología del Uranio, que además de estudios teóricos realiza
exploraciones sobre el terreno. En este caso, una ventaja respecto de otros
elementos químicos, es que debido a la radiactividad del U se pueden utilizar
7

8. detectores de Radiación Gamma. Por su alto poder de penetración, este tipo de
radiación puede atravesar capas no mineralizadas que a veces ocultan a la vista la
presencia del Uranio.
Recursos geológicos
Existen numerosos minerales de Uranio. Pueden encontrarse en forma primaria
como Pechblenda o Uraninita que son óxidos de composición variable entre UO2 y
U3O8. Estos suelen representarse por la formula general (xUO2.yU3O8) en la que la
relación (x/y) varía entre 0 y 2. En forma secundaria el U se presenta como Carnotita
(K2O.2UO3.V2O5.xH2O) y Autunita (CaO.2UO3.P2O5) y en forma refractaria se
encuentra como Euxenita, Davidita, Betafita y otros.
Aunque todo material que contenga Uranio puede considerarse teóricamente como
una mena, es decir el conjunto de materiales compuesto por mineral, la rocas
estériles y otros subproductos que pueden ser de interés; el costo de extracción y los
aspectos técnicos relacionados con su procesamiento, son los factores que hacen
que un yacimiento sea o no explotable.
Estudios de favorabilidad uranífera
La razón fundamental para que un país como Argentina realice investigaciones en
este campo, es el desarrollo de los conocimientos sobre el potencial uranífero del
territorio nacional. Esto permite establecer estrategias para el uso racional de los
recursos naturales no renovables. Los Estudios de Favorabilidad uranífera, para la
exploración y la evaluación de las posibilidades de explotación, son desarrolladas
principalmente por la CNEA. A través de la implementación de técnicas de
exploración y análisis, se ha dividido el país en Unidades de Investigación y se ha
desarrollado una rutina sistemática para estimar los Recursos Geológicos (RG) y los
Recursos Uraníferos Potenciales (RUP) en las denominadas Áreas Favorables.
Mediante analogías geológicas entre las unidades investigadas y áreas cuyos
antecedentes se conocen con cierta precisión, es posible asegurar con un grado
razonable de certeza, la probabilidad, magnitud y el costo del Uranio disponible en el
país.
El método utilizado extrapola la probabilidad de existencia de minerales de Uranio en
las Áreas Favorables, a partir de un modelo genético específico de yacimiento, ya
que estos se forman por procesos geológicos concretos. Dado que la extrapolación
a través de analogías es en parte subjetiva, la metodología contempla la
participación de geólogos y los recursos no se describen exclusivamente en tales
términos, sino que también son consideradas las características tecnológicas,
económicas y hasta socio-políticas involucradas. Las estimaciones así establecidas,
constituyen recursos no descubiertos (especulativos), es decir: aquéllos que se
espera que existan en alguna parte de las Áreas Favorables, sobre la base de
evidencias indirectas o extrapolaciones geológicas, que podrían ser descubiertos por
técnicas de exploración en uso y cuyos yacimientos potenciales podrían ser
explotados con beneficio económico, tecnología corriente y a costos conocidos.
Los pasos que se siguen para la investigación de la favorabilidad uranífera son los
siguientes:
Elaboración de la Base Geológica de la Unidad de Investigación: consiste en el
análisis de la información geológica disponible y a partir de la cual se define si la
unidad investigada es: “favorable”, “desfavorable” o “de favorabilidad incierta”, para
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9. un determinado modelo genético de yacimiento. Si el área es “desfavorable” se
descarta; si es “favorable” se continúa el procedimiento y si es de “favorabilidad
incierta”, se realizan estudios complementarios para incluir a la unidad en alguna de
las posibilidades anteriores. Esta fase termina con la elección del modelo genético
probable y con la división preliminar de la Unidad Investigada en Áreas Favorables.
Desarrollo del Área de Control: a partir de la identificación del “tipo genético” de
yacimiento que es probable encontrar, se establece una Área de Control para una
región geográficamente definida, la cual se caracteriza por un Modelo Geológico que
comprende: mapa de afloramiento de la roca hospedante y su proyección en
profundidad, modelo tonelaje-tenor del yacimiento tipo, ecuaciones que relacionan
mena y mineral, matriz geológico-genética y los principales factores que controlan la
génesis del yacimiento tipo.
Por otra parte, de la explotación de los yacimientos activos e históricos se obtiene un
Modelo Técnico que comprende: método de explotación, tenor de corte de fondo,
módulo de explotación anual, residuos del tratamiento, factor de recuperación mina-
planta y otros. Alcanzado este punto, es posible también incluir variables
económicas durante la vida del yacimiento para conformar un Modelo Económico de
su explotación comercial.
Como resultado, los recursos uraníferos de las Áreas Favorables pertenecientes a
un modelo genético, se expresan en general como probabilidades de recuperación
de U para el conjunto de la unidad, y en particular, como la probabilidad de encontrar
yacimientos de determinados tonelajes y leyes medias distribuidas en Categorías de
Costos. Estos RUP establecidos para las Áreas Favorables, constituyen los recursos
“no descubiertos” o especulativos.
Estimación de los Recursos Uraníferos Potenciales: este concepto cuantifica que
parte de los Recursos Geológicos contienen Uranio explotable, distribuido en
yacimientos susceptibles de ser aprovechados con rendimiento económico y
tecnología de extracción conocida. Para estimar los RUP en las Áreas Favorables,
se aplica la misma metodología empleada en el Área de Control, incluyendo la
superficie y la densidad de los yacimientos establecida en ella. El resultado de las
investigaciones y exploraciones realizadas en el país para algunos casos
particulares se muestran en la tabla y figura siguientes.
CLASIFICACIÓN DE CONOCIMIENTOS SOBRE FAVORABILIDAD URANÍFERA
Clasificación utilizada en la industria minera
RESERVAS RECURSOS
----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
DESCUBIERTAS NO DESCUBIERTAS
----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
MEDIDAS INDICADAS INFERIDAS HIPOTÉTICOS ESPECULATIVOS
Clasificación utilizada en el ámbito nuclear
RECURSOS RECURSOS RECURSOS RECURSOS
RAZONABLEMENTE ESTIMADOS ESTIMADOS ESPECULATIVOS
ASEGURADOS ASEGURADOS 1 ASEGURADOS 2
----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------
CATEGORÍAS DE COSTOS
< 20 U$S/KgU - 20 a 40 U$S/KgU - 40 a 80 U$S/KgU - 80 a 130 U$S/Kg U - > 130 U$S/Kg U
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10. ------------------------------------------------------------------------------------------------------------
RECURSOS URANÍFEROS ARGENTINOS EN LA CATEGORÍA DE COSTO < 40 U$S/KGU.
SIERRA PINTADA RRA: 2.200 TnU INFERIDO: 1.800 TnU
CERRO SOLO RRA: 2.600 TnU INFERIDO: 2.400 TnU
TOTAL 9.000 TnU
Esta cantidad equivale aproximadamente al consumo de las centrales nucleares
argentinas actualmente en operación durante unos cincuenta años, dependiendo de
la eficiencia en la utilización del combustible.
UNIDADES DE INVESTIGACIÓN DE
FAVORABILIDAD URANÍFERA EN ARGENTINA
CUENCA CRETÁCIDA
Grupo Salta
Modelo genético:
URANIO EN ARENISCAS
25% de probabilidad de
encontrar yacimientos de
300.000 a 1.500.000 Tn
con Ley hasta 1,4 KgU /
Tn y Costo: 40 a 80 U$S /
PERMICO - TRIÁSICO BASAMENTO IGNEO METAMÓRFICO
Bloque San Rafael de SIERRA PAMPEANA y
Modelo genético: CORDILLERA ORIENTAL
URANIO EN VULCANITAS Modelo genético:
25% de probabilidad de INTRAGRANÍTICO
encontrar yacimientos 25% de probabilidad de encontrar
mayores a 1.250.000 Tn con yacimientos entre 180.000 y 600.000 Tn
Ley entre 0,65 y 1 KgU / Tn y con Ley hasta 3 KgU / Tn
Costo: 20 a 40 U$S / KgU y Costo entre 20 y 40 U$S / KgU
MAGMATISMO CENOZOICO
CUENCA CRETÁCICA de SOMUNCURÁ
Grupo Chubut Modelo genético:
Modelo genético: URANIO EN VULCANITAS
URANIO EN ARENISCAS 100% de probabilidad de
17% de probabilidad de encontrar yacimientos
encontrar yacimientos entre 20.000 y 100.000 Tn
DE HASTA 4.000.000 Tn con con Ley menor a 1 KgU / Tn
Ley hasta 2,5 KgU / Tn y y Costo: 80 a 130 U$S / KgU
Costo menor a 20 U$S / KgU
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11. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR EN ARGENTINA
MINERÍA CONTROL DE
CONCENTRADOS
Extracción y Muestreo y
concentración control de calidad
GEOLOGÍA PURIFICACIÓN Y CONVERSIÓN A UO2
Estudios de Prospección Disolución Precipitación Reducción
favorabilidad y exploración y extracción de ADU a UO2
FABRICACIÓN DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES
Línea Atucha Línea CANDU
DISPOSICIÓN FINAL DE
RESIDUOS RADIACTIVOS Uranio
enriquecido
Componentes
Estructurales
Repositorio Final de
Residuos de alta actividad
UTILIZACIÓN EN LOS REACTORES NUCLEARES
Producción de energía
Almacenamiento húmedo en piletas
Almacenamiento seco en silos
¿ REPROCESAMIENTO ?
Recuperación del U
y el Pu residuales
ACTIVIDADES MINERAS
La principal actividad en minería del Uranio en Argentina se ha desarrollado hasta el
presente en la Provincia de Mendoza (Yacimiento Sierra Pintada), aunque también
existen antecedentes en Córdoba (Los Gigantes), Salta (Don Otto), La Rioja (Los
Colorados), Chubut (Los Adobes), San Luis (La Estela) y otras provincias.
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12. Explotación de la Mina “Sierra Pintada” y
Planta de Producción de Concentrado de
Uranio en el Complejo Minero Fabril San
Rafael (CMFSR) de la CNEA en la Provincia
de Mendoza
PRODUCCIÓN DE CONCENTRADO DE URANIO
Para evitar el transporte de grandes cantidades de material, una vez extraído el
mineral de la mina se somete a un proceso de concentración. El resultado es un
producto constituido principalmente por una mezcla de compuestos, entre los cuales
predomina el Diuranato de Amonio (ADU = U2O7 (NH4)2), óxidos hidratados y Sulfato
básico de Uranilo y que se conoce comercialmente como Yellow Cake (Torta
Amarilla, por su color característico). Para la producción de este Concentrado de
Uranio, se somete el mineral a operaciones físicas y químicas que llevan a valores
mayores que el 70% su contenido de Uranio y se eliminan algunas impurezas para
facilitar procesos posteriores. Las distintas etapas se realizan generalmente en las
cercanías de la explotación minera y son las siguientes:
Preparación del mineral
El mineral extraído de las canteras se clasifica y acopia según su contenido de
Uranio, luego se tritura y mediante cintas transportadoras se almacena en silos.
Posteriormente se ubica en pilas sobre una superficie de terreno inclinada,
compactada e impermeabilizada, que cuenta con un sistema de canales para
colectar líquidos, denominada Pileta de Lixiviación. Una vez cargado el mineral y
controlado el nivel de la parte superior, se procede al escarificado de la superficie
para evitar la compactación.
Lixiviación por ataque ácido
El Uranio se extrae del mineral mediante un proceso de Lixiviación con ataque ácido,
mediante la inundación de las piletas con soluciones de Ácido Sulfúrico. Los líquidos
percolados se almacenan en cisternas y son recirculados reiteradamente a las pilas
previo ajuste de su acidez. El tratamiento en la Pileta de Lixiviación es de
aproximadamente tres meses, dos para el tratamiento ácido y el restante para la
carga, secado, muestreo y descarga de las pilas.
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13. Fijación y re extracción
Para extraer el Uranio contenido en los líquidos provenientes de las Piletas de
Lixiviación se utilizan Resinas de Intercambio Iónico de base aniónica débil, a través
de las cuales se procesan los líquidos clarificados, con una concentración de
aproximadamente 0.75 gramos de Uranio por litro (gU/l) y un pH entre 1,2 y 1,5. El
Uranio se fija en la resina mediante la ocupación de los centros activos por los iones
complejos del Uranio, que desplazan a los más lábiles que se encuentran fijados en
ella. La elusión (re extracción) del Uranio de las resinas, se efectúa con una solución
de Sulfato de Amonio y Ácido Sulfúrico, obteniéndose un líquido con una
concentración entre 7 y 10 gU/l.
Precipitación
La precipitación del Uranio contenido en el ADU se realiza en dos etapas. En la
primera, denominada Precipitación directa, se trata el 20% del volumen mediante el
agregado de Amoníaco gaseoso hasta llegar a pH = 7,0 a 7,5. En la siguiente etapa,
denominada Precipitación indirecta, se neutraliza el 80% restante, agregando
simultáneamente el eluído anterior y Amoníaco gaseoso, y manteniendo constante el
pH entre 7,0 y 7,5. El Concentrado de Uranio sedimentado es centrifugado para
obtener un producto con un 50% de humedad, el cual es extrudado como pastilla y
secado Horno, para luego ser envasado en tambores.
PURIFICACIÓN NUCLEAR
El Uranio que se utiliza como combustible nuclear debe estar libre de impurezas,
especialmente de aquellas que poseen alta capacidad para capturar neutrones. Por
este motivo el primer paso es someter el Concentrado de Uranio a un proceso de
purificación con exigentes requerimientos, para obtener un producto de calidad
nuclear. A continuación se describen cada una de las etapas realizadas y en el
esquema de la página siguiente se muestran las principales partes del proceso.
Disolución del Concentrado de Uranio
Esta etapa tiene por objeto pasar el Uranio de la fase sólida a una solución líquida,
mediante operaciones discontinuas con una capacidad de 400 a 600 Kg de Uranio
por cada una (“batch”). El Concentrado de Uranio es recibido, previo muestreo y
análisis para Control de Calidad, en tambores que son ordenados de acuerdo a su
contenido de Uranio e impurezas, de manera que se puedan obtener relaciones
constantes para la alimentación del proceso. El material es introducido en un
Reactor de Disolución con Agua Oxigenada, Ácido Nítrico y Agua desmineralizada a
80 ºC. El producto resultante es una solución de Nitrato de Uranilo (UN) impuro, con
una concentración de 500 - 600 g de Uranio por litro (gU/l), el que se envía a un
Reactor de Maduración para producir la separación de la Sílice por floculación.
Finalmente, la solución madurada obtenida es diluida hasta 350 g de U/l mediante el
agregado de agua industrial a 50 ºC.
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14. ETAPAS DEL PROCESO DE PURIFICACIÓN NUCLEAR Y PRODUCCIÓN
DE ÓXIDO DE URANIO REALIZADAS POR LA EMPRESA DIOXITEK SA
EN LA CIUDAD DE CÓRDOBA
Filtrado de la solución de Nitrato de Uranilo
Esta etapa tiene por objeto eliminar las impurezas sólidas de la solución de UN
mediante un proceso continuo, con una capacidad de producción de 50 KgU/h. El
NU impuro con 350 gU/l, es enfriado y filtrado a través de un filtro rotativo vertical
bajo vacío, con una pre capa de Tierra de Diatomeas para eliminar la Sílice
floculada y los sólidos en suspensión.
Extracción – Re extracción del Uranio
La solución de NU impura es introducida a una batería de extracción líquido-líquido
en contracorriente a temperatura ambiente, con una solución orgánica conteniendo
70 % de JP1 (Kerosén de aviación) y 30 % de TBP (Tributil fosfato). Este último es
selectivo para la retención química del Uranio. El objeto de esta primera etapa en la
extracción del Uranio, es eliminar la mayor cantidad posible de impurezas solubles
existentes en el NU.
A continuación, la fase orgánica “cargada” con Uranio es trasvasada al proceso de
re extracción, en el cual se transfiere el Uranio desde la fase orgánica a una fase
acuosa por medio del mezclado y agitación con una solución de ácido nítrico a 65
ºC. La re extracción se realiza en una Batería de Extracción líquido-líquido en
contracorriente a 65 ºC. El líquido obtenido, ahora con “pureza nuclear” y una
concentración de 100 g de U/l es filtrado a través de filtros horizontales estáticos con
Tierra de Diatomeas embebidas en fase orgánica, donde por efecto de “ión común”
se elimina el posible arrastre de líquidos orgánicos.
Para adaptar el producto a las condiciones de proceso necesarias, a continuación se
lleva la concentración desde gU/l hasta 420 gU/l mediante la evaporación parcial de
su contenido de agua. El NU obtenido con 420 – 440 g de U/l, es enfriado luego
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15. hasta la temperatura ambiente y enviado a la etapa de Precipitación. Los vapores
de agua acidificados resultantes, son condensados, enfriados y reciclados a la etapa
de Purificación.
Precipitación de Uranil Tricarbonato de Uranio (AUC)
El objeto de esta etapa es obtener cristales de Uranil Tricarbonato de Amonio (AUC
= (CO3)3UO2(NH4)4) a partir de la solución de NU con 420 gU/l, aptos para ser
transportados mediante sistemas neumáticos. Para ello se dosifica la solución de NU
al equipo Precipitador con el agregado de Amoníaco, Anhídrido Carbónico y Aire a
una temperatura de 65 ºC, produciéndose la precipitación de los cristales de AUC.
La suspensión de AUC se lava con Alcohol Metílico y se seca mediante el pasaje de
aire y radiación infrarroja a través de Filtros Rotativos horizontales con vacío.
PRODUCCIÓN DE ÓXIDO DE URANIO (UO2)
Otra característica necesaria en el Uranio para combustible nuclear, es la obtención
de un compuesto que permita la fabricación de Pastillas Combustibles de calidad
cerámica. Este tipo de material cumple con las exigencias requeridas para un
comportamiento aceptable en el interior del reactor, donde es necesaria la
resistencia mecánica a altas temperaturas y una buena conductividad térmica. El
compuesto que satisface estos y otros requerimientos es el Óxido de Uranio (UO2)
en polvo.
Conversión de AUC a UO2
La Conversión (reducción) del AUC a UO2 se realiza en un Horno de Lecho Fluido a
550 ºC, en atmósfera reductora de Hidrógeno gaseoso y Vapor de Agua como medio
fluidizante. Los gases producidos en la reacción: Amoníaco (NH 3), Anhídrido
Carbónico (CO2) y Vapor de Agua (H2O), son absorbidos en un Absorbedor de
Gases, dando lugar a una solución alcalina de carbonatos y bicarbonatos. Esta
solución es tratada como efluente y utilizada para la producción de una solución de
Nitrato de Amonio que tiene aplicaciones fuera del área nuclear.
Planta de Producción de Óxido de Uranio en
polvo de la egresa Dioxitek SA de la CNEA
en la Ciudad de Córdoba
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16. Estabilización, Homogenización y Envasado
Luego de la reducción, el polvo de UO2 tiene la propiedad de ser pirofórico y por tal
motivo es trasvasado a un Estabilizador en el cual se enfría hasta 80 ºC permitiendo
su oxidación con aire. Luego se enfría hasta 30 ºC, con lo cual se obtiene un
producto estable que se envasa en tambores de aproximadamente 240 Kg.
Por requerimientos de los procesos de producción posteriores, es necesario obtener
volúmenes homogéneos de polvo de UO2 de mayor volumen. Con la información
físico-química del contenido de los tambores y de acuerdo a las especificaciones, el
polvo se transporta en forma neumática a un Homogeneizador rotativo vertical en el
que se mezcla.
Prensado y sinterizado
Este proceso, accesorio a la producción, se realiza como medio de Control de la
Calidad del Polvo de UO2. Para ello se toma una muestra y se prensa para obtener
una serie de 5 pastillas, cada una a distintas presiones de prensado. Luego de
determinar sus características en este estado, son introducidas en un Horno de
Sinterizado a 1750 ºC con atmósfera de H2. La determinación posterior de sus
características permite verificar el cumplimiento de las especificaciones.
Tratamiento de efluentes líquidos
El objeto de este tratamiento es el acondicionamiento de los líquidos a ser emitidos a
la red cloacal urbana y la recuperación del Uranio residual contenido en los distintos
efluentes de procesos. Para ello se realizan tratamientos químicos y físicos previos a
su emisión al ambiente, asegurando que todos los efluentes líquidos finales reúnen
las condiciones especificadas por las normas de seguridad radiológica y
convencional. El Uranio recuperado es reciclado para su utilización en los procesos
de producción.
Producción de solución de Nitrato de Amonio
Como un subproducto de los procesos para el tratamiento de los efluentes se
obtiene una solución concentrada de Nitrato de Amonio al 60%, que se utiliza en la
industria de los fertilizantes y otras aplicaciones.
Para ello se produce la desgasificación de los líquidos mediante calentamiento,
separándose los gases en un recipiente donde se eliminan en gran medida el
Anhídrido Carbónico y parte del Amoníaco contenidos, arrastrando además el vapor
de agua. Estos gases se envían a una columna de absorción con Ácido Nítrico,
cuyos líquidos se precipitan para la recuperación de restos de Uranio que se reciclan
al comienzo del proceso.
Los líquidos desgasificados son filtrados y decantados para efectuar una
precipitación cálcica, de la cual se separan por filtración los sólidos formados para
obtener una solución de Nitrato de Amonio que previo control del contenido de
Uranio y otros componentes, queda en condiciones de ser utilizada industrialmente.
Al tener valor comercial para otras aplicaciones industriales, la producción de Nitrato
de Amonio contribuye a reducir los residuos y los costos de la producción de UO2.
16

17. Tratamiento de residuos sólidos contaminados
Los residuos sólidos resultantes de la producción de UO2 y el tratamiento que se da
cada uno se describen a continuación:
• Tierras de Diatomea con restos de Sílice y Uranio, Tambores con restos de
Uranio, etc.: se envasan en tambores y se envían a la Planta de Producción de
Concentrados de uranio para la recuperación del material residual.
• Elementos de protección personal (guantes, protectores auditivos, aspiradores
descartables, etc.): son almacenados en tambores, remitiéndose luego al
Repositorio de Residuos Radiactivos de Baja Actividad existente en el Centro
Atómico Ezeiza de la CNEA.
Tratamiento de efluentes gaseosos
Los efluentes gaseosos resultantes de la producción de UO2 reciben un tratamiento
adecuado para reducir sus efectos sobre el ambiente, dependiendo de su origen.
Los Gases de Reacción (NO y NO2) son aspirados y enviados a una Torre de
Absorción, donde son tratados con una solución de NaOH al 5%, formándose una
solución de NO3Na, que luego es tratada en el sistema de tratamiento de efluentes
líquidos descrito antes.
Por otra parte, todos los equipos poseen un sistema de extracción de vapores que
conectado a un sistema de depresión, de tal forma que los vapores de Ácido Nítrico
y alcalinos son retenidos en un “spray” (rociador). Las soluciones alcalinas
resultantes son enviadas al proceso de producción de Nitrato de Amonio.
TOXICOLOGÍA DEL URANIO
Desde el punto de vista de la salud, el Uranio tiene dos tipos de efectos que lo
caracterizan: Toxicidad Química y Toxicidad Radiológica. Desde antes del
descubrimiento de la radiactividad ya se estudiaban los efectos químicos. A partir de
la aparición de la tecnología nuclear, las investigaciones se intensificaron incluyendo
los efectos radiactivos, debido a la utilización de grandes cantidades de Uranio bajo
la forma de diferentes compuestos y con grados de enriquecimiento variables.
La mayor parte de los datos experimentales sobre la toxicidad de los diferentes
elementos químicos provienen de estudios realizados en animales y la
correspondiente extrapolación al hombre. Aunque esta también es la metodología
utilizada para el Uranio, se dispone además de información proveniente de
personas expuestas en situaciones accidentales, de los trabajadores en las distintas
etapas del ciclo del combustible y del Uranio contenido en los alimentos y en el agua
que se consumen habitualmente.
La toxicidad química del Uranio se pone de manifiesto solamente por iones en
solución acuosa, puesto que en su forma metálica, o como compuesto insoluble, si
bien es radiactivo, es biológicamente inerte. El grado de solubilidad de los
compuestos del uranio en los líquidos biológicos determina su absorción a través de
las barreras celulares y su pasaje a la sangre.
El Uranio que no es excretado por vía renal se deposita fundamentalmente en el
riñón y en los huesos. El riñón es el órgano en el cual se manifiesta la toxicidad
química mas importante. Los huesos, que presentan afinidad con este elemento y lo
retienen por períodos extensos, son considerados críticos por los efectos a largo
plazo de la radiactividad.
17

18. En los Programas de Control implementados para asegurar la protección adecuada
contra los Efectos Radiotóxicos del Uranio, tanto para trabajadores como para
miembros del público, se consideran: las vías de ingreso y excreción del organismo,
el tipo de compuestos presentes y la frecuencia de los controles médicos y análisis
biológicos necesarios para su detección.
FABRICACIÓN DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES
Los Elementos Combustibles que se introducen en el núcleo del reactor se
encuentran sumergidos en agua pesada a alta presión y temperatura. En tales
condiciones deben garantizar su estanqueidad para evitar la dispersión de los
radioisótopos resultantes de las fisiones nucleares que tienen lugar en su interior.
El núcleo de la Central Nuclear en Atucha 1 (CNA 1) contiene 253 elementos
combustibles. Cada uno consiste en un manojo 36 Barras Combustibles y una Barra
Soporte. Las barras combustibles son Vainas (tubos) de una aleación especial
denominada Zircaloy, herméticamente cerradas que contienen el Uranio en forma de
Pastillas de UO2 de grado cerámico. Las Barras Combustibles miden 5,50 m de largo
y tienen un diámetro de aproximadamente 1 cm. Cada Elemento Combustible tiene
una masa de 210 Kg, de los cuales 173 Kg corresponden al UO 2 y el resto al Zircaloy
y a los aceros especiales que se utilizan en los componentes estructurales.
Despiece del elemento combustible de la Central Nuclear en Atucha
Esquema de fabricación de los elementos combustibles
18

19. El reactor de la Central Nuclear en Embalse contiene 4.560 elementos combustibles
de 50 cm de largo, colocados de a 12 en los 380 canales refrigerantes. En general
tienen características muy similares a los de la CNA 1, solo que con 37 barras
combustibles ya que no es necesaria la barra soporte por su pequeña longitud.
ELEMENTO
COMBUSTIBLE
BARRAS
COMBUSTIBLES
PASTILLAS
CERÁMICAS UO2 PLACAS
PATINES EXTREMAS
TAPONES
EXTREMOS
Despiece del elemento combustible de la Central Nuclear en Embalse
UTILIZACIÓN DEL COMBUSTIBLE EN EL REACTOR
Combustibles nucleares con Uranio Natural
Desde el momento en que los Elementos Combustibles son introducidos en el
núcleo de un Reactor Nuclear, su composición comienza a modificarse en virtud de
las reacciones de fisión que tienen lugar en su interior. Las principales
características de dichos procesos, para el caso de la línea comercial de reactores
que utilizan Uranio Natural como combustible se describen a continuación.
Conceptos básicos
Cuando se utiliza Uranio Natural como combustible, el comportamiento de los dos
isótopos principales (U-235 y U-238) depende de su afinidad relativa para capturar
neutrones. Esta propiedad es proporcional a la cantidad de átomos por unidad de
volumen o Densidad Atómica n. También es importante la mayor o menor
probabilidad de que tales núcleos absorban neutrones térmicos (moderados), la que
se cuantifica como una Sección Eficaz Microscópica de Absorción de neutrones σ abs.
A partir de estos conceptos se puede definir la Sección Eficaz Macroscópica de
Absorción de neutrones Σ abs = (n.σ abs), que se puede calcular sabiendo que la σabs
19

20. del U238 es de 2,72 barns y la σabs del U235 es de 683 barns (1 barn=10-24 cm2) y que
en el Uranio Natural antes de su irradiación hay 2,3.10 22 núcleos de Uranio por cm3.
Con estos valores resultan:
Σabs U-238 = 0,06204 cm-1 y Σabs U-235 = 0,1131 cm-1
En el combustible “fresco”, existe entonces la probabilidad de que sea absorbida
prácticamente una cantidad doble de neutrones térmicos en el U-235 que los que lo
serán en el U-238. Muchos de los neutrones absorbidos en el U-235 provocan su
fisión ya que de los 683 barn correspondientes a la absorción de neutrones, 577
barn corresponden a la producción de fisión. Es decir, que la Sección eficaz
Macroscópica de Fisión Σ fis U-235 = 0,09550 cm-1, siendo el número de neutrones
liberados en cada fisión del U-235: ν = 2,45.
Consumo del combustible
Para analizar el consumo del Uranio Natural durante su utilización en el reactor, se
considera a la reacción en cadena como una sucesión de “generaciones” de
neutrones, para las cuales se define el:
Número de neutrones en la generación “N+1”
Factor de Multiplicación = k = ----------------------------------------------------------------
Número de Neutrones en la generación “N”
cuyo valor esta dado por la conocida:
Fórmula de los cuatro factores: k = f.η.p.ε
En la cual:
f = fracción de neutrones absorbidos en el combustible
η = cantidad de neutrones liberados en cada fisión producida por un neutrón
térmico
p = probabilidad de que los neutrones rápidos no sean capturados durante proceso
de moderación
ε = probabilidad de fisiones por neutrones rápidos en el U-238 durante la
moderación
Durante la irradiación, los cambios en el combustible están dados esencialmente por
los cambios en el factor η, el cual es simplemente la relación entre la producción de
neutrones por fisiones y su absorción en el combustible, es decir:
ν . Σ fis U-235
η = -------------------------------- (1)
Σ abs U-235 + Σ abs U-238
Cuando el combustible se introduce en el reactor los átomos de U son “quemados” y
aparecen los Productos de Fisión y el Pu según el siguiente esquema, en el que se
indican entre paréntesis las probabilidades para cada evento:
U-236 (16%)
U-235 + neutrón 2 o 3 neutrones rápidos
20

21. FISIÓN (84%) Fragmento de Fisión liviano
Fragmento de Fisión pesado
U-238 + neutrón  U-239  (β -)  Np-239  (β -)  Pu-239
Pu-240 (28%)
Pu-239 + neutrón 2 o 3 neutrones rápidos
FISIÓN (72%) Fragmento de Fisión liviano
Fragmento de Fisión
pesado
Pu-240 + neutrón  Pu-241
Pu-242 (27%)
Pu-241 + neutrón 2 o 3 neutrones rápidos
FISIÓN (73%) Fragmento de Fisión
liviano
Fragmento de Fisión
pesado
Pu-242 + neutrón  Pu-243
Los elementos Pu-239 y Pu-241 son fisionables por neutrones térmicos al igual que
el U-235 e incluso tienen secciones eficaces de fisión mayor, razón por la cual, a
medida que el combustible se irradia dentro del reactor, la expresión (1) se modifica
de la siguiente forma:
ν U-235 . Σ fis U235 + ν Pu-239 . Σ fis Pu239 + ν Pu-241 . Σ fis Pu241
η = ------------------------------------------------------------------------------------------------------
(2)
Σ abs U235 + Σ abs U238 + Σ abs Pu239 + Σ abs Pu240 + Σ abs Pu241 + Σ abs Pu242 + Σ abs PROD. FISION
Cambios en el combustible durante la irradiación
La energía generada en el combustible por unidad de volumen y por segundo, es
decir, la Densidad de Potencia (D), esta dada por:
(3) D = Φ . E fisión donde: Φ = Flujo de neutrones (neutrones/cm2.s)
y Efisión = Energía de cada fisión nuclear
y el “quemado” del combustible ("Burn Up") resulta ser:
Φ . E fisión. t
(4) BU = ------------------ donde: t = tiempo de irradiación
δ y δ = densidad del combustible
Teniendo en cuenta las expresiones (3) y (4), se deduce que el “quemado” del
combustible en cualquier punto de núcleo del reactor a lo largo del tiempo, será
proporcional a la energía generada en el combustible.
21

22. Debido al mayor Flujo Neutrónico existente en el centro del núcleo, a medida que el
reactor funciona, el “quemado” del combustible es mayor en esa zona que en los
bordes. Consecuentemente, la variación de la composición del combustible también
es mas rápida. Por este motivo, a medida que el combustible se irradia, la potencia
relativa en el centro se reduce respecto de las de los bordes y la distribución de la
densidad de potencia se aplana.
Para optimizar el grado de quemado del combustible, el criterio general es el de
lograr el “aplanamiento” del flujo neutrónico, o lo que es lo mismo de la potencia en
el núcleo. Esto permite maximizar la potencia entregada por cada elemento
combustible sin exceder los límites de disipación de energía para cada uno de ellos
y obtener la mayor potencia media posible en el reactor. Los límites mencionados
están dados por los caudales fijos de refrigerante con los que se extrae el calor de
los canales combustibles.
Recambio de combustible en reactores de Uranio natural
A diferencia de los reactores que utilizan Uranio con bajo enriquecimiento
(aproximadamente 3%), que se detienen periódicamente para reacomodar los
elementos combustibles parcialmente utilizados, extraer los gastados y recargar los
nuevos, la característica distintiva de los reactores que utilizan Uranio Natural es el
Recambio de combustible en operación.
En el caso de los reactores tipo CANDU, que funciona con doce elementos
combustibles en cada uno de sus canales combustibles (Tubos de Presión), en cada
operación de recambio se introducen mediante una Maquina de Carga dos
elementos nuevos por un extremo, retirándose dos elementos gastados por el otro.
En cambio, en los reactores tipo Atucha, cada canal combustible (Canal
Refrigerante) contiene solo un elemento, razón por la cual en cada operación de
recambio se extrae uno semi gastado y se introduce uno nuevo, reutilizando el
extraído antes para realizar otro recambio y enviando a la pileta de decaimiento el
que se considera definitivamente gastado.
Cualquiera sea el caso, la elección del esquema de operaciones es uno de los
principales problemas de diseño y funcionamiento de las centrales nucleares. Las
condiciones del núcleo durante el recambio y la periodicidad con que se debe
realizar, implican equipos y maniobras operativas que influyen en el costo total de la
energía producida. El criterio esencial para la utilización del combustible es por lo
tanto, la obtención de la mayor cantidad de energía posible por cada unidad de
masa de combustible utilizada. Esto se conoce como el Grado de Quemado (“Burn
Up”) del combustible y se mide habitualmente en MWdía por cada Tonelada de U
(MWd/TnU) introducido en el reactor.
22

23. Esquema de carga de combustible en un reactor CANDU
GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO
En los elementos combustibles se pueden distinguir tres partes principales: el
combustible (UO2), la vaina y los materiales estructurales.
Durante su permanencia en el reactor, el combustible modifica su constitución a lo
largo del tiempo. La reducción de los isótopos del Uranio, la aparición de isótopos
del Pu, los fragmentos de fisión y los elementos transuránicos, absorben neutrones
en una cantidad superior a los que se producen como resultado de las fisiones y
terminan imposibilitando la reacción en cadena auto sostenida.
Por absorción de neutrones el U-235 se transforma en U-236 y el U-238 en otros
isótopos denominados “transuránicos” como Pu, Neptunio (Np), Americio (Am) y
Curio (Cm) casi todos emisores α (alfa) y γ (gamma). Entre ellos los más importantes
son algunos isótopos del Pu que contribuyen en parte a la generación de energía ya
que son fisionables al igual que el U-235.
En la vaina y en los materiales estructurales aparecen Productos de Activación por
reacciones de captura neutrónica en los materiales no combustibles, dando lugar a
elementos radiactivos. El mas importante producido por este medio es el isótopo
Cobalto-60 (Co-60).
Los Fragmentos de Fisión en general son radiactivos y al desintegrarse dan lugar a
numerosos Productos de Fisión, algunos de los cuales no existen en la naturaleza.
En el combustible irradiado esta contenida mas del 90 % de la radiactividad artificial
que se genera en la producción de electricidad por medios atómicos. Dentro de las
vainas se encuentran todos los productos de fisión y los transuránicos generados
durante la irradiación dentro del núcleo del reactor, conteniendo la mas alta actividad
específica de todo el Ciclo del Combustible Nuclear.
Sin embargo, esta radiactividad disminuye muy rápidamente en los primeros
tiempos debido a la desintegración de los productos de fisión y de activación de vida
corta. A partir de los diez años el decaimiento es un poco mas lento debido a que
subsisten solo isótopos radiactivos de vida corta y media como el Cesio-137 y el
Estroncio-90 (Cs-137, Sr-90 - aproximadamente 30 años) o actínidos como el Pu de
vida muy larga (25.000 años).
23

24. FIGURA PAG 156
Además, siendo el decaimiento radiactivo una reacción exotérmica, en el
combustible gastado se produce calor residual, cuyo comportamiento en el tiempo
es similar al radiactivo. Un día después de la descarga del reactor, el calor residual
se ha reducido a una décima parte del que tenía al ser extraído y un mes mas tarde,
a solo una centésima parte.
Los combustibles gastados plantean el problema mas difícil del Ciclo del
Combustible Nuclear desde el punto de vista técnico, económico y social, debido a
que son necesarios miles de años para que alcancen niveles de radio toxicidad
tolerables por los seres vivos. Su alta actividad específica y largo período de
decaimiento, obligan a aislarlos del ambiente por un período que es necesario definir
con razonables niveles de certeza. El decaimiento radio tóxico del combustible
nuclear gastado implicaría un tiempo de varios millones de años para alcanzar la
inocuidad total, pero se puede aceptar como límite, el momento en que la radio
toxicidad debida a la radiactividad artificial que contiene es equivalente al de la
radiactividad natural del Uranio con el que se comenzó el Ciclo del Combustible. En
este caso el tiempo de almacenamiento previsible es de solo 5.000 años y podría ser
de tan solo unos 1.000 años si se separara el Pu del combustible irradiado.
FIGURA PAG 157
Apenas extraído del reactor, el combustible se almacena transitoriamente en Piletas
de Decaimiento con agua desmineralizada, que cumple las funciones de refrigerante
y blindaje biológico, hasta tanto hayan decaído el calor y la radiación residuales.
Posteriormente se lo introduce en Silos de hormigón, donde la refrigeración se
realiza con aire, siempre dentro de las instalaciones de cada central nuclear.
Independientemente de la capacidad de almacenamiento transitorio de que se
pueda disponer en las centrales nucleares, es necesario resolver la cuestión del
24

25. destino final de los elementos irradiados, ya que los riesgos asociados se extienden
mas allá de la vida útil de dichas instalaciones. Esto implica la necesidad de decidir
alguna de las dos opciones disponibles:
• Considerar al combustible gastado como el residuo final del proceso de
producción de energía y proceder a su acondicionamiento y disposición final
(Ciclo”abierto” del combustible)
• Considerar la reelaboración del combustible gastado a fin de recuperar el U y el
Pu residuales, con el objeto de fabricar nuevos elementos combustibles (Ciclo
“cerrado” del combustible)
El combustible gastado en el ciclo “cerrado” del combustible
Una de las estrategias posibles para la gestión del combustible gastado se
fundamenta en las siguientes premisas:
• El combustible gastado contiene todavía isótopos fisionables del U y el Pu que
pueden ser utilizados para fabricar nuevos elementos combustibles, si se los
separa de los productos de fisión
• Si se separa el Pu contenido en el combustible gastado, la radiactividad restante
debida a los productos de fisión y algunos actínidos, permite disminuir el período
de almacenamiento de 5.000 años a solo 800 años, lo que redunda en un
aumento de la seguridad en el diseño del Repositorio Final de residuos
radiactivos de alta actividad.
El proceso industrial de separación del U y el Pu de los productos de fisión se
conoce como Reelaboración o Reprocesamiento del combustible. Dada la alta
radiactividad que se maneja, todas las operaciones deben realizarse a distancia,
mediante tele manipulación o control remoto y detrás de grandes blindajes biológicos
de Hormigón o Plomo. Esto implica una tecnología compleja y de costo elevado.
Básicamente la metodología consta de los siguientes pasos:
En primer lugar se desarman los elementos combustibles y se cortan en trozos. La
rotura de las vainas deja libres los Gases Nobles y el Tritio, que deben ser tratados
como gases radiactivos y obviamente confinados. Luego, las pastillas combustibles
irradiadas se disuelven en Ácido Nítrico, obteniéndose una solución acuosa que
contiene U, Pu y productos de fisión.
El U y el Pu se pueden separar por extracción con solventes selectivos y mediante
un proceso de purificación y conversión a óxidos, están en condiciones de ser
utilizados para la fabricación de nuevos elementos combustibles.
Los productos de fisión y algunos actínidos que quedan en la solución acuosa,
contienen prácticamente la totalidad de los residuos radiactivos de larga vida media
de decaimiento. Su solidificación mediante vitrificación y el posterior encapsulado en
recipientes de acero o aleaciones especiales, posibilita su transporte posterior al
Repositorio Final de residuos radiactivos de alta actividad.
El combustible gastado en el ciclo “abierto” del combustible
Aunque la recuperación del U y el Pu residuales en el combustible gastado tiene
algunas ventajas, la reelaboración no es un proceso económico y resulta en un
aumento en el costo de la energía producida del orden del 10 %. Además, la
25

26. tecnología involucrada es sumamente sofisticada y la reducción del tiempo de
almacenamiento de los residuos de alta actividad de 5.000 años a 800 años en
realidad no representa una ventaja notable en la escala de tiempo humana. Por
estos motivos muchos países han decidido la estrategia del Ciclo “abierto” en la que
el combustible gastado se considera un residuo radiactivo de alta actividad, desde el
momento en que es descargado del reactor.
En esta estrategia, cuando llegue el momento del almacenamiento definitivo, muy
probablemente en alguna estructura geológica estable, los elementos combustibles
serán acondicionados, es decir: desarmados, compactados y encapsulados, para
ser depositados luego en un Repositorio Final de residuos radiactivos de alta
actividad.
RESIDUOS RADIACTIVOS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE
En las distintas etapas del Ciclo del Combustible Nuclear se producen Residuos
Radiactivos con diversas características que permiten clasificarlos según su estado
físico (sólido, líquido o gaseoso), su composición química, tipo de radiación que
emiten (alfa, beta, gamma) contenido radiactivo, período de desintegración,
producción de calor, etc.
Por su estado físico, los residuos pueden clasificarse en líquidos, sólidos y
gaseosos. Esto determina la tecnología necesaria para su contención y disposición
segura.
Por su Período de Semidesintegración, los residuos radiactivos pueden ser de vida
muy corta, corta o larga. Los primeros decaen muy rápidamente (segundos, minutos
u horas) y por lo tanto, los únicos que interesan a los efectos de la gestión de los
residuos radiactivos son los de vida corta y larga. Cuando un residuo contiene
productos de fisión es de vida corta, aunque estén presentes entre ellos los de
decaimiento mas largo entre ellos, como puede ser el Estroncio-90 (Sr-90 – 28 años)
y el Cesio-137 (30 años).
Lo mismo ocurre con las productos resultantes de la activación neutrónica como el
Co-60 (5 años). En cambio, los distintos isótopos de elementos actínidos (Pu, Np,
Am, Cm) tienen períodos de semidesintegración muy largos, como el Pu-239 con
25.000 años. Por este motivo los residuos que los contengan son siempre de vida
larga.
Por su contenido radiactivo, los residuos se clasifican de acuerdo a la cantidad de
radiactividad por unidad de masa o de volumen, en Residuos de Alta, Media o Baja
Actividad Específica. Cuando se utiliza la unidad Ci (Curie) para medir la actividad
de un residuo, se puede utilizar una regla muy simple para tener una idea del orden
de magnitud del contenido radiactivo que corresponde a cada una de estas tres
categorías. Residuos de Baja Actividad son los que contienen hasta varios Ci por
litro de residuo; residuos de Media Actividad los que contienen hasta varios
miliCuries (mCi) por litro de residuo y residuos de Alta Actividad, los que contienen
varios cientos o miles de Ci por litro.
Generalmente los residuos de baja y media actividad contienen productos de fisión y
de activación neutrónica y por lo tanto su actividad decae a niveles de inocuidad en
unas cuantas décadas. Excepcionalmente, cuando contienen una gran cantidad de
Cesio-137 o Estroncio-90 el tiempo se puede alargar hasta 100 o 200 años.
Por el contrario, los residuos de alta actividad, que contienen casi el 100% de la
radiactividad generada en el combustible nuclear durante su irradiación, necesitan
26

27. mas tiempo para alcanzar la inocuidad. Estos son realmente los que plantean los
problemas en la gestión de los residuos de las centrales nucleares, ya que deben
permanecer aislados durante miles de años.
Residuos de la minería y producción de concentrados
Desde la extracción del mineral hasta la producción de concentrados, quedan como
residuos de las operaciones realizadas las escombreras de las minas de uranio y los
diques de estériles. En ellos quedan la mayor parte de los descendientes de la
cadena de desintegración del Uranio, todos radioisótopos que existen normalmente
en la naturaleza, pero que representan el mayor volumen de residuos del ciclo del
combustible.
Aunque es radiactividad natural, el hecho de haber sido llevada a la superficie y
concentrada en una zona, aunque su radiactividad sea muy baja, su contenido del
radioisótopo Radio-226 (Ra-226), de muy largo período de decaimiento (1.620
años), hace necesario llevar a cabo algunas acciones conocidas con el nombre de
“remediación” o “restauración” ambiental. Las operaciones mas simples consisten en
rellenar las minas agotadas con los escombros con mayor radiactividad, dejando el
resto en las escombreras y en cubrir los diques de las plantas de concentración con
una capa asfáltica o de arcilla para impedir su dispersión por el viento y la lluvia.
Residuos de la fabricación de elementos combustibles
Al igual que en el caso de la producción de UO 2, los residuos producidos en la
fabricación de los elementos combustibles son Tecnológicos y de Procesos
prácticamente iguales, con la única diferencia que aparecen: restos de vainas y
partes estructurales de los elementos combustibles defectuosas y pastillas
combustibles rotas. Estas últimas, previo un tratamiento son reutilizadas en el
proceso de producción.
.
Residuos de la operación de centrales nucleares
Prácticamente la totalidad de la radiactividad generada en la fisión queda confinada
dentro de las vainas de los elementos combustibles gastados, cuya gestión ha sido
descrita en un punto anterior. Sin embargo, algunos productos de fisión pueden
pasar al medio refrigerante a través de poros o fisuras de las vainas. Por este motivo
el agua de refrigeración del núcleo es filtrada y purificada en forma continua y en
estos procesos se generan residuos radiactivos de baja y media actividad, sólidos,
líquidos y gaseosos.
Los primeros, esencialmente filtros y resinas de intercambio iónico, provienen de los
sistemas de purificación del refrigerante y del agua de las piletas de almacenamiento
de combustible gastado, además de los residuos tecnológicos resultantes de
trabajos de reparación o mantenimiento. Los líquidos se originan en sistemas de
lavado, talleres y laboratorios, duchas de descontaminación, etc. Los residuos
gaseosos provienen de la purificación del refrigerante y de los sistemas de
ventilación de las zonas radiológicas controladas.
Una pequeña parte de los residuos radiactivos se descarga al ambiente a través de
los cursos de agua, o a la atmósfera a través de chimeneas, siempre respetando los
límites de descarga establecidos por la autoridad regulatoria. El resto de los residuos
líquidos y gaseosos no emitidos al ambiente, se acondicionan de tal manera de
27

28. convertirlos en residuos sólidos, los cuales son en general de vida corta y media y su
volumen es del orden de los 100 m3 / año por cada 100 MW de potencia eléctrica.
Residuos del desmantelamiento de centrales nucleares
Como toda instalación industrial, las centrales nucleares tienen una vida útil
determinada, al final de la cual deben ser desmanteladas (“decommissioning”). Los
requerimientos de la Autoridad Regulatoria argentina establecen que el sitio debe
ser restaurado a sus condiciones originales, sin restricciones para su uso posterior
en otras actividades. Esto dará lugar en su momento, al desmontaje y
descontaminación de equipos, instalaciones, estructuras metálicas y de hormigón
que producirán residuos radiactivos. En su mayor parte estos residuos serán de baja
y media actividad, estimándose que los trabajos darían lugar al siguiente volumen de
residuos por cada 100 MW de potencia eléctrica: Alta actividad: 25 m3, Media
actividad: 200 m3 y Baja Actividad: 1.500 m3.
QUEMADO DE ACTÍNIDOS
El destino del combustible gastado depende en gran medida de las políticas
nacionales relativas al Ciclo del Combustible. Actualmente la mitad de la generación
eléctrica por centrales nucleares, ha decidido el reprocesamiento para recuperar el U
y el Pu, la vitrificación y la evacuación de los residuos en repositorios de residuos
radiactivos de alta actividad. Entre estos países se encuentran por ejemplo: Francia,
Reino Unido, Japón, Alemania, Bélgica, Suiza y los países ex miembros de la URSS.
La otra mitad de la capacidad núcleo eléctrica instalada en el mundo, ha optado por
considerar al combustible gastado como un residuo radiactivo. Entre los países que
manejan esta alternativa se encuentran: EEUU, Canadá, Suecia y España. En estos
casos, en realidad la tendencia actual parece ser el almacenamiento a largo plazo
del combustible gastado, sin cancelar definitivamente la opción del reprocesamiento.
Argentina que aún no ha anunciado una decisión al respecto, por ahora almacena
los elementos combustibles gastados en las instalaciones de sus centrales
nucleares, hasta tanto se decida la política a seguir al respecto.
Dado el largo período de confinamiento que debe asegurarse para los residuos
radiactivos de alta actividad, desde hace mucho tiempo se esta estudiando la
posibilidad de reducirlo mediante la partición y transmutación de los radioisótopos
contenidos irradiándolos en un reactor nuclear. Esta tecnología, es conocida como
quemado de actínidos, ya que en el sexto período de la Tabla Periódica hay una
serie de elementos que comienzan con al Actinio (Ac – Número Atómico 89) y llegan
al Berkelio (Bk – Número Atómico 97), denominada Serie de los Actínidos, con
propiedades químicas muy similares.
Cada tonelada de combustible gastado contiene unos 10 Kg de actínidos
transuránicos de los cuales 0,8 Kg son actínidos inferiores, y 30 Kg de productos de
fisión, de los cuales 4 Kg son radioisótopos de período largo de decaimiento.
En los primeros 10.000 años (vida útil de un Repositorio de Residuos Radiactivos de
Alta Actividad), la gestión del combustible gastado, incluyendo el Pu y los actínidos,
es similar a la gestión de los actínidos inferiores aislados. Más allá de ese período, el
combustible gastado con toda su carga de Pu se convierte en el mayor peligro para
el ambiente. Por este motivo una solución interesante que se presenta para reducir
el riesgo, es la de en eliminar los actínidos transuránicos colocándolos alrededor del
núcleo de un reactor nuclear, para fisionarlos o transmutarlos mediante la absorción
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29. de neutrones. Pronto se advirtió que era prácticamente imposible eliminar todos los
actínidos transuránicos y que algunos productos de fisión (Tecnecio-99, Cesio-135 y
Iodo-129 por ejemplo), son igualmente importantes en la evaluación de las
cantidades de radiación que llegarían al hombre en un plazo de hasta un millón de
años.
Aunque se han llevado a cabo importantes programas de investigación y desarrollo
sobre esta cuestión con muy poco éxito, el interés persiste en virtud de la dificultad
para encontrar formaciones geológicas adecuadas en lugares aceptables para la
opinión pública para construir los Repositorios. La estrategia de aplicación de este
método solo puede aplicarse con una política del ciclo del combustible que incorpore
el reprocesamiento como una etapa fundamental en la que se reciclen los actínidos
principales (U y Pu), que permita aislar los actínidos inferiores (Np, Am y Cm) y
algunos productos de fisión de período largo a fin de prepararlos para la
transmutación.
La partición y transmutación de los actínidos no es una técnica distinta para la
gestión de los residuos de alta actividad, sino complementaria a la evacuación
geológica y que permitiría reducir aún mas los efectos del ciclo del combustible a
muy largo plazo.
RESTITUCIÓN AMBIENTAL DE LA MINERÍA DEL URANIO
Para una adecuada protección del ambiente se debe realizar la restitución ambiental
de aquellos lugares en donde se han desarrollado actividades de minería del Uranio.
Una vez finalizada su vida útil, en las instalaciones mineras quedan restos de
materiales denominados Colas de Mineral y efluentes líquidos de los procesos
industriales realizados para la concentración. Las colas en general se componen de
material finamente dividido, similar a arena, al cual se le ha extraído la mayor
cantidad posible del Uranio.
Las acciones para la remediación ambiental de estos lugares son parte de las
responsabilidades de las actividades mineras. Los trabajos se realizan en el marco
de la legislación vigente, a partir del Artículo 41* de la Constitución Nacional como
norma básica que garantiza el derecho a un ambiente sano, equilibrado y apto para
el desarrollo humano. La Ley Nacional de la Actividad Nuclear (N° 24.804),
determina que la CNEA tiene a su cargo ejercer la responsabilidad de la gestión de
los residuos radiactivos. La ley de Gestión de Residuos Radiactivos (N° 25.018)
establece expresamente la obligación de
gestionar los residuos derivados de la
minería de uranio y los que provengan de
yacimientos mineros abandonados, o
establecimientos fabriles desactivados. La
misma norma menciona la obligación de
recuperar los sitios afectados por la
minería del Uranio. Este marco normativo
se completa además con otras normas
nacionales, provinciales y municipales
relativas a residuos peligrosos, medio
ambiente y recursos hídricos entre otras.
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30. Sitios en los que se han realizado actividades de minería del Uranio a restituir ambientalmente y
cantidad de residuos existentes en los mismos
INDICE
INTRODUCCIÓN
ENERGÍA NÚCLEO ELÉCTRICA
CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR
EL URANIO EN LA NATURALEZA
ACTIVIDADES MINERAS
PRODUCCIÓN DE CONCENTRADO DE URANIO
PURIFICACIÓN NUCLEAR
PRODUCCIÓN DE ÓXIDO DE URANIO
TOXICOLOGÍA DEL URANIO
FABRICACIÓN DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES
UTILIZACIÓN DEL COMBUSTIBLE EN EL REACTOR
GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO
RESIDUOS RADIACTIVOS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE
RESTITUCIÓN AMBIENTAL DE LA MINERÍA DEL URANIO
BIBLIOGRAFÍA
BIBLIOGRAFÍA
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31. BOMBÉN, Ana M. “Toxicología del uranio”, Boletín Sociedad Argentina de Radioprotección, N* 18,
Diciembre 1989.
BLASÓN, R. “Estimación de recursos uraníferos en argentina”, CNEA, Regional Centro, 2006.
DIEZ, J.D. “Consideraciones acerca de la favorabilidad uranífera de la República Argentina”,
Departamento Regional Centro, Dirección de Suministros Nucleares, Gerencia de Exploración,
CNEA, 1986.
MARTIN, H.R. “Nociones básicas sobre la estrategia de recambio de elementos combustibles”,
Central Nuclear en Atucha 1, CNEA, 1979.
FORUM ATÓMICO ESPAÑOL – El libro de la energía, 3* Edición, 1992.
GLASSTONE, S. - SESONSKE, A. – “Introducción a la Ingeniería de Reactores Nucleares”, Edit.
Reverté SA, Madrid, 1975.
Algunos sitios de Internet con información sobre Energía Nucleoeléctrica:
www.cnea.gov.ar - www.arn.gov.ar - www.iaea.org - www.dioxitek.com.ar
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