Minerales Radiactivos

Departamento de Gestión Industrial 72.02 Industrias I

Monografía

MINERALES RADIACTIVOS

Profesor: Ing. Daniel Leguizamón Integrantes: Espósito, Franco Jeifetz, Guido Kaminsky, Patricio

88.386 88.375 88.563

Segundo Cuatrimestre de 2009

72.02 – Industrias I

Monografía: Minerales Radiactivos

ÍNDICE 1. Introducción.......................................................................................................Página 4 2. Minerales Radiactivos .....................................................................................Página 5 3. Radiactividad ....................................................................................................Página 6 4. El uranio ............................................................................................................Página 10 5. Mercado del uranio .........................................................................................Página 11 5.1 Breve historia nuclear .................................................................................Página 11 5.2 Reservas de uranio ......................................................................................Página 12 5.3 Demanda de uranio ....................................................................................Página 13 5.4 Producción de uranio .................................................................................Página 15 5.5 Precio del uranio ........................................................................................Página 17 6. Prospección minera ........................................................................................Página 19 6.1 Metodología de investigación minera .......................................................Página 19 6.1.1 Prospección ........................................................................................Página 19 6.1.2 Exploración ........................................................................................Página 20 6.1.2.1 Recopilación de información ...................................................Página 20 6.1.2.2 Teledetección ............................................................................Página 21 6.1.2.3 Geología ....................................................................................Página 21 6.1.2.4 Geoquímica ...............................................................................Página 21 6.1.2.5 Geofísica ....................................................................................Página 21 6.1.3 Evaluación ..........................................................................................Página 23 6.1.4 Explotación ........................................................................................Página 23 6.2 Prospección radiométrica ..........................................................................Página 23 6.2.1 Espectroscopio ...................................................................................Página 23 6.2.2 Placas fotográficas .............................................................................Página 23 6.2.3 Spintariscopio ....................................................................................Página 24 6.2.4 Cámara de ionización .......................................................................Página 24 6.2.5 Contador Geiger‐Müller ...................................................................Página 24 6.2.6 Contador proporcional .....................................................................Página 24 6.2.7 Centellómetro o destellómetro ........................................................Página 24 6.2.8 Espectrómetro de rayos gamma ......................................................Página 25 7. Yacimientos 7. Yacimientos de uranio en la Argentina la Argentina........................................................Página 26 7.1 Producción histórica de yacimientos de yacimientos principales .....................................Página 27 7.1.1 Huemul ...............................................................................................Página 27 7.1.2 Don Otto ............................................................................................Página 27 7.1.3 Sierra Pintada .....................................................................................Página 27 7.1.4 Los Adobes Los Adobes .........................................................................................Página 27 7.2 Contexto histórico ......................................................................................Página 28 7.3 Demanda nacional de uranio ....................................................................Página 28 7.4 Actualidad 7.4 Actualidad ...................................................................................................Página 29 7.4.1 Yacimiento 7.4.1 Yacimiento Don Otto ........................................................................Página 29 7.4.2 Yacimiento 7.4.2 Yacimiento Cerro Solo ......................................................................Página 29 7.5 Proyectos de extracción .............................................................................Página 30 7.5.1 Proyecto Huemul ...............................................................................Página 30 7.5.2 Proyecto La Pintada ..........................................................................Página 30 7.5.3 Proyecto Bloque Central ...................................................................Página 31 7.5.4 Proyecto Campesino Norte ..............................................................Página 31 8. El Litio ................................................................................................................Página 32 8.1 Yacimientos de Litio ..................................................................................Página 32 8.1.1 Yacimientos 8.1.1 Yacimientos en vetas en vetas ..........................................................................Página 33 Página 1



8.1.2 Yacimientos 8.1.2 Yacimientos de salmueras naturales ................................................Página 33 8.1.3 Yacimientos 8.1.3 Yacimientos de Litio en Argentina en Argentina ...................................................Página 33 9. El Torio ...............................................................................................................Página 34 9.1 Yacimientos 9.1 Yacimientos de Torio ..................................................................................Página 34 9.1.1 Yacimientos 9.1.1 Yacimientos de Torio en Argentina en Argentina ..................................................Página 35 10. Régimen jurídico Régimen jurídico de la actividad minera ..................................................Página 36 10.1 Categoría de minas ....................................................................................Página 36 10.2 El dominio de las minas ...........................................................................Página 37 10.3 Canon minero ............................................................................................Página 37 10.4 Regalías ......................................................................................................Página 38 10.5 Impuestos ..................................................................................................Página 38 10.5.1 Impuesto a las ganancias .................................................................Página 38 10.5.2 Otros impuestos ..............................................................................Página 38 10.6 Legislación de minerales radiactivos .......................................................Página 39 11. Minería del uranio ..........................................................................................Página 40 11.1 Extracción a cielo abierto ...........................................................................Página 41 11.2 Excavación subterránea .............................................................................Página 42 11.3 Recuperación In‐Situ .................................................................................Página 43 11.4 Comparación Métodos de Minería ...........................................................Página 45 11.5 Minería del uranio en la Argentina la Argentina ..........................................................Página 46 12. Tratamiento del mineral ...............................................................................Página 47 12.1 Trituración y Trituración y molienda molienda ..............................................................................Página 48 12.2 Lixiviación ..................................................................................................Página 49 12.2.1 Lixiviación ácida ...............................................................................Página 50 12.2.1.1 Lixiviación dinámica ................................................................Página 50 12.2.1.2 Lixiviación estática ..................................................................Página 51 12.2.2 Lixiviación básica .............................................................................Página 52 12.3 Concentración del uranio .........................................................................Página 52 12.3.1 Resinas de intercambio iónico .........................................................Página 52 12.3.2 Disolventes orgánicos ......................................................................Página 54 12.4 Precipitación .............................................................................................Página 54 12.5 Secado y Secado y Envasado Envasado ....................................................................................Página 54 13. Obtención de dióxido de uranio .................................................................Página 56 13.1 Sin enriquecimiento ..................................................................................Página 56 13.2 Con enriquecimiento ................................................................................Página 57 13.2.1 Difusión gaseosa ...............................................................................Página 60 13.2.2 Centrifugación ..................................................................................Página 60 13.2.3 Separación por láser .........................................................................Página 62 13.2.4 Método electromagnético ...............................................................Página 62 13.2.5 Métodos aerodinámicos ..................................................................Página 63 13.2.6 Métodos químicos ...........................................................................Página 63 13.3 Reconversión .............................................................................................Página 63 13.4 Uranio empobrecido .................................................................................Página 63 14. Fabricación de elementos combustibles ...................................................Página 65 14.1 Fabricación de pastillas .............................................................................Página 66 14.2 Fabricación de barras de combustible .....................................................Página 66 14.3 Ensamble del elemento combustible .......................................................Página 67 15. Residuos radiactivos ......................................................................................Página 68 16. Aplicaciones 16. Aplicaciones tecnológicas de minerales radiactivos ..............................Página 70 16.1 Usos energéticos ........................................................................................Página 70 16.1.1 Fisión Nuclear ...................................................................................Página 72 16.1.2 Fusión Nuclear ..................................................................................Página 72 Página 2



16.1.3 Reactores nucleares ..........................................................................Página 73 16.1.3.1 Combustibles nucleares y materiales .....................................Página 76 16.1.3.2 Clasificación de reactores nucleares ......................................Página 79 16.1.3.3 Atucha I ....................................................................................Página 81 16.1.3.4 Embalse ....................................................................................Página 83 16.1.3.5 Atucha II ..................................................................................Página 84 16.1.4 Desechos radiactivos ........................................................................Página 85 16.1.5 Perspectivas para el futuro de la energía nuclear ..........................Página 85 16.2 Usos bélicos ...............................................................................................Página 88 16.2.1 Historia de la bomba atómica .........................................................Página 88 16.2.2 El mecanismo de la bomba .............................................................Página 89 16.2.3 Tratado de no proliferación nuclear ...............................................Página 91 17. Producción artificial de radioisótopos ......................................................Página 92 17.1 Aplicaciones tecnológicas de radioisótopos y radiaciones .....................Página 94 17.1.1 Usos industriales ...............................................................................Página 94 17.1.1.1 Trazadores .................................................................................Página 94 17.1.1.2 Fuentes selladas de Cobalto 60 ...............................................Página 95 17.1.1.3 Radiografía industrial ..............................................................Página 96 17.1.2 Aplicaciones en medicina ................................................................Página 99 17.1.2.1 Ciclotrón ...................................................................................Página 101 17.1.2.2 Producción de Mo‐99 .............................................................Página 102 17.1.3 Aplicaciones sanitarias .....................................................................Página 102 17.1.3.1 Radioesterilización ...................................................................Página 102 17.1.3.2 Agricultura y alimentos .........................................................Página 102 17.1.3.3 Medio ambiente .......................................................................Página 105 17.1.4 Datación, investigación y otras aplicaciones ..................................Página 106 18. Conclusión .......................................................................................................Página 108 19. Bibliografía ......................................................................................................Página 110

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1. INTRODUCCIÓN El presente trabajo analiza la importancia de los minerales radiactivos como reservas estratégicas para el desarrollo económico de la Argentina, tanto en aplicaciones científicas e industriales como en la producción de energía nuclear. Se pretende informar acerca de la actualidad del uranio y otros minerales radiactivos, tanto en la Argentina como a nivel internacional. Para ello, se presenta un estudio detallado que involucra desde su prospección y explotación hasta la obtención de productos comerciales, pasando por diferentes procesos industriales. Se intentará demostrar que la energía nuclear tiene determinadas ventajas que permiten imaginar una enorme expansión a futuro. Por otro lado, se buscará realizar un análisis similar al desarrollado en clase para otros minerales, aplicando los conceptos y técnicas adquiridos en la materia.

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2. MINERALES RADIACTIVOS Los núcleos de ciertos átomos, como los átomos de uranio o de radio, tienen la propiedad de romperse espontáneamente, desprendiendo partículas y energía. Esta propiedad se denomina radiactividad natural y los minerales que contienen esta propiedad se denominan minerales radiactivos. La energía que se obtiene de los minerales radiactivos no depende de una combustión, sino que se obtiene por un proceso de fisión nuclear. Se considera mineral radiactivo a todo aquel mineral que contenga torio o uranio como componente principal en concentraciones superiores a 0,10%. Existen además ciertos minerales no radiactivos que, mediante una sustitución de iones de uranio o torio de similar tamaño e igual carga, pueden volverse radiactivos, como la uraninita, torbernita, uranofana, coffinita, torita, carnotita, monacita, circón, autunita, tyuyamunita, uranopilita, saleita, sabugalita, torianita, xenotima, alanita u ortita, entre otros. También pueden ser radiactivos muchos minerales de potasio, (silvina, alunita, carnalita) feldespatos (ortosa, microclina, adularia) y micas (moscovita, biotita, flogopita, lepidolita). Existen aproximadamente 200 minerales radiactivos, siendo la uraninita y la pechblenda los más comunes en los yacimientos de uranio, mientras que la torita y la torogumita suelen aparecer en los yacimientos de torio. A continuación se presenta un listado de los minerales radiactivos más comunes. 1. Alanita

21. Novacekita

2. Autunita

22. Ortita

3. Becquerelita

23. Pechblenda

4. Bectafita

24. Pinocloro

5. Branerita

25. Radio

6. Carnotita

26. Sabugalita

7. Circón

27. Samarskita

8. Coffinita

28. Tantalita

9. Columbita

29. Torbernita

10. Davidita

30. Torianita

11. Esquinita

31. Torio

12. Euxenita

32. Torita

13. Fergusonita

33. Torogumita

14. Gadolinita

34. Tyuyamunita

15. Gumita

35. Uraninita

16. Heinrihita

36. Uranio

17. Kasolita

37. Uranocircita

18. Kopita

38. Uranofana

19. Monacita

39. Uranopinita

20. Niobita

40. Zeunerita Página 5



3. RADIACTIVIDAD Hasta fines del siglo XIX, se creía que los componentes básicos de la materia eran estables, inmutables, que todos los átomos no se modificaban aunque sí las moléculas que los constituían. A partir de ese momento, una serie de experimentos científicos demostraron lo contrario. En 1896, Antoine Henri Becquerel observó que unas placas fotográficas que habían quedado adyacentes a un mineral (luego denominado pecblenda) se habían ennegrecido. Sabiendo que estas placas no habían estado en contacto con la luz ni habían sido calentadas ni afectadas por agentes químicos, concluyó que existía algo emitido por el propio mineral que había causado tal efecto En 1898, Marie y Pierre Curie lograron separar de este mineral la sustancia que había causado el ennegrecimiento de las placas, que se denominó radio. Más tarde, Rutherford investigó la naturaleza de las radiaciones emitidas, y descubrió que se comportaban de distinta forma al pasar por un campo magnético (poniendo una muestra de radio cerca de un imán): 





Radiación alfa: Estas radiaciones se desviaban hacia un lado del campo magnético. Se descubrió más adelante que son núcleos de helio con carga positiva, compuestos por dos protones. Radiación beta: Estas radiaciones se desviaban hacia el otro lado del campo, lo que indicaba la presencia de una carga negativa. Luego se supo que se trata de electrones muy rápidos que, en algunos casos como el potasio, pueden tener la masa de un electrón pero con carga positiva, denominados positrones. Radiación gamma: A diferencia de las dos anteriores, no poseen carga eléctrica. Consisten en radiaciones electromagnéticas similares a los rayos X o a la luz visible.

Luego del descubrimiento del neutrón por Chadwick (1932) y la teoría de Heisenberg sobre los núcleos atómicos, se dejó completamente de lado la idea de la estabilidad de la materia. Algunos núcleos de elementos, como el radio, pueden emitir partículas cargadas o radiaciones por lo que su carga eléctrica cambia y se transforman en el núcleo de otro elemento, que puede resultar estable o no. Una parte de los constituyentes naturales del mundo conocido es inestable, se desintegra, se deshace, transformándose en otros elementos y liberando radiaciones en el proceso. Las sustancias que se comportan de esta manera se denominan sustancias radiactivas. En la naturaleza existen otros elementos radiactivos, como el torio, el uranio, el potasio o el carbono. Cada elemento se caracteriza por su número atómico, pero lo que diferencia los núcleos de un mismo elemento es la cantidad de neutrones, que determina junto con los protones su número de masa. Así es como existen lo que se denominan “isótopos” de un elemento, que pueden ser hasta 20 o 30 en algunos de ellos, y a los núcleos de este tipo se los llama “nucleidos”. Se representan todos ellos en la “carta de nucleidos” correspondiente a la Figura N°1, en la que se ubican en filas de acuerdo a la cantidad de protones (número atómico), y en columnas según los neutrones. Por lo tanto, en una misma fila se pueden observar los diferentes isótopos de un mismo elemento. En la fila 92, desde abajo hacia arriba, se encuentran todos los isótopos del uranio.

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Figura 1. Tabla de nucleidos. Fuente: www.cnea.gov.ar

Se aprecia en la imagen anterior la enorme cantidad de isótopos radiactivos o inestables, ubicados a la izquierda o a la derecha de la línea negra de estabilidad según si tienen menos o más neutrones que los isótopos estables, respectivamente. Aún así, es más fácil encontrar nucleidos estables ya que su tiempo de vida media es mucho mayor. Los isótopos que están fuera de la línea de estabilidad emiten radiaciones que dan como resultado otro nucleido más cercano a los estables (cuanto más alejados están de la línea central de isótopos estables, más rápidamente emiten radiación y menor es su tiempo de vida media. En la zona celeste se emiten electrones que constituyen la radiación beta, por lo que se habla de “decaimiento beta”. En la zona anaranjada, se emiten positrones (beta positiva). En términos generales, los distintos decaimientos radiactivos, que son espontáneos, se llevan a cabo mediante la emisión de diferentes partículas según las características de los distintos núcleos: 





Radiación alfa: Está compuesta por dos protones y dos neutrones muy unidos, que se emiten como una “partícula alfa” (núcleo de helio). Esto se da en partículas muy pesadas (con número másico mayor a 200). Radiación beta negativa: Al haber exceso de neutrones (con respecto a los isótopos estables del elemento), se estabilizaría el isótopo emitiendo un neutrón. Lo que sucede, en cambio, es que éste se transforma en un electrón y un protón; mientras que el último queda en el núcleo, el primero es emitido junto con un “neutrino” (partícula sin carga y con masa menor al electrón). De esta forma, emitiendo esta partícula “beta negativa”, el núcleo tiene un protón más y un neutrón menos. Radiación beta positiva: Si hay exceso de protones con respecto a la línea estable, se transforma un protón en un neutrón y un positrón (electrón cargado positivamente), y este último abandona el átomo (se lo denomina partícula “beta positiva). El nuevo núcleo tiene un protón menos y un neutrón más.

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


Radiación gamma: El núcleo decae a un estado más estable sin variar la cantidad de protones y neutrones, sino emitiendo ondas electromagnéticas, es decir, emite un fotón liberando una alta cantidad de energía.

Este proceso de transformación de un núcleo en otro mediante radiación se denomina “decaimiento radiactivo”. Es importante saber el tiempo de vida media de un isótopo inestable, es decir, el tiempo promedio que duran los núcleos de una muestra. Otro concepto es el de tiempo de vida mitad, es el que tarda el conjunto de núcleos radiactivos de la misma especia en reducirse a la mitad. Estos pueden variar en la carta de nucleidos entre millonésimas de segundos y millones de años. Por otro lado, luego de un decaimiento, el núcleo resultante también puede ser radiactivo, y así, según los distintos tiempos de vida mitad, se producen escalonamientos hasta llegar a un núcleo estable. Algunos ejemplos de decaimiento radiactiavo son: 

URANIO 235. Su vida mitad de alrededor de 700 millones de años permite que se lo encuentre en la naturaleza, y decae mayormente por emisión alfa. Luego de una serie de decaimientos, el resultado final es un isótopo estable del plomo, Pb‐ 207. En la Figura N°2 se puede observar que el decaimiento alfa del uranio da lugar al isótopo de torio, Th‐ 231. Este isótopo decae por emisión beta al isótopo de paladio Pa‐231, y así hasta que las ramificaciones se juntan llegando todas al plomo estable. Más adelante profundizaremos sobre este elemento por ser más de gran importancia en cuanto a sus aplicaciones.

Figura 2. Decaimientos del isótopo U‐235. Fuente: www.cnea.gov.ar

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




PLATINO 190. Se lo halla en la naturaleza por tener una vida mitad mayor a 600 millones de años; decae por radiación alfa de modo que, si inicialmente posee tiene 78 protones y 112 neutrones, luego de la primera emisión pasa a tener 76 protones y 110 neutrones. La cascada de decaimientos termina en el Tungsteno 182. POTASIO 40. Se lo encuentra en la naturaleza en sales de uso alimenticio y decae por vía beta negativa o beta positiva, con mayor probabilidad para esta última. Se generan dos isótopos estables, Ca‐40 en un 10% y Ar‐40 en el 90% restante, con la misma cantidad de elementos en el núcleo pero distinta cantidad de protones y neutrones.

La magnitud que mide el número de radiaciones emitidas se denomina actividad, que indicaría la velocidad de los decaimientos de una muestra. Depende de la cantidad de átomos radiactivos presentes y es inversamente proporcional a la vida mitad de los mismos. Se denomina λ a la probabilidad de decaimiento de un núcleo por unidad de tiempo y N son los átomos radiactivos en la muestra, por lo que la actividad resulta:

A = λ * N, siendo [A] = 1 Bq (Becquerel) = 1 desintegración / seg. El radio 226 puro tiene una actividad de 3,7*1010, lo que se toma como 1Ci (Curie). Por último, es importante mencionar las fuentes de radiación. Las externas consisten en rayos cósmicos y gamma. Los primeros provienen del Sol y las demás estrellas y consisten en partículas alfa y protones en su mayoría. Al chocar con átomos en la atmósfera, estos generan radionucleidos cosmogénicos, isótopos de H‐3, Be‐7, Na‐22 y C‐ 14 que se incorporan a los organismos. El C‐14 es muy importante para dataciones sobre estos ya que cuando un organismo muere, deja de incorporar C‐14, de modo que su concentración disminuye por el decaimiento radiactivo. Los rayos gamma terrestres provienen del decaimiento de isótopos presentes en la corteza terrestre y el agua. Las fuentes de radiación internas, en cambio, provienen de isótopos generados por los rayos cósmicos e isótopos de radón (Rn‐220 y Rn‐222) presentes en el suelo y en los materiales de construcción. El tipo de radiación generada por la actividad humana es de las mismas características que la presente en la naturaleza: partículas alfa, beta, rayos gamma, rayos X, protones, neutrones. Es decir, la radiación emitida por un isótopo no depende de que el mismo provenga de una fuente natural o sea generado en el laboratorio, sino de principios físicos básicos característicos del isótopo.

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4. EL URANIO El Uranio fue descubierto en 1789 y se le llamó así por el planeta Urano que había sido descubierto poco antes, en 1781. El Uranio es el elemento de origen natural más pesado que existe en la Tierra, en una proporción de 2,7 partes por millón (ppm), lo que es comparable con otros metales como estaño, tungsteno y molibdeno. Muchas rocas comunes, como el granito, contienen entre 5 y 25 ppm. Su nivel de actividad radiactiva es bajo, muy inferior al de otros elementos, lo que facilita su minería, transformación y fabricación como combustible nuclear. Aparece en formaciones de donde puede ser extraído a precio económico. Esto ocurre en más de una docena de tipos de depósitos diferentes y en un amplio abanico de formaciones geológicas, diversidad que resulta muy superior a la de otras fuentes de energía como el petróleo. De ello se deduce que aún existen muchos nuevos depósitos por descubrir, que irán descubriéndose a medida que aumente la demanda del mercado. Está compuesto por tres isótopos, cada isótopo tiene, con relación a los otros dos, el mismo número de protones pero distinto número de neutrones, es decir, difieren únicamente en el número de componentes del núcleo. Dichos isótopos son el U‐238, el U‐235 y el U‐234. El primero abarca el 99,28% de los isótopos, el U‐235 comprende el 0,71% y el resto corresponde al U‐234. El Uranio, para su empleo en los reactores nucleares convencionales, necesita ser enriquecido en el isótopo U‐235 que es el que se fisiona y, a través del proceso de fisión, genera la energía que se extrae del reactor. El proceso de fabricación del combustible nuclear parte del óxido de uranio ya concentrado (U3O8), que se transforma en hexafluoruro de uranio (UF6), un compuesto gaseoso a 60ºC. Este gas se somete a un proceso de enriquecimiento en el U‐235 aprovechando la diferencia de masa con el U‐238, obteniéndose así un producto con mayor concentración de la que existe en la naturaleza en U‐235 y otro producto que, lógicamente, está empobrecido en U‐235 y que se denomina uranio empobrecido.

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5. MERCADO DEL URANIO La posición de la energía nuclear en el sector energético es, en estos momentos, altamente favorable. Las exigencias impuestas por el protocolo de Kyoto sobre las emisiones de gases de efecto invernadero establecen una clara ventaja entre un emisor cero, como es la energía nuclear, y fuertes emisores, como son los combustibles fósiles. La subida de precios del petróleo ha roto todas las previsiones sobre su utilización futura como fuente de generación de electricidad, afectando igualmente al gas cuyo precio se mueve en la misma dirección y con efectos similares al del petróleo. Un aspecto del mayor interés, dadas las constantes variaciones en el mercado energético, es la seguridad de aprovisionamiento. El combustible nuclear, al ser altamente intensivo en energía, ocupa mucho menor volumen que los combustibles fósiles facilitando su almacenamiento y permitiendo así unas reservas muy superiores a las de los demás combustibles. Consecuentemente, si la competitividad de la energía nuclear ya era ventajosa frente a las demás fuentes de energía, incluyendo las energías renovables, en la actualidad su posición ha mejorado sustancialmente.

5.1 Breve historia nuclear En la segunda mitad de la década de los sesenta, Estados Unidos lanzó el primer programa nuclear destinado a la generación de electricidad a pesar de que cuatro años antes el Reino Unido había inaugurado Calder Hall, la primera central nuclear del mundo. Pocos años después, otros países industrializados siguieron el ejemplo llevando a cabo sus propios programas de construcción y explotación de centrales nucleares. La estabilidad económica, el fuerte crecimiento de la demanda eléctrica y sus prometedoras expectativas económicas fueron el motor del desarrollo de esta fuente energética. A principios de los años setenta la crisis energética del petróleo proporcionó el impulso definitivo a la energía nuclear dentro de los planes energéticos de muchos países industrializados como Alemania, Canadá, Italia y Japón. Cabe destacar la fuerte apuesta por el desarrollo de la energía nuclear que realizó Francia. A su vez, otros países como Méjico, Brasil, Taiwán y Corea se prepararon para iniciar sus programas nucleares. No obstante, en la segunda mitad de la década de los setenta, hubo una crisis económica que estabilizó la demanda eléctrica. Los costes de inversión de las centrales nucleares en construcción se dispararon y comenzó a surgir el movimiento antinuclear con impacto en la opinión pública. La combinación de estos factores condicionó una fuerte desaceleración de los programas nucleares, sobre todo en los países donde esta fuente de energía estaba más desarrollada. Finalmente, en la segunda mitad de la década de los ochenta la demanda mundial de uranio manifestó un gran aumento progresivo que se mantiene en la actualidad, convirtiéndose en un mineral esencial en la producción de energía eléctrica a nivel mundial. Es por eso que resulta de gran importancia analizar las reservas de uranio a modo de asegurar un desarrollo sustentable de la industria y realizar un adecuado contraste entre la producción y la demanda de dicho mineral.

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5.2 Reservas de uranio La minería del Uranio ha estado tradicionalmente limitada por el bajo coste del mineral que ha frenado, en gran medida, las iniciativas de prospección de las empresas mineras. De hecho, quedan extensas zonas sin investigar cuyas características son favorables a la existencia del uranio, por lo que el nivel mundial de existencias de uranio está sin concretar. Las reservas mundiales de uranio, teniendo en consideración las reservas demostradas e inferidas, alcanzan un volumen de 5.469.000 toneladas. Para este análisis no se considera el mineral potencial, dado que únicamente se contabilizan aquellas reservas cuya explotación y posterior procesamiento del mineral implica un costo menor a los 130 dólares por kilogramo. Por otro lado, el mineral potencial se estima en 3.000.000 de toneladas, cuyos costos no han sido determinados aún. Los yacimientos de uranio se distribuyen principalmente en 15 países y aproximadamente la mitad de estas reservas se concentran en Australia, Kazajstán y Rusia. Esto los convierte en países con un gran potencial para el desarrollo de la energía nuclear. La Tabla Nº3 muestra la distribución de las reservas de uranio en el mundo.

País Australia Kazajstán Rusia Sudáfrica Canadá EEUU Brasil Namibia Niger Ucrania Jordania Uzbekistán India China Mongolia Argentina Otros TOTAL

Reservas en toneladas de Uranio 1.243.000 817.000 546.000 435.000 423.000 342.000 278.000 275.000 274.000 200.000 112.000 111.000 73.000 68.000 62.000 17.000 193.000 5.469.000

Porcentaje 23% 15% 10% 8% 8% 6% 5% 5% 5% 4% 2% 2% 1% 1% 1% 0,3% 3,7% 100%

Tabla 3. Distribución de las reservas mundiales de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

El incremento en el consumo de uranio en las últimas décadas ha llevado a la búsqueda de nuevos yacimientos para satisfacer la demanda. El Gráfico Nº4 muestra la evolución de las reservas mundiales de uranio, donde se destacan los años 1995 y 2005 como aquellos en los que se han genero el mayor aumento del volumen de reservas. El aumento del precio del uranio y a las expectativas de demanda ha permitido que depósitos abandonados vuelvan a operar, y ha acelerado las expediciones de exploración en busca de nuevos yacimientos.

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6.000.000

5.000.000

o i n 4.000.000 a r u e d s 3.000.000 a d a l e n o 2.000.000 T

1.000.000

0 1973 1975 1977 1979 1981 1983 1985 1987 1989 1991 1993 1995 1997 1999 2001 2003 2005 2007 2009

Gráfico 4. Variación de las reservas mundiales de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

5.3 Demanda de uranio La energía nuclear es una fuente energética que garantiza el abastecimiento eléctrico, frena las emisiones contaminantes, reduce la dependencia energética exterior y produce electricidad de forma constante con precios estables y predecibles. Así lo entienden cada vez más gobiernos de distintos signos que apuestan por el mantenimiento de las centrales nucleares en sus países y la construcción de nuevas plantas. Casi el 20% de la electricidad mundial es generada gracias al uranio. Actualmente existen unas 450 centrales nucleares con una capacidad de aproximadamente 400.000 megavatios. Aunque los peligros de una utilización pacífica del uranio son significantes, asimismo sus ventajas son que es una de las pocas fuentes energéticas que cumplen con los requerimientos del “Protocolo de Kyoto”, es muy económico y una gran parte de la producción viene de países que son estables políticamente. Como se puede ver en el Gráfico Nº5, la diferencia entre la demanda y la oferta ha crecido constantemente a partir de los años 90. Entre los años 1970 y 1990, el mercado del uranio se caracterizó por una producción excesiva que superaba la demanda, lo que a su vez implicaba bajos precios. A medida que la demanda de dicho mineral se fue acrecentando, así también lo hicieron sus precios. A partir de 1990, la demanda ha superado la producción mundial de uranio y los depósitos generados hasta ese entonces se han ido consumiendo. En 2004 la demanda mundial de uranio fue de 70.000 toneladas, un 50% por encima de la oferta, que alcanzó las 46.000 toneladas. Esa diferencia entre ambas se cubrió mayormente con las reservas almacenadas. Se estima que la cantidad de uranio en los almacenes está ahora por debajo de las 50.000 toneladas, que sólo resultaría suficiente para cubrir el exceso de demanda por 2 años más.

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100.000

90.000

80.000

70.000 o i n a 60.000 r u e d 50.000 s a d a l e 40.000 n o T 30.000

20.000

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0 1973 1975 1977 1979 1981 1983 1985 1987 1989 1991 1993 1995 1997 1999 2001 2003 2005 2007 2009

Gráfico 5. Demanda mundial de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

Según la “World Nuclear Association” unos 170 centrales nucleares están bajo construcción o planificación, mientras que unos 300 están bajo propuesta. Entre 1996 y 2008, 47 nuevas centrales nucleares entraron en funcionamiento mientras que otras 40 culminaron su vida útil y dejaron de operar. Se calcula que en el año 2020 la demanda mundial será más de 100.000 toneladas al año. La “International Energy Agency” (IEA) pronostica una subida en la demanda de uranio hasta 2050 del 300% y la construcción de más de 1000 reactores nucleares hasta entonces. Debido a que apenas se puede ampliar la oferta tan rápidamente como para cubrir el vacío creciente, y además, compensar los depósitos disminuyentes, los precios de uranio tenderán a subir aún más. La demanda mundial de uranio en 2009 se estima en 77.000 toneladas, de las cuales 65.000 son destinadas a los reactores nucleares. Esto implica que un 85% de la demanda mundial de uranio se destina a la producción de energía eléctrica en centrales atómicas. En la Tabla Nº6 se puede apreciar dicha demanda, discriminada por país.

País Argentina Armenia Bélgica Brasil Bulgaria Canadá China República Checa Finlandia Francia Alemania Hungría

Reactores en funcionamiento Nº MW 2 935 1 376 7 5.728 2 1.901 2 1.906 18 12.652 11 8.587 6 3.686 4 2.696 59 63.473 17 20.339 4 1.826 Página 14

Demanda en toneladas de U 122 51 1.002 308 260 1.670 2.010 610 446 10.569 3.398 274

72.02 – Industrias I India Japón Corea del Sur Lituania Méjico Holanda Pakistán Rumania Rusia Eslovaquia Eslovenia Sudáfrica España Suecia Suiza Ucrania Reino Unido EEUU TOTAL

Monografía: Minerales Radiactivos 17 53 20 1 2 1 2 2 31 4 1 2 8 10 5 15 19 104 436

3.779 46.236 17.716 1.185 1.310 485 400 1.310 21.743 1.760 696 1.842 7.448 9.399 3.237 13.168 11.035 101.119 372.900

961 8.388 3.444 0 242 97 65 174 3.537 251 137 303 1.383 1.395 531 1.977 2.059 18.867 65.405

Tabla 6. Demanda de uranio para reactores nucleares. Fuente: www.world‐nuclear.org

Con la tecnología y el consumo actual y según las estimaciones del Consejo Mundial de la Energía, hacia 2050 se habrá gastado la mitad de las reservas actuales y estimadas y sólo quedarán reservas para 25 años más. No obstante, el panorama es más alentador porque los avances tecnológicos, que se prevén con bases muy firmes, aumentan estas reservas hasta cifras más que suficientes para satisfacer la demanda de minerales radiactivos hasta la llegada de la fusión nuclear, que dispondrá en su día de recursos ilimitados.

5.4 Producción de uranio La minería del Uranio ha estado tradicionalmente limitada por el bajo coste del mineral que ha frenado, en gran medida, las iniciativas de prospección de las empresas mineras. De hecho, quedan extensas zonas sin investigar cuyas características son favorables a la existencia del uranio, por lo que su nivel mundial de existencias está sin concretar. La producción mundial de uranio en 2008 alcanzó un valor de 43.764 toneladas, lo que representa un incremento del 5% respecto a la producción del año anterior. Se concentra principalmente en tres países, que en forma conjunta alcanzan el 60%. Canadá es el mayor productor de uranio, generando un 20,5% de la oferta, seguida por Kazajstán con un 19,4%, y finalmente Australia con 19,2% de la producción mundial. El 40% restante de distribuye entre otros 15 países. La información se refleja en el Gráfico Nº7 y en la Tabla Nº8.

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o i n a r u e d s a d a l e n o T

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0 1973 1975 1977 1979 1981 1983 1985 1987 1989 1991 1993 1995 1997 1999 2001 2003 2005 2007 2009

Gráfico 7. Evolución de la producción mundial de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

Durante el año 2009 y debido a las condiciones económicas que favorecen su desarrollo, se ha comenzado a explotar uranio de 8 nuevas minas, de modo que la producción mundial de uranio para este año se estima en 49.375 toneladas.

País Canadá Kazajstán Australia Namibia Rusia Níger Uzbekistán USA Ucrania China Sudáfrica Brasil India República Checa Rumania Alemania Pakistán Francia TOTAL

Producción en toneladas de U 2007 2008 9.476 9.000 6.637 8.521 8.611 8.430 2.879 4.366 3.413 3.521 3.153 3.032 2.320 2.338 1.654 1.430 846 800 712 769 539 566 299 330 270 271 306 263 77 77 41 0 45 45 4 5 41.282 43.764

Tabla 8. Producción de uranio por país. Fuente: www.world‐nuclear.org

Los métodos de explotación de las minas fueron cambiando con el tiempo. En 1990, el 55% de la producción mundial provenía de minas subterráneas, mientras que para 1999 solamente el 33% de producía de esa forma. A partir del año 2000, la producción de Página 16



minas subterráneas canadienses ha vuelto a crecer, convirtiéndose nuevamente en el método de explotación más común. En 2008, el 62% de la producción provino de minas subterráneas y yacimientos a cielo abierto, mientras que un 28% se produjo por lixiviación in situ. El 10% restante corresponde a producción por producto. A continuación, en la Tabla Nº9, se presenta un listado de las 10 minas de mayor productividad durante 2008, su ubicación, el tipo de explotación y el porcentaje de producción mundial. Mina McArthur River Ranger Rossing Olympic Dam Kraznokamensk Arlit Rabbit Lake Akouta McClean Lake Akdala TOTAL

País Canadá Australia Namibia Australia Rusia Níger Canadá Níger Canadá Kazajstán

Tipo de mina Subterránea Cielo abierto Cielo abierto Subterránea Subterránea Cielo abierto Subterránea Subterránea Cielo abierto Lixiviación in situ

Producción 6.383 4.527 3.449 3.344 3.050 1.743 1.368 1.289 1.249 1.034 27.436

Porcentaje 15% 10% 8% 8% 7% 4% 3% 3% 3% 2% 62%

Tabla 9. Las 10 minas de mayor producción en 2008, en toneladas de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

5.5 Precio del uranio El precio del uranio se ha mantenido prácticamente constante a lo largo de las últimas décadas, a excepción de ciertos picos aislados como se observa en el Gráfico Nº10. El aumento del precio a fines de la década del 70 se debió al aumento de la demanda, principalmente por parte de Estados Unidos, para la utilización en las primeras centrales nucleares, donde alcanzó un máximo de 43 dólares por libra. Con el paso del tiempo, el precio se fue asentando y adoptó un valor promedio de 10 dólares por libra, equivalente a 22.000 dólares por tonelada. Desde fines del año 2003 se ha producido un fuerte incremento en el precio del uranio, variando drásticamente las características y condiciones del mercado. Las razones para este espectacular aumento son el persistente déficit entre la demanda y el suministro de uranio, una situación que dura ya dos décadas y que provoca que los inventarios estén parcialmente agotados. Las fuentes de uranio de baja densidad son abundantes pero no resultan económicas a los precios actuales.

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100

90

) a r b i l / s $ u ( o i n a r u l e d o i c e r P

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0 1973 1975 1977 1979 1981 1983 1985 1987 1989 1991 1993 1995 1997 1999 2001 2003 2005 2007 2009

Gráfico 10. Evolución del precio internacional de uranio. Fuente: www.world‐nuclear.org

Por otra parte, las reservas actuales de uranio se clasifican según su nivel de dificultad para su conversión en uranio enriquecido útil para ser empleado como combustible en los reactores nucleares, asignándoles tres niveles de costo. 

Reservas de costo de extracción y transformación inferior a $40/kgU



Reservas de coste de extracción y transformación inferior a $80/kgU



Reservas de coste de extracción y transformación inferior a $130/kgU

Esto implica que a medida que se vayan agotando las reservas de uranio cuya extracción y transformación resulte más económica, el precio del uranio irá creciendo de manera significativa acompañando el incremento en los costos de extracción y transformación.

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6. PROSPECCIÓN MINERA Desde el inicio de la búsqueda de un yacimiento de minerales hasta su explotación efectiva, se deben aplicar una serie de etapas o procesos respetando un orden sistemático de los mismos. Cada una de estas etapas tiene un objetivo específico y no se debe pasar a la etapa posterior sin estar seguros del resultado favorable de la etapa finalizada. En las distintas etapas se deben descartar áreas sin interés e intensificar el análisis de los sectores seleccionados para su mejor estudio. La explotación de los yacimientos minerales es una actividad de alto riesgo económico, ya que supone inversiones a largo plazo que se sustentan en el precio del mineral, sujeto a variaciones en el tiempo. A su vez, la exploración supone también un elevado riesgo económico, dado que implica gastos que solamente se recuperan en caso de que la exploración tenga éxito y resulte en una explotación minera fructífera. Sobre estas bases, es fácil comprender que la exploración supone la base de la industria minera, ya que debe permitir la localización de los recursos mineros a explotar, al mínimo costo posible. Para ello, se dispone de una serie de herramientas y técnicas básicas que se sintetizan a continuación.

6.1 Metodología de investigación minera En la investigación minera se suele subdividir el trabajo en tres etapas claramente diferenciadas, de forma que solamente se aborda la siguiente en caso de que la anterior haya cumplido satisfactoriamente los objetivos previstos. Aunque pueden recibir distintos nombres, en términos generales se trata de una fase de prospección o preexploración, una de exploración propiamente dicha y otra de evaluación. Si incluso ésta última alcanza los resultados previstos se realiza un estudio de viabilidad económica antes de proceder con la explotación del yacimiento. 6.1.1 Prospección Tiene por objeto determinar si una zona concreta, normalmente de gran extensión, presenta posibilidades de que exista un tipo determinado de yacimiento mineral. Esto se establece en función de la información sobre ese tipo de yacimiento y sobre la geología de la región de estudio. Se debe contar con el apoyo de información (bibliografía, mapas, fotos aéreas, imágenes de satélite, etc.) que permita reconocer las zonas de mayor interés. Para realizar una adecuada prospección, es conveniente utilizar diferentes herramientas que faciliten el descubrimiento de yacimientos. Algunas de las herramientas utilizadas son los mapas topográficos y geológicos. 

El mapa topográfico expresa, bajo la forma de curvas de nivel, el relieve del terreno. Las curvas de nivel muestran el contorno hipotético que tendría la línea de intersección entre el suelo y un plano horizontal colocado a determinadas alturas, que se corresponden con la cota de cada curva de nivel. A esta información, suele adicionarse otros datos como las redes de caminos, ubicación de pueblos, etc. La localización de ríos, lagos y cordones montañosos completan la información del mapa topográfico.

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72.02 – Industrias I 


El mapa geológico muestra la distribución de los distintos tipos de roca sobre el terreno, su forma y las relaciones que existen entre ellos. Puede mostrar también otros datos adicionales, tales como su edad geológica y su estructura de pliegues y fallas.

La prospección suele dividirse en dos etapas, denominadas etapa inicial y etapa principal. 

En la etapa inicial , se verifica la información obtenida en el análisis de antecedentes e información preexistente con las observaciones realizadas en el trabajo de campo. Se subdivide el terreno en estudio mediante una cuadrícula con el fin de obtener muestras representativas a espacios regulares. Posteriormente, en los cursos de agua y suelos se toman muestran que se muelen y analizan, efectuando el lavado de los minerales con el objetivo de encontrar una concentración de sustancias particulares.



En la etapa principal del proceso de prospección se intenta definir con más detalle y controlar la zona de interés. Se aplican los mismos métodos de análisis que en la etapa inicial, pero sobre áreas más reducidas a modo de intensificar el muestreo sobre una cuadrícula de menor tamaño. Se realizan las primeras perforaciones del suelo para obtener un mayor volumen de muestras, que brindan información acerca del subsuelo.

Para su reconocimiento, cada tipo de mineral requiere la aplicación de diferentes métodos geofísicos. Los minerales radiactivos pueden ser detectados mediante el uso del contador Geiger. 6.1.2 Exploración La exploración de un yacimiento permite definir sus características, mineralogía, extensión y forma. De este modo, se puede realizar un análisis económico sobre la conveniencia o no de realizar una explotación posterior del yacimiento. Una vez establecidas las posibilidades de la región estudiada, se pasa al estudio sobre el terreno. En esta fase se aplican diversas técnicas disponibles para llevar a cabo el análisis en forma completa, dentro de las posibilidades presupuestarias del mismo. Su objeto final debe ser corroborar o descartar la hipótesis inicial de existencia de mineralizaciones del tipo prospectado. La exploración minera se basa en una serie de técnicas, unas instrumentales y otras empíricas, de coste muy diverso. Por ello, normalmente se aplican de forma sucesiva, solo en caso de que el valor del producto sea suficiente para justificar su empleo, y solo si son necesarias para complementar las técnicas que ya se hayan utilizado hasta el momento.

6.1.2.1 Recopilación de información Es una de las técnicas preliminares, de bajo costo, que consiste básicamente en recopilar toda la información disponible sobre el tipo de yacimiento prospectado (características geológicas, volúmenes de reservas esperables, características geométricas), así como sobre la geología de la zona de estudio y de su historial minero (tipo de explotaciones mineras que han existido, volumen de producciones, causas del cierre de las explotaciones, etc.). Toda esta información debe permitir establecer el modelo concreto de yacimiento a prospectar y las condiciones bajo las que debe llevarse a cabo el proceso de prospección.

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En esta fase resulta muy útil contar con el apoyo de mapas metalogenéticos que muestren no solo la localización y tipología de yacimientos, sino también las relaciones entre ellos y su entorno.

6.1.2.2 Teledetección La utilización de la información de los satélites artificiales que orbitan nuestro planeta puede ser de gran interés en investigación minera. Sigue siendo una técnica de costos relativamente bajos, condicionado por el precio de la información a recabar de los organismos que controlan este tipo de información. La información que ofrecen los satélites que resulta de utilidad geológico‐minera se refiere a la reflectividad del terreno frente a la radiación solar. Ésta incide sobre el terreno y una parte de la radiación se absorbe, mientras que otra parte se refleja, en función de las características del terreno. Determinadas radiaciones producen sensaciones apreciables por el ojo humano, pero existen otras zonas del espectro electromagnético que son imperceptibles por el ojo humano, que pueden ser recogidas y analizadas mediante sensores específicos. La teledetección aprovecha precisamente estas bandas del espectro para identificar características del terreno que pueden reflejar datos de interés minero, como alteraciones, presencia de determinados minerales, variaciones de temperatura y humedad.

6.1.2.3 Geología Siempre es necesario realizar un estudio de las características de la región para poder conocer los factores que puedan condicionar la explotación del yacimiento. Este estudio se lleva a cabo durante las fases de prospección y exploración, a costos relativamente bajos. Dentro del término genérico de la geología se engloban muchos apartados distintos del trabajo de reconocimiento geológico de un área. La cartografía geológica o elaboración de un mapa geológico incluye el levantamiento estratigráfico (conocer la sucesión de materiales estratigráficos presentes en la zona), el estudio tectónico (identificación de las estructuras tectónicas, como fallas o pliegues, que afectan a los materiales de la zona), el estudio petrológico (correcta identificación de los distintos tipos de rocas), e hidrogeológico (identificación de acuíferos y de sus caracteres más relevantes).

6.1.2.4 Geoquímica La prospección geoquímica consiste en el análisis de muestras de sedimentos de arroyos o de suelos o de aguas, o incluso de plantas que puedan concentrar elementos químicos relacionados con una determinada mineralización. Se basa en que los elementos químicos que componen la corteza tienen una distribución general característica, que aunque puede ser distinta para cada área diferente, se caracteriza por presentar un rango de valores definidos. Sin embargo, la prospección geoquímica permite detectar cuando hay alguna concentración anómala de un determinado elemento en la zona, que puede estar producida por la presencia de un yacimiento mineral de ese elemento.

6.1.2.5 Geofísica Dentro de esta denominación genérica encontramos, como en el caso de la geología, toda una gama de técnicas muy diversas, tanto en costo como en aplicabilidad a cada

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caso concreto. El objetivo es intentar localizar rocas o minerales que presenten una propiedad física que contraste con la de los minerales o rocas englobantes. Existen diferentes técnicas geofísicas para la detección de minerales. Los métodos más usuales son: 





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



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Métodos eléctricos: Se basan en el estudio de la conductividad o resistividad del terreno mediante dispositivos de introducción de corriente al terreno y de posterior medida de la resistividad o conductividad. Métodos electromagnéticos: Es un método que estudia otras propiedades eléctricas o electromagnéticas del terreno. El más utilizado es el método de polarización inducida, que consiste en mediar la cargabilidad del terreno. Se introduce una corriente eléctrica de alto voltaje en el terreno y al interrumpirse se estudia cómo queda cargado el terreno, y cómo se produce el proceso de descarga eléctrica. Métodos magnéticos: Estudia el campo magnético que se manifiesta sobre el terreno. Este campo magnético es función del campo magnético terrestre, pero puede verse afectado por las rocas existentes en un punto determinado, sobre todo si existen en la misma minerales ferromagnéticos, como la magnetita o la pirrotina. Estos minerales producen una alteración del campo magnético local que es detectable mediante los denominados magnetómetros. Métodos gravimétricos: Se basan en la medida del campo gravitatorio terrestre, que al igual que en el caso anterior, puede estar modificado de sus valores normales por la presencia de rocas específicas, en este caso de densidad distinta a la normal. Métodos radiométricos: Son métodos de detección de radioactividad emitida por el terreno, y se utilizan fundamentalmente para la prospección de yacimientos de uranio, aunque excepcionalmente se pueden utilizar como método indirecto para otros elementos o rocas. Esta radioactividad emitida por el terreno se puede medir sobre el propio terreno o desde el aire. Los instrumentos de medida más usuales son los escintilómetros, también llamados contadores de centelleo, y los contadores Geiger. No obstante, estos instrumentos solo miden radioactividad total, sin discriminar la longitud de onda de la radiación emitida. Más útiles son los sensores capaces de discriminar las distintas longitudes de onda, porque éstas son características de cada elemento, lo que permite discriminar el elemento causante de la radioactividad. Métodos sistemáticos: La transmisión de las ondas sísmicas por el terreno está sujeta a una serie de postulados en los que intervienen parámetros relacionados con la naturaleza de las rocas que atraviesan. De esta forma, si se causan pequeños movimientos sísmicos, mediante explosiones o caída de objetos pesados, y luego se analiza la distribución de las ondas sísmicas, se pueden establecer conclusiones sobre la naturaleza de las rocas del subsuelo. Sondeos mecánicos: Los sondeos son una herramienta vital la investigación minera, que nos permite confirmar o desmentir nuestras interpretaciones, ya que esta técnica permite obtener muestras del subsuelo a profundidades variables. Los sondeos mecánicos deben considerar una gran cantidad de variables, tales como el método de perforación, el diámetro de trabajo, el rango de profundidades alcanzables, el sistema de extracción del material cortado, etc. Todo ello hace que la realización de sondeos mecánicos sea una etapa

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especialmente importante dentro del proceso de investigación minera, y requiera la toma de decisiones más detalladamente. 6.1.3 Evaluación Una vez que se ha detectado una mineralización de interés minero, es decir, en la que se observan caracteres que evidencian la presencia del mineral en estudio, se debe llevar a cabo una evaluación o valoración económica. A pesar de lo que pueda parecer, los datos de ésta no son aún concluyentes, y debe ir seguida, en caso de que la valoración económica sea positiva, de un estudio de viabilidad, que contemple todos los factores (geológicos, mineros, sociales, ambientales, etc.) que pueden permitir, o no, que una explotación se lleve a cabo. 6.1.4 Explotación Consiste en la extracción de los minerales de valor económico y su posterior procesamiento, aplicando diversas estrategias y procesos que se analizarán en una sección posterior del trabajo.

6.2 Prospección radiométrica La radiactividad es la facultad de emisión de radiaciones alfa, beta o gamma, que poseen los núcleos de determinados elementos químicos inestables llamados radiactivos. Al emitir dicha radiación, los núcleos transmutan en otros elementos o bien en otros isótopos del mismo elemento, que pueden resultar estables o inestables. La búsqueda geofísica de elementos radiactivos en la corteza terrestre es primordialmente una búsqueda de lugares con radiación gamma anormal. Sin embargo, no todos los elementos presentes en el yacimiento emitan dichos rayos. Por ello, el uranio se detecta indirectamente por la radiación y gamma emitida por unos o más de sus productores, en espacial el radio. La prospección geofísica de minerales radiactivos esta basada en la detección de estas radiaciones por medios físicos. En las investigaciones geofísicas, sólo pueden detectarse normalmente los rayos gamma, puesto que las partículas alfa y beta son detenidas fácilmente por la materia. A continuación se mencionan los aparatos que se utilizan para detectar la emisión de radiaciones. Los más utilizados son el contador Geiger‐Müller, el centellómetro y el espectrómetro de rayos gamma. 6.2.1 Espectroscopio Es un instrumento que se descarga tanto más rápidamente cuanto mayor es la radiación ambiente que ioniza el aire. 6.2.2 Placas fotográficas Consta de una serie de placas en las que el bromuro de plata (AgBr) se reduce a plata negra según la intensidad de la radiación. Página 23



6.2.3 Spintariscopio Inventado por William Crookes en 1903, es una caja cerrada con una placa de cristales hexagonales de blenda (ZnS) en la que se introduce la muestra. Si la muestra es radiactiva, los cristales de blenda emiten destellos que se visualizan desde un ocular. 6.2.4 Cámara de ionización Consta de una cámara cerrada con gas en su interior, que puede ser aire, metano o argón, donde se aplica una diferencia de potencial entre el ánodo y el cátodo. Ante la presencia de radiación, se produce la ionización del gas y el desplazamiento de los iones hacia el ánodo. 6.2.5 Contador Geiger‐Müller Fue desarrollado en 1928 por los alemanes H. Geiger y W. Müller a partir de la cámara de ionización, pero opera con tensiones más altas de entre 800 y 1000V. Posee una entrada de radiaciones al tubo, que colisionan con los átomos del gas contenido, en este caso metano y argón. Las colisiones entre las radiaciones emitidas y los átomos de gas producen la expulsión de electrones en avalancha, registrados como una sola pulsación independiente de la energía inicial de la radiación. Permite detectar la presencia de bajos niveles de radiación, pero no distingue entre las radiaciones alfa, beta y gamma. 6.2.6 Contador proporcional Es similar al anterior, pero trabaja a menor voltaje (500 a 800 V), por lo cual se produce un menor efecto multiplicador de electrones. La producción de pares de iones depende esencialmente de la energía de la radiación captada, permitiendo distinguir entre las radiaciones alfa, beta y gamma siempre que no sean de muy baja intensidad. La ventana de ingreso de las radiaciones consiste en una interfaz que permite entrar sólo la radiación deseada, es decir, si se desea prospectar la presencia de radiación beta, se impide la entrada de las otras dos al tubo y el aparato recibe el nombre de betámetro. 6.2.7 Centellómetro o destellómetro Fue ideado en 1947 a partir del spintariscopio de Crookes. Posee un fotocátodo, un tubo fotomultiplicador, una cámara de destellos y un registrador electrónico. El fotocátodo consiste de cristales de sustancias inorgánicas como yoduros u orgánico como antraceno, naftaleno, etc. Ante la presencia de radiación, los átomos de estas sustancias se excitan y ceden energía para volver a su estado normal, emitiendo radiación electromagnética en la frecuencia de la luz visible. Estos destellos, característicos del efecto Compton, pueden visualizarse en la cámara de destellos. Este dispositivo también emite electrones hacia el interior del tubo fotomultiplicador que inciden sobre un sistema amplificador de señal que consiste en una sucesión de ánodos con potencial eléctrico creciente. Ante la llegada de cada electrón, se emiten múltiples electrones secundarios, generando un efecto en cascada, hasta el último ánodo, desde donde se realiza el registro electrónico de la pulsación resultante de la radiación detectada. Una interfaz absorbente a la entrada del dispositivo permite seleccionar el tipo de radiaciones a prospectar.

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6.2.8 Espectrómetro de rayos gamma Permite identificar los isótopos emisores de los rayos gamma midiendo la energía con que éstos arriban al aparato. Actualmente existen dos tipos principales de espectrómetros: Los más convencionales están construidos sobre la base de un centellómetro al que se acopla un sistema electrónico de analizador multicanal que formatea la sucesión de pulsos arribados. Los de mayor resolución poseen un detector de un material semiconductor, también llamado de estado sólido (alguna aleación de cadmio o preferentemente germanio puro). Con la llegada de rayos gamma al detector se provoca un movimiento de electrones de la banda de valencia a la banda de conducción del semiconductor, lo que en presencia de un campo eléctrico genera un desplazamiento hacia el ánodo, resultando en una variación de tensión que es registrada y formateada por el analizador multicanal. Así, visualizando los picos en el espectro, se consigue identificar a los tres elementos radiactivos comúnmente prospectados por su abundancia, a través de la radiación del isótopo más fácilmente identificable en su correspondiente serie.

Gráfico 11. Curvas de respuesta de potasio, torio y uranio. Fuente: www.foronuclear.org

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7. YACIMIENTOS DE URANIO EN LA ARGENTINA Entre los años 1945 y 1949, se descubrieron varias manifestaciones y pequeños yacimientos de uranio en la Provincia de La Rioja (San Santiago, mina de uranio y níquel, Santa Brígida y San Sebastián, minas de uranio y cobre). Los primeros estudios fueron realizados por la Dirección Nacional de Fabricaciones Militares pero luego la Universidad Nacional de Cuyo (en Mendoza, San Luis y Córdoba), en colaboración con la entonces Dirección Nacional de Energía Atómica, se hace cargo de ellos. La Dirección Nacional de Energía Atómica se creó en 1950 y en un primer momento estuvo dedicaba a la investigación, hasta que en el año 1956 se creó la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) y todas las actividades se centraron en, ella. Durante 1957 y 1958, la CNEA formó el plantel de profesionales y técnicos para llevar a cabo los trabajos antes mencionados. Ya desde 1952, la Dirección Nacional de Energía Atómica, había iniciado una serie de etapas evolutivas en las tecnologías aplicadas a la producción de uranio en el país, obteniendo concentrados, efectuando su purificación nuclear y produciendo uranio metálico, si bien no en cantidades significativas, lo suficiente como para sostener las actividades de investigación y desarrollo de la Institución. El paso fundamental se concretó en 1970, cuando la CNEA, asume el compromiso de abastecer a la Central Nuclear Atucha I con concentrado de uranio producido en el país. os resultados obtenidos en esta década pueden sintetizarse consignando que se logró un elevado nivel en las metodologías de las diferentes etapas, que incluían la prospección, evaluación, explotación minera, a cielo abierto y subterránea, como así también el desarrollo de procesos para diferentes menas uraníferas, la ingeniería básica y de detalle, el control de calidad, los montajes industriales, la gestión de efluentes, el control radiosanitario de personal y el control ambiental en todas las etapas del ciclo de combustible. Las rocas que se obtienen de los yacimientos son mezclas de diferentes minerales, los que a su vez están compuestos por elementos químicos. En la roca podemos distinguir la mena, que es el mineral que presenta interés minero, y la ganga, que comprende los minerales que acompañan a la mena. Para que la explotación y tratamiento de una mena sea rentable, la concentración del elemento de interés o ley de mineral debe tener valores suficientes para que los costos y ganancias sobre el producto sean compatibles con los precios de venta en el mercado. La parte superficial de la corteza terrestre no tiene la simplicidad ni la homogeneidad en la distribución de los elementos que encontramos en las partes más profundas del manto o el núcleo. Esta heterogeneidad de la corteza terrestre hace que cada manifestación, depósito o yacimiento sea singular en cuanto a su geología, química, mineralogía, así como también a sus características radiactivas. Esta particularidad influye en el diseño de la mina, su explotación, el tratamiento químico de la mena y, consecuentemente, en las estrategias de gestión para minimizar su impacto ambiental. El yacimiento, según sus características propias, mineralogía, yacencia, economía, etc., se puede explotar por minería “subterránea” o a “cielo abierto”. En el Cuadro Nº12 se muestran los diferentes yacimientos de uranio en nuestro país, clasificados según el tipo de explotación.

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Yacimiento Huemul Arroyo Seco Agua Botada Don Otto Sierra Pintada Los Adobes Cerro Cóndor Gaucho I y II Tigre III La Terraza Schlagintweit La Estela Los Colorados TOTAL

Tipo de explotación Subterránea Subterránea Subterránea Subterránea Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto Cielo abierto

Toneladas de mineral

590.000

5.068.000

5.658.000

Tabla 12. Yacimientos de uranio en la República Argentina. Fuente: Elaboración propia con datos de la CNEA.

Desde los inicios de la actividad minera en nuestro país hasta la actualidad, se extrajeron un total de 5.658.000 toneladas de mineral. El 10.4% del total provino de minas de explotación subterránea, mientras que el 89.6% restante corresponde a yacimientos de explotación a cielo abierto.

7.1 Producción histórica de yacimientos principales 7.1.1 Huemul Huemul fue la primera mina de uranio del país. Se extrajeron más de 700.000 toneladas de mineral, equivalente a 600 toneladas de uranio, que fueron procesadas entre 1954 y 1986 en las instalaciones del complejo fabril Malargüe. 7.1.2 Don Otto La mina Don Otto fue abandonada hace 30 años, dejando atrás un total de 18.325 metros de galerías subterráneas, parte de ellas inundadas. Hasta su cierre se extrajeron 479.000 toneladas de mineral que equivalen a 400 toneladas de uranio, de acuerdo a la ley media del yacimiento de 0,084 % de uranio. 7.1.3 Sierra Pintada El Complejo Sierra Pintada ocupa 2.000 hectáreas, cedidas por Mendoza a la CNEA, para la explotación de uranio que comenzó en la década del 70. En 1986 se amplió la mina de Sierra Pintada, pasando de una capacidad anual de 60 a 120 toneladas de uranio. En 1995 se detuvo la explotación minera. Durante todo el período de funcionamiento se extrajeron 1.600 toneladas de uranio para lo cual se removieron 2.500.000 toneladas de mineral. 7.1.4 Los Adobes Es un yacimiento de uranio cuya explotación se realizó a cielo abierto, obteniéndose una producción total de 120 toneladas de uranio. Esta mina se halla totalmente remediada y monitoreada por la CNEA. Página 27



7.2 Contexto histórico La Argentina cuenta con la posibilidad geológica de contener en su territorio más de 15.000 toneladas de uranio. Incluso existen firmes indicios de que esas reservas pueden elevarse entre 50‐60% respecto de su actual potencialidad volumétrica. Pese a este dato de nuestra geología, la Argentina se ve obligada a desembolsar cada año cerca de 36 millones de dólares en concepto de costo y fletes por sus compras de uranio. Esta debilidad estratégica tuvo origen a partir de 1998, cuando la firma Dioxitek, conformada en un 99% de su capital social por la CNEA y el 1% restante por Nuclear Mendoza, se vio forzada a paralizar su planta fabril ubicada en San Rafael, con capacidad anual de elaboración de 150 toneladas de uranio para los reactores nucleares. A despecho de la riqueza minera local, lo acontecido con la extracción de uranio no hizo más que integrar otro capítulo de una política de desarticulación del Plan Nuclear, encarada a partir de 1994 por el gobierno de Carlos Menem. Una de las piezas clave de esa política fue el decreto 1.540/94, en el que se resolvió el intento de privatización de los reactores de potencia de Atucha I y Embalse por medio de su oferta a capitales de riesgo. Junto con la venta de esas usinas, se proyectó transferir la obligación contractual de concluir con las obras del reactor de Atucha II. Este tema no presenta antecedentes de ningún tipo, incluso a nivel mundial, dado que nunca se ha registrado el cambio de mano en los activos nucleares, siendo éstos estatales o privados desde su origen. Lo cierto es que ningún grupo empresarial resolvió embarcarse en esa privatización. Muchas de las minas que se encontraban en explotación debieron ser abandonadas porque el cambio de moneda no favorecía su explotación. Sin embargo, las medidas adoptadas por las propias autoridades nacionales y el contexto de precios internacionales que tornan a esta actividad atractiva en términos económicos, ha generado una explosiva expansión de los proyectos mineros en la Argentina. Año 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008

Producción en toneladas de uranio 7 4 0 0 0 0 0 0 0 0 0

Tabla 13. Producción anual de uranio en la República Argentina. Fuente: www.cnea.gov.ar

7.3 Demanda nacional de uranio Recientemente, debido a la reanudación de las obras de montaje de la usina atómica de Atucha II (745 MW) y el proyecto de construcción de otra usina de capital canadiense en Embalse, Córdoba, con una capacidad para generar 1.500 MW, la Argentina deberá aumentar significativamente sus necesidades de uranio en un mediano plazo.

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Las necesidades actuales de uranio, considerando la totalidad de reactores de potencia que están en servicio comercial, alcanzan un volumen anual de 120 toneladas. Cuando se finalicen las obras pendientes, la demanda de uranio de nuestro país podría ascender a 265 toneladas por año. Hasta el presente, para abastecer los reactores de potencia, se importan anualmente desde Kazajstán o Namibia: 



Atucha I (335 MW): 33 toneladas de uranio Embalse (600 MW): 92 toneladas de uranio

7.4 Actualidad A fin de cuantificar los recursos uraníferos nacionales para abastecer las necesidades de los reactores de potencia e investigación en operación y construcción, se desarrolla desde el año 2007 un creciente plan de exploración de yacimientos, manifestaciones de descubrimiento y áreas de cateo que abarcan desde la evaluación a tareas de reconocimiento geológico radiométrico y de prospección. 7.4.1 Yacimiento Don Otto Recientemente se ha comenzado a llevar a cabo un proyecto para extraer uranio de Don Otto, provincia de Salta, luego de casi 10 años de paralización por una decisión del gobierno menemista. El objetivo es sustituir las importaciones que se realizan para las centrales de Atucha I y Embalse, a un costo de 36 millones de dólares anuales. Se estima que la producción nacional de uranio costará menos de la mitad y dará trabajo a cientos de personas. Se espera que esta mina alcance un nivel de producción de 30 toneladas por año. Se estima que las centrales nucleares de Atucha I, Atucha II y Embalse requieren 7.500 toneladas de uranio para cumplir con su vida útil. Por otro lado, la CNEA está considerando la posibilidad de reciclar los reactores de Atucha I y Embalse, que han estado funcionando por 30 años, permitiendo que funcionen durante 30 años más. La reactivación del Plan Nuclear se anunció en 2006, prometiendo una inversión de 8.500 millones de dólares en un período de 8 años. Pese a esta necesidad de uranio, aún no se ha logrado la reapertura del complejo minero‐ fabril de Sierra Pintada, Mendoza, debido al conflicto de intereses entre la CNEA y el gobierno de esa provincia. Una de las reservas más grandes del país se encuentra ubicada en Cerro Solo, Chubut, y pertenece a la CNEA. Sin embargo, esta reserva no se encuentra en explotación aún. 7.4.2 Yacimiento Cerro Solo El yacimiento Cerro Solo se encuentra ubicado en el centro de la Provincia del Chubut, sobre la vertiente oriental de la Sierra de Pichiñán, a 420 km de la ciudad de Trelew. Este depósito se ubica, junto con otros cuatro yacimientos, en el Distrito Uranífero Pichiñán, donde en 1960 se puso en producción el yacimiento Los Adobes. El informe presentado a la CNEA incluye la revisión de lo realizado acerca del modelo geológico y de la estimación de reservas, la identificación de los métodos de minería y tratamiento aplicables y sus costos y el correspondiente análisis económico. La rentabilidad potencial del proyecto, estimada como resultado de este modelado Página 29



económico preliminar realizada sobre la evaluación de los sectores principales del área de Cerro Solo, es atractiva en el contexto de la posible evolución del mercado. Son factores favorables además del relieve suave y fácilmente accesible de la zona, el clima de la región que permite trabajar prácticamente todo el año. Con relación al tamaño del depósito, se estima que los recursos de uranio recuperables superan las 10.000 toneladas, considerando las categorías indicado e inferido en los cuerpos principales del yacimiento, mientras que las leyes alcanzan valores altos de entre 0,3 y 0,5 % de uranio. Esta estimación se efectuó con información obtenida en 410 perforaciones. Por otra parte, existen buenas posibilidades de expandir los recursos de uranio en sectores adyacentes a las áreas evaluadas. Además, se estableció la existencia en el yacimiento de importantes recursos de molibdeno.

7.5 Proyectos de extracción Calypso Uranium es una de las empresas con mayor extensión de propiedades con alto potencial de Uranio, ubicadas principalmente en las provincias de Chubut, Mendoza y Neuquén. Es una de las empresas privadas de exploración de uranio mejor posicionadas en la Argentina, dado que varias de las propiedades comprenden recursos previamente evaluados por la CNEA. Actualmente controla más de 447.000 hectáreas de propiedades y concesiones mineras. En Mendoza, se encuentran los antiguos productores de uranio Huemul, Arroyo Seco, Agua Botada, Sierra Pintada y Ranquil‐Co. En Neuquén, las propiedades comprenden Chihuidos y Las Cárceles. Finalmente, en Chubut incluyen propiedades en la cuenca uranífera de San Jorge, donde está ubicado el yacimiento Cerro Solo. 7.5.1 Proyecto Huemul Ubicado en la Provincia de Mendoza, el Proyecto Huemul comprende 20.673 hectáreas de cateos y arrendamientos que abarcan las minas subterráneas Huemul, Arroyo Seco y Agua Botada, las cuales, años atrás, producían uranio. Las leyes históricas de recuperación eran de alrededor de 0,21% U3O8, 2% Cu y 0,11% V. El relevamiento radiométrico aéreo del proyecto revela numerosas anomalías de uranio. Aunque algunas anomalías están relacionadas con las minas abandonadas, otras anomalías importantes representan mineralización de uranio recientemente determinada. Las anomalías halladas por radiometría aérea permitieron descubrir una nueva área denominada Vega Larga. La intensidad de la alteración y la presencia de anomalías geoquímicas de U, Cu y Ag sugieren la posibilidad de descubrir otra zona mineralizada, similar a la mina Huemul original. 7.5.2 Proyecto La Pintada El proyecto La Pintada está ubicado dentro del mayor distrito de uranio conocido en Argentina, que incluye la mina de uranio Sierra Pintada, con más de 11 millones de toneladas de reservas recuperables por minería a cielo abierto y con una ley promedio de 0,099% U ó más de 9.000 toneladas de uranio Las perforaciones anteriores se concentraban en zonas con mineralización de uranio de alta ley donde se identificaron dos bancos mineralizados que se abren en diferentes direcciones. La mineralización puede apreciarse fácilmente en la superficie, donde existe una ventana Página 30



de esta alteración en una zona de 160.000 m2. Las respuestas de los detectores aéreos y de campo son bastante fuertes sobre prácticamente el 90% de esta superficie, lo que sugiere potencial para una operación de gran volumen a cielo abierto con proceso de lixiviación en pilas. 7.5.3 Proyecto Bloque Central Bloque Central es la propiedad más grande, con 20 cateos y un número de concesiones que cubren un total de 202.869 hectáreas. La propiedad abarca los distritos conocidos de Cerro Mesa, Las Cárceles, y Chihuidos, ubicados en la provincia de Neuquén. El estilo y geometría son los de un típico proyecto de uranio con recuperación in situ. La mineralización comprende óxidos de cobre y uranio y cantidades variables de plata y vanadio, aunque las leyes de uranio son relativamente bajas. 7.5.4 Proyecto Campesino Norte Ubicado en la provincial del Neuquén, el proyecto Campesino Norte comprende 48.230 hectáreas cubriendo afloramientos con mineralización de uranio en uno de los campos gasíferos más importantes en Argentina. Un relevamiento radiométrico aéreo mostró 42 áreas anómalas en uranio donde los trabajos prospectivos posteriores expusieron mineralización uranífera adicional a la ya conocida.

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8. EL LITIO El litio es un elemento moderadamente abundante que está presente en la corteza terrestre en 65 ppm (partes por millón). Se encuentra disperso en ciertas rocas volcánicas y sales naturales, como en el Salar de Atacama en Chile y el Salar de Uyuni en Bolivia, pero nunca libre dada su gran reactividad. El Litio, junto al hidrógeno y al helio, es uno de los únicos elementos obtenidos en el Big Bang. Todos los demás fueron sintetizados a través de fusiones nucleares en estrellas o durante estallidos de supernovas. El contenido de litio de la corteza terrestre ha sido estimado en 65 partes por millón. Aproximadamente 145 minerales existentes en ella contienen litio, pero sólo algunos lo poseen en cantidades comerciales: El mineral de litio es el metal más liviano que se conoce, y posee el mayor punto de fusión (186°C) y ebullición (1336°C) del grupo de metales alcalinos. Posee además, el calor específico más alto de este grupo (0,784 cal/g°C a 0°C). Los isótopos estables del litio son dos, Li‐6 y Li‐7, siendo éste último el más abundante (92,5%). Se han caracterizado seis radioisótopos siendo los más estables el Li‐8 con un y el Li‐9. También es posible obtener, en laboratorio, el isótopo inestable Li‐11. El modo de desintegración principal de los isótopos más ligeros que el isótopo estable más abundante (Li‐7) es la emisión protónica (con un caso de desintegración alfa) obteniéndose isótopos de helio; mientras que en los isótopos más pesados el modo más habitual es la desintegración beta, (con algún caso de emisión neutrónica) resultando isótopos de berilio. El litio siempre ha tenido usos medicinales, pero desde hace algunos años se ha convertido en un elemento central para fabricar baterías por su facilidad para almacenar y descargar energía eléctrica. El litio no es un material contaminante, a diferencia de las antiguas baterías fabricadas con plomo. Por otro lado, la demanda por parte de compañías fabricantes de autos híbridos y eléctricos se mantiene en aumento, buscando reducir el tamaño, peso y costo de los autos que funcionan con combustible y electricidad. Sin embargo, actualmente el litio comienza a escasear, cuestión que se refleja en los aumentos de precios. Desde 2003, el precio del litio se ha multiplicado por ocho, alcanzando los 3.000 dólares por tonelada, y se estima que la demanda entre 2002 y 2020 se habrá multiplicado por cuatro.

8.1 Yacimientos de Litio Solamente 11 países en el mundo producen litio, aunque se han descubierto yacimientos no explotados en otros tres países. Chile produce el 54% del litio que se comercializa en el planeta, seguido por Argentina, China y Estados Unidos. El volumen que se comercializa anualmente alcanza las 17.500 toneladas. Por otro lado, la mayor parte de la demanda de litio proviene de China. Recientemente se ha encontrado en una zona salina de los estados de Zacatecas y San Luis Potosí, en el centro de México, que probablemente se convierta en uno de los mayores yacimientos de litio a nivel mundial. Se trata de 200 hectáreas donde encontramos un promedio de 830 gramos del metal por tonelada de tierra, lo que corresponde al doble de la producción de Estados Unidos.

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Otro de los países donde se ha descubierto litio recientemente es en Bolivia. Las reservas de litio de Bolivia están concentradas en el Salar de Uyuni, situado en la región de Potosí suroeste, en una superficie de 15 mil kilómetros cuadrados y a 3.650 metros sobre el nivel del mar. Estudios realizados por la United States Geological Survey estiman que en el Salar de Uyuni tiene una reserva de 5,5 millones de toneladas de litio y supera las existencias del Salar del Hombre Muerto en Argentina o el de Atacama en Chile, que explotan la mayor cantidad de litio en el mundo. El litio se obtiene de dos fuentes principales, los yacimientos en vetas y las salmueras naturales. 8.1.1 Yacimientos en vetas En este tipo de yacimientos, los minerales de litio se encuentran en zonas enriquecidas, generalmente en el relleno de fracturas. Los yacimientos en vetas se explotan tanto por minería a cielo abierto como en forma subterránea. Los minerales comerciales de litio más importantes que provienen de vetas son el espodumeno, lepidolita, ambligonita, trifilita, petalita, zinnwaldita y eucripta. 8.1.2 Yacimientos de salmueras naturales Las aguas que contienen una alta concentración de sólidos disueltos constituyen actualmente una fuente importante de sales minerales. Las salmueras son una fuente importante de sal común, potasa, bromo, boro, litio, yodo, magnesio y carbonato de sodio. Los salares de mayor importancia son el de Atacama en Chile y el de Uyuni en Bolivia, además del Salar del Hombre Muerto en Argentina. 8.1.3 Yacimientos de Litio en Argentina El mayor yacimiento de litio en nuestro país es El Salar del Hombre Muerto. Otros yacimientos de menor importancia son Las Tapias (Córdoba), La Totora, Viquita, San Rolando y Teresa (San Luis), Ipizca y Santa Gertrudis (Catamarca). Se encuentra ubicado en la Provincia de Catamarca, en el departamento Antofagasta de la Sierra, a una distancia de 700 Km. de la capital provincial y a una altura de 4.000 metros sobre el nivel del mar. Las reservas se estiman en 380.000 toneladas de litio entre los 0‐30 m de profundidad, valor que asciende a 850.000 toneladas entre los 0‐70m de profundidad, considerando siempre una ley media de 600 ppm. La explotación se hace por bombeo, lo que no requiere un minado previo. La salmuera es tratada en una planta de absorción selectiva totalmente automatizada que extrae el litio, retornando el resto de la solución al salar. Posteriormente, se la concentra en piletas de evaporación para luego ser tratada en dos plantas, una ubicada en el salar y la otra en Güemes, cerca de la ciudad de Salta. Los productos que se obtienen son cloruro de litio y carbonato de litio. La planta ubicada en el Salar del Hombre Muerto es una planta de Adsorción Selectiva, que produce Carbonato de Litio. Durante 2008 ha producido un total de 1.500 toneladas por año, nivel significativamente inferior a su capacidad de 11.200 toneladas anuelas. En Salta se ubica la planta de Cloruro de Litio, con una capacidad de producción de 7.250 toneladas por año, aunque el promedio anual de producción es de 4.500 toneladas. La vida útil de este emprendimiento esta calculada en 40 años. En cuanto al destino de la producción, el 100% de destina a la exportación. La salida de los productos elaborados es vía ferrocarril hacia Antofagasta (Chile) y vía marítima hacia USA. Página 33



9. EL TORIO El torio es un elemento químico, se encuentra en estado natural en los minerales monazita, torita y troyanita.. La corteza terrestre contiene un promedio de 6 ppm de torio. Más de 99% del torio que ocurre en forma natural existe en la forma de Th‐232. Cuando un átomo de Th‐232 se desintegra emite una partícula alfa, formada por dos protones y dos neutrones. La emisión de la partícula alfa reduce el número el número atómico del Th‐232 en dos unidades, y el número másico en cuatro, transformándolo en el isótopo 228 de otro elemento, el Ra‐228. Posteriores desintegraciones forman la cadena natural del torio. Este proceso continúa hasta que se forma finalmente un elemento no radioactivo, y por tanto estable, que es el plomo. Gracias al periodo tan grande de desintegración del Th‐232, continuará produciendo elementos de su serie durante miles de millones de años. Generalmente, el mineral de torio que se extrae de los yacimientos se concentra y se transforma en dióxido de torio o en otras formas químicas. El torio es usado para fabricar cerámicas, cubiertas para linternas a gas, y metales usados en la industria aeroespacial y en reacciones nucleares. El torio también puede ser usado como combustible para generar energía nuclear debido a su gran potencial, pero esta aplicación está en fase de desarrollo. Se estima que existe más energía encerrada en los núcleos de átomos de torio existente en la corteza terrestre que en todo el petróleo, carbón y uranio de la Tierra. Estudios recientes demuestran que el Torio sería una alternativa viable y comparativamente verde en comparación a los actuales reactores nucleares que usan plutonio o uranio como combustible. Entre otras ventajas destacan: 

No emitirían dióxido de carbono (CO2) durante la generación energética, un elemento esencial en la lucha contra el cambio climático.



Produce desechos radiactivos mínimos.



Puede quemar residuos de Plutonio procedentes de otros reactores nucleares.



No sirve para producir armas nucleares.



Las actuales reservas de Torio, cubrirían la demanda mundial de energía para miles de años.

9.1 Yacimientos de Torio A diferencia del uranio, las reservas de torio son mucho más abundantes en el mundo y se reparten en forma más uniforme. Se estima que las reservas de torio podrían triplicar a las de uranio, valor que se ve reflejado en la media vida de cada uno de los minerales. La vida media del Th232 es de 1.4×1010 años mientras que para el uranio, alcanza los 4.5×109 años. Por otro lado, el aprovechamiento del torio es significativamente mayor al del uranio. Se calcula que tan sólo se utiliza el 0,7% de todo el uranio que se extrae, mientras que el torio, en teoría, podría aprovecharse al 100%. Las estimaciones disponibles se elevan a más de 4,5 millones de toneladas de torio, valoración que no considera las existencias en China, Europa Central y Oriental y la ex

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Unión Soviética. Aquí, aún más que en el caso del uranio, los bajos precios del mercado han limitado, hasta ahora, las prospecciones. A diferencia del uranio, que se encuentra en su mayor parte en países subdesarrollaos y políticamente inestables como Kazajstán, Namibia o Níger, las reservas de torio se concentran principalmente en países desarrollados como Estados Unidos, Australia, Noruega y Canadá. 9.1.1 Yacimientos de Torio en Argentina Los yacimientos más importantes de torio en nuestro país se ubican en Río Tercero y Cariada Onda, en la provincia de Córdoba, Río Quinto en San Luis y Ranquel en Salta. Por otro lado, los trabajos de prospección realizados recientemente por la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) detectaron manifestaciones de compuestos de torio en los yacimientos La Novedad y El Volcán en el departamento de Tilcara, Jujuy.

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10. RÉGIMEN JURÍDICO DE LA ACTIVIDAD MINERA El régimen jurídico en el cual se basa la explotación de nuestros recursos minerales se origina en el prácticamente obsoleto Código Minero, que data del año 1887, en el que se determina que las minas son bienes privados de la Nación o de las provincias, según el territorio en que se encuentran. Esto significa que la propiedad de los yacimientos es estatal, pero no la de todos los minerales. En efecto, el código establece que podrán concederse, por disposición legal, explotaciones a particulares y disponer de ellas como dueños, pero hay que hacer notar que esto último tiene limitaciones que establece el mismo código. El nuevo marco jurídico legal de la política minera argentina se sustenta, además, en el Acuerdo Federal Minero, firmado entre la nación y las provincias argentinas en 1993, sumado a las siguientes leyes: 

Ley de Inversiones Mineras (24.196/93)



Ley de Reordenamiento Minero (24.224/93)

El Acuerdo Federal Minero tiene entre sus objetivos propiciar el aprovechamiento integral de los recursos del territorio nacional, promover el desarrollo del sector, afianzar el federalismo en lo que hace al papeo administrador de los Estados provinciales, realizar acciones en forma conjunta con el Estado nacional para promover la inversión en el sector, profundizar el modelo de descentralización del Estado, proteger el medio ambiente a través de una explotación racional de los recursos, aplicar con criterios actualizados la legislación vigente y optimizar el aprovechamiento de los recursos. Teniendo en cuenta que en nuestro país los recursos minerales son propiedad de las provincias en cuyo territorio se encuentran, perfeccionar las relaciones entre éstas y la nación significa promover en forma adecuada el crecimiento minero del país. Completan el marco legal las siguientes leyes: 

Ley de Financiamiento y Devolución del IVA (24.402/94)



Ley del Banco Nacional de Información Geológica (24.466/95)



Ley de Actualización Minera (24.498/95)



Ley de Creación del Sistema Nacional de Comercio Minero (24.523/95)



Ley de la Protección Ambiental para la Actividad Minera (24.585/95)

Estas leyes involucran aspectos que, en beneficio de aquellas personas las sancionan, perjudican la actividad minera y la economía de nuestro país. La concesión sin límite de tiempo y transferible, el bajo canon minero, la exención en el pago de impuestos y las increíblemente reducidas regalías que se pagan al Estado Nacional ponen en duda el futuro económico de la actividad minera en beneficio de nuestro país.

10.1 Categoría de minas A efectos de implementarlas, el código divide los yacimientos minerales en primera, segunda y tercera categorías: Las de primera categoría están formadas por las principales sustancias metalíferas, no metalíferas, los combustibles minerales sólidos y las fuentes geotérmicas (vapores endógenos). Se conceden al descubridor. Se considera que los minerales radiactivos Página 36



pertenecen a minas de primera categoría por tratarse de minerales de mayor valor económico e industrial. Las de segunda categoría están formadas por las substancias metalíferas no previstas en la primera categoría y las salinas, salitres y turberas. Esta categoría se concede preferentemente al propietario del terreno y, si éste no ejerce en término la preferencia, al descubridor. Dentro de la segunda categoría se incluyen también las sustancias metalíferas y piedras preciosas que se encuentran en los lechos de los ríos y aguas corrientes y los placeres. También comprenden los desmontes, relaves y escoriales de minas y establecimientos abandonados. Pero estos casos se destinan al aprovechamiento común ‐explotación colectiva‐ aunque pueden ser objeto también de concesiones exclusivas. Las sustancias de tercera categoría están formadas por el grupo de rocas de aplicación, cuyo conjunto forma las canteras, y pertenecen exclusivamente al propietario del terreno.

10.2 El dominio de las minas El Estado Nacional y los Estados Provinciales tienen el dominio originario de las minas situadas en sus respectivos territorios. El Estado concede a los particulares la facultad de buscar minas, de aprovecharlas y disponer de ellas como dueños, con arreglo a las disposiciones del Código Minero. La propiedad particular de las minas se establece por la concesión legal. La concesión es legal porque emana de las disposiciones del Código Minero y ni la autoridad ni el interesado pueden modificarlas ni establecer condiciones, modalidades etc. que se aparten de lo normado en dicho cuerpo legal. El concesionario de una mina es titular de un derecho real inmobiliario, equiparable al derecho de propiedad. Este derecho es exclusivo, sin límite temporal, transmisible por contrato o por causa de muerte, susceptible de hipoteca y demás derechos reales admitidos por el derecho común y por el propio Código Minero. El Estado no cobra precio alguno por la concesión de las minas, no obstante para su conservación debe abonarse un canon periódico.

10.3 Canon minero Se fijan los siguientes valores para canon minero: 1. Para las minas de primera categoría, y las de segunda categoría, pesos ochenta ($80.‐), por pertenencia y por año. 2. Para las demás minas de segunda categoría, pesos cuarenta ($40.‐), por pertenencia y por año. 3. Para los permisos de cateo de minerales de primera y segunda categoría, pesos cuatrocientos ($400.‐) por unidad y medida o fracción, cualquiera fuere la duración del permiso. El concesionario abonará también, pesos doscientos ($200.‐) por cada cien metros cuadrados (100 m2) de la superficie de exploración por año.

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10.4 Regalías Las provincias que adhieran al régimen de la presente ley y que perciban regalías o decidan percibir, no podrán cobrar un porcentaje superior al tres por ciento (3%) sobre el valor "boca mina" del mineral extraído. Se considera “mineral boca mina”, al mineral extraído, transportado y/o acumulado previo a cualquier proceso de transformación. Se define el valor “boca mina” de los minerales y/o metales declarados por el productor minero, como el valor obtenido en la primera etapa de su comercialización, menos los costos directos y/u operativos necesarios para llevar el mineral de boca mina a dicha etapa, con excepción de los gastos y/o costos directos o indirectos inherentes al proceso de extracción.

10.5 Impuestos Los emprendimientos mineros comprendidos en el presente régimen gozarán de estabilidad fiscal por el término de treinta (30) años contados a partir de la fecha de presentación de su estudio de factibilidad. La estabilidad fiscal alcanza a todos los tributos, entendiéndose por tales los impuestos directos, tasas y contribuciones impositivas, que tengan como sujetos pasivos a las empresas inscriptas, así como también a los derechos, aranceles u otros gravámenes a la importación o exportación. Significa que las empresas que desarrollen actividades mineras en el marco del presente Régimen de Inversiones no podrán ver incrementada su carga tributaria total, considerada en forma separada en cada jurisdicción determinada al momento de la presentación del citado estudio de factibilidad, en los ámbitos nacional, provincial y municipal. Esto significa que no se permite, entre otras cosas, el incremento de las alícuotas, tasas o montos, la eliminación de deducciones admitidas o la incorporación de nuevos tributos. 10.5.1 Impuesto a las ganancias Por otro lado, los sujetos acogidos al presente régimen de inversiones podrán deducir en el balance impositivo del impuesto a las ganancias, el ciento por ciento (100%) de los montos invertidos en gastos de prospección, exploración, estudios especiales, ensayos mineralúrgicos, metalúrgicos, de planta piloto, de investigación aplicada, y demás trabajos destinados a determinar la factibilidad técnico‐económica de los mismos. Las utilidades provenientes de los aportes de minas y de derechos mineros, como capital social estarán exentas del Impuesto a las Ganancias. 10.5.2 Otros impuestos Los inscriptos en el presente régimen de inversiones para la actividad minera estarán exentos del pago del Impuesto sobre Ingresos Brutos, Impuesto sobre los Activos y el Impuesto de Sellos, a partir del ejercicio fiscal en curso al momento de la inscripción.

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10.6 Legislación de minerales radiactivos El Régimen de Gestión de Residuos Radiactivos (25.018/98) define como residuo radiactivo a todo material radiactivo, combinado o no con material no radiactivo, que haya sido utilizado en procesos productivos o aplicaciones, para los que no se prevean usos inmediatos posteriores y que, por sus características radiológicas, no puedan ser dispersados en el ambiente de acuerdo a los límites establecidos por la ARN (Autoridad Reguladora Nacional). Los artículos más importantes de este régimen son: ARTÍCULO 2°: Declárense minerales nucleares el uranio y el torio. ARTÍCULO 3°: Quienes exploten minas que contengan minerales nucleares quedan obligados a presentar ante la autoridad minera un plan de restauración del espacio natural afectado por los residuos minerales y a neutralizar, conservar o preservar los relaves o colas líquidas o sólidas y otros productos de procesamiento que posean elementos radiactivos o ácidos, cumpliendo las normas aplicables según la legislación vigente y en su defecto las que convenga con la autoridad minera o el organismo que por ley se designe. Los productos referidos anteriormente no podrán ser reutilizados ni concedidos para otro fin sin la previa autorización del organismo referido y de la autoridad minera. ARTÍCULO 4°: Los titulares de minas que contengan minerales nucleares deberán suministrar con carácter de declaración jurada a requerimiento, del organismo a que se refiere el artículo primero y de la autoridad minera, la información relativa a reservas y producción de tales minerales y sus concentrados. ARTÍCULO 6°: La exportación de minerales nucleares, concentrados y sus derivados requerirá la previa aprobación, respecto a cada contrato que se celebre, del organismo a que se refiere el artículo primero, debiendo quedar garantizado el abastecimiento interno y el control sobre el destino final del mineral o material a exportar. Cabe destacar que actualmente se está trabajando sobre una ley para declarar al uranio y al torio como combustibles estratégicos para el desarrollo nacional. El proyecto de ley habla de extracción y uso de estos minerales para la generación de energía en concordancia con el impulso nacional y la crisis energética, para el desarrollo de las economías. Afirma a nuestro territorio como no depósito de residuos.

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11. MINERÍA DEL URANIO Una vez encontrado el lugar para realizar el yacimiento, es fundamental tener en cuenta una gran cantidad de factores para determinar el tipo de extracción que se realizará. Incluso, elegido el método de extracción, la aplicación particular del mismo puede diferir en algunos casos. Los factores más importantes que se deben tener en cuenta son: 





Factores geológicos del yacimiento: tamaño, forma, profundidad, inclinación, límites de mineralización, contenido del mineral útil, estabilidad de las rocas. Factores técnicos del equipo: perforación de rocas, carga de explosivos y voladuras, carga y transporte. Factores económicos: reservas minerales, costos de explotación, financiamiento de la operación, disponibilidad de equipos, pérdidas de mineral.

También deben tenerse en cuenta factores regionales específicos del lugar donde se encontró el mineral, ya sea la situación geográfica o las condiciones ambientales. En general, el contenido de uranio de la mena es de aproximadamente 0,1% ‐ 0,2%. Es por ello que grandes cantidades de mena deben ser extraídas para obtener el uranio. Los métodos de extracción de uranio utilizados son: 

A cielo abierto



Excavación subterránea



Recuperación In Situ

La diferencia fundamental entre la minería del uranio y otras minerías radica en la existencia de radiaciones, la cual es a la vez perjudicial y beneficiosa; perjudicial por el riesgo radiológico que conlleva, y beneficiosa porque permite de forma clara la distinción entre mineral y estéril. Los métodos usados han ido cambiado a lo largo de la historia. Hacia 1960, la minería se realizaba preferentemente a cielo abierto, con menas depositadas cerca de la superficie. Luego, comenzó a aumentar la minería subterránea. Con la caída del precio del uranio en la década del 80, las minas subterráneas se tornaron demasiado caras para la mayoría de los yacimientos: muchas minas se cerraron. La tendencia actual es a utilizar siempre que sea rentable la lixiviación in situ. La producción en 2008 se corresponde con la siguiente tabla: Extracción a cielo abierto y excavación subterránea

62%

Lixiviación in situ

28%

Por producto

10%

Tabla 14. Producción según método de extracción. Fuente: www.world‐nuclear.org

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11.1 Extracción a cielo abierto Este método es aplicado cuando el depósito de uranio se encuentra cercano a la superficie. El valor límite ronda alrededor de los 100 metros de profundidad. El proceso comienza con una etapa de excavación, en la que se genera la cantera mediante la remoción de la roca que cubre la mena, conocida como overburden o sobrecarga. Este material debe ser removido para poder extraer la mena. La cantera debe ser diseñada cuidadosamente para permitir el acceso a los camiones y al mismo tiempo evitar derrumbes de las paredes. Por ello se excava en forma escalonada, como se observa en la siguiente figura:

Figura 15. Mina de uranio a cielo abierto: Rossing (Namibia) Fuente: www.rossing.com

Una vez expuesta la mena, comienza el proceso de extracción. Mediante explosiones, excavaciones y la remoción del material se va avanzando cada vez más y penetrando en la zona rica en uranio. Los camiones pueden recoger hasta 200 toneladas de material y el contenido de uranio del mismo puede variar significativamente de una carga a otra. Sin embargo, para el caso particular del uranio, es sencillo aproximar la ley mineral del material recogido midiendo los niveles de radiación emitidos. La mina de uranio a cielo abierto más grande del mundo está ubicada en Namibia, y se conoce con el nombre de Rossing. En ella, utilizan el indicador mencionado anteriormente para decidir si el camión lleva su contenido a las trituradoras o a la pila de rocas de baja pureza (sobrecarga). En la siguiente tabla pueden compararse la cantidad de mena procesada y roca de desecho en los últimos años. Este cociente ha ido en descenso, siendo su valor mínimo el último año, el 2008, año en que tuvieron que removerse cuatro toneladas de roca por cada tonelada de mena procesada. Este descenso se corresponde con la creciente dificultad para obtener la mena adecuada al ir avanzando en la excavación. Cuando un análisis económico indica que la cantidad de roca que es necesario remover en relación con la mena obtenida no es favorable, se tendrá que cerrar la mina.

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Tabla 16. Producción de la mina Rossing (Namibia). Fuente: www.rossing.com

11.2 Excavación subterránea Cuando el mineral se encuentra a grandes profundidades, la excavación a cielo abierto se vuelve antieconómica, debido al tiempo y costo operativo que conllevaría remover la inmensa cantidad de roca que cubre la mena (sin mencionar la dificultad de reposicionar dicho material). Es entonces cuando conviene realizar una explotación subterránea Los métodos aplicados en la minería subterránea del uranio a grandes rasgos no difieren de los utilizados para otros minerales. Sin embargo, cabe destacar que debe realizarse un estudio específico en cada yacimiento que indique el método que se adecue a las condiciones dadas. Se explicará un procedimiento general, utilizado en la mina de McArthur River por la empresa Cameco.

Figura 17. Mina McArthur River. Fuente: www.cameco.com

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En primer lugar, se excavan túneles horizontales (4) separados a una distancia de aproximadamente 100 ‐ 150 metros, conteniendo la roca de interés comercial (1) entre ellos. Con una máquina llamada Raiseborer (5) se realiza un agujero piloto, que comunica ambos túneles. Dicho agujero tiene un diámetro del orden de los 30 centímetros. Luego se adhiere a la máquina una cabeza (6) de un diámetro adecuado para perforar la roca, la cual cae por gravedad para ser recogido por un camión (7).

Figura 18. Excavación subterránea en McArthur River. Fuente: www.cameco.com

11.3 Recuperación In‐Situ Este método tiene su origen hace relativamente poco tiempo. Fue desarrollado en el año 1950 en Wyoming, Estados Unidos, como una alternativa de poco daño ambiental. Se aplica en aquellos yacimientos en los que es posible extraer el uranio sin tener que remover las rocas, aprovechando la facilidad de solubilidad del uranio. Esto es viable si se dan ciertas condiciones, como tener confinado el yacimiento entre capas impermeables, mientras que la roca que contiene el uranio es, por el contrario, permeable y los minerales de uranio presentes son fácilmente solubles. El método utiliza el concepto de lixiviación, realizada in‐situ, es decir, directamente en los depósitos subterráneos (1). Básicamente, la lixiviación consiste en la inyección de un agente lixiviante por medio de tubos inyectores (2). El objetivo de dicho agente es disolver el uranio. Las soluciones usadas para el uranio pueden ser ácidas (agua con ácido sulfúrico o ácido nítrico, menos usado) o básicas (agua con bicarbonato de sodio, carbonato de amonio, o dióxido de carbono disuelto). También se suele agregar oxígeno al agua para movilizar el uranio.

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Una vez en contacto con el mineral, el lixiviante oxida la mena y permita al uranio disolverse (3). Esta solución rica en uranio es succionada por otros tubos (4) hacia la superficie, donde mediante tratamientos en resinas de intercambio iónico se extrae el uranio de la solución (no se detalle en el esquema este ultimo paso). El agente lixiviante es regenerado con oxígeno y la solución que corresponda y es recirculado para continuar lixiviando.

Figura 19. Recuperación in‐situ. Fuente: www.cameco.com

Figura 20. Proceso de Recuperación in‐situ. Fuente: www.world‐nuclear.org

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Como fue mencionado, el proceso causa muy poco daño ambiental. No hay consumo de agua por tratarse de un circuito cerrado: se utiliza la misma agua de los depósitos, reutilizándose hasta un 99%. También puede lograrse mucho control sobre los movimientos de la solución, por lo que el esparcimiento del uranio (que podría contaminar aguas cercanas) no es una preocupación a ser tomada seriamente. La principal preocupación es entonces el tratamiento de restauración del agua utilizada como agente lixiviante. Sin embargo, a pesar de las ventajas en el impacto ambiental y de su comparativo bajo costo, este método resulta poco práctico para ser aplicado a grandes reservas, donde los métodos convencionales continúan y seguramente continuarán siendo utilizados en el futuro cercano.

11.4 Comparación Métodos de Minería Método

Ventajas  



A Cielo Abierto 



Desventajas

Alta productividad Permite utilizar equipos de gran tamaño Concentración de operaciones y gestión más sencilla de materiales y recursos humanos Menor impacto radiológico Mejor recuperación del mineral Utilización de explosivos más seguros

   



 

Subterránea

 

Menor movimiento de tierras Menor impacto ambiental Limitada generación de polvo

 





 

Lixiviación In‐situ



  

Menor inversión inicial Menores costos operativos Permite explotar yacimientos de muy baja ley Impacto radiológico exterior nulo No hay rocas estériles Escaso impacto visual









Elevada inversión inicial Mayor impacto ambiental Mayores movimientos de tierras Exige trabajar con relaciones estéril / mineral muy altas

Investigación geológica y geomecánica más detallada Explotación más cara Mayor impacto radiológico Mayores riesgo de seguridad y exposición radiológica de los empleados (principalmente por el radón) Menor recuperación de reservas Aplicación limitada en yacimientos especiales Menor recuperación de las reservas Exige un control muy riguroso de la operación Riesgo de lixiviar incursiones líquidas más allá de los depósitos de uranio Imposibilidad de restaurar las condiciones naturales de la zona después de acabar la operación de lixiviación.

Tabla 21. Comparación métodos de minería. Elaboración propia. Página 45



11.5 Minería del uranio en la Argentina la Argentina La explotación de minerales uraníferos comenzó en la década de 1950. Desde entonces, se procesaron 5.658.000 toneladas de minera, en ocho centros productores (se consideran Complejos Fabriles o Minero Fabriles):        

Planta de Córdoba (Córdoba) Complejo Fabril Malargüe (Mendoza) Complejo Minero Fabril Tonco (Salta) Complejo Minero Fabril Pichiñán (Chubut) Complejo Minero Fabril San Rafael (Mendoza) Complejo Minero Fabril Los Gigantes (Córdoba) Complejo Minero Fabril La Estela (San Luis) Complejo Minero Fabril Los Colorados (La Rioja)

El 10%de la explotación minera se realizó por minería subterránea (yacimientos Huemul, Agua Botada y Botada y Don Don Otto), y Otto), y el el resto por minería a cielo abierto. En la siguiente tabla se comparan las producciones de los diferentes complejos fabriles o minero fabriles, y fabriles, y se se detallan también los años que funcionaron:

de Argentina. Fuente: www.arn.gov.ar Figura 22. Complejos Minero Fabriles de Argentina.

El último complejo que funcionó fue el de San Rafael. A mediados de los 90, como consecuencia de los bajos precios del uranio en el mercado internacional y los elevados costos internos, el complejo detuvo su producción. En la actualidad, debido a los incrementos constantes en el precio del concentrado y concentrado y teniendo teniendo en cuenta la decisión de completar la construcción de la Central Nuclear Atucha II, así como de estudiar la instalación de nuevas centrales nucleares, se está planeando la reactivación del complejo, que permitiría mejorar la matriz energética del país.

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12. TRATAMIENTO DEL MINERAL Una vez que el mineral es extraído de las minas, el mismo debe ser tratado químicamente para obtener uranio con la pureza adecuada, con el fin de ser utilizado industrialmente. El principal objetivo es separar el material valioso de la ganga con que se encuentra mezclado en el mineral. Los denominados “Uranium mills” son enormes instalaciones industriales, con diversos edificios y edificios y grandes grandes tanques para el procesamiento del mineral y mineral y almacenamiento almacenamiento de una gran variedad de productos químicos y agua. Se trata de una planta hidrometalúrgica, que utiliza el método de lixiviación con soluciones ácidas o básicas, según convenga, y recuperación por medio de resinas de intercambio iónico. El producto final es un concentrado de uranio, que debido a su color y consistencia ha sido llamado históricamente como “torta amarilla”, que puede ser una mezcla de uranatos de amonio, sodio y sodio y magnesio. magnesio. El mineral que procede de las minas, generalmente tiene un contenido de 0,1% a 0,2% de U308, mientras que en la torta amarilla, el contenido varía contenido varía entre el 75% y 75% y 85%. 85%.

en Australia. Fuente: www.dictatorwatch.org/phshows/burmafacility Figura 23. Complejo Ranger en Australia.

El proceso consta de varias de varias etapas, cada una de las cuales será analizada: 

Trituración y Trituración y Molienda Molienda



Lixiviación



Concentración del uranio



Precipitación



Secado y Secado y envasado envasado

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de Yellow Cake. Fuente: www.eia.doe.gov Figura 24. Planta de Obtención de Yellow

12.1 Trituración y Trituración y molienda molienda Constituyen el conjunto de operaciones de reducción de tamaño hasta obtener un tamaño adecuado para el posterior tratamiento mediante procesos químicos. El proceso varía según las características de las diferentes menas, y menas, y de de la textura y textura y naturaleza naturaleza de la ganga. En algunas ocasiones, agua o lixiviante es agregado al sistema en el circuito de molienda para favorecer el movimiento de sólidos, control de polvos, y si se agrega lixiviante, comenzar con el proceso de lixiviación. La operación de molienda, que puede efectuarse en seco o en húmedo, se realiza normalmente en molinos de bolas, junto con clasificadores mecánicos y ciclones. Se observa una tendencia a utilizar cada vez más la molienda autógena, la cual posee la doble ventaja doble ventaja de ahorro de reactivos de lixiviación y lixiviación y del del medio de molienda. Se usan equipos de cribado para controlar el tamaño del mineral que se obtiene, recirculando aquellas partículas de tamaño superior al adecuado.

Figura 25. Molinos de uranio. Fuente: energybulletin.net Página 48



12.2 Lixiviación La lixiviación es el proceso de disolución de los constituyentes de valor de la mena utilizando reactivos químicos apropiados. El procedimiento más utilizado con el uranio es la lixiviación con agitación, la cual puede ser ácida o alcalina. El tipo de lixiviación a utilizar está determinado fundamentalmente por el tipo de la ganga y la composición de la mena. La lixiviación con ácido sulfúrico diluido en presencia de un oxidante es el método más empleado. No obstante, el proceso alcalino puede competir en algunos casos, desde el punto de vista de la recuperación como del costo. En todos los casos, se busca emplear reactivos eficientes, económicos, de fácil disponibilidad y que no sean peligrosos desde el punto de vista sanitario o de seguridad. Las principales ventajas de la lixiviación ácida son: 

En general, se encuentran menos minerales refractarios al proceso ácido que al alcalino, y se logran recuperaciones de uranio más altas



El tamaño de partículas necesario es relativamente grande



La concentración de reactivo es bastante baja



Se logra con cierta facilidad la oxidación de uranio



El tiempo de lixiviación suele ser corto



La operación puede realizarse a temperatura ambiente



La recuperación del uranio de las soluciones se puede efectuar con facilidad con resinas de intercambio iónico o disolventes

El principal inconveniente es que requiere materiales de construcción resistentes a los ácidos. La lixiviación alcalina es adecuada en el caso de minerales no refractarios y cuando la ganga es rica en carbonatos. Sus ventajas fundamentales son: 

La solución de lixiviación solo ejerce una débil acción corrosiva



El lixiviante se puede regenerar y recircular.

Sin embargo, presenta los siguientes inconvenientes 

Necesita temperaturas altas



Es difícil realizar la oxidación



Se requieren tamaños finos de partículas



Cuando hay presentes sulfuros o yeso, aumenta radicalmente el consumo de reactivos.

Cuando la mena de Uranio es un óxido complejo, se tendrá que el método ácido resulta inevitablemente. Si la ganga es calcita o dolomita se emplea el método alcalino; pero si es pirita conviene el método ácido. En general, para las menas de Uranilo (U6+) se puede emplear tanto el método ácido como el alcalino.

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Figura 26. Tanques de lixiviación en la empresa de uranio Kennecott. Fuente: www.wma‐minelife.com

12.2.1 Lixiviación ácida En algunas plantas se han empleado como elemento lixiviante el ácido clorhídrico y el ácido nítrico, pero actualmente se usa casi exclusivamente el ácido sulfúrico. Las reacciones que tiene lugar en la lixiviación ácida son las siguientes: UO3(s) + 2H+(aq) ‐‐‐> UO22+(aq) + H2O UO22+(aq) + n SO42‐(aq) ‐‐‐> UO2(SO4)n2n‐2(aq) Como el uranio con un estado de oxidación 4+ es muy poco soluble en los líquidos de extracción ácida, es necesario un fuerte oxidante para convertir todo el uranio al estado 6+ (como en el uranilo UO22+). Para este fin es un excelente oxidante el ion férrico, que en ocasiones se obtiene por aeración a ph 5‐6 del hierro naturalmente presente en la mena. El ión férrico realiza doble función, pues también reacciona con el fosfato presente, que de otro modo precipitaría al uranio. También se podría utilizar como oxidante el dióxido de manganeso y el clorato sódico. La oxidación por medio de Fe3+ se produce según la siguiente reacción: 2 Fe3+ + UO2 ‐‐‐> 2 Fe2+ + UO22+ Si el hierro está presente en el mineral en forma de pirita, el Fe2+ se oxida a Fe3+ usando MnO2 o ClO3Na. La lixiviación puede ser dinámica o estática, según el lugar donde se realice.

12.2.1.1 Lixiviación dinámica El mineral se acopia en pilas de forma tronco‐piramidal, cuyo piso está impermeabilizado con una membrana asfáltica resistente a los ácidos y tiene una pendiente adecuada para la circulación de los líquidos que atraviesan el mineral. Cada pila alcanza una altura promedio de 3 metros y en la superficie superior, nivelada a cero, se produce el riego del mineral. El proceso de lixiviación se lleva a cabo mediante el riego del mineral junto con una solución acuosa de ácido de diversas concentraciones, de acuerdo a la antigüedad de la pila. La solución lixiviante desciende por gravedad atravesando la masa de mineral disolviendo el uranio contenido en el mismo junto con otras impurezas asociadas. Los lixiviados que salen de las pilas son conducidos por gravedad a través de canaletas hasta las cisternas colectoras, en las cuales se efectúan ajustes de acidez. Cuando el mineral de una pila se agota, lo que ocurre por lo general en 10 meses de operación, se lo saca del circuito de lixiviación, se deja escurrir y luego se procede a la Página 50



descarga del mismo, muestreando el 10% con los mismos camiones, y se traslada al acopio para residuos sólidos (colas de mineral). Una vez descargado el mineral agotado se procede a acondicionar la planchada para una nueva carga. El consumo medio de ácido sulfúrico en la lixiviación dinámica es de 40 kg por tonelada de mineral y el rendimiento medio depende de la ley del mineral, siendo de 93% para un contenido de uranio de 1000ppm y de 98% para 3000ppm. La lixiviación dinámica puede hacerse en tanques agitados o a presión. 



En tanques agitados: Son tanques de acero inoxidable revestidos de caucho y agitados mecánicamente. Su misión es la de mantener las partículas más gruesas y pesadas en suspensión para favorecer su reacción con el ácido. Se realiza en serie, a circuito abierto o en contracorriente. Para extraer satisfactoriamente uranio por lixiviación ácida diluida y a temperatura ambiente, es aconsejable usar bastante ácido, de modo que al final de la operación el pH sea aproximadamente 1.5. Normalmente, se alcanzan extracciones óptimas en dieciséis a veinticuatro horas. A presión: la lixiviación se realiza a una presión elevada (9 a 10 atm.) y a temperatura elevada (130 ‐ 150 ºC). Si el mineral contiene pirita se producen las siguientes reacciones: 2 FeS2 + H2O + 7/2 O2 ‐‐‐> Fe2(SO4)3 + H2SO4 Fe2(SO4)3 + 3 H2O ‐‐‐> Fe2O3 + 3 H2SO4 Este tratamiento produce por una parte la oxidación del Fe2+ a Fe3+ y por otra parte ácido sulfúrico (lo cual conllevará un ahorro de reactivo). El único inconveniente es su alto costo, por lo que sólo se utiliza este método cuando el mineral contiene pirita.

Cuando la lixiviación ha sido dinámica, es necesario realizar una separación sólido ‐ líquido previo a la concentración. El objetivo de la misma es la clarificación de las soluciones. (En la lixiviación estática la disolución ya sale clarificada por lo que no se precisa esta etapa). Para este proceso pueden emplearse: -

Lavado en contracorriente en espesadores Lavado en contracorriente en sistemas combinados de espesadores y ciclones Sistemas de filtrado con lavado en contracorriente

12.2.1.2 Lixiviación estática En la lixiviación ácida estática el mineral se coloca sobre una era, cuya base se impermeabiliza cubriéndola con una lámina de polietileno. La era se riega por medio de aspersores con una disolución ácida de ácido sulfúrico que, al atravesar el lecho mineral, va disolviendo el uranio accesible, recogiéndose la solución fértil en balsas. Solamente puede emplearse la lixiviación estática cuando la mineralización se encuentra en tamaños gruesos (1‐100mm), porque si se encuentra en tamaños finos la velocidad de lixiviación es demasiado pequeña. La lixiviación estática requiere inversiones y costos de operación menores que la dinámica, pero tiene el inconveniente de una peor recuperación de uranio, y la necesidad de grandes áreas de terreno.

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Figura 27. Lixiviación estática. Fuente: www.ucm.es/info/metal/transpare/Ballester/Premat12

12.2.2. Lixiviación básica El proceso es similar a la lixiviación ácida; únicamente cambia el elemento lixiviante. La lixiviación con carbonato se basa en el hecho de que el uranio hexavalante es soluble en carbonato en exceso, formando ion tricarbonatouranilo UO2(CO3)3 4‐. La reacción que tiene lugar es: UO2+ + 3 CO32‐ + 2 Na+ + H2O ‐‐‐> UO2(CO3)34‐ + 2 OH‐ + 2 Na+ Existe un equilibrio entre el ión tricarbonatouranilo y el uranato sódico insoluble, la cual es función de la concentración de iones de hidróxido: 2 UO2(CO3)34‐ + 6 OH‐ + 2 Na+ ‐‐‐> NaU2O7 + 6 CO32‐ + 3 H2O El uranio puede precipitarse así de una solución de carbonato al aumentar la concentración de iones de hidróxido. Es por ello que es muy importante controlar la concentración de estos iones, pues una acumulación de hidróxido precipitaría sales de uranio insolubles e impediría la lixiviación efectiva. Este control se consigue por adición de bicarbonato sódico o de dióxido de carbono. La concentración óptima de carbonato sódico es de 50g/litro; la lixiviación se efectúa en un recipiente a presión, a 100°C y con 2 atmósferas de presión parcial de oxígeno.

12.3 Concentración del Uranio En la concentración se busca separar de la forma más completa posible las impurezas disueltas con el uranio, consiguiendo una solución con una concentración mucho mayor. La concentración puede realizarse mediante resinas de intercambio iónico o mediante disolventes orgánicos. 12.3.1 Resinas de intercambio iónico Se suelen utilizar aminas cuaternarias, ya que poseen gran selectividad para el uranio (de entre los aniones de la disolución “atrapan” preferentemente los aniones de uranio: UO2(SO4)n2n‐2 si procede de una lixiviación ácida y UO2(CO3)34‐ si procede de una Página 52



alcalina). La fórmula química genérica de las aminas cuaternarias es: RN(CH3)3 X ‐ o más simplificada: RX, siendo X ‐ la parte que se intercambia (contraion), que puede ser Cl‐, SO42‐ o NO3‐. Las resinas que absorben el uranio más rápidamente son aquellas cuyo contraion es SO42‐.

Figura 28. Columnas de intercambio iónico en la Planta de Concentración de Uranio, Los Gigantes, Córdoba. Fuente: www.adremcorp.com

Las reacciones que tienen lugar entre la resina y el anión de uranio son: si proviene de una lixiviación ácida:

-

(2n‐2) RX + UO2(SO4)n2n‐2 ‐‐‐> R 2n‐2UO2(SO4)n+ (2n‐2)X si proviene de una lixiviación básica:

-

4 RX + UO2(CO3)34‐ ‐‐‐> R 4(UO2(CO3)3) + 4X ‐ Los equipos utilizados en este proceso se clasifican en dos tipos: 



Columnas de lecho fijo: son columnas de unos 5 m. de altura, en los cuales se coloca el lecho de 2 m de altura sobre una base de gravilla. Trabajan en serie, unas en carga y las otras en elección. Columnas pulsadas: se mantiene fluidizado el lecho de la resina, favoreciendo el permanente contacto de la resina con disolución que contiene Uranio. Después de la fijación del Uranio a la resina, se lleva a cabo un lavado con agua.

Una vez cargada la resina, es necesario eludirla: extraer el uranio absorbido en la misma. Para ello, se utilizan soluciones acidificadas de cloruro, nitrato o sulfato, tanto en el método ácido como básico. Se denominan eluyentes a las disoluciones empleadas; a la solución obtenida se la llama eluido. Si la elución está seguida por una precipitación en uranato, se usa como eluyente el NaCl, por ejemplo mediante la siguiente reacción: R 4UO2(SO4)3 + 4 NaCl ‐‐‐> 4 RCl + UO2SO4 + 2 Na2SO4 Si luego de la elusión se va a realizar una etapa de extracción con disolventes, se utiliza como eluyente el H2SO4 (proceso Eluex) R 4UO2(SO4)3 + 4 H2SO4 ‐‐‐> 4 RHSO4 + UO2(SO4)3 + 4 H+

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12.3.2 Disolventes orgánicos Los disolventes orgánicos más utilizados actualmente son: 



Fosfato de Tributilo: PO4(C4H9)3 Aminas Terciarias: R 3‐N ‐H ‐Cl ó (R 3NH2)2SO4

Los disolventes orgánicos tienen el inconveniente de que son muy viscosos, por lo que se les añade querosén (para disminuir la viscosidad) y alcohol (para mejorar la separación de fases). Los equipos empleados para la concentración mediante disolventes orgánicos son de dos tipos: 



Columnas pulsadas: en este caso, el disolvente se introduce por abajo y la pulpa por arriba, pues el disolvente es menos denso que la fase acuosa. Mezcladores y Sedimentadores: el disolvente y la disolución van en contracorriente. La pulpa y el disolvente puro se alimentan al sistema por extremos opuestos, de manera que en los primeros mezcladores se pone en contacto una pulpa que está muy cargada en uranio con disolvente poco puro. De cada mezclador la disolución pasa a un sedimentador donde se produce la separación de fases: La fase orgánica pasa al siguiente mezclador donde se mezcla con la disolución de uranio procedente del sedimentador, mientras que la fase acuosa se recicla.

El proceso de separación del uranio y el disolvente orgánico una vez obtenida la disolución orgánica cargada de uranio recibe el nombre de Reextracción. Los agentes de reextracción más empleados son NaCl, NaNO3, Na2CO3 y NH4OH. Las reacciones involucradas son: Extracción: 4 R Cl‐ + (UO2( SO4)3)4‐acuosa ‐‐‐> (R 4UO2(SO4)3)orgánico + 4 Cl‐acuosa Reextración: (R 4UO2(SO4)3)orgánico + 4 NaCl ‐‐‐‐> 4 RCl + UO2SO4 + 2 Na SO4

12.4 Precipitación La solución rica en uranio es llevada a los precipitadores, tanques agitados con calefacción indirecta por vapor, en los cuales se produce la neutralización, obteniéndose un precipitado compuesto principalmente por diuranato de amonio. El precipitado obtenido se somete a un lavado y después a filtración de manera que el producto filtrado no contenga más del 50 % en agua. Cuando la lixiviación es ácida, prácticamente todas las bases se pueden emplear para la precipitación del Uranio. No obstante, las más utilizadas son: MgO, NH4OH, NaOH. 2 UO2SO4 + 6 NH4OH ‐‐‐> (NH4)2U2O7 + 2 NH4SO4 + 3 H2O En el método alcalino la base que más se utiliza es NaOH.

12.5 Secado y Envasado La pulpa de diuranato de amonio se concentra en sólido por sucesivas decantaciones y extracción de agua. Luego, pasa por una máquina centrífuga de separación sólido‐líquido que concentra la pulpa hasta un 40% de sólido. Página 54



La pulpa centrifugada se lleva a una tolva, de la cual se descarga el concentrado en forma de copos a una banda de acero inoxidable que lo transporta a través del horno, donde se calienta hasta una temperatura máxima de 800°C. El horno de secado, además de la banda transportadora, está compuesto por baterías eléctricas y ventiladores centrífugos que producen una circulación forzada de aire en su interior a fin de producir la evaporación del agua excedente de la pulpa. El concentrado de uranio que sale del horno, que contiene de un 3 a 5% de humedad, cae en una tolva donde se muele el mismo a tamaños menores a 6 mm y de allí se descarga en el tambor de envasado. Este producto final se suele llamar torta amarilla o yellow cake, por su color y textura característicos. Dentro de los componentes característicos de este producto se incluyen: diuranato de amonio, hidróxido de uranilo, peróxido de uranilo y otros óxidos de uranio. Las tortas amarillas que se producen actualmente tienen entre 70 y 90% de trióxido de uranio U3O8.

Figura 29. Yellow Cake. Fuente: http://energybulletin.net

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13. OBTENCIÓN DE DIÓXIDO DE URANIO Existen varias técnicas para obtener polvo de dióxido de uranio (UO2), utilizado como punto de partida en el proceso de preparación del combustible nuclear. Puede requerirse dióxido de uranio enriquecido o sin enriquecer, dependiendo del tipo de reactor que alimentará dicho combustible. El uranio enriquecido se obtiene del uranio natural con sólo aumentar la proporción de átomos de U‐235 (isótopo fisible del uranio), pasando de un 0,71% a un valor superior al 1%

13.1 Sin enriquecimiento Antes de realizar la conversión del concentrado, es necesario someterlo a una purificación, a fin de eliminar ciertos elementos que actúan como absorbentes neutrónicos y que no interesan en el combustible (como boro y cadmio). Además, es necesario eliminar otros elementos que pueden producir corrosión (como cloruros y fluoruros)

Figura 30. Proceso de obtención de UO2. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

El proceso consta de varias etapas: 





Disolución: El concentrado de uranio es puesto en solución por acción del ácido nítrico, obteniéndose una solución de nitrato de uranilo impurificado ((NO3)2UO2). Esta operación se realiza en cubas de acero inoxidable agitadas, durante una hora y a temperaturas de 120‐130°C. Filtración: Se eliminan los elementos insolubles de la disolución (como silicio y fosfatos) Extracción y reextracción: Para obtener la pureza nuclear adecuada, se recurre a la extracción con disolventes. El disolvente más utilizado es el fosfato de tributilo Página 56



(FTB) mezclado con querosén y alcohol. Luego, se procede a la reextracción con agua, obteniéndose nitrato de uranilo nuclearmente puro.

Figura 31. Extracción y reextracción para purificar nitrato de uranilo. Fuente: web.ead.anl.gov/uranium/ 

Transformación en trióxido de uranio: Puede realizarse de dos formas -

Por precipitación de una sal de amonio y posterior calcinación. 2 ( NO3)2 UO2 + 6 NH4OH ‐‐‐‐> (NH4)U2O7 (sólido) + 4 NH4NO3 + 3 H2O Calcinación: (450°C): (NH4)U2O7 ‐‐‐‐> 2 UO3 (sólido) + 2 NH3 + H2O

-

Descomposición térmica: Se concentra el nitrato de uranilo en un evaporador y luego de descompone en un lecho fluidizado a 300°C (NO3)2UO2 ‐‐‐‐> UO3 (sólido ) + H2O + NO2



Reducción a UO2: Se produce una reacción en lecho fluidizado a 590°C: UO3 (sólido ) + H2 (gas) ‐‐‐‐> UO2 ( sólido ) + H2O Finalmente, se mezclan en un homogeneizador las distintas cargas de polvo producidas en el horno para conformar el lote de dióxido de uranio.

13.2 Con enriquecimiento El uranio natural está compuesto principalmente por 3 isótopos en las siguientes proporciones: U‐234 (0,0085%) U‐235 (0,71%) y U‐238 (99,28%). Puesto que el único isótopo fisible es el U‐235 se desea aumentar la proporción del mismo. Como se mencionó anteriormente, el enriquecimiento consta básicamente en aumentar la proporción de U‐235 en el uranio. El grado de enriquecimiento depende del uso que se le dará al mismo. El uranio altamente enriquecido (más de 20% de U235) es usado principalmente en la producción de armas nucleares (con un 85% o más de U23) y en la Página 57



propulsión nuclear marina (donde su concentración es por lo menos del 50%). El uranio de bajo enriquecimiento (menos de 20% de U235) se usa principalmente en los reactores de agua liviana. En los reactores más extendidos mundialmente, el uranio está enriquecido del 3% al 5%. Los isótopos U‐235 y U‐238 son químicamente idénticos, pero difieren en sus propiedades físicas, particularmente en sus masas. El núcleo de un átomo de U‐235 contiene 92 protones y 143 neutrones, mientras que el de U‐238 tiene 92 protones y 146 neutrones (3 más que el U‐235). La diferencia en las masas permite la separación de los isótopos y permite el enriquecimiento del uranio. La separación es muy compleja debido a las masas tan similares que poseen; no obstante, se han desarrollado varios métodos para el enriquecimiento isotópico. Todos los procesos tienen en común que emplean el único compuesto gaseoso estable a temperatura cercana a la ambiente: hexafluoruro de uranio UF6. El mismo se obtiene a partir del UO2, mediante las siguientes reacciones en lecho fluidizado a 500°C. UO2 + 4 HF ‐‐‐‐> UF4 + 2 H2O UF4 + F2 ‐‐‐‐> UF6 Posteriormente, se filtra el gas para eliminar las partículas sólidas que pudiera haber arrastrado, y luego se condensa para envasarlo. A la temperatura de trabajo, el UF6 es gaseoso, haciéndolo adecuado para el proceso de enriquecimiento. Para una presión y temperatura menor, el UF6 puede ser condensado. El líquido es colocado dentro de barriles diseñados especialmente para su traslado, con una fuerte protección del material transportado, y que pesa alrededor de 15 toneladas lleno. Dentro del cilindro, el UF6 se enfría y solidifica para convertirse en un sólido blanco y cristalino. La solidificación se produce a temperaturas inferiores a 57°C (a presión atmosférica). Esta característica hace a dicho compuesto óptimo para el traslado a la planta de enriquecimiento. Durante el almacenamiento y transporte, el material se encuentra en forma sólida. La cantidad de UF6 que se carga en dichos cilindros está limitada, de forma tal de evitar la ruptura al calentarse y variar su densidad.

Figura 32. Barril de transporte de UF6. Fuente: energybulletin.net/node/15345

La capacidad o potencia de separación de un procedimiento de separación isotópica viene dada por el caudal de uranio enriquecido y por el grado de enriquecimiento. Esta capacidad de separación es proporcional a la potencia real necesaria para efectuar la separación.

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Dentro de los diversos métodos de separación isotópica, se encuentran: difusión gaseosa, centrifugación, métodos químicos, métodos electromagnéticos, métodos aerodinámicos y separación por láser. La difusión gaseosa ha sido utilizada por mucho tiempo, aunque en los últimos años ha quedado obsoleta ante la tecnología de centrifugación. Por otro lado, los métodos químicos, electromagnéticos, aerodinámicos y por láser están poco difundidos, y funcionan únicamente a nivel de plantas piloto. El siguiente gráfico muestra las capacidades de enriquecimiento de los países que cuentan con plantas de enriquecimiento para los dos métodos más utilizados: difusión gaseosa y centrifugación. La unidad utilizada en la comparación es tSWU: tonelada de Separate Work Unit, que mide la cantidad de trabajo de separación (indicativa de la energía usada en el enriquecimiento) en la que la materia prima, los residuos, y la cantidad de producto están expresados en toneladas.

Gráfico 33. Capacidades de enriquecimiento. Fuente: www.energyscience.org.au/FS07%20Enrichment.pdf

El número de unidades de trabajo separativo proporcionado por un equipo de enriquecimiento es directamente proporcional a la cantidad de energía que el equipo consume. Las plantas modernas de difusión gaseosa normalmente requieren de 2.400 a 2.500 kWh de electricidad por SWU, mientras que las plantas de centrifugación sólo precisan de 50 a 60 kWh por SWU. Argentina posee una Planta de Enriquecimiento en el Complejo Pilcaniyeu, a 60 km. de la localidad de Bariloche. Esta planta alimenta los reactores de investigación, que utilizan como combustible uranio enriquecido, y además se enriquece levemente el uranio utilizado en las centrales nucleares de generación de energía, mejorando sensiblemente el rendimiento de las mismas. Dentro de dicha planta, se convierte el UO2 a UF6, y luego mediante difusión gaseosa, se enriquece el uranio.

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13.2.1 Difusión gaseosa El método fue desarrollado en un principio por EE.UU., y luego fue ampliamente difundido a Rusia, Inglaterra, Francia, China y Argentina. Hoy en día, ha quedado relegado frente a la centrifugación: sólo Francia, Estados Unidos y China lo usan. El principio de funcionamiento por difusión gaseosa se basa en el hecho de que las moléculas de gases con distinto peso molecular experimentan difusiones distintas al pasar a través de una membrana porosa (barrera). Se fuerza el gas de UF6 a presión a pasar a través de una serie de barreras. Como las moléculas de U‐235 son más livianas que las de U‐238, se moverán más rápido y tienen más probabilidad de pasar antes los poros de la membrana. Por lo tanto, el UF6 que difunde rápido a través de la barrera está levemente enriquecido, mientras que el que pasa luego está empobrecido. Como el factor de separación en una sola etapa es pequeño, la separación se realiza en varias etapas para lograr el enriquecimiento deseado (método de cascada). Se suelen utilizar compresores entre las diferentes etapas para mantener elevada la presión, junto con intercambiadores de calor para extraer el calor adicional generado. El gas debe ser procesado a través de alrededor de 1400 etapas para obtener un producto con una concentración de 3% a 4% de U‐235.

Figura 34. Difusión gaseosa. Fuente: www.nrc.gov/materials/fuel‐cycle‐fac/ur‐enrichment

13.2.2 Centrifugación El método fue descubierto en 1940 pero fue recién desarrollado en 1960, y es considerado como la segunda generación de tecnología de enriquecimiento (luego de la difusión gaseosa). Actualmente, Rusia, Inglaterra, Alemania, Holanda y EE.UU. tienen plantas con esta tecnología. China, Japón, Brasil, India, Irán y Pakistán operan con pequeñas plantas de centrifugación. El enriquecimiento por centrifugación consiste en centrifugar el gas de HF6, el cual contiene distintas especies moleculares. Para ello se utilizan un gran número de cilindros en serie dispuestos en forma paralela. Cada uno contiene un rotor de 3 a 5 m de largo y 20 cm de diámetro, que gira a elevadas revoluciones (50.000 a 70.000 rpm). La fuerza centrífuga producirá una separación parcial, desplazándose las moléculas de mayor peso

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(U‐238) hacia la periferia y tendiendo las más livianas (U‐235) a permanecer en la zona central. El gas con muy poco porcentaje de U‐235 que se extrae de la periferia se reintroduce en la etapa previa, mientras que el gas enriquecido que se extrae de la zona central se introduce en la siguiente etapa. A pesar de que la capacidad de un solo centrifugador es mucho menor que una etapa de la difusión gaseosa, su capacidad de separar isótopos es mucho mayor. El factor de separación depende en este caso de la diferencia de masas entre las moléculas isotópicas, mientras que en la difusión gaseosa el factor determinante es la raíz cuadrada del cociente de dichas masas. Dado que para el uranio la diferencia es de 3 unidades, esto debería contribuir a que fuera un método muy efectivo. De hecho, se pueden utilizar sólo entre 10 y 20 etapas, en contraste de los cientos usados en la difusión gaseosa. Sin embargo, las posibilidades están limitadas por el límite de velocidad impuesto por la resistencia mecánica del material que constituye el interior del tambor centrífugo, y por el límite de longitud debido a la aparición de velocidades críticas.

Figura 35. Planta de centrifugación en Piketon, Ohio. Fuente: es.wikipedia.org

Figura 36. Proceso de centrifugación. Fuente: www.nrc.gov/reading‐rm/doc‐collections/fact‐sheets/enrichment Página 61



13.2.3 Separación por láser Constituye el foco de estudio de los últimos tiempos. Algunos lo consideran la tercera generación de tecnología de enriquecimiento, prometiendo menores necesidades energéticas, menores costos y menor producción de material empobrecido. Sin embargo, todavía no está desarrollado para su uso industrial. El método consiste en el empleo de un haz luminoso altamente monocromático para excitar el isótopo cuya concentración se desea (U‐235). Dado que los isótopos presentan pequeñas diferencias en sus configuraciones electrónicas, absorben luz de diferente longitud de onda, y por consiguiente, de diferente energía. Una vez excitados los átomos de U‐235, se hace pasar los átomos a través de un campo magnético o eléctrico, el cual desvía los átomos excitados, que luego son recolectados. Algunas ventajas de este método son el bajo consumo de potencia y capital, simplicidad y practicidad, y posibilidad de enriquecer en una sola etapa.

Figura 37. Separación por láser. Fuente: www.llnl.gov/str/Hargrove.html

13.2.4 Método Electromagnético Fue desarrollado en 1940 para producir uranio altamente enriquecido en la bomba de Hiroshima, pero luego fue abandonado. Sin embargo, reapareció en la década del 90 como el principal método usado por Iraq para producir uranio enriquecido para armas nucleares. Básicamente, los principios son los mismos que los de un espectrómetro de masas. Iones de U‐235y U‐238 son separados por la diferencia en los radios de los arcos que describen cuando se mueven a través de un arco magnético. En la Figura, se representa con bolas azules el U‐235 y con bolas claras el U‐238, y se observa la diferencia de dirección provocada por el campo magnético.

Figura 38. Separación electromagnética. Fuente: en.wikipedia.org Página 62



13.2.5 Métodos Aerodinámicos El principio de funcionamiento es similar al método por centrifugación. La fuerza centrífuga se obtiene mediante una tobera, la cual impulsa un chorro a alta velocidad de una mezcla de UF6 al 4% de hidrógeno. Debido al exceso de hidrógeno se obtiene una velocidad de flujo más alta y mayor fuerza centrífuga, y por consiguiente, una mayor separación. Además, se evitan los problemas mecánicos de las máquinas girando a velocidades elevadas.

Figura 39. Separación por tobera. Fuente: en.wikipedia.org

13.2.6 Métodos Químicos La separación se lleva a cabo mediante resinas sintéticas intercambiadoras de iones y uranio en forma de U4+ o U6+. Se explota una leve diferencia en la propensión de los isótopos de cambiar de valencia, utilizando fases acuosas y orgánicas inmiscibles.

13.3 Reconversión Finalmente, es necesario transformar el UF6 enriquecido a UO2 para poder ser utilizado como combustible en los reactores. Existen varios procesos de reconversión, pero en el más utilizado se denomina ADU (diuranato de amonio). Se hace reaccionar el UF6 con agua y amoníaco para producir cristales de diuranato de amonio, que después de filtrarse se calcina en una atmósfera de hidrógeno para obtener UO2

13.4 Uranio empobrecido En todas las plantas de enriquecimiento se obtiene un producto enriquecido en átomos de U‐235 con un contenido en átomos de este tipo superior al del uranio natural, y un producto empobrecido (colas) con un contenido de U‐235 inferior al del uranio natural. El uranio empobrecido se considera un residuo del enriquecimiento, y su composición depende del grado de enriquecimiento, siendo los valores típicos: 99,8% de U‐238, 0,2% de U‐235 y 0,001% de U‐234. La mayor parte del uranio empobrecido se almacena en forma de HF6 en cilindros de acero de 13 toneladas de capacidad que se almacenan cerca de las plantas de enriquecimiento.

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El uranio empobrecido se usa en aplicaciones en las que su combinación de alta densidad, propiedades mecánicas relativamente buenas y disponibilidad, le dan una ventaja sobre de otros materiales. Se destacan los siguientes usos: 



Aplicaciones militares: munición antiblindaje (junto con titanio, forman la aleación Sataballoy), forros de carga de forma y lentes de penetrador formado explosivamente, blindajes de carros de combate Aplicaciones comerciales: estabilizadores para aviones, satélites artificiales y buques; contrapesos; blindajes para las fuentes radiactivas; volantes y barras de perforación.

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14. FABRICACIÓN DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES El ciclo del combustible nuclear se resume en el siguiente diagrama:

Figura 40. Ciclo del combustible nuclear. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

Los primeros pasos, desde la extracción del uranio hasta la obtención del polvo de dióxido de uranio fueron explicados en apartados anteriores. Finalmente, se debe fabricar el elemento combustible, utilizando como materia prima el polvo de UO2, el cual puede estar enriquecido o no. A diferencia de los combustibles fósiles, el uranio debe encapsularse antes de poder usarse como combustible. La principal razón es que es de vital importancia que los productos de fisión queden confinados dentro de un contenedor. Argentina posee una fábrica de elementos combustibles: “Combustibles Nucleares Argentina” (CONUAR), situada en el Centro Atómico Ezeiza, la cual está preparada para producir el combustible que requieren las centrales nucleares argentinas. La siguiente figura muestra un diagrama de flujo de los procesos desarrollados en CONUAR.

Figura 41. Procesos desarrollados en CONUAR. Fuente: caebis.cnea.gov.ar Página 65



14.1 Fabricación de pastillas Las pastillas constan de un pequeño cilindro, con diámetro entre 8 y 12 mm y de una altura que generalmente excede ligeramente al diámetro. Los extremos de las pastillas son cóncavos.

Figura 42. Pastillas de uranio. Fuente: www.enusa.es/pub/comunicacion/album_nuclear

Existen varias técnicas para la fabricación de pastillas, pero las mismas difieren sólo en detalles. En rasgos generales, el polvo de UO2 se prensa, convirtiéndolo en un cuerpo de forma cilíndrica y consistencia definida. Luego, se realiza un sinterizado con el objetivo de reducir el contenido de oxígeno y fluoruro. Dicho proceso se realiza en un horno a temperaturas cercanas a los 1700°C con atmósfera de hidrógeno, obteniéndose metalográficamente un cerámico de alta densidad (del orden de 10 gr/cm3). Después del sinterizado, las pastillas se pulen en sus paredes cilíndricas para obtener las especificaciones de tamaño.

14.2 Fabricación de barras de combustible Las pastillas de UO2 se encamisan en una funda metálica, compuesta generalmente por una aleación de circonio, que, además de tener una baja sección transversal para absorción de neutrones, tiene estabilidad mecánica y propiedades adecuadas de transferencia de calor.

Figura 43. Barras de combustible. Fuente: www.enusa.es/pub/comunicacion/album_nuclear.html

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El proceso se inicia con la soldadura de una tapa en uno de los extremos del tubo, previamente cortado a la longitud apropiada. Luego, se rellenan los tubos con pastillas de UO2. Una vez llenado, las pastillas se secan con calor, con el objetivo de quitar la humedad residual hasta donde sea posible. Los espacios que quedan entre la pared interior del tuvo y la pastilla, y los espacios entre pastillas, se llenan con helio, antes de colocar un resorte que mantiene unidas las pastillas. Finalmente, se suelda la segunda tapa.

14.3 Ensamble del Elemento Combustible La configuración final del elemento combustible dependerá del tipo de reactor, debiéndose determinar: la geometría del elemento combustible, el número de barras, número de separadores elásticos, longitud y diámetro. El elemento contiene un esqueleto sobre el que se ensamblan las barras de combustible.

Figura 44. Montaje de elementos combustible. Fuente: www.enusa.es/pub/comunicacion/album_nuclear

El reactor nuclear de Atucha I trabaja con 252 elementos combustibles de 37 barras cada uno (36 barras de combustible y una estructural) de 5300 mm de longitud y 11,9 mm de diámetro exterior. Cada elemento combustible contiene 152 Kg. de uranio natural.

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15. RESIDUOS RADIACTIVOS El proceso de obtención de uranio involucra residuos radiactivos, denominados colas del uranio. Estas se producen tanto en los procesos relacionados a la minería, como también en la fabricación de los concentrados de uranio. Contiene un pequeño porcentaje de uranio y toda la ganga que ha sido separada a lo largo de los procesos. Los residuos de baja y media actividad y período corto son aquellos que contienen material radiactivo con período de semidesintegración menor a 30 años y con una radiactividad baja o media. En caso contrario, se trata de un residuo de alta actividad y período largo. Estos últimos deben controlarse durante centenas de años, lo que constituye un gran desafío tecnológico. La mayor cantidad de residuos (alrededor del 90%) corresponden a los de baja y media actividad. Los residuos de alta actividad son los resultados del reprocesamiento de los combustibles nucleares y desmantelamiento de reactores e instalaciones nucleares. En la mayoría de los complejos, por tonelada de uranio se generan 3.700 litros de residuos líquidos y cien veces el peso del material obtenido en residuos de radio. Las colas poseen elementos contaminantes, tales como Uranio, Radio, Radón, Cromo, Vanadio Molibdeno, Cobre, Níquel, Cobalto, Hierro y otros químicos del proceso. A diferencia de los residuos de otras operaciones industriales, los residuos nucleares no pueden arrojarse al suelo, al mar o a la atmósfera, porque podrían aumentar la radiactividad ambiental por encima de los límites permitidos. Es necesario guardarlos en un lugar seguro hasta que su nivel de actividad decaiga hasta un nivel aceptable. Usualmente, se transporta las colas hasta un lugar especialmente preparado y se las almacena en montañas, que contienen millones de toneladas de material sólido. La inadecuada gestión de estos residuos produce un impacto de alto riesgo. 

Emisión de radiación gamma



Emisión de gas radón (altamente radiactivo)



Alteración del paisaje



Contaminación de aguas superficiales y subterráneas



Partículas arrastradas por el aire

Por todo lo mencionado, se deben desarrollar proyectos en todos aquellos sitios en los cuales se han desarrollado actividades relacionadas al uranio, con el fin de restituir el ambiente. Para ello se determinan, en primer lugar, las características del problema en cada sitio mediante los estudios necesarios que identifiquen los impactos producidos y potenciales, las vías posibles de contaminación, los elementos presentes, etc. Posteriormente se desarrollan, sobre la base de técnicas nacional e internacionalmente aceptadas, las posibles soluciones para la gestión de las colas y la restitución en cada sitio específico. Se suelen utilizar planes de monitoreo de colas, que incluyen: Muestreos y análisis en aguas, sólidos y vegetales; Control de gestión de residuos radiactivos; Control de neutralización y gestión de efluentes líquidos; Control de cumplimiento de las normas vigentes para el transporte, uso y gestión de materiales radiactivos. En algunos casos, se realiza un encapsulado de los residuos, en el cual se utilizan diversos materiales con la finalidad de aislar el suelo sobre el que se apoyan los residuos y cubrir los mismos para evitar la emanación de radón y radiación gamma, minimizar la infiltración de precipitaciones y así proveer una barrera contra la contaminación ambiental. Página 68



Figura 45. Encapsulamiento de las colas. Fuente: www.cnea.gov.ar

El siguiente mapa muestra las regiones de Argentina donde deben gestionarse los residuos radiactivos, las cuales corresponden principalmente a lugares donde alguna vez funcionó un complejo minero fabril o una planta de concentración de uranio.

Figura 46. Colas de uranio en Argentina. Fuente: www.cnea.gov.ar

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16. APLICACIONES TECNOLÓGICAS DE MINERALES RADIACTIVOS Habiéndonos referido anteriormente a la exploración y los yacimientos en nuestro país, y a los procesos de transformación de los minerales radiactivos, en este apartado nos remitiremos a sus usos más comunes en la vida cotidiana. El campo de aplicación de los mismos es muy vasto, en tanto que no hay prácticamente rama industrial o científica en la que no se empleen radioisótopos. En este trabajo, nos concentraremos en sus aplicaciones más importantes: energéticas, bélicas, industriales, medicinales y sanitarias.

16.1 USOS ENERGÉTICOS El principal uso de los minerales radiactivos en la actualidad, en especial el uranio, es la producción de energía en reactores nucleares. En estas instalaciones, la energía nuclear liberada a partir de la fisión de este “combustible nuclear” se transforma en última instancia en energía eléctrica. Actualmente, la energía nuclear es una de las tres principales fuentes de energía eléctrica, junto con la hidráulica y la térmica. La primera de estas es producida por el aprovechamiento de las caídas de agua; depende del régimen de precipitaciones, por lo que un país no puede vivir a cuenta totalmente de ella. La segunda es producida al quemar combustibles fósiles y es la energía por excelencia desde la invención de la máquina de vapor, aunque consume recursos no renovables y contribuye al efecto invernadero. La energía nuclear, por su parte, es limpia, confiable en el suministro y no contaminante, aunque produce residuos que tardan muchos años en perder su actividad.

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Tabla 47. Energía eléctrica generada en el país por tipo. Fuente: Ministerio de Planificación Federal, Inversión Pública y Servicios. Secretaría de Energía. Dirección Nacional de Prospectiva

Se observa del cuadro anterior que la energía nucleoeléctrica representa menos del 10% del total de la electricidad del sistema interconectado nacional. En muchos países de Europa, por el contrario, este valor asciende a más del 40%, siendo los principales Lituania, Francia y Bélgica. COUNTRY (Click name for Country Profile)

NUCLEAR ELECTRICITY GENERATION 2008

billion kWh

REACTORS OPERABLE

REACTORS UNDER CONSTRUCTION

REACTORS PLANNED

REACTORS PROPOSED

1 Oct 2009

1 Oct 2009

Oct 2009

Oct 2009

URANIUM REQUIRED 2009 tonnes

%e

No.

MWe

No.

MWe

No.

MWe

No.

MWe

U

Argentina

6.8

6.2

2

935

1

692

1

740

1

740

122

Armenia

2.3

39.4

1

376

0

0

0

0

1

1000

51

Belgium

43.4

53.8

7

5728

0

0

0

0

0

0

1002

Brazil

14.0

3.1

2

1901

0

0

1

1245

4

4000

308

14.7

32.9

2

1906

0

0

2

1900

0

0

260

88.6

14.8

18

12652

2

1500

4

4400

3

3800

1670

65.3

2.2

11

8587

17

17540

34

36380

90

79000

2010

22.0

29.7

4

2696

1

1600

0

0

1

1000

446

418.3

76.2

59

63473

1

1630

1

1630

1

1630

10569

140.9

28.3

17

20339

0

0

0

0

0

0

3398

240.5

24.9

53

46236

2

2285

13

17915

1

1300

8388

144.3

35.6

20

17716

6

6700

6

8190

0

0

3444

9.1

72.9

1

1185

0

0

0

0

2

3400

0

152.1

16.9

31

21743

9

7130

7

8000

36680

3537

15.5

56.4

4

1760

2

840

0

0

1

1200

251

56.4

18.3

8

7448

0

0

0

0

0

0

1383

61.3

42.0

10

9399

0

0

0

0

0

0

1395

26.3

39.2

5

3237

0

0

0

0

3

4000

531

84.3

47.4

15

13168

0

0

2

1900

20

27000

1977

52.5

13.5

19

11035

0

0

4

6400

4

6000

2059

809.0

19.7

104

101119

1

1180

11

13800

25000

18867

2601

15

436

372,900

52

47,888

135

148,825

303,405

65,405

Bulgaria Canada China Finland France Germany Japan Korea RO (South) Lithuania Russia Slovakia Spain Sweden Switzerland Ukraine United

37

Kingdom USA WORLD**

19 295

Tabla 48. Reactores nucleares en principales países. Fuente: www.world‐nuclear.org/info/reactors

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En la tabla anterior figuran los datos sobre la generación eléctrica en los principales países productores de energía nuclear. En el caso argentino, vemos la potencia generada por los dos reactores en funcionamiento y la que tendrá el “reactor planeado” (Atucha II). Para poder explicar el funcionamiento de los reactores nucleares y sus aplicaciones, se debe entender qué son la fisión y la fusión.

16.1.1 Fisión nuclear Los núcleos pesados (con número másico cercano a 200) son inestables y se encuentran menos unidos que los de elementos intermedios (A próximo a 60), por lo que tienden naturalmente a partirse en dos núcleos más livianos mediante una reacción llamada “fisión espontánea”. Sin embargo, existe un efecto de “barrera” que impide este suceso, en forma análoga a la tensión superficial que impide que se derrame agua de un vaso; de manera que se necesita una perturbación para desencadenarlo. Al chocar un neutrón o un fotón gamma el núcleo, se vence la barrera y el núcleo fisiona, produciéndose radiaciones y liberándose energía. Cuando esto sucede con un núcleo de uranio 235, éste se parte en dos “fragmentos de fisión”, que son isótopos radiactivos. Se emite además una radiación beta (β) y gamma ( γ), se liberan neutrones y neutrinos. En el instante de la fisión se libera una importante cantidad de energía, que se distribuye entre los neutrinos, la radiación beta y la radiación gamma, la energía cinética de los neutrones y, principalmente (más de un 80%), la energía cinética de los fragmentos de fisión. Esta energía nuclear es alrededor de 20.000.000 de veces más grande que la energía química proveniente de la unión de un átomo de carbono con dos átomos de oxígeno en la combustión del carbón. Es así que la fisión de 1 Kg. de uranio 235 produce tanta energía como el quemado de 600 Tn. de carbón mineral o petróleo. El hecho que en una reacción de fisión se produzcan neutrones es lo que permite la aplicación tecnológica de este proceso: con un neutrón se induce la fisión, se produce energía y se recupera el neutrón para utilizarlo en una nueva fisión. Este es el campo de trabajo de la Ingeniería Nuclear. La capacidad de fisión de los núcleos se mide a través de la “sección eficaz”, que depende de la energía de los neutrones que interactúan con dichos núcleos. A medida que esa energía disminuye, la sección eficaz aumenta y por lo tanto, la capacidad de fisión. Es por ello que se busca en los reactores desacelerar a los neutrones, ya que así aumenta la probabilidad de fisión. Por lo tanto, se distinguen los núcleos “fisionables”, como U‐ 235,U‐233 y Pu‐239, que pueden sufrir reacciones de fisión con neutrones de cualquier energía, de los “fértiles”, como el U‐238 y Pu‐240, que solo fisionan con neutrones de muy alta energía (la sección eficaz del U238 para neutrones lentos es prácticamente cero). Estos últimos pueden producir núcleos fisionables mediante reacciones de captura neutrónica, como veremos mas adelante.

16.1.2 Fusión nuclear El proceso de fusión está controlado por dos clases de fuerzas, la eléctrica y la nuclear. La fuerza eléctrica hace que los núcleos, con carga positiva, se repelan, y actúa hasta grandes distancias. La fuerza nuclear actúa a distancias extremadamente cortas y hace que los núcleos se fusionen. Por lo tanto, para que ocurra la fusión es necesario que se acerquen hasta distancias extremadamente pequeñas, de modo que la fuerza nuclear venza la repulsión eléctrica. Se busca que choquen a alta velocidad, y para ello, se

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calienta una mezcla de, por ejemplo, deuterio y tritio (isótopos del hidrógeno), o se emplean aceleradores de partículas. Para que el deuterio y el tritio comiencen a fusionarse en cantidades significativas se requieren temperaturas superiores a los 10 millones de grados centígrados. A estas temperaturas los átomos chocan con tanta fuerza que se rompen, separándose el núcleo (positivo) de los electrones (negativos). Una mezcla de partículas con carga eléctrica positiva y negativa en cantidades aproximadamente iguales se conoce como plasma, que constituye el cuarto estado de la materia

Figura 49. Plasma. Fuente: www.cnea.gov.ar

Los plasmas aparecen en pequeñas cantidades en tubos fluorescentes, carteles luminosos o en un arco eléctrico, en los que la velocidad de las partículas es menor a la requerida para que ocurra fusión. El Sol es un gran reactor nuclear natural donde la fusión se mantiene permanentemente y se libera una enorme cantidad de energía, que llega a la Tierra principalmente como radiación electromagnética. Más adelante nos referiremos brevemente a las perspectivas para el futuro en el desarrollo de reactores de fusión.

16.1.3 Reactores nucleares Como su nombre lo indica, se definen como el lugar donde se producen reacciones en los núcleos de los átomos. A partir de ellas, se puede obtener energía como principal objetivo, o partículas nucleares. En el primer caso, a las instalaciones se las denomina “reactores de potencia” y en el segundo, “reactores de investigación”. En este apartado trataremos los reactores de potencia; en la sección de radioisotopía y aplicaciones derivadas, abordaremos los de investigación. Los reactores de potencia generan energía nuclear, que en la mayoría de los casos se transforma en energía eléctrica. Un reactor típico calienta agua a partir de las reacciones de fisión en cadena, luego el agua a presión genera vapor y éste último mueve una turbina que hace girar el rotor de un generador eléctrico, produciendo electricidad. De esta manera, el principio de generación eléctrica de una central nuclear, al igual que los otros dos tipos de energía de base mencionados, es el movimiento de turbinas a partir de una fuerza externa: el agua en las plantas hidroeléctricas y el vapor en las nucleares y térmicas. La diferencia principal está en la forma de generar ese vapor, ya que mientras las térmicas usan carbón, fuel‐oil, gas o petróleo para calentar calderas de agua que producen el vapor, las nucleares utilizan combustibles fisionables para proveer el calor necesario. Vimos que hay núcleos que al ser chocados por neutrones se parten, liberando energía principalmente cinética en los fragmentos de fisión. Los elementos que tienen esta propiedad son el uranio y el plutonio, que por ello se utilizan como combustibles en los Página 73



reactores. De los isótopos del uranio, el que tiene mejores propiedades para la fisión es el U235. Para que se produzca la fisión, necesita un núcleo de uranio 235, por ejemplo, y un neutrón a muy baja velocidad.

Figura 50. Fisión nuclear

Cada fisión da lugar a más neutrones y por lo tanto nuevas fisiones (reacción en cadena), liberando gran cantidad de energía. Por otro lado, se busca frenar cada uno de estos neutrones para aumentar la probabilidad de choque con otros núcleos, con protones, que tienen prácticamente el mismo tamaño y se encuentran en “reposo” en los núcleos de los átomos de los materiales. Un elemento con un solo protón es el hidrógeno, y al haber mucho hidrógeno en equilibrio en el agua, es esta última utilizada para frenar o moderar los neutrones (“moderador”). Además, el empleo de agua en lugar de grafito, moderador de algunos modelos de reactores soviéticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo de incendio. En general se usan elementos de bajo peso atómico y pequeña sección transversal de absorción, como el berilio (con excelentes propiedades pero costo muy alto), el agua natural o el agua pesada. El agua pesada es una molécula que no se compone de dos átomos de hidrógeno y uno de oxígeno, sino de dos átomos de deuterio y uno de oxígeno. El deuterio es un isótopo del hidrógeno que cuenta con un protón y un neutrón en su núcleo, por lo que es más “pesado”. Mientras que una molécula de agua liviana tiene 18 nucleones (16 de oxígeno y 2 de los hidrógenos), el agua pesada (D20) tiene 20 nucleones (con 4 de los hidrógenos). Otro aspecto muy importante es la cantidad de energía liberada, que se asocia a la cantidad de fisiones y por lo tanto a la cantidad de neutrones. Lo que se busca es que de cada fisión se libere un neutrón, así se obtiene una cantidad de energía controlable, de lo contrario se produciría una reacción en cadena cada vez más exoenergética como sucede con las bombas nucleares, que provocaría daños en el reactor. Se usan materiales absorbedores de neutrones para este fin (alta sección eficaz), principalmente cadmio, indio, litio, plata, hafnio, etc. Se denominan “barras de control y seguridad”. Los demás materiales que componen el reactor, tanto el agua, el acero estructural como el uranio 238, absorben neutrones con distinta eficiencia, de manera que hay que lograr que en su conjunto brinden la “economía de neutrones” exacta para mantener al reactor estable. Para ello, se mueven las barras entrando más o menos en el núcleo del reactor según cuanto se las necesite. El núcleo del reactor de Atucha I, por ejemplo, cuenta con 29 barras de control y se necesitan solo 3 para detener el proceso en el acto. En caso de Página 74



recalentamiento y de ser necesaria la detención inmediata del reactor, se puede introducir ácido bórico en el núcleo que cumple la misma función que las barras de control.

Figura 51. Barras de control de hafnio en Atucha I. Fuente: www.cnea.gov

Un elemento esencial en los reactores es el “refrigerante”, encargado de evacuar la energía liberada por el núcleo, constituido por los elementos combustibles. El refrigerante debe ser anticorrosivo, tener una gran capacidad calorífica y no debe absorber neutrones. Usualmente se utilizan gases como el anhídrido carbónico y el helio, o líquidos, como el agua pesada o liviana, que tienen menor transferencia de calor pero son más económicos; incluso se pueden usar compuestos orgánicos y metales líquidos como el sodio, el litio, y una aleación de sodio‐potasio. El agua empleada de este modo puede pasar a vapor (como en los reactores BWR), o permanecer en estado líquido y calentar un circuito secundario donde se produce el vapor que va a la turbina. Por lo general se elige esta última opción para que no sea el refrigerante en contacto con elementos radiactivos el que pase por la turbina. La transferencia de calor del circuito primario al secundario se realiza en un “generador de vapor”. El vapor que sale del mismo (a aproximadamente 600°C) debe “secarse” antes de ingresar a la turbina en un separador de humedad. La turbina tiene una sección de alta presión y varias de baja. El vapor que sale de la turbina de alta presión contiene humedad que debe ser retenida nuevamente. Esto se consigue haciendo pasar el vapor por un recalentador; luego el vapor se transfiere a las turbinas de baja presión, cuyo número depende de la potencia eléctrica de la central. En un tercer circuito, el vapor que sale de la última turbina pasa nuevamente a estado líquido a la temperatura adecuada para volver al generador de vapor (ciclo cerrado). Se utiliza el agua de los ríos o la atmósfera para el enfriamiento, por lo que suelen encontrarse centrales nucleares próximas a un río o con grandes chimeneas que entregan calor a la atmósfera. Cuando un reactor está crítico, se encuentra a una potencia estable, es decir, en cada fisión se libera un neutrón. La “masa crítica” es la cantidad de combustible capaz de obtener esta situación de estabilidad.

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16.1.3.1 Combustibles nucleares y materiales En la sección anterior se describió el proceso de transformación del mineral de uranio hasta la obtención de dióxido de uranio, utilizado como combustible en los reactores nucleares. En Argentina, el ciclo del combustible nuclear consta de las siguientes operaciones, representadas en la figura 52.

Figura 52. Ciclo del combustible nuclear argentino.

Estas operaciones se pueden resumir en las siguientes etapas: 1°) minería y concentración del uranio. 2°) Conversión y enriquecimiento. 3°) fabricación de elementos combustibles. 4°) Uso en el reactor, dejando como desecho productos de fisión como el plutonio. 5°) Reelaboración, en la que se separa el uranio aún utilizable y se aíslan cantidades de plutonio u otros productos de fisión utilizables en otros reactores. El uranio puede convertirse nuevamente en UF6 y recircularse para su enriquecimiento, pero no es rentable este procesamiento mientras existan menas ricas en uranio que se puedan explotar. 6°) Almacenamiento de residuos, temporal o definitivo. El uranio se encuentra en la naturaleza acompañado por otros elementos y es necesario un proceso mecánico y químico para purificarlo. El uranio natural se encuentra como una mezcla de U235 (0,7%) y U238 (99,3%), el primero un núcleo fisionable (produce reacciones en cadena) y el segundo fértil. Este último no es fisionable, pero puede producir Pu‐239, isótopo que fisiona en forma similar al U‐235. Es decir, el plutonio no es un elemento natural, sino que es producido artificialmente en reactores a través de reacciones nucleares y su principal isótopo, el Plutonio‐239, es obtenido a partir de una captura neutrónica (reacción neutrónica distinta a la fisión) del U‐238. Esta reacción

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consta de dos pasos: 1°) el núcleo compuesto excitado vuelve a su estado fundamental emitiendo radiación gamma. 2°) produciendo un doble decaimiento β negativo, se obtiene este nuevo elemento también radiactivo pero de vida media prolongada. 238 92

U  0 n  ( 92 U )* 92 U   

239 92

U 93 Np  1   0 v

239 93

Np 94 Pu  1   0 v

1

239

239

239

239

0

0

0

0

   

El plutonio presenta ciertas dificultades que hacen que trabajarlo sea una tarea muy difícil, y que por lo tanto hasta ahora no sea tan difundido su empleo en centrales nucleares. Es una sustancia altamente tóxica, se oxida fácilmente y se dilata con cualquier cambio de temperatura. Sin embargo, su utilización como combustible nuclear está cada vez más difundida, teniendo en cuenta el ahorro de combustible que posibilita (ver más adelante en “Perspectivas…”). El Torio, elemento que existe en forma abundante en la naturaleza, se presenta en su totalidad como Th‐232, que mediante una reacción de captura similar a la anterior produce el isótopo fisionable U‐233, también utilizado como combustible en los reactores. Su resistencia a la corrosión en aire y en agua hirviendo es muy baja, y su oxidación, incluso a baja temperatura, es muy rápida. Para utilizar el torio con agua como refrigerante es necesario proteger el metal con una funda; sin embargo, tiene una excelente resistencia a la corrosión en una aleación de sodio‐ potasio y también en litio a 600°C, por eso suele ir acompañado por estos elementos en el reactor. En los reactores reproductores rápidos (FBR), se pueden emplear estos últimos dos tipos de combustibles. Su principal característica es que no utilizan moderador, por lo que las fisiones se producen por neutrones rápidos. La captura del U‐238 y su conversión en Pu‐ 239 solo tienen lugar en estas condiciones. El núcleo tiene una zona fisionable y una fértil, en la que el uranio 238 se transforma en plutonio, o el torio‐232 en U‐233. Si bien puede representar una ventaja en materia de ahorro de combustible, esta situación es más peligrosa que cuando se tienen reactores no reproductores, porque la energía se libera en forma más abrupta, por lo que existe mayor peligro de sobrecalentamiento y fusión del núcleo. Se requiere entonces una eliminación rápida del calor y por ello se usa sodio líquido, excelente conductor térmico que permanece en estado líquido en un amplio rango de temperatura (hasta 890°C a presión atmosférica). Su desventaja es que se torna altamente radiactivo en contacto con el núcleo del reactor. Los reactores pueden usar uno o dos materiales fisionables simultáneamente, y así en muchos el combustible contiene U‐233 y U‐235, o bien U‐235 y Pu‐239.Cabe destacar que los reactores no reproductores que utilizan uranio natural, como en las centrales argentinas, también pueden producir nuevo material fisionable. Es decir, luego de unos meses parte del material fértil U‐238 se habrá transformado en Pu‐239, aunque la cantidad de material fisionable total es menor que la inicial (con solo U‐235). Los combustibles empleados en las centrales nucleares se encuentran en estado sólido, aunque varían desde el dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido, uranio en tubos de aleación de magnesio hasta dióxido de uranio en tubos de aleación de circonio, dependiendo del tipo de reactor. El uso de uranio metálico está limitado por su baja temperatura de fusión, su escasa resistencia a altas temperaturas y su elevada corrosión en agua y otros medios. En un reactor nuclear “compiten” las pérdidas de neutrones con la cantidad de fisiones. Si se quiere usar uranio natural como combustible, habrá muy pocos núcleos fisionables

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(U235), por lo que deberán reducirse lo mayor posible las pérdidas de neutrones en otros materiales (la absorción por parte de los mismos). Es por ello que, como el agua pesada absorbe menos que el agua liviana, se utiliza la primera en caso de que el núcleo contenga uranio natural (tiene menor sección eficaz de absorción). En cambio, si se utiliza uranio enriquecido como combustible puede emplearse agua de cualquier tipo o grafito como moderador. Las centrales nucleares argentinas, Embalse y Atucha I, usan uranio natural y agua pesada, mientras que reactores experimentales como el RA ‐6 emplean uranio enriquecido y agua natural. El proceso de enriquecimiento, tratado en apartados anteriores, consiste en separar los isótopos del uranio natural. Un método químico sería difícil de aplicar por reaccionar U238 y U235 de la misma forma, por lo que se usan técnicas que buscan aprovechar las muy pequeñas diferencias de peso y tamaño. Muy pocos países en el mundo hacen esto; Argentina tiene una planta de este tipo en Pilcaniyeu. Con respecto al moderador, el agua pesada no es radiactiva y existe en la naturaleza, aunque de cada 1000lt de agua común, un litro y medio es pesada. Argentina cuenta con una Planta Industrial de Agua Pesada en Arroyito (Neuquén), a orillas del río Limay, que abastece a las centrales nacionales y el resto lo exporta. Cuando se habla de “elemento combustible”, debe describirse el combustible propiamente dicho, el material contenedor del mismo y la disposición geométrica que el conjunto toma en base al diseño, de manera que permita el paso del refrigerante por las barras o placas llevándose el calor. Los elementos combustibles contienen en su interior pastillas de dióxido de uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centímetro de alto y uno y medio de diámetro, se depositan en tubos de zircaloy, aluminio, acero, etc., que forman una “vaina”. Las vainas son aleaciones metálicas que permiten encerrar herméticamente el material combustible para evitar el escape de productos de fisión (en su mayoría gases) y reacciones químicas indeseables al entrar en contacto con el agua. Deben permitir una buena conducción de calor generado en su interior y tener baja capacidad para absorber neutrones, además de resistencia a la corrosión y a altas temperaturas. El material que mejor satisface estos requerimientos es el circonio. Los tubos, están unidos por elementos estructurales, ambos casi siempre de zircaloy (aleación de circonio con hierro, cromo, níquel, estaño, etc.), como se representan en las figuras siguientes.

Figura 53. Elemento combustible. Fuente: www.cnea.gov Página 78



En las imágenes superiores, a la izquierda se ve un combustible de reactor BWR y a la derecha combustibles de la Central Nuclear Embalse, fabricados en el país en las plantas que la CNEA posee en el Centro Atómico Ezeiza. Este es el último eslabón del ciclo de combustible nuclear, que contiene las siguientes etapas y termina con la introducción de uranio en el núcleo del reactor. 1) Extracción del mineral de uranio y los procesos de purificación hasta obtención del concentrado de uranio. 2) producción de dióxido de uranio 3) Fabricación de las pastillas de UO2 y los elementos combustibles En las centrales nucleares, para disminuir la probabilidad de que la radiactividad de los productos de fisión se libere al medio ambiente, se aplica el concepto de barreras múltiples. El material radiactivo se encuentra aislado del medio ambiente por 3 barreras: las vainas de zircaloy que componen los elementos combustibles (fuel cladding), el recipiente del reactor o “vasija de presión” de acero, y el edificio de contención (de hormigón); que se observan en la siguiente imagen.

Figura 54. Barreras de contención de un reactor. Fuente: www.cnea.gov.ar

El edificio de contención es una gran estructura de acero cilíndrica con una cúpula semiesférica, contenido dentro de un edificio de hormigón de por lo menos 90cm de espesor, que provee una barrera de seguridad adicional. El hormigón tiene alto contenido de hidrógeno, resistencia al choque térmico y a altas temperaturas, mientras que el hierro absorbe los rayos gamma. Todo el circuito primario (núcleo, generador de vapor y bomba de refrigerante), al encontrarse en contacto con material radiactivo, debe estar dentro del edificio de contención. 16.1.3.2 Clasificación de reactores nucleares Una primera clasificación de la enorme cantidad de reactores en el mundo los divide en reactores nucleares de potencia, aquellos que generan electricidad, y de investigación o experimentación, dentro de los cuales se encuentran los “de potencia cero”, que funcionan como prototipos de nuevos diseños con una potencia muy baja. Su objetivo es probar nuevos materiales y conceptos en la generación nucleoeléctrica futura. En Argentina el RA ‐8 es un ejemplo de estos últimos. Se distingue un tercer tipo, los reactores regeneradores, en los que la producción de combustible nuevo excede la cantidad necesaria para mantener la reacción en cadena. Existen también los reactores de potencia móviles, que se utilizan para propulsión de barcos o aviones.

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Los distintos tipos de centrales nucleares de fisión se diferencian entre sí, según las características del reactor que albergan. Los reactores pueden clasificarse siguiendo diversos criterios. Según la velocidad de los neutrones:  

Rápidos Térmicos

Según el combustible utilizado:   

A uranio natural. Ejemplos: PHWR,CANDU. A uranio enriquecido (proporción de uranio‐235 de 3‐4%) Ejemplos: PWR, BWR. Óxidos mixtos a partir de U y Pu.

Según el moderador utilizado:    

Agua común (H20) Agua pesada (D2O) Grafito Berilio

Según el refrigerante utilizado:    

Agua común Agua pesada Gases (helio, anhídrido carbónico), aire, vapor de agua, sales fundidas. Metales líquidos (sodio, litio, sodio‐potasio).

En el siguiente cuadro se presentan los reactores de potencia más utilizados a nivel mundial, en orden descendente. Otro tipo es el GCR, empleado en Francia y Reino Unido, cuyo combustible es uranio natural en forma de metal, introducido en tubos de magnox (aleación de magnesio), con grafito como moderador y anhídrido carbónico como refrigerante. En el cuadro, se marca en negrita el tipo utilizado en Argentina en las centrales de Embalse, Atucha I y Atucha II. Reactor A De agua a presión.

Sigla Características PWR Es el uso más extendido

B

BWR Muy empleado. Su Agua tecnología fue liviana desarrollada (común) principalmente en Suecia, E.E.U.U. y Alemania Occidental

De agua en ebullición

Moderador Combustible Refrigerante Agua Uranio Agua que circula a gran liviana enriquecido en presión (100 veces la (común) forma de óxido atmosférica), absorbe el calor que se genera en el núcleo, pasa por un intercambiador de calor del cual sale como vapor

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Uranio enriquecido

Agua que alcanza ebullición en el núcleo. El vapor se separa del agua y pasa a la turbina



C

De agua pesada

HWR Desarrollado Agua ó principalmente en pesada PHWR Canadá. Las centrales argentinas son de este tipo. (Atucha, Embalse)

Uranio natural Agua pesada que se en forma de mantiene a presión para óxido en tubos evitar que entre en de zircaloy ebullición. Sale a gran temperatura y en el intercambiador de calor (por el que circula agua liviana) se produce el vapor

D

De gas avanzado

AGR Diseño innovador en Grafito su momento

Oxido de uranio Anhídrido carbónico enriquecido, contenido en tubos de acero inoxidable

E

Refrigerado HTGR Versión mejorada del Grafito por gas a alta anterior. Desarrollado temperatura. en Alemania, Gran Bretaña y EE.UU)

Combustible y Helio moderador en forma de lecho de piedras esféricas (bochas)

F

Reproductor rápido

Mezcla de Sodio líquido. El vapor se óxidos de uranio produce en y plutonio intercambiadores de calor introducidos en vainas de acero inoxidable

FBR Diseño actualmente ó en desarrollo, aún no LMFBR explotado comercialmente pero muy prometedor. Francia es el país más adelantado. Se produce más plutonio del que consume, de modo que no sólo produce energía sino también combustible nuclear

No emplea, ya que la fisión se. Produce con neutrones rápidos

Tabla 55. Distintas alternativas de reactores de potencia. Fuente: www.cnea.gov

16.1.3.3 Atucha I Comenzó a operar en 1974, siendo la primera central nuclear en el país y en Latinoamérica. Fue diseñada y construida por Siemens (Alemania) y operada desde un principio por la CNEA (hoy la opera la empresa estatal NASA, asesorada por CNEA). Se encuentra a orillas del río Paraná, a 120km de Buenos Aires. Es una central de tipo PHWR, es decir, cuenta con un reactor de potencia que utiliza uranio natural (aunque comenzó a emplearse también uranio levemente enriquecido) como combustible, moderado y refrigerado por agua pesada presurizada. Tiene, además, dos piletas de almacenamiento de elementos combustibles quemados, en un edificio contiguo.

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Figura 56. Centrales Nucleares Atucha I y Atucha II. Fuente: www.na‐sa.com.ar/multimedia/images

El reactor genera en promedio 1179 MW de potencia térmica, que da como resultado 357 MW de potencia eléctrica, de los cuales 335 son entregados a la red nacional y el resto es consumido por la planta. Como combustible se usa dióxido de uranio natural en forma de pastillas, contenidas en barras de zircaloy, material poco absorbente de neutrones (importante en núcleos de uranio natural). Los elementos combustibles miden 6 metros de longitud y tienen 36 barras cada uno. Se colocan en los canales refrigerantes, de manera que el agua circula entre ellos. Alrededor del conjunto está el agua pesada del moderador, contenida en un tanque de acero. En el generador de vapor, el agua pesada, que continúa en estado líquido a 300°C por estar presurizada, entrega calor al agua común (sin haber contacto), que sin estar a presión, se convierte en vapor.

Figura 57. Componentes de la CNAI. Fuente: www.cnea.gov

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El uranio, como cualquier combustible, se va consumiendo con el uso, disminuyendo paulatinamente la producción de neutrones y la cantidad de fisiones, lo que reduce el aporte de potencia. Como hay escaso material fisil (se emplea uranio natural, con poco U235), hay que reemplazar los elementos más gastados cada un cierto tiempo, menor que si se usara uranio enriquecido. Esto se hace con el reactor operando (“online”), mientras que en reactores con uranio enriquecido se hace cada dos años, con el reactor apagado. En CNAI, se cambian en promedio 1,2 elementos combustibles por día (operando a plena potencia). Es importante señalar también la contribución del plutonio en este proceso, ya que aporta gran parte de las fisiones que se producen a lo largo de la vida útil del elemento combustible. El núcleo de Atucha I fue diseñado para usar uranio natural, aunque hoy en día utiliza una parte de su combustible con uranio levemente enriquecido (0,85%). Si bien parece representar esta una variación muy pequeña con respecto al U235 del uranio natural (0,71%), permite reducir el número de elementos combustibles casi a la mitad y duplicar el rendimiento en energía. 16.1.3.4 Embalse La Central Nuclear Embalse Río Tercero comenzó a operar en 1983 y fue construida por empresas canadienses e italianas. Se ubica a 110km de la ciudad de Córdoba y su potencia neta es de 600MWe. Utiliza un reactor de tipo PHWR, denominado CANDU, con uranio natural y agua pesada de moderador‐refrigerante. A diferencia del de Atucha, este reactor utiliza tubos a presión en lugar de un recipiente a presión para contener al refrigerante. El núcleo del reactor está contenido en un tanque cilíndrico horizontal llamado “calandria”. Su interior es recorrido por tubos horizontales que contienen el refrigerante, y dentro de estos hay tubos más pequeños que albergan los elementos combustibles de 50 cm de largo (uranio natural en forma de pastillas cerámicas en vainas de zircaloy). La instalación se aprecia en la siguiente imagen.

Figura 58. Edificio del reactor CANDU. Fuente: teknociencia.files.wordpress.com/2009/06/candu_reactor_nuclear.png Página 83



El agua pesada del refrigerante es bombeada a través de los tubos que contienen los combustibles para recoger el calor generado en ellos, luego viaja hacia los generadores de vapor, donde a través de paredes metálicas transmite dicha energía al agua liviana del circuito secundario (generador de vapor – turbina). Lo demás (generación, circuito terciario, etc.) es igual que antes. La carga y descarga del combustible también se realiza “online”. La incorporación de esta central nuclear significó triplicar la capacidad de generación nucleoeléctrica del país, ya que el total asciende a 935MWe de potencia neta (entregada a la red). 16.1.3.5 Atucha II Es una central nucleoeléctrica que va a aportar 692MW eléctricos netos al sistema interconectado nacional una vez que entre en funcionamiento, seguramente en 2010. Se ubica en Zárate, adyacente a CNA1. La finalización de la obra está a cargo de Nucleoléctrica Argentina S.A. (NASA), en asociación con la CNEA. El agua pesada y los elementos combustibles necesarios para la central serán producidos en el país.

Figura 59. Núcleo del reactor de Atucha II. Fotografía tomada por NASA en julio de 2009

En el siguiente cuadro, se resumen las principales características de las centrales nucleares mencionadas.

TIPO DE REACTOR

Recipiente de presión SIEMENS

TIPO DE REACTOR

Tubos de presión (CANDU)

TIPO DE REACTOR

Recipiente de Presión

POTENCIA TÉRMICA POTENCIA ELÉCTRICA BRUTA/NETA MODERADOR Y REFRIGERANTE

1.179 MWt


2.109 MWt


2.175 MWt

COMBUSTIBLE

357 Mwe

Agua pesada (D20) Uranio natural o uranio levemente COMBUSTIBLE enriquecido

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648 Mwe Agua pesada (D2O)

Uranio natural COMBUSTIBLE

745/692 MWe Agua pesada (D2O) Uranio natural



(0.85%) GENERADOR DE VAPOR

Dos verticales, tubos en "U" Incolloy 800

TURBINA

Una etapa de alta presión, tres etapas de baja TURBINA presión . Velocidad: 3.000 rpm

Cuatro verticales, GENERADOR tubos en "U" DE VAPOR Incolloy 800 Una etapa de alta presión, tres etapas de TURBINA baja presión . Velocidad: 1.500 rpm

GENERADOR ELÉCTRICO

Dos polos tensión 21 Kv, 50 Hz

Cuatro polos. Tensión 22 KV, 50 Hz

GENERADOR DE VAPOR



Dos verticales, tubos en "U" Incolloy 800 Una etapa de alta presión. Dos etapas de baja presión. Vel.: 1500 rpm. Cuatro polos. Tensión de generación 21 KV. 50 Hz

Tabla 60. Características centrales nucleares argentinas. Fuente: elaboración propia con datos de http://www.na‐sa.com.ar/centrales.

16.1.4 Desechos radiactivos Los residuos producidos en la generación nucleoeléctrica se pueden clasificar según si su actividad es alta, media o baja. Los primeros son resultantes del procesamiento de los elementos combustibles quemados en el núcleo del reactor. Cuando se extraen del reactor, son colocados en piletas de almacenamiento de 15‐20 m de profundidad, donde se enfrían y pierden parte de su radiactividad. Así quedan almacenados en soportes ubicados en el fondo de las piletas por no menos de 10 años. El agua sirve al mismo tiempo como blindaje a la radiación y como refrigerador de los elementos combustibles que siguen perdiendo calor luego de su extracción. Pasados los 10 años y en caso de que las piletas agoten su capacidad de almacenamiento, los residuos pueden colocarse en silos de hormigón armado o contenedores de acero. Países como EEUU, Francia y Alemania los almacenan directamente en formaciones geológicas profundas, aislándolos del medio ambiente en contenedores especiales. Los residuos de media y baja actividad se producen mayoritariamente como consecuencia de procesos de limpieza internos de la central, líquidos usados en distintas partes de la planta, resinas en purificaciones químicas, filtros de aires, etc. Estos desechos son compactados y cementados en barriles de 200lt y almacenados en depósitos especialmente diseñados hasta que su actividad disminuya a un nivel que permita su liberación como residuos comunes. Los reactores de investigación poseen un núcleo pequeño con alta emisión de neutrones, generando un volumen de residuos mucho menor a los reactores de potencia.

16.1.5 Perspectivas para el futuro de la energía nuclear En el apartado denominado “mercado de uranio” del presente trabajo, destacamos la que tendencia para los próximos años es de un enorme crecimiento de esta actividad, con una demanda de uranio en aumento mayor al de la oferta que provocará un incremento de precio. La “Internacional Energy Agency” prevé la construcción de 1000 reactores nuevos antes de 2050. Esta expansión se debe principalmente a las ventajas competitivas ya explicitadas: menor consumo de combustible, aumento del precio del petróleo, Página 85



exigencias del protocolo de Kyoto a los combustibles fósiles, fácil almacenamiento, etc. Los avances en seguridad, no proliferación, gestión de desechos, mejora de la eficacia, economía, mejor utilización de los recursos, etc, sitúan y situarán a la energía nuclear en una posición cada vez más destacada como opción energética…. La energía nuclear es, en muchos países, competitiva frente a los combustibles fósiles y el gas, a pesar de los altos costos de capital y la necesidad de tratar todos los desechos producidos. El costo total del combustible nuclear es de 1800US$ por kg de UO2 obtenido, de los cuales un 51% corresponde al uranio natural (53U$/kg U3O8), un 3% a la purificación y conversión, un 32% al enriquecimiento y un 14% a la fabricación del elemento combustible. Considerando una producción promedio de 360.000KWh por kg, el costo total sería 0,50 centavos/kwh. Este valor es considerablemente menor al equivalente en petróleo, gas o carbón. Por otro lado, los costos de instalación son mayores por la necesidad de utilizar materiales especiales y sistemas de seguridad muy sofisticados. Sin embargo, una vez instalada la planta, los costos variables son menores, lo cual se puede apreciar en el siguiente gráfico, en el que se incluyen los costos operativos, de mantenimiento y de combustible (se excluyen los de capital o instalación).

Gráfico 61. Costos de producción de las distintas alternativas para generación de electricidad. Fuente: www.world‐nuclear.org/info/inf02.

Dentro del propio sector nuclear también se producirán grandes cambios. En la reunión del Foro Internacional de la Generación IV de septiembre de 2002, se acordó entre los países miembros (uno de los cuales es Argentina), la elección de 6 tecnologías de nuevos reactores para que sean desarrollados antes de 2030. Estas incluyen los reactores rápidos refrigerados por gas, los reactores rápidos refrigerados por plomo, los reactores de sales fundidas, los reactores rápidos refrigerados por sodio, los reactores supercríticos refrigerados por agua y los reactores de muy alta temperatura. Por otro lado, se buscará aumentar la utilización de plutonio junto con el combustible convencional de uranio (MOX), para emplear cada vez más combustibles generados por

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el reactor, logrando un importante ahorro. Es por ello que se avanzará con el desarrollo de Reactores Reproductores. MOX (combustible de óxidos mixtos) hoy en día provee el 2% del combustible nuclear. Empezó a utilizarse comercialmente en la década del ´80 y hoy en día es demandado por más de 30 reactores, principalmente PWR europeos, aunque se espera una gran expansión para los próximos años. Se obtiene del plutonio recuperado de otro reactor o reciclado de armas nucleares, que se mezcla con uranio empobrecido (producto secundario de una planta de enriquecimiento) o natural. La gran ventaja que tiene, además de la posibilidad de reprocesar combustible usado, es que la concentración de material fisionable asciende rápidamente agregando un poco de plutonio (con un 7% de Pu equivale al combustible típico con 4% de U‐235), lo cual es mucho más económico que enriquecer uranio para obtener altos niveles de U‐235, más aún considerando el esperable aumento de precios de este último. El avance en I+D del plutonio permitió que cada vez sea más utilizado como combustible nuclear, sorteando dificultades como su alta toxicidad. No es casualidad que de los seis reactores mencionados, cuatro sean rápidos: los isótopos de plutonio son todos fisionables en este tipo de reactores, lo cual induce a pensar que tendrá una gran expansión a futuro. Un tercio del plutonio es separado para usarlo en MOX, y se comercializa en forma de óxido PuO2. Actualmente, se están diseñando reactores en Canadá y EEUU que emplearán MOX como combustible en su totalidad. Los reactores rápidos permitirán la utilización de otros elementos como el Torio. Hoy en día ya existen modelos que incorporan el torio, un elemento muy abundante, cuyas prospecciones fueron limitadas hasta ahora por el bajo precio de mercado. El único país que hasta ahora hizo grandes esfuerzos en I+D para emplearlo fue India. A mediados de este año, la comisión de energía atómica canadiense (AECL) firmó acuerdos para implementar el uso del torio en reactores CANDU de China. Sin embargo, WNA (World Nuclear Association) señala que, a pesar de contar con algunos aspectos atractivos, el desarrollo del torio siempre ha tenido grandes dificultades. Como aspectos positivos destaca la posibilidad de usar un recurso tres veces más abundante que el uranio y la producción de menos desechos radiactivos, con menor duración. Los problemas incluyen: 1) alto costo de fabricación, dada la alta radiactividad del U‐233 separado del Th‐232; este isótopo contiene colas de U‐232, cuyos subproductos son fuertes emisores gamma y son inestables (Ej. Talio‐208). 2) Difícil reciclado por estar presente el isótopo Th‐228, un emisor alfa con dos años de vida media. 3) Preocupación por la proliferación del U‐233 para armas nucleares. Finalmente, sostiene que todavía se requiere mucha investigación antes de comenzar a comercializar este elemento, y que los esfuerzos en ella no serán suficientemente grandes mientras se mantenga la enorme disponibilidad de uranio. Afirma que, aún así, es un factor importantísimo para el sostenimiento de la energía nuclear a largo plazo. Por su parte, los reactores de muy alta temperatura se orientan a formar parte de un complejo industrial en el que el calor generado se utilizaría para otros fines industriales, como la producción de hidrógeno o su mismo uso en la industria o en el sector doméstico. Se considera al hidrógeno como el producto más adecuado para reemplazar, en el transporte, a los combustibles fósiles. La producción de hidrógeno por este medio no libera gases contaminantes.

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16.2 USOS BÉLICOS 16.2.1 Historia de la bomba atómica El desarrollo de armas nucleares fabricadas a partir de materiales radiactivos como el uranio y el plutonio la inició el gobierno de EEUU con el “Proyecto Manhattan” en 1939. Se investigaba en ese momento la manera de obtener grandes cantidades de Uranio‐235, que en ese entonces era muy difícil de extraer del uranio natural. Los métodos utilizados fueron la difusión gaseosa y, posteriormente, la separación magnética. Ambos tenían en cuenta que el uranio‐238 es ligeramente más pesado que el isótopo fisionable U‐235, capaz de producir una reacción en cadena, base del funcionamiento de estas armas.

Figura 62. Grado de enriquecimiento del uranio en sus aplicaciones. Fuente: www.answers.com

Oppenheimer estuvo involucrado en el proyecto Manhattan, siendo su principal supervisor y coordinador. El 16 de julio de 1945, se hizo estallar la bomba en Álamo Gordo (Nuevo México), lo que fue la primera prueba atómica en la historia. Posteriormente, fueron lanzadas dos bombas sobre las ciudades japonesas de Hiroshima, el 6 de agosto de ese año, y Nagasaki, tres días más tarde, en el marco de la Segunda Guerra Mundial. La bomba de Hiroshima pesaba 4,5tn, medía 71 cm de diámetro, 3m de largo y contenía U‐235 casi puro. Causó la destrucción total de un área de 1,6km de diámetro y alcanzó, por el material inflamable y la radiación, a dañar hasta 4,8km, matando a decenas de miles de personas en segundos, y destruyendo el 90% de la ciudad. La bomba de Nagasaki era de plutonio, pesaba 5tn, medía 3,2m de largo y 1,5 de diámetro. Contenía un 90% del isótopo Pu‐239, que se preparó en reactores nucleares (ya existían desde 1942). Fue capaz de destruir media ciudad. Muchos de los sobrevivientes de la explosión fallecieron más tarde por efecto de la radiación, y las generaciones posteriores sufrieron numerosos casos de leucemia.

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Figura 63. Explosión de la bomba atómica de Hiroshima. Fuente: www.exordio.com/1939‐1945/militaris/armamento/bombasAtomicas2

16.2.2 El mecanismo de la bomba La explosión de una bomba atómica pone de manifiesto la inmensa cantidad de energía producida durante la fisión nuclear. Ya se mencionó la inestabilidad de núcleos pesados como el uranio, y la posibilidad del U‐235 de absorber neutrones, contrariamente al U‐ 238. Este último no puede dar lugar a una reacción en cadena, pero por captura neutrónica forma plutonio, mayoritariamente su isótopo Pu‐239, con capacidad de fisionar. Teóricamente, solo haría falta fisionar un átomo de estos elementos, ya que los neutrones liberados crearán nuevas fisiones, dando lugar a una reacción en cadena con progresión geométrica. La masa crítica, cantidad mínima necesaria para comenzar la reacción, depende de la pureza del material a fisionar, siendo de 50kg para el U‐235 puro al 100%. El plutonio, por su parte, no comienza por sí solo una reacción en cadena, por lo que se necesita un material altamente radiactivo que libere neutrones rápidamente. Se utiliza una mezcla de berilio y polonio en pequeñas cantidades, como catalizadores. Una bomba nuclear de este tipo consiste básicamente en una esfera hueca de plutonio que contiene en su interior un iniciador de neutrones, y el exterior revestido con material explosivo. Para iniciar la explosión se disparan los detonadores que hacen que el material explosivo estalle, enviando una onda de choque hacia el plutonio. Cuando impacta contra él, lo empuja hacia el centro de la esfera comprimiéndolo hasta alcanzar una densidad supercrítica. Al dispararse el iniciador de neutrones, comienza la reacción en cadena que da lugar a la explosión nuclear. En una fracción de segundo, todos los núcleos de los átomos del material comprimido son golpeados por los neutrones y se rompen. La fuerza explosiva de una bomba atómica puede variar desde un kilotón, que produce el mismo efecto que 1000 tn de TNT, hasta 20 megatones, dependiendo de los procesos de refinamiento utilizados para obtener U‐235 puro, del diseño y la altitud en la que se detona. La de Hiroshima fue de 15kilotones, mientras que la de Nagasaki fue de 25. Los mecanismos que componen una bomba nuclear son: 



Altímetro/sensor de presión. Cabeza detonadora. Actúa como un catalizador para causar una explosión mayor Página 89


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

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


Explosivos. Inician la detonación tanto de bombas de uranio como de plutonio. Se utiliza nitrato de urea. Detonador -

De uranio. Tiene una parte de sección esférica y cóncava y una pequeña con la forma y tamaño de la sección que “falta” de la otra parte. La masa más pequeña es inyectada violentamente hacia la más grande, alcanzando la masa supercrítica y realizándose la reacción en cadena en una millonésima de segundo. En el caso del artefacto lanzado sobre Hiroshima, la masa de uranio era del tamaño de una manzana y produjo una explosión tan potente como 20 kilotoneladas de TNT.

-

De plutonio. Tiene una forma esférica con 32 secciones de plutonio de igual masa y forma, rodeadas de polonio y berilio.

Deflector de neutrones. Evitan una detonación accidental. Es de U‐238, que hace de escudo para los neutrones, inhibiendo la reacción en cadena. Escudo protector. Protege de la radiación natural al personal que la maneja y a los circuitos de la bomba, ya que el flujo de neutrones puede cortocircuitar los mismos y causar una detonación accidental. Sistema de armado/Fuselajes. Es una parte de la bomba que solo se inserta cuando está próxima a su lanzamiento

Figura 64. Bomba de uranio.

Existen otros dos tipos de bombas, pero no utilizan materiales radiactivos como combustibles, por lo que no les daremos especial atención. La bomba de fusión o H consiste en la liberación de una gran cantidad de energía a partir de la fusión de núcleos de deuterio y tritio, isótopos del hidrógeno, que dan como resultado un núcleo de helio. Se requiere un gran aporte energético para iniciar esta reacción en cadena, por lo que se usan bombas de fisión como iniciadores. La primera bomba de este tipo se hizo estallar

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en Eniwetok (atolón de las Islas Marshall) el 1 de noviembre de 1952, con marcados efectos en el ecosistema de la región. La temperatura alcanzada en la “zona cero” (centro de la explosión) fue de más de 15 millones de grados. La bomba de neutrones o N comenzó a desarrollarse en EEUU a finales de los ´70. En la bomba H el 50% de la energía liberada se obtiene por fisión nuclear y otro tanto por fusión. En la de neutrones se consigue bajar la energía obtenida por fisión al 5%, con lo que se consigue una bomba que produce una radiactividad mucho mayor que una bomba H, fundamentalmente rayos X y gamma de alta penetración. 16.2.3 Tratado de No Proliferación Nuclear Luego de la Segunda Guerra Mundial, continuaron haciéndose pruebas con bombas atómicas, que producían radionucleidos como Carbono‐14, Cesio – 137 y Estroncio – 90, que permanecían en el área de pruebas durante mucho tiempo siendo perjudiciales. En 1963, se firmó un acuerdo que prohibió los testeos al aire libre, por lo que empezaron a realizarse en forma subterránea. En 1968, se firmó el Tratado de No Proliferación Nuclear entre las principales potencias mundiales, que restringe la posesión de armas nucleares; al día de hoy 187 estados han acordado sus términos. Solo a cinco estados parte se les permite la posesión de armas nucleares: EEUU, Reino Unido, Francia, Rusia y China, por ser los únicos que hasta 1967 habían realizado pruebas nucleares. El tratado tiene tres pilares: la no – proliferación, el desarme y el uso pacífico de la energía nuclear. En su primer artículo, los Estados Nuclearmente Armados se comprometen a no transferir armas ni tecnología sobre armas nucleares a otros países, y en el segundo, los No Nuclearmente Armados se comprometen a no desarrollar armas nucleares (no proliferación). El artículo VI resalta el derecho a desarrollar energía nuclear para fines pacíficos y el VI señala que los estados armados iniciarán negociaciones para reducir sus arsenales. Muchas de estas medidas de desarme, incluidas en “trece puntos” en la modificación del año 2000, continúan aún sin llevarse a cabo. Actualmente, India, Pakistán, Israel y Corea del Norte se encuentran fuera del tratado, los primeros tres porque nunca lo han firmado, en desacuerdo con su condición de Estados NNA, mientras que Corea del Norte renunció en 2003. Irán está siendo investigado por la Agencia Internacional de Energía Atómica bajo sospecha de haber violado el tratado.

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17. PRODUCCIÓN ARTIFICIAL DE RADIOISÓTOPOS Así como existen minerales radiactivos en la naturaleza, que contienen núcleos inestables como el uranio o el torio, se pueden generar artificialmente radionucleidos mediante reacciones nucleares en compuestos estables. En ellas, se producen desbalances entre los protones y neutrones que estabilizan al núcleo, despojando o agregando al núcleo de alguno de ellos o induciendo elementos para fisionarlo. Para agregar o sacar protones de un núcleo, se lo bombardea con cationes. Para lograr que penetren el núcleo, se los debe acelerar hasta que alcancen energías tan altas como para vencer la repulsión electrostática nuclear. La forma más primitiva de acelerar iones es atrayéndolos con una placa cargada con alto potencial electrostático; la aceleración se hace en tubos a los que previamente se les hizo vacío. Previo a eso, se utilizan “fuentes de iones” para obtenerlos. En ellas, los átomos se sumergen en un plasma a alta temperatura, lo que hace, de la misma forma que en la fusión nuclear, que se desprendan de sus electrones. A través de lentes electrostáticas o magnéticas los iones penetran en el tubo y se dirigen hacia los núcleos. Para obtener una aceleración mayor se curva el tubo, lo que permite, mediante un campo magnético, que los iones den vueltas (perpendicularmente al campo) entre dos electrodos conectados a una fuente de alto voltaje. Al alcanzar la energía deseada, el haz de iones se extrae e impacta contra el núcleo. Este dispositivo se denomina “ciclotrón”.

Figura 65. Esquema de un ciclotrón. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

Para agregar neutrones a un núcleo, se utiliza como fuente por excelencia al uranio, que tiene en exceso. Hemos visto que en la fisión de este elemento se liberan neutrones generando una reacción en cadena. En este caso, se utilizan recintos capaces de controlar el encadenamiento, como son los reactores nucleares. En reactores pequeños de investigación se limita la generación de calor, para usarlos como fuentes de neutrones en lugar de generar electricidad. De esta forma, se bombardean núcleos estables generando radionucleidos con exceso de neutrones. En la siguiente imagen se presentan algunos isótopos que se pueden obtener con esta técnica como productos de la fisión.

Figura 66. Isótopos obtenidos como productos de fisión. Página 92



Argentina cuenta con 6 reactores de investigación. El primero de ellos, el RA ‐1, se puso en marcha en 1958, mientras que en 1967 se inauguró el RA ‐3, con el propósito de investigación y producción de radioisótopos. En la siguiente tabla se resumen las características de todos ellos. REACTOR RA ‐0 RA ‐1 RA ‐ 3 RA ‐4 RA ‐6 RA ‐8 Ciudad Centro Centro Universidad Centro Universitaria Atómico Atómico Nacional de Atómico Pilcaniyeu UBICACIÓN Ezeiza Rosario Bariloche ‐Córdoba‐ Constituyentes Universidad Facultad Nacional de CNEA CNEA de CNEA CNEA OPERADOR Córdoba Ingeniería Producción de Investigación Investigación Investigación Investigación Radioisótopos Investigación USO y docencia y docencia y docencia e investigación 1 W 40 KW 10 MW 1 W 0,5 MW 10 W POTENCIA Uranio Uranio Uranio Uranio Uranio Uranio enriquecido al enriquecido al enriquecido enriquecido enriquecido enriquecido COMBUSTIBLE 20% en 20% en uranio al 20% en al 20% en al 90% en al 3% en uranio 235 235 uranio 235 uranio 235 uranio 235 uranio 235 Barra Barra Barra TIPO DE ELEMENTO Placa MTR Discos Placa MTR Cilíndrica Cilíndrica Cilíndrica COMBUSTIBLE 1970‐1974 1987 1958 1967 1971 1982 A OPERACIÓN a punto de Continúa continúa continúa continúa reiniciarse reiniciarse Tabla 67. Reactores de investigación en Argentina. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

Los reactores de investigación proveen neutrones para producir radioisótopos de uso medicinal e industrial, analizar materiales mediante técnicas no destructivas, investigar sobre radiaciones, desarrollar e implementar terapias de cura de cáncer, conocer mejor el comportamiento de los reactores energéticos y para docencia. Su principio de funcionamiento es similar a los reactores de potencia, están conformados por un combustible nuclear, un moderador, barras de control, un refrigerante y materiales estructurales de soporte. De los millones de neutrones que hay en el núcleo del reactor, la mayoría son utilizados para mantener la reacción en cadena, mientras que los restantes sirven para realizar experimentos. Los reactores de investigación tienen lo que se llaman “facilidades de irradiación” donde se colocan las muestras a irradiar o los experimentos a realizar. Algunas de ellas son simplemente espacios dentro del núcleo o en la zona del reflector donde puede colocarse el experimento. Otras facilidades son conductos, ya sea llenos de aire o algún material específico, que conducen los neutrones hacia el lugar o sala de experimentación. Por lo general estos reactores se refrigeran por convección natural, aunque si superan 100kW de potencia, se implementan circuitos de refrigeración forzada. El agua, además de las funciones de moderador y refrigerante, sirve también como blindaje contra la radiación. Como combustible, las condiciones de diseño exigen que se utilice uranio enriquecido.

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17.1 Aplicaciones tecnológicas de radioisótopos y radiaciones Gracias al uso de reactores nucleares hoy en día es posible obtener importantes cantidades de material radiactivo a bajo costo. Desde finales de los años ’40, se produjo una expansión en el empleo pacífico de diversos tipos de isótopos radiactivos en distintas áreas científicas y productivas. Desde hace más de 40 ańos la CNEA produce, por medio de sus reactores de investigación y aceleradores de partículas, un alto porcentaje de los radioisótopos que son empleados en la República Argentina en áreas tan diversas como la medicina, la industria y la investigación. El Centro Atómico Ezeiza es el lugar donde se producen la mayoría de los radioisótopos utilizados en el país. Entre sus instalaciones se encuentran el reactor de investigación RA ‐3, el ciclotrón, una planta de fabricación de fuentes selladas de Co‐60, una planta de producción de radioisótopos, una de producción de Mo‐99 por fisión y una semi‐ industrial de Irradiación. A medida que abordemos las distintas aplicaciones, veremos cuándo se usan cada una de estas instalaciones. Si bien a partir de ahora hacemos una distinción entre las aplicaciones industriales, medicinales, sanitarias, etc., esta no es tan rigurosa ya que los radioisótopos empleados para dos fines completamente opuestos muchas veces son los mismos. Esto se relaciona con que los radionucleidos pueden emitir más de un tipo de radiación, ya sea de naturaleza electromagnética (X o gamma) o partícula (e‐, e+, n, alfa, p+). Estas interactúan con los materiales que atraviesan, lo que estudiarlos o afectarlos de distintas formas. El alcance y el modo de interacción dependen no solo del radioisótopo, sino también del tipo de radiación, su energía e intensidad, y las propiedades del material. En este sentido, de un mismo núcleo se pueden emitir partículas alfa, que se frenan en un papel, beta, que no atraviesan una lámina de plástico o aluminio, o radiación gamma, que requiere una ancha placa de plomo para detenerse. Esta última es la que mayores aplicaciones tiene cotidianamente, y se conoce también como radiación ionizante, por provocar en el material que atraviesa la formación de iones.

17.1.1 Usos industriales 17.1.1.1 Trazadores Son sustancias radiactivas que se introducen en un determinado proceso con el objeto de estudiar su evolución temporal y/o espacial a través de su detección o medición. Permiten investigar variables del proceso como caudales de fluidos, filtraciones, velocidades en tuberías, cambios de fase, velocidad de desgaste de materiales, etc., funcionando como “espías” que brindan información a un observador externo. Esto se debe a que la radiación emitida puede atravesar paredes y ser detectada con facilidad. Los atributos que debe reunir un trazador son: 







No debe perturbar el sistema en el que se introduce Debe tener un corto período de desintegración para no quedar dentro del sistema. La energía que emite debe ser la adecuada para poder detectarse, no mayor. Debe agregarse en una cantidad mínima, tomando recaudos de usar blindajes adecuados.

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Los trazadores tienen múltiples aplicaciones en ciencias básicas, medicina, biología, agronomía e industrias. En este último caso, se emplean para detectar volumen y tamaño de yacimientos, perfilaje de pozos petroleros, movimiento de fluidos, pérdidas en cañerías, corrosión, determinaciones de masas, etc. En la prospección petrolífera se utilizan equipos que determinan las propiedades del terreno a grandes profundidades, permitiendo inferir cuáles son las posibilidades de que un medio geológico albergue petróleo. Dentro de las técnicas de perfilaje, se encuentra la del relevamiento de la porosidad de las paredes del pozo, que consiste en el análisis de la respuesta de la interacción de la radiación gamma con los materiales que conforman estas paredes. Se utilizan para ello fuentes de cesio – 137. Otro caso es el de la industria del cemento, en la que se agregan dos radionucleidos (uno de lantano y otro de sodio) para determinar el tiempo de transporte en un horno rotativo. Ambos emiten radiación gamma de alta energía, pero distinguibles una de la otra, pudiéndose seguir desde el exterior del horno. Así se obtiene información acerca de las distintas etapas de cocción. En la industria metalúrgica, en tanto, se irradian aros de pistón con neutrones para determinar su nivel de desgaste. La superficie de los aros es cobreada, obteniéndose 64Cu, de manera que puede detectarse este radionucleido y medirse en el aceite de refrigeración, y en base a la cantidad presente se evalúa el nivel de desgaste y corrosión. 17.1.1.2 Fuentes selladas de Cobalto 60 El mayor uso industrial de radioisótopos es en forma de fuentes selladas. Se utilizan principalmente para preservación de alimentos, para terapia radiante y para esterilización de insumos médicos desechables. Las ventajas de esta técnica son que el operador nunca ve el material radiactivo, que en virtud del cierre hermético no hay contaminación del equipo ni posibilidad de radiactividad en el producto y que, en general, los requisitos de seguridad son fáciles de satisfacer. El Cobalto‐60 es un metal que emite energía en forma de rayos gamma al decaer radiactivamente. Se obtiene a partir del cobalto en su estado natural, Cobalto‐59, exponiéndolo a un flujo de neutrones. Para su producción, se usa el reactor de la Central Embalse. En él, cada átomo de cobalto absorbe un neutrón liberado por fisión del combustible nuclear, convirtiéndose en Co‐60, un átomo radiactivo que se desintegra emitiendo una partícula beta y dos rayos gamma. De esta desintegración se obtiene energía ionizante (en forma de rayos gamma) que tiene gran aplicación en procesos industriales. El Co‐60 se encapsula herméticamente en fuentes de distintas geometrías y dimensiones de acuerdo a su uso. Es envasado en el Centro Atómico Ezeiza (CAE), en recipientes de doble pared de acero inoxidable, es decir, fuentes selladas. Para transportarlas, se las coloca en recipientes a prueba de colisiones llamados contenedores. Estos cuentan con un blindaje de plomo para frenar la radiación gamma y un blindaje térmico para que la energía ionizante proveniente de las fuentes no alcance el exterior. En Argentina se produce el 10% del radioisótopo Co‐60 a nivel mundial. Actualmente se exporta aproximadamente el 90% de la producción, a países como EEUU, Inglaterra, Francia, Japón, etc, lo que representa un ingreso de más de 1.700.000 U$S al país por año. Dioxitek S.A es la empresa argentina que se encarga de fabricar dichas fuentes, de las cuales hay dos tipos: para uso médico (en radioterapia) y para uso industrial.

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Figura 68. Fuentes selladas; izquierda: para uso médico; derecha: para uso industrial. Fuente: www.dioxitek.com.ar

En Argentina, el Co‐60 se utiliza en la Planta Semi‐industrial de irradiación, que se puso en marcha en 1970. Se emplean fuentes radiactivas de este isótopo para irradiar diversos materiales. La planta incluye un laboratorio de procesos que analiza y ensaya la posibilidad del empleo de dosis altas de radiación para la conservación de alimentos, esterilización de fármacos y producción biomédicos, y obtención de mejoras en productos orgánicos. La CNEA resalta el aumento de los servicios brindados por esta planta en su Memoria 2008, destacando que se realizaron 1606 servicios de irradiación a clientes externos e internos. Como principales productos procesados en el mismo año, menciona los siguientes, que veremos con mayor detalle en las secciones correspondientes a Medicina Nuclear y Aplicaciones sanitarias: 

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Productos biomédicos descartables, equipos quirúrgicos y odontológicos, prótesis, envases, material de laboratorio. Alimentos, productos veterinarios, alimento para mascotas, material apícola y productos cosméticos.

17.1.1.3 Radiografía industrial Una radiografía es una imagen de proyección en un plano, de la estructura interna de un objeto. Esto se logra por la exposición de ese objeto a un haz de radiación que, al atravesarlo, se proyectará de distinta forma de acuerdo a las densidades de sus partes constituyentes. La radiación impresiona una placa fotosensible adecuada, en la que se generará la imagen. Este método se aplica en ensayos no destructivos, sumamente útil para controles de calidad. El principio físico es la transparencia de los metales a las ondas electromagnéticas, por lo que se utilizan rayos X o gamma; estos últimos tienen mayor poder penetrante. Se utilizan fuentes de Cobalto‐60 para aceros de espesor mayor que 5cm, Iridio‐192 y Cesio‐ 137 para menores espesores y Tulio‐170 para materiales livianos.

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Cuando se emite y hay una falla interna, los distintos niveles de absorción, en base a los diferentes espesores, hacen que la impresión en la placa radiográfica se vea como en la siguiente imagen. La absorción en la falla es menor que en la zona uniforme y por eso la placa está más oscura

Figura 69. Radiografía industrial. Fuente: materias.fi.uba.ar/7201/ENSAYOS%20NO%20DESTRUCTIVOS.pdf

Las radiaciones gamma pueden tratarse según la ley de Beer‐Lambert de la absorción: I=I0e‐µt, donde I e I0 son las intensidades final e inicial de los fotones, µ el coeficiente de absorción y t el grueso del material absorbente. Las gammagrafías se aplican enormemente en la detección de defectos en soldaduras: pueden estar corridas las placas soldadas (defecto offset), lo que en radiografía se ve como una diferencia de espesores (una zona más oscura que otra); o puede haber penetración inadecuada de la soldadura, lo que se traducirá como zonas oscuras indicando partes menos densas y zonas claras, partes más opacas del objeto. Los equipos de rayos X pueden ser de distintas energías, entre 80 y 120 keV, para usos medicinales y hasta 200‐300 keV para industriales. La Neutrografía es un caso particular de radiografía en el que se emplean neutrones como radiación. Los neutrones lentos serán capturados por los núcleos en función de su sección eficaz. Para impresionar la placa fotográfica, es necesario convertir de alguna manera los neutrones en otra radiación ya que éstos producen imagen alguna por sí solos. Por lo tanto, se emplean láminas de cadmio o gadolino como conversoras; materiales que capturan los neutrones y emiten radiación gamma, que impresiona el film.

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Figura 70. Radiografía con neutrones. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

Se utilizan como fuentes de neutrones: un haz extraído del núcleo de un reactor nuclear, fuentes radioisotópicas de laboratorio como 252Cf, o emisores de neutrones por fisión espontánea. Si el objeto a radiografiar es muy delgado y/o de densidad baja, se pueden probar las radiografías con radiación de corto alcance como α o β para lo cual se emplean fuentes emisoras que se colocan en contacto con el objeto. Se han obtenido con este método radiografías de estampillas o billetes. Un sistema industrial que usa una fuente de este tipo consta además de un detector separado de ella a una distancia fija, y el material absorbente se coloca entre ambos y contiene las variables objeto de estudio. Se puede considerar a las radiografías como un caso particular de estos sistemas. Dentro de ellos también se encuentran los sensores de nivel, que como otros tantos instrumentos radioisotópicos, permite realizar mediciones sin contacto físico directo. En la imagen siguiente, la radiación emitida por F es detectada por D, pero al interponerse, el líquido absorbe parte de la radiación y disminuye la señal en D.

Figura 71. Sensores de nivel. Fuente: www.cnea.gov

También, conociendo las leyes de absorción de radiación para diferentes materiales y distintos tipos de radiación, es posible estimar el espesor de una lámina (midiendo la radiación que la atraviesa). Si el material es metálico, se emplean fuentes gamma, mientras que si es papel o plástico se pueden utilizar fuentes beta, como Sr‐90. En esta imagen se observa que el espesor es monitoreado por el detector D que mide la radiación atenuada por la lámina, emitida por F. Luego, una señal emitida por D controla la presión ejercida por los rodillos, ajustando automáticamente el espesor de la lámina.

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Figura 72. Sensores de espesor. Fuente: www.cnea.gov

Con instrumentos similares se pueden medir también densidades. El mismo aparato usado para la determinación del nivel en un punto puede servir para la medición de la densidad si la fuente es lo suficientemente fuerte para transmitir una señal a través del fluido. La fuente más común para este trabajo es de Cs‐137. Cuando se trata de diámetros pequeños, puede aplicarse radiaciones beta, cuya aplicación más conocida es tal vez la comprobación de la densidad de cigarrillos.

17.1.2 Aplicaciones en Medicina En los últimos años, el campo de la medicina nuclear creció enormemente. A principios de la década del 70, su desarrollo y evolución se acentuó gracias a la electrónica, al aporte de nuevos instrumentos de detección para el diagnóstico por imágenes (Cámara gamma) y a la aparición de nuevos radionucleidos (en particular, el 99mTc). Actualmente, los avances más significativos se están obteniendo en el campo de la oncología, reumatología y endocrinología mediante el uso de radionucleidos emisores beta. Los radioisótopos y fuentes de radiación se emplean con propósitos de diagnóstico, para obtener información anatómica o funcional sobre el estado de la salud de los pacientes, o con fines terapéuticos para el tratamiento de tumores malignos. Entre los más importantes se encuentran el I‐131, P‐32 y Tc‐99m. El primero se usa para determinar la circulación sanguínea, el metabolismo de las grasas y, especialmente, la actividad de la glándula tiroides donde dicho isótopo se acumula. El radioisótopo de fósforo es útil para identificar tumores malignos, ya que las células cancerígenas tienden a acumular más fosfatos que las células normales. Por su parte, el Tc‐99m se emplea en el estudio de la estructura anatómica de los órganos mediante aparatos radiográficos (ver más adelante en “…Mo‐99”). En los procedimientos radioterapéuticos se irradian, con elevadas dosis, los tejidos afectados de los pacientes; en el caso de la teleterapia se utilizan fuentes selladas o aceleradores de partículas, ubicadas a cierta distancia del paciente; mientras que en la braquiterapia se emplean fuentes selladas colocadas en contacto o a muy poca distancia de los tejidos a irradiar. El Co‐60 es el más difundido para este tipo de tratamientos, aunque los aceleradores están creciendo en importancia. Otros radioisótopos empleados en fuentes selladas: I‐125 para tratamientos de tumores sólidos y en próstata; Au‐128 se aplica al tratamiento de tumores cerebrales.

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Se ha probado con éxito la irradiación con neutrones para el tratamiento de tumores. La teleterapia se realiza focalizando un haz de radiación sobre el tumor, con equipos de baja, media y alta energía. En la braquiterapia se emplean fuentes selladas que por lo general se implantan en la zona tumoral y permanecen allí de 72 a 96 horas. Además, se usan fuentes abiertas que comprenden radiofármacos metabolizables. Un ejemplo es el Estroncio‐89, administrado en forma de cloruro, utilizado en el tratamiento paliativo del dolor producido por las metástasis óseas. Por otro lado, en el diagnóstico, se utilizan radiofármacos para diversos estudios de:         

Tiroides. Hígado. Riñón. Metabolismo. Circulación sanguínea. Corazón. Pulmón. Trato gastrointestinales. Es difícil realizar la oxidación

De esta manera, las diferentes técnicas implementadas y la variedad de radiofármacos disponibles permiten estudiar los distintos procesos fisiológicos o bioquímicos que ocurren en el organismo, en situación normal o patológica. Se administra al paciente un cierto tipo de fármaco radiactivo que permite estudiar, mediante imágenes bidimensionales (centelleografía) o tridimensionales (tomografía), el estado de diversos órganos del cuerpo humano. De este modo se puede examinar el funcionamiento los órganos mencionados, así como el volumen y circulación sanguíneos. Casi el 80% de los compuestos radiofarmacéuticos utilizados con fines diagnósticos contienen Tc‐99m, que puede ser inyectado vía intravenosa o unirse a moléculas para ser inyectado en forma oral. Algunos ejemplos de las aplicaciones de radiofármacos en diagnóstico: 

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En el estudio del sistema nervioso central (SNC). El desarrollo de nuevos radiofármacos capaces de atravesar la barrera hematoencefálica (BHE) permitió realizar estudios del cerebro. Ej. Xe‐127, I‐123. Para medir el metabolismo del cerebro se utilizan agentes emisores de positrones en un tomógrafo. El radiofármaco es la 18F‐fluordeoxiglucosa y mide la glucosa en el cerebro, un indicador de su actividad Como dato anecdótico, comentamos que hace unos días (noviembre de 2009), por medio de un dispositivo de alta tecnología emisor de positrones, se descubrió que un hombre que se creía estaba en estado vegetativo desde hace 23 años, se encontraba consciente. En el tratamiento de hipertiroidismo, se emplea I‐131, como ya mencionamos, ya que se acumula en la glándula tiroides. En la obtención de imágenes cardiovasculares. El angiocardiograma, por ejemplo, es una técnica que permite el estudio de las cámaras del corazón y los grandes vasos. Aquí se utiliza el Tc‐99m, así como también para localizar infartos del miocardio. Función pulmonar, mediante centelleografías con Tc‐99m y otros agregados. En diagnóstico de procesos inflamatorio‐infecciosos. El Ga‐67 se usa para localizar lesiones inflamatorias.

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También, se utilizan radiofármacos como el Cromo ‐ 51 para la exploración del bazo, el Selenio ‐ 75 para el estudio del páncreas y el Cobalto ‐ 57 para el diagnóstico de la anemia. Otra aplicación conocida de los radioisótopos es el radioinmunoanálisis, que consiste en tomar muestras de sangre del paciente y añadir algún radioisótopo que permite obtener mediciones precisas respecto de hormonas y otras sustancias de interés, como proteínas, enzimas o virus. La CNEA ha producido y desarrollado la mayoría de estos radiofármacos, tanto de diagnóstico como terapéuticos. La elaboración de radioisótopos Mo‐99 (ver aparte), I‐131, Cr‐51, P‐32 y Samario‐153 se realiza a partir de la irradiación de blancos en el reactor de investigación RA ‐3 y su procesamiento se efectúa en la Planta de Producción de Radioisótopos y Radiofármacos, ambos en el CAE. En 2008, la producción y comercialización de radioisótopos de reactor para uso médico fueron las siguientes:

Tabla 73. Facturación de los principales radioisótopos elaborados en el CAE. Fuente: www.cnea.gov.ar/xxi/memorias/2008/mb2008.asp

El total facturado por la CNEA, por la venta de radioisótopos, en el mismo año, fue de $6.305.575 17.1.2.1 Ciclotrón Como respuesta a la necesidad creciente de productos de distintos radioisótopos utilizados en Biología y Medicina Nuclear, se puso en marcha en 1994, en el Centro Atómico Ezeiza, un ciclotrón de producción de energía variable (protones de hasta 40MeV). En él se produce Ti‐201 para uso médico y F‐18, que forma parte de la molécula F‐deoxiglucosa (FDG). En 2008, la producción del radiofármaco 18‐FDG fue de 1290 dosis y la facturación de $1.052.640. Próximamente producirá el radioisótopo I‐123, que reemplazará al I‐131 en algunos estudios diagnósticos. El único inconveniente es que el período de desintegración de los radioisótopos producidos con este aparato es muy corto, lo cual impide la posibilidad de exportarlos.

Figura 74. Ciclotrón de Producción. Fuente: caebis.cnea.gov.ar Página 101



17.1.2.2 Producción de Mo‐99 El Tecnecio‐99m es el radionucleido de más amplio uso en la medicina nuclear ya que, por sus características, es ideal para la realización de diagnósticos por imágenes y estudios de procesos metabólicos. Más del 70% de todos los procedimientos médicos que se realizan con radioisótopos hacen uso de él, formando parte de un radiofármaco. Este isótopo es generado por decaimiento de Molibdeno‐99, producido en la fisión del uranio. En el CAE, la CNEA alcanzó el dominio de la tecnología de separación de Mo‐99 a partir de los productos de fisión del U‐235 enriquecido. A partir de 1975, comenzó a comercializar generadores de Tc‐99m en hospitales y centros de salud, debido a que el período de desintegración de este isótopo era tan corto (6 horas) que solo podía aplicarse cerca del CAE. Diez años más tarde, se puso en marcha la Planta de producción de molibdeno por fisión. El proceso parte de la irradiación, en el RA ‐3, de placas de aluminio y uranio enriquecido (al 90%) aleados, y se completa con un proceso radioquímico que permite obtener Mo‐99. Las instalaciones actuales permiten satisfacer la demanda nacional y exportar este radionucleido a todo Latinoamérica. Sin embargo, la preocupación mundial relativa al uso de uranio altamente enriquecido, llevó al corte del suministro de este material nuclear. La imposibilidad de abastecimiento externo de uranio U‐235 al 90% obligó a CNEA a reemplazarlo por uranio de bajo enriquecimiento, menor al 20%, para garantizar la continuidad de la producción nacional de Mo‐99. El Proyecto Mo‐99 tiene como objetivo desarrollar la tecnología de producción de Mo‐99 y otros radioisótopos de interés comercial (Sr‐90,I‐131, Xe‐133, Cs‐ 137) a partir de la irradiación con neutrones de blancos de bajo enriquecimiento (U‐ 235<20%) incluyendo la recuperación del uranio empleado. Así es como Argentina se convirtió en el primer país, entre los productores de Mo‐99 por fisión, en desarrollar su propio blanco de aluminuro de uranio de bajo enriquecimiento, permitiéndole continuar con crecientes saldos exportables.

Figura 75. Miniplaca de aluminuro de uranio. Fuente: www.cnea.gov

17.1.3 Aplicaciones sanitarias 17.1.3.1 Radioesterilización El material a tratar, mediante un sistema de mando a distancia, se enfrenta a un conjunto de fuentes de Co‐60 de alta actividad, produciéndose el efecto deseado. La radiación gamma no induce reacciones nucleares, por lo que el material irradiado no se activa. Los materiales sometidos a esterilización (jeringas, gasas, etc), se irradian envasados herméticamente en Plantas de Irradiación. La radiación elimina bacterias, gérmenes patógenos y otros microorganismos.

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17.1.3.2 Agricultura 17.1.3.2 Agricultura y y alimentos alimentos La preservación de alimentos se basa en los efectos que la radiación, en dosis menores a la esterilización, provoca en algunos alimentos. De acuerdo con la cantidad de energía entregada al producto alimenticio, se pueden lograr distintos efectos. Entre ellos, se pueden destacar el bloqueo de procesos enzimáticos, que reducen o eliminan la brotación de tubérculos como la papa y la cebolla; y el retardo del proceso de putrefacción en carnes o vegetales mediante la eliminación de bacterias, que aumenta considerablemente el tiempo de conservación y conservación y almacenamiento. almacenamiento. En los tubérculos, el tratamiento con energía ionizante inhibe totalmente el brote, que disminuye su calidad, permitiendo extender el período de almacenamiento y por tanto, incrementando la disponibilidad de sus productos en el mercado. Con mayores dosis de radiación gamma, se pueden esterilizar insectos para evitar su propagación, preservando productos frutihortícolas y granos y retardando su envejecimiento (ej. champiñones); también parásitos, como el causante de la triquinosis en carne de cerdo. Se puede triplicar el tiempo de comercialización de carnes frescas, por reducción de los microbios contaminantes, lo que se denomina “radurización”, y “radurización”, y retardar retardar la maduración de frutas como el mango o la banana. Con respecto al tratamiento en insectos, por lo general se suministran altas emisiones de radiación sobre insectos machos mantenidos en un laboratorio, impidiéndoles, una vez dejados en libertad, el apareamiento. La radiación no solo produce la muerte o incapacidad de reproducción de los adultos, sino también extiende su acción a la larva o a los huevos. Esto disminuye notoriamente las pérdidas producidas por el consumo que efectúan los insectos en granos, harinas y legumbres mientras se encuentran almacenados. De la misma, forma, se controlan plagas como la mosca de la fruta, que en países como Chile permitió la expansión de sus exportaciones agrícolas. Se fomenta así el comercio internacional de productos frutales que muchas veces muchas veces se ve se ve obstaculizado por los rigurosos controles de plagas. En el caso de los alimentos frescos, es imposible utilizar la pasteurización por calor. Es por ello que la pasteurización con energía ionizante aporta una solución eficaz, reduciendo las pérdidas por descomposición y prolongando el período de frescura. Un ejemplo es la frutilla, alimento muy perecedero, cuyo período de conservación logró duplicarse, o también los pescados y mariscos, que ahora pueden llegar a mercados en forma fresca.

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irradiados y sin sin irradiar. Fuente: caebis.cnea.gov.ar Figura 76. Alimentos irradiados y

La radiación ionizante no deja residuos tóxicos, como sí sucede en tratamientos químicos con pesticidas o plaguicidas, y no y no incrementa la temperatura de los productos procesados, lo que implica una gran ventaja. gran ventaja. Para que un alimento resulte exitosamente conservado por irradiación es necesario seleccionar la dosis de radiación, temperaturas de irradiación y irradiación y conservación, conservación, tipo de envase, presencia o no de oxígeno en él, etc. Una instalación de este tipo es una sala blindada de hormigón armado, con paredes que frenan la energía emitida por las fuentes. Los productos a ser irradiados se mueven por sistemas mecánicos. Las fuentes de Co‐60 producidas en Argentina en Argentina son apropiadas para estos procesos. Como ya expresamos, la CNEA posee una planta semi‐industrial de irradiación que utiliza fuentes de este material. La instalación consta de un recinto de irradiación, del portafuentes, de la pileta de las fuentes, del mecanismo elevador y del sistema de transporte de muestras. Los muros y muros y techos techos del recinto de irradiación son de hormigón con espesores de hasta 1,80 m.

las jaulas de irradiación colgadas que se desplazan al Figura 77. Planta de irradiación del CAE. Se observan las jaulas recinto donde se encuentran las fuentes. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

El portafuentes es una estructura rectangular de acero inoxidable, cuyas dimensiones le permiten alojar la carga de diseño con el exceso necesario para considerar el decaimiento de las fuentes; es decir, aloja fuentes de Co‐60 que reemplazarán a las utilizadas, Página 104



teniendo en cuenta que el período de desintegración de este material es de 5 años. El agua de la pileta, de 6 m. de profundidad, donde se almacena la fuente, actúa como blindaje cuando ésta se encuentra en posición de depósito. Un mecanismo elevador lleva la fuente desde esa posición en el fondo de la pileta, hasta su posición superior, de irradiación. La CNEA también CNEA también ha diseñado y diseñado y construido construido un Irradiador Móvil. Este tipo de irradiador presenta la ventaja de poder ser trasladado a cualquier sitio donde se requieran sus servicios, con el consecuente beneficio derivado del ahorro de tiempo de traslado y de costo de transporte de los productos a ser procesados, especialmente si se trata de mercaderías perecederas.

Figura 78. Irradiador móvil montado sobre un camión. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

La OMS sostiene que, al igual que los alimentos pasteurizados, aquellos procesados de este modo son inocuos. En un documento elaborado junto con la OIEA, afirma que cualquier alimento puede ser irradiado con dosis de hasta 10kGy (Gy: Gray – absorción de energía de un joule por kg de masa) sin que se produzcan pérdidas nutricionales o efectos tóxicos para el consumidor. Las energías emitidas por las fuentes empleadas, de Co‐60 y 60 y Cs Cs‐137, son menores que las necesarias para contaminar los alimentos. 17.1.3.3 Medio ambiente El tratamiento de efluentes cloacales se realiza con energía ionizante, garantizando la eliminación total de los riesgos de transmisión de enfermedades causadas por agentes patógenos. La pureza del efluente tratado permite su utilización como abono orgánico natural o como relleno sanitario. Por otro lado, se utilizan técnicas nucleares para detección y análisis de diversos contaminantes. La técnica de Análisis por Activación Neutrónica consiste en irradiar una muestra de tal forma de obtener luego los espectros gamma que emite, procesando la información con ayuda computacional. El espectro aporta información sobre los elementos presentes en la muestra y muestra y las las concentraciones de los mismos. De esta forma se puede determinar la contaminación del agua o el smog generado en las ciudades.

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17.1.4 Datación, investigación y otras aplicaciones El carbono 14 se utiliza en la datación, que permite estimar la edad de los fósiles y otras materias orgánicas. Este isótopo es producido continuamente en la atmósfera por los rayos cósmicos, y se incorpora a toda la materia viva. Como el carbono 14 se desintegra con un periodo de semidesintegración de 5.760 años, la proporción entre el carbono 14 y el carbono 12 (isótopo estable) en un espécimen dado, proporciona una medida de su edad aproximada. Es decir, cada 5760, la actividad existente debido al C‐14 disminuye a la mitad, de manera que midiendo con precisión su actividad en un organismo, se puede inferir la edad de la muestra. Esta técnica es muy útil en arqueología, antropología, oceanografía, geología y climatología. En el campo de la investigación está muy difundido el uso de trazadores en técnicas experimentales de laboratorio. Algunos de los radionucleidos utilizados son Fe‐59 para estudios biológicos, carbono‐14 para estudio de fotosíntesis y mediciones de respiración, azufre‐35 para marcación de insectos y tritio para biología molecular, movimiento de agua en suelos, etc. En el ámbito de la biología, la introducción de compuestos radiactivos marcados ha permitido observar las actividades biológicas hasta en sus más mínimos detalles, dando un gran impulso a los trabajos de carácter genético. Además, utilizando haces de neutrones generados por reactores, es posible llevar a cabo diversas investigaciones en el campo de las ciencias de los materiales. Por ejemplo, se puede obtener información respecto de estructuras cristalinas, defectos en sólidos, estudios de monocristales, distribuciones y concentraciones de elementos livianos en función de la profundidad en sólidos, etc. En Argentina, además de los reactores de investigación ya expuestos, cabe mencionar el Tandar, en el Centro Atómico Constituyentes, que es un acelerador electrostático que comenzó a operar en 1986, capaz de acelerar todo tipo de iones. El haz producido bombardea núcleos (blandos) de distintos tipos, y se emplea para obtener información acerca de la estructura atómica y subatómica de la materia. Por su parte, en el acelerador lineal de electrones del Centro Atómico Bariloche, se realizan investigaciones vinculadas de neutrones, electrones y rayos gamma con distintos materiales. Se podrían mencionar muchos más usos de los radioisótopos en las distintas ramas científicas. Resaltaremos dos de ellos, como son la preservación de obras de arte y la apicultura. La primera se encuentra dentro de una aplicación conocida como radiopolimerización. En ella, la radiación provoca un mayor entrecruzamiento de las redes poliméricas, logrando materiales de extrema dureza y resistencia al desgaste, por ejemplo maderas. La utilización de esta técnica se emplea para restaurar objetos artísticos. Además, el carbono‐14 se usa para fechar obras de arte, lo que permite determinar su autenticidad. En relación a la apicultura, Argentina es el primer exportador a nivel mundial; el 90% de la miel que produce se destina a exportación, y sus principales destinos son EEUU y la UE. Estos son mercados con exigentes normas de calidad, por lo que el factor sanitario incide directa o indirectamente en la rentabilidad de la producción apícola argentina. La CNEA cuenta con colmenas propias que multiplica, relocalizar y mantiene para llevar adelante tareas de investigación entre las que pueden citarse las siguientes: 

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Monitoreo del medioambiente utilizando a la abeja melífera como indicador de contaminación radiactiva e industrial. Irradiación de materiales apícolas como método de profilaxis para el control de enfermedades bacterianas y parasitarias. Página 106


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Estudios de irradiación de mieles, cera y polen con rayos gamma de cobalto‐60.

Las abejas se utilizan como muestreadotes o trazadores móviles. Son un indicador biológico que permiten obtener información sobre alteraciones en el medioambiente, concentraciones de compuestos químicos, radiactividad, etc. En sus vuelos recorren grandes áreas recolectando polen, néctar y agua, y resinas vegetales que llevan a las colmenas, donde elaboran sus productos. En la miel y en las propias abejas se refleja el uso de pesticidas y herbicidas, la contaminación acuífera generada por determinadas industrias, la presencia de minerales en la corteza terrestre y la contaminación radiactiva producto de pruebas nucleares, accidentes o por proximidad a instalaciones nucleares. Se utilizan técnicas nucleares como la espectrometría alfa, beta y gamma y el análisis por activación neutrónica instrumental, como se observa en la siguiente imagen; irradiando en el reactor RA ‐3 del CAE, se han desarrollado procedimientos de muestreo y análisis que permiten evaluar la presencia de materiales contaminantes en una zona dada. La presencia de cinc en la miel es indicadora de un mal manipuleo, por parte de los apicultores, de la miel producida. Del mismo modo, la presencia de metales pesados como el plomo y el arsénico alerta sobre el riesgo de enfermedades toxicológicas que pueden contraer los consumidores de esas mieles por ingestión frecuente. También se somete al material apícola a la radiación ionizante para esterilizarlo, ante la presencia de microorganismos patógenos que pueden causar enfermedades, que no solo generarían barreras a la exportación sino también provocan la muerte de la colmena. Al igual que otros productos alimenticios mencionados en secciones anteriores, la CNEA trabaja con la miel en la planta de Irradiación Semi‐Industrial del Centro Atómico Ezeiza.

Figura 79. Técnicas nucleares utilizadas en Apicultura. Fuente: caebis.cnea.gov.ar

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18. CONCLUSIÓN Finalizando la primera década del siglo XXI, la energía nuclear está posicionada como una alternativa eficaz y eficiente frente a otras formas de generación eléctrica, como los combustibles fósiles o el agua. Sus ventajas competitivas y su rápido crecimiento permiten vaticinar un rol protagónico en los próximos años, y en ese libreto Argentina no debe faltar. Entendemos que el uranio es un mineral estratégico para el desarrollo de la economía de nuestro país y que por lo tanto su prospección, exploración y explotación debe recibir una inversión acorde con tal condición. Las reservas de uranio y otros minerales radiactivos en la Argentina son suficientes para satisfacer la demanda interna y la vida útil de los reactores nucleares nacionales. Por ello, resulta esencial llevar adelante una reactivación del Plan Nuclear que permita evaluar la posibilidad de poner fin a la importación de minerales de uranio y abastecer dicha demanda con la producción nacional de aquellos yacimientos que cerraron sus puertas en las últimas décadas. Para alcanzar un resultado satisfactorio, se necesita un fuerte compromiso en el tratamiento de los residuos radiactivos, que permitirá no sólo obtener la confianza de la población, sino también evitar graves consecuencias a largo plazo. Aún así, podemos apreciar la enorme cantidad de actividades que realiza la Comisión Nacional de Energía Atómica. Destacamos el autoabastecimiento y la creciente exportación de los radioisótopos más importantes, y sus tareas de investigación en reactores experimentales, que le permitieron ganar licitaciones sobre dichas instalaciones frente a grandes potencias nucleares. Hoy en día, no sólo exporta la instalación de los reactores sino también diversos servicios de post venta (mantenimiento, tratamiento de residuos radiactivos, etc). De alguna manera, esto implica exportar tecnología, lo cual en un país subdesarrollado es altamente meritorio. En los últimos años, los avances en investigación y desarrollo lograron una mayor economía de combustible, materiales especiales más resistentes y confiables, y mejores condiciones de seguridad en las centrales nucleares. Al mismo tiempo, estos permitieron superar, en casi todo el mundo, los prejuicios o preocupaciones que supone la energía nuclear y la radiactividad y que habían frenado su crecimiento, teniendo en cuenta el accidente de Chernobyl y la proliferación de armas nucleares acaecidas el siglo pasado. En relación a nuestra investigación, creemos que los objetivos que nos planteamos al comienzo fueron cumplidos. Aún así, se nos presentaron algunas dificultades a lo largo de su desarrollo, como la enorme cantidad de compuestos radiactivos existentes y su no menos diversificada variedad de aplicaciones. Si bien hicimos referencia a muchos de ellos como el torio, el litio y el plutonio, decidimos concentrar nuestro trabajo en el mineral de uranio por ser el de mayor aplicación industrial. En numerosos pasajes del trabajo debimos aplicar nuestro criterio para decidir qué aspectos merecían un enfoque más detallado y cuáles no resultaban mayormente representativos. Por otro lado, la confiabilidad de las fuentes significó otro inconveniente que debimos enfrentar, ya que al ser tema tan polémico abundan textos con alto grado de subjetividad. Sumado a ello, decidimos no ahondar en ciertas cuestiones técnicas que excedían nuestros conocimientos y el objetivo de esta monografía, como por ejemplo, determinadas aplicaciones tecnológicas de los radioisótopos. Aún así, nos consideramos satisfechos por haber logrado incorporar nuevos conceptos que resultarán útiles en nuestro desarrollo profesional. Al estudiar este tema, encontramos numerosos puntos de contacto con los conceptos vistos en clase, relacionados a la extracción y concentración

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de los minerales de uranio. Otros procesos, como la lixiviación, no fueron desarrollados, pero se pudieron comprender utilizando los conocimientos adquiridos en la materia. Por último, es importante destacar la tarea del Ingeniero Industrial en una amplia variedad de actividades, desde la búsqueda de nuevos y mejores materiales y el desarrollo de técnicas más eficientes hasta la realización de análisis económicos sobre la factibilidad de un proyecto, en búsqueda del progreso nuclear.

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Minerales Radiactivos

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