Producción de Uranio-235 con 90% de Pureza: Procesos desde el Mineral hasta el Metal

1. Introducción al Uranio-235 y el Ciclo del Combustible Nuclear

El uranio es un elemento metálico que se encuentra de forma ubicua en la corteza terrestre, en suelos, ríos y océanos. Su abundancia es notable, superando al oro en aproximadamente 500 veces y siendo tan común como el estaño.¹ En su estado natural, el uranio se presenta como una mezcla de isótopos, predominantemente uranio-238 (238U), que constituye alrededor del 99.275% de la masa total. El uranio-235 (235U) es el segundo isótopo más abundante, con una concentración de aproximadamente el 0.720%, mientras que el uranio-234 (234U) se encuentra en trazas mínimas del 0.005%.²

La relevancia del 235U radica en su propiedad de ser fisible, lo que significa que su núcleo puede dividirse fácilmente al ser impactado por un neutrón, liberando una considerable cantidad de energía y neutrones adicionales. Este proceso es la base de la reacción nuclear en cadena controlada que se explota tanto en la generación de energía nuclear como en aplicaciones militares.²

El conjunto de actividades industriales que permiten la producción de energía eléctrica a partir del uranio se conoce como el ciclo del combustible nuclear.¹ Este ciclo abarca desde la minería del mineral de uranio hasta la gestión final de los residuos radiactivos. Para la mayoría de las centrales nucleares comerciales, el combustible requiere un enriquecimiento de 235U a niveles de entre 3% y 5%, lo que se denomina uranio de bajo enriquecimiento (LEU).² Sin embargo, el objetivo de esta investigación es describir los procesos para obtener 235U con una pureza del 90%, un nivel que lo clasifica como uranio altamente enriquecido (HEU) de grado armamentístico.⁷

Implicaciones del Uranio Altamente Enriquecido (HEU)

La producción de HEU con concentraciones de 235U superiores al 90% es un proceso de ingeniería de gran complejidad y coste.⁹ Esta pureza es la requerida para la fabricación de armas nucleares.³ La tecnología empleada para el enriquecimiento de uranio, ya sea para fines energéticos o militares, es fundamentalmente la misma.⁷ Esta característica de «doble uso» de la tecnología de enriquecimiento genera importantes preocupaciones en el ámbito de la no proliferación nuclear. La capacidad de una nación para enriquecer uranio a niveles bajos para la generación de energía implica una capacidad latente para escalar el enriquecimiento a niveles de grado armamentístico, un concepto conocido como «tiempo de ruptura» o «breakout time».¹⁰ Esta inherente dualidad de la tecnología nuclear es la razón fundamental por la que el proceso de enriquecimiento está sujeto a una estricta regulación y supervisión internacional por organismos como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).⁷ Por lo tanto, la descripción detallada de la obtención de 235U al 90% no es meramente un ejercicio técnico, sino que conlleva profundas implicaciones geopolíticas y de seguridad global.

2. Extracción y Concentración del Uranio del Mineral

La primera etapa en la producción de 235U de alta pureza es la extracción del uranio de su mineral natural, seguida de su concentración. Este proceso se lleva a cabo mediante métodos de minería y molienda.

Métodos de Minería de Uranio

La extracción de uranio del subsuelo se realiza principalmente a través de dos enfoques: la minería convencional y la lixiviación in situ (ISL).¹⁴

La minería convencional implica la remoción física de la roca que contiene el mineral de uranio. Dentro de este método, se distinguen:

• Minería a cielo abierto: Empleada cuando los depósitos de uranio se encuentran cerca de la superficie. Consiste en la excavación de grandes hoyos para extraer tanto el mineral como la roca estéril.¹ Un ejemplo notable fue una operación planificada en el condado de Pittsylvania en la década de 1980, que habría implicado una excavación de 110 acres y 850 pies de profundidad.²⁰
• Minería subterránea: Se utiliza para acceder a depósitos de mineral ubicados a mayores profundidades, mediante la creación de pozos y túneles.¹

La lixiviación in situ (ISL), también conocida como recuperación in situ (ISR), ha ganado prominencia en las últimas décadas, siendo el método de extracción de uranio más común en Estados Unidos.¹ Este proceso no requiere la remoción física del mineral. En su lugar, se inyecta una solución acuosa (ácida o alcalina) directamente en los depósitos subterráneos de uranio, disolviendo el uranio presente en rocas porosas, típicamente areniscas. La solución, ahora «embarazada» de uranio, se bombea a la superficie a través de una red de pozos para su posterior procesamiento.¹ Una ventaja de la ISL es que se considera una operación combinada de minería y molienda, ya que el uranio se disuelve y se purifica en la superficie, evitando la generación de relaves de molino.¹

Proceso de Molienda

Una vez que el mineral de uranio es extraído, si no se utiliza ISL, se transporta a una planta de molienda, generalmente ubicada cerca de la mina.¹ El proceso de molienda tiene como objetivo separar el uranio de los demás minerales de la roca.

1. Trituración y molienda: La mena se tritura y se muele hasta obtener partículas del tamaño de arena.¹⁹
2. Lixiviación: A estas partículas trituradas se les añaden productos químicos (ácidos o álcalis fuertes) para disolver el uranio.¹⁹
3. Precipitación y separación: El uranio disuelto se separa de la solución química mediante precipitación. Posteriormente, el precipitado se deshidrata, se seca y se empaqueta.¹⁹

Producción de «Yellowcake» (U3O8) como Concentrado de Uranio

El producto final del proceso de molienda es el «yellowcake».¹ Este es un concentrado de óxido de uranio (U3O8) o compuestos similares, que se presenta como un polvo amarillo (aunque su color puede variar). En el yellowcake, la concentración de uranio se eleva significativamente, superando el 80%.¹ Es importante destacar que la eficiencia de este proceso es relativamente baja en términos de masa: por cada tonelada de mineral extraído, se obtienen solo entre 2 y 4 libras de yellowcake concentrado.²⁰

La baja concentración de uranio en el mineral original y la modesta recuperación de yellowcake por tonelada de roca significan que la minería y la molienda son procesos de muy alto volumen. Esta escala de operación genera enormes cantidades de residuos radiactivos, conocidos como «tailings» o relaves de molino.¹⁹ Estos relaves, que representan la mayor parte de la roca procesada, contienen aproximadamente el 85% de la radiactividad original del mineral y permanecen radiactivos durante cientos de miles de años.²⁰ Además de la radiactividad, los relaves pueden contener sustancias peligrosas como radio, selenio, molibdeno y torio.²⁰ La necesidad de procesar volúmenes tan masivos de material para obtener una pequeña cantidad de producto concentrado es una de las principales causas de los desafíos ambientales y de gestión de residuos a largo plazo en la fase inicial del ciclo del combustible nuclear.¹⁹ La gestión adecuada de estos relaves es crucial para prevenir la contaminación ambiental, especialmente de las fuentes de agua, ya que el uranio y otros materiales radiactivos son solubles en agua superficial y subterránea.¹⁹

3. Conversión del «Yellowcake» a Hexafluoruro de Uranio (UF6)

Una vez obtenido el yellowcake, el siguiente paso crítico es su conversión a hexafluoruro de uranio (UF6). Esta transformación es indispensable porque el enriquecimiento isotópico del uranio, que es el objetivo principal para alcanzar el 90% de 235U, solo puede realizarse de manera eficiente cuando el uranio se encuentra en estado gaseoso.¹ El UF6 es la forma química preferida para este propósito debido a dos razones fundamentales: el flúor posee un único isótopo natural, lo que asegura que cualquier diferencia en el peso molecular del UF6 se deba exclusivamente a las diferencias entre los isótopos de uranio (235U y 238U), simplificando así el proceso de separación.⁴ Además, el UF6 existe como gas a temperaturas de operación relativamente bajas y manejables, lo que facilita su manipulación en las plantas de enriquecimiento.⁴

Descripción Detallada del Proceso Químico de Conversión

El yellowcake (U3O8) se transporta desde las plantas de molienda a instalaciones de conversión especializadas.¹⁰ El proceso de conversión es una secuencia de varias etapas químicas diseñadas para purificar el uranio y transformarlo en UF6.⁶

Un método común, conocido como el proceso «húmedo», es utilizado por grandes operadores como Cameco y Orano.²⁴ Este proceso implica:

1. Disolución y purificación: El concentrado de yellowcake se disuelve inicialmente en ácido nítrico para formar nitrato de uranilo (UO2(NO3)2·6H2O). Esta solución se purifica mediante un proceso de extracción por solventes, utilizando tributilfosfato disuelto en queroseno o dodecano. El uranio se extrae de la fase orgánica con una solución diluida de ácido nítrico y se concentra por evaporación. Alternativamente, el nitrato de uranilo puede concentrarse y reaccionar con amoníaco para producir diuranato de amonio, que luego se calcina para obtener óxido de uranio (UO3) puro.²⁴
2. Reducción a UO2: El UO3 purificado (o el U3O8 triturado del proceso «seco») se reduce en un horno con hidrógeno gaseoso para formar dióxido de uranio (UO2). Las reacciones químicas son:

• U3O8 + 2H2 → 3UO2 + 2H2O ²⁴
• UO3 + H2 → UO2 + H2O ²⁴

3. Fluoración a UF4: El dióxido de uranio (UO2) se hace reaccionar en otro horno con fluoruro de hidrógeno (HF) gaseoso para producir tetrafluoruro de uranio (UF4). La reacción es:

• UO2 + 4HF → UF4 + 2H2O ²⁴

4. Fluoración final a UF6: Finalmente, el tetrafluoruro de uranio (UF4) se alimenta a un reactor de lecho fluidizado o una torre de llama donde reacciona con flúor elemental (F2) gaseoso para formar hexafluoruro de uranio (UF6). La reacción es:

• UF4 + F2 → UF6 ²⁴

El UF6 resultante es un gas que, al enfriarse, se licúa y luego se solidifica en grandes cilindros de almacenamiento y transporte, que pueden contener hasta 14 toneladas de material. Este proceso de solidificación puede extenderse por un período de hasta cinco días.²²

Consideraciones de Seguridad Química

Los riesgos asociados con el proceso de conversión son predominantemente químicos, más que radiológicos.²² La manipulación de los materiales involucrados presenta desafíos significativos:

• Sustancias volátiles y corrosivas: El proceso utiliza una serie de químicos volátiles, solubles y altamente corrosivos, incluyendo flúor elemental, ácido fluorhídrico (HF) y fluoruro de uranilo. Una liberación accidental de estas sustancias puede generar riesgos graves por inhalación.²² De hecho, incidentes pasados han demostrado que la exposición a altas concentraciones de hexafluoruro de uranio, que genera ácido fluorhídrico en contacto con la humedad, puede ser fatal.²⁹
• Riesgo de explosión: La conversión también emplea gas hidrógeno, que es altamente inflamable y puede crear un riesgo de explosión si no se maneja con las precauciones adecuadas.²²

La conversión de yellowcake a UF6 no es un simple paso, sino una secuencia de reacciones químicas complejas que requieren el manejo de sustancias altamente reactivas y tóxicas. La necesidad de controlar estas reacciones y manejar estos materiales peligrosos añade una capa significativa de complejidad ingenieril y de seguridad al proceso. Esta complejidad química, sumada a la necesidad de mantener la pureza del uranio, actúa como una barrera técnica que limita la capacidad de actores no estatales o con recursos limitados para realizar esta etapa del ciclo del combustible.¹³ Por lo tanto, las plantas de conversión son instalaciones industriales avanzadas que requieren estrictas medidas de seguridad química y radiológica, así como personal altamente capacitado, lo que las convierte en puntos críticos de control en el ciclo del combustible nuclear.

Tabla 3: Reacciones Químicas Fundamentales en la Producción de Uranio-235 Metálico

4. Enriquecimiento de Uranio mediante Centrifugación Gaseosa

El enriquecimiento es la etapa más crítica y compleja en la obtención de 235U con una pureza del 90%. El uranio natural contiene solo aproximadamente un 0.7% de 235U, mientras que el resto es principalmente 238U.² La separación de estos isótopos es intrínsecamente difícil debido a sus propiedades químicas casi idénticas y a la mínima diferencia en sus masas atómicas: el 235U es solo un 1.26% más ligero que el 238U, una diferencia que se reduce a un 0.852% cuando ambos están en forma de hexafluoruro de uranio (UF6).⁵ Para superar este desafío, se explotan las sutiles diferencias de masa mediante métodos físicos, siendo la centrifugación gaseosa la tecnología predominante en la actualidad.

Principios Fundamentales de la Separación Isotópica por Fuerza Centrífuga

La centrifugación gaseosa opera bajo el principio de la fuerza centrífuga.⁴ Cuando una mezcla de gases, en este caso UF6, se somete a una rotación a velocidades extremadamente altas dentro de un cilindro, los componentes más pesados tienden a desplazarse hacia la periferia del cilindro, mientras que los más ligeros se concentran hacia el centro.⁴ En el contexto del UF6, las moléculas que contienen el isótopo más pesado (238U) se desplazan hacia la pared exterior del rotor, mientras que las que contienen el isótopo más ligero (235U) se acumulan más cerca del eje central.

Diseño y Componentes de una Centrifugadora de Gas

Las centrifugadoras de gas son dispositivos de ingeniería de alta precisión. Para lograr la separación isotópica, sus rotores deben girar a velocidades extremadamente elevadas, típicamente en el rango de 100,000 revoluciones por minuto (rpm) o 1,500 revoluciones por segundo.⁵ Estas velocidades generan fuerzas centrífugas miles de veces superiores a la gravedad.¹⁵ Para soportar tales condiciones, las centrifugadoras requieren:

• Rotores: Deben ser extremadamente ligeros pero a la vez robustos y perfectamente equilibrados.¹⁵ Los diámetros de los rotores varían, desde aproximadamente 10 cm en diseños hipotéticos hasta 60 cm en centrifugadoras modernas, con longitudes que pueden alcanzar los 12 metros.⁵
• Cojinetes: Se utilizan cojinetes de alta velocidad, a menudo de tipo magnético, para minimizar la fricción y permitir las velocidades de rotación requeridas.¹⁵
• Sistemas de extracción: Se extrae gas de diferentes puntos dentro de la centrifugadora para obtener una corriente ligeramente enriquecida en 235U y una corriente empobrecida en este isótopo.⁴
• Vacío y flujo: El mantenimiento de un vacío casi perfecto cerca del eje del rotor es crucial para permitir que el gas UF6 fluya libremente y para prevenir fugas.⁵

Algunos diseños avanzados de centrifugadoras, como las de tipo Zippe, incorporan un gradiente de temperatura, calentando la parte inferior del rotor para inducir corrientes de convección.⁵ Este flujo de contracorriente mueve el 235U más ligero hacia la parte superior del cilindro para su recolección, multiplicando el efecto de separación en cada capa horizontal.⁵

Operación de una Centrifugadora Individual

El gas UF6 se introduce en el rotor en rotación. Debido a la fuerza centrífuga, las moléculas más pesadas de 238UF6 se desplazan hacia la pared exterior, mientras que las más ligeras de 235UF6 se concentran hacia el centro.⁴ La corriente de gas que ha sido ligeramente enriquecida en 235U se extrae del centro y se alimenta a la siguiente centrifugadora en una etapa de enriquecimiento superior.⁴ Paralelamente, la corriente de gas que ha sido ligeramente empobrecida en 235U se recicla a una etapa inferior para su reprocesamiento.⁴

Configuración en Cascada para Lograr Alta Pureza (90% U-235)

Una sola centrifugadora de gas solo puede lograr una separación isotópica muy pequeña.⁷ Para alcanzar el alto nivel de enriquecimiento deseado, como el 90% de 235U, es necesario conectar miles de centrifugadoras en una configuración en serie y paralelo, conocida como «cascada».⁴ En una instalación de enriquecimiento, estas centrifugadoras se organizan en largas líneas, formando «trenes» y «cascadas» interconectadas.⁴ El gas UF6 fluye progresivamente a través de estas máquinas, con cada etapa aumentando marginalmente la concentración de 235U, hasta que se alcanza el nivel de enriquecimiento objetivo en el punto de extracción final.⁴

Para ilustrar la magnitud de este proceso, un diseño de cascada por etapas para alcanzar el 90% de 235U podría implicar una progresión de concentraciones: desde el 0.71% natural, pasando por el 3.0% (LEU), luego al 20% (HEU), al 60%, y finalmente al 90%.³³ Esto requiere un número considerable de etapas, con miles de centrifugadoras operando en conjunto para lograr la pureza de grado armamentístico.¹⁵

Factores que Afectan la Eficiencia y la Pureza del Enriquecimiento

La eficiencia y la pureza del enriquecimiento en una centrifugadora de gas están influenciadas por varios factores operativos y de diseño:

• Eficiencia energética: Las centrifugadoras de gas son notablemente más eficientes energéticamente que las tecnologías predecesoras, como la difusión gaseosa. Requieren solo entre el 2% y el 2.5% de la energía para lograr el mismo nivel de enriquecimiento.⁷ Esta eficiencia superior las hace más rentables y con un menor impacto ambiental.⁷
• Escalabilidad y costos operativos: La modularidad de las instalaciones de centrifugadoras permite una gran flexibilidad. Se pueden añadir centrifugadoras adicionales para aumentar la capacidad de enriquecimiento sin necesidad de rediseños significativos de la planta.⁷ Esta característica contribuye a reducir los costos operativos a lo largo de la vida útil de la instalación.⁷
• Parámetros operativos: La eficacia de la separación depende directamente de la velocidad periférica del rotor (la velocidad en el borde exterior del cilindro), que puede alcanzar hasta 500 m/s, e incluso 900 m/s en diseños avanzados.⁵ La
  longitud del rotor también es un factor crítico.⁵ Además, la
  temperatura y la presión del gas UF6 dentro de la centrifugadora deben mantenerse en rangos óptimos para maximizar la separación sin causar condensación o corrosión.³²
• Corte (cut): La proporción del flujo de alimentación que se convierte en producto enriquecido en cada etapa influye en la eficiencia global de la cascada.¹⁸
• Optimización de cascadas: La optimización del diseño de las cascadas es un campo activo de investigación. Se utilizan algoritmos avanzados, como el algoritmo de optimización Gray Wolf, para minimizar los costos de enriquecimiento.³⁵ La implementación de canales de derivación (bypass) en las cascadas puede aumentar la concentración de
  235U en el flujo de alimentación, lo que resulta beneficioso para la producción de HEU.¹⁸

Desafíos Técnicos Específicos para Alcanzar y Mantener el 90% de Pureza

La separación de isótopos es inherentemente difícil debido a las propiedades químicas casi idénticas y las pequeñas diferencias de masa.⁵ Alcanzar una pureza del 90% de 235U implica superar desafíos técnicos considerables:

• Número masivo de etapas: Se requiere un número extraordinariamente alto de etapas en cascada para lograr una pureza del 90%.¹⁵ Cada etapa solo logra una separación mínima, lo que exige la repetición del proceso miles de veces en una secuencia cuidadosamente diseñada.
• Barrera tecnológica: El proceso de enriquecimiento es el principal obstáculo para producir uranio apto para armas nucleares debido a su extrema dificultad y los altos costos asociados.¹³ La precisión requerida en el diseño, la fabricación y la operación de las centrifugadoras es un desafío de ingeniería significativo para garantizar un funcionamiento seguro y eficiente.⁷
• Control de la pureza: Mantener la pureza del 235U y evitar la contaminación por 238U u otros isótopos es una tarea constante a lo largo de toda la cascada.

La mínima diferencia de masa entre 235U y 238U es el desafío fundamental en la separación isotópica.⁵ La solución ingenieril a esta pequeña diferencia es la implementación de «cascadas» que comprenden miles de etapas.⁴ Esta necesidad de múltiples etapas, junto con la extrema precisión requerida en el diseño y la operación de las centrifugadoras (altas velocidades, rotores equilibrados, cojinetes magnéticos), no es solo una cuestión de eficiencia, sino que constituye una barrera tecnológica intrínseca que impide que actores no estatales o países con capacidades limitadas puedan producir HEU de grado armamentístico.¹⁰ La optimización de estas cascadas ¹⁸ es un campo de investigación activo que busca hacer el proceso más eficiente, pero no necesariamente menos complejo en su implementación. La complejidad y el costo de la tecnología de centrifugación, especialmente para la producción de HEU, son las principales salvaguardias técnicas contra la proliferación, aunque la modularidad y el menor tamaño de las plantas de centrifugación en comparación con la difusión gaseosa plantean desafíos para la detección.¹⁰

Tabla 1: Composición Isotópica del Uranio Natural y Enriquecido (90% U-235)

Tabla 2: Parámetros Operativos Clave de las Centrifugadoras de Gas para Enriquecimiento

5. Reducción del Hexafluoruro de Uranio a Uranio-235 Metálico

Una vez que el hexafluoruro de uranio (UF6) ha sido enriquecido a la pureza deseada del 90% de 235U, el paso final es su conversión a uranio metálico. Este proceso de reducción es esencial para obtener el material en una forma utilizable para diversas aplicaciones, incluyendo la fabricación de componentes nucleares.

Métodos de Reducción de UF6 a Uranio Metálico

Existen principalmente dos enfoques para la reducción de UF6 a uranio metálico: un proceso directo de un solo paso y un proceso convencional de dos pasos.

1. Reducción directa de UF6 a metal:
   Este método busca transformar el UF6 directamente en uranio metálico en una sola reacción. La termodinámica indica que los metales alcalinos o alcalinotérreos son agentes reductores favorables para esta reacción.36 El
   sodio (Na) es el agente reductor preferido debido a su menor costo y facilidad de manejo en comparación con otros metales.³⁶
   
   La reacción estequiométrica para esta reducción es:
   UF6 + 6Na → U + 6NaF 36
   
   En este proceso, el UF6 gaseoso y el sodio se hacen reaccionar continuamente. Los productos resultantes son uranio metálico (U) y fluoruro de sodio (NaF) en forma de escoria. Ambos pueden retirarse continuamente del reactor en estado líquido y separarse eficientemente debido a sus diferencias en gravedad específica.36 Se ha demostrado la viabilidad química de esta reducción directa, logrando recuperar hasta el 93.5% del uranio introducido como metal consolidado.36
2. Proceso de dos pasos (UF6 → UF4 → U):
   Este es un método convencional que implica una etapa intermedia. Primero, el UF6 se convierte en tetrafluoruro de uranio (UF4).30 Posteriormente, el UF4 se reduce a uranio metálico mediante una
   reducción metalotérmica que utiliza metales como el calcio (Ca) o el magnesio (Mg) en una unidad de reducción tipo «bomba».³⁰ El calcio es generalmente preferido por consideraciones económicas.³⁰
   
   La reacción para la reducción de UF4 con calcio es:
   UF4 + 2Ca → U + 2CaF2
   Para que este proceso sea eficiente, el UF4 debe presentarse como un polvo no calcinado con una densidad superior a 1.5 g/cm³. Esto asegura que se genere suficiente calor por unidad de volumen durante la reducción para fundir y permitir la separación del uranio metálico y la escoria de fluoruro de calcio.30 La presencia de una pequeña cantidad de UO2F2 (aproximadamente >6%) también se considera beneficiosa para la ignición del proceso de reducción.30

Reacciones Químicas Involucradas y Condiciones de Proceso

Las reacciones de reducción son altamente exotérmicas, lo que significa que liberan una cantidad considerable de calor.

• Reducción de UF6 con sodio:

• La reacción es termodinámicamente favorable, con un cambio de energía libre estándar negativo.³⁶
• La temperatura máxima teórica de reacción para la reducción de UF6 con una cantidad estequiométrica de sodio se ha calculado en 1704°C, que coincide con el punto de ebullición del NaF. Esto indica que el calor generado por la reacción es suficiente para mantener la zona de reacción por encima del punto de fusión del uranio metálico (1132°C).³⁶
• Para la operación continua, es crucial mantener las zonas de reacción y recolección de productos por encima del punto de fusión del uranio, con una temperatura objetivo de aproximadamente 1200°C.³⁶
• Se ha observado que un exceso de sodio de entre 100% y 200% es necesario para asegurar una reducción completa del UF6.³⁶
• Las tasas de alimentación de UF6 deben ser relativamente bajas (inferiores a 40 gramos por minuto) para garantizar una mezcla adecuada de los reactivos.³⁶
• Es imperativo que el oxígeno y el vapor de agua estén completamente ausentes durante el proceso de reducción para evitar reacciones secundarias indeseadas.³⁰

Consideraciones para la Obtención de Uranio Metálico de Alta Pureza

La obtención de uranio metálico de alta pureza requiere un control preciso de las condiciones del proceso:

• Pureza del producto: El uranio metálico recuperado de estos procesos puede alcanzar una alta pureza, hasta el 99.9%. Los contaminantes principales suelen ser níquel y carbono, que probablemente provienen de los materiales de construcción del reactor o de los componentes del sistema.³⁶
• Consolidación del metal: Para una buena consolidación y recuperación del metal, es fundamental que las temperaturas de operación se mantengan por encima del punto de fusión del uranio.³⁶
• Reciclaje de escoria: La escoria de fluoruro (NaF o CaF2) puede contener uranio arrastrado. Es factible reciclar esta escoria para recuperar el uranio, por ejemplo, mediante disolución en agua, especialmente si los niveles de arrastre son bajos.³⁶

La reducción de UF6 a uranio metálico es una reacción altamente exotérmica.³⁶ Esta característica termodinámica es crucial, ya que el calor generado es suficiente para mantener el uranio y la escoria en estado líquido, lo que facilita su separación por gravedad. Sin esta propiedad, el proceso sería considerablemente más complejo o incluso inviable a escala industrial. La selección del agente reductor (sodio o calcio) y la optimización de las condiciones de operación (temperatura, exceso de reactivo, tasas de alimentación) son decisiones de ingeniería críticas que buscan maximizar la pureza del producto y la eficiencia del proceso, al tiempo que se minimiza la formación de subproductos indeseados como el UF4.³⁶ La capacidad de obtener uranio metálico de alta pureza (99.9%) directamente de UF6 mediante un proceso continuo, como la reducción con sodio, representa un avance significativo en la minimización de pasos y la mejora del rendimiento, lo cual es vital cuando se trabaja con materiales de alto valor y riesgo como el HEU.

6. Desafíos y Consideraciones Críticas en la Producción y Manejo de Uranio-235 de Alta Pureza

La producción y el manejo de uranio-235 con un 90% de pureza, clasificado como uranio altamente enriquecido (HEU) de grado armamentístico, conllevan una serie de desafíos técnicos, de seguridad y de no proliferación que son de suma importancia a nivel global.

Riesgos de Proliferación Nuclear y el Estatus de «Grado Armamentístico» del 90% U-235

El HEU con una concentración del 90% o más de 235U es el material principal utilizado en la fabricación de armas nucleares.⁷ Aunque teóricamente se podría usar uranio con un enriquecimiento mínimo del 20% para un diseño de implosión, esto requeriría cientos de kilogramos de material y no sería práctico.⁹ Cualquier HEU, en cantidad suficiente y con la experiencia adecuada, puede ser utilizado para fabricar armas nucleares, aunque a menor enriquecimiento se requiere una mayor cantidad de material para alcanzar la masa crítica.¹⁰

La proliferación de tecnología de enriquecimiento sofisticada, como la de centrifugadoras de gas, permite que más actores adquieran la capacidad de producir HEU.¹³ Esto es particularmente preocupante porque las instalaciones comerciales diseñadas para producir uranio de bajo enriquecimiento (LEU) para reactores nucleares pueden ser reconfiguradas para producir HEU de grado armamentístico.¹⁰ Esta característica de «doble uso» de las instalaciones de enriquecimiento plantea riesgos significativos de proliferación si no existen regulaciones y salvaguardias internacionales estrictas.¹³

El concepto de «tiempo de ruptura» o «breakout time» se refiere al tiempo teórico necesario para que un país reconfigure una planta de enriquecimiento existente y produzca suficiente HEU para un arma nuclear.¹⁰ Este tiempo se reduce considerablemente si el país ya posee una reserva de uranio enriquecido al 3-5% (LEU), ya que el trabajo requerido para pasar de LEU a HEU es significativamente menor que el de partir de uranio natural.¹⁰ Las centrifugadoras, debido a su tamaño relativamente pequeño y modularidad, plantean un desafío de proliferación único, ya que las instalaciones encubiertas pueden ser difíciles de detectar remotamente, especialmente si se construyen bajo tierra.¹⁰

Desafíos en el Control de la Pureza Isotópica y la Prevención de la Contaminación

La separación de isótopos es inherentemente difícil debido a las propiedades químicas casi idénticas y las pequeñas diferencias de masa entre ellos.⁵

• Contaminación por 238U: A pesar de los intensos esfuerzos de enriquecimiento en cascada, siempre quedará una pequeña fracción de 238U en el producto final. La presencia de una cantidad excesiva de 238U puede inhibir la reacción en cadena descontrolada necesaria para una arma nuclear.⁹
• Contaminación por 236U: El uranio reciclado, que puede ser una fuente de alimentación para el enriquecimiento, puede contener cantidades significativas de 236U no fisible.⁹ Este isótopo es un orden de magnitud más difícil de separar del
  235U que el 238U.¹⁷ Por esta razón, si se dispone de una planta de enriquecimiento, se prefiere utilizar uranio natural o LEU como material de alimentación para producir HEU, a fin de evitar las complejidades y los costos adicionales asociados con la separación del
  236U.¹⁷

Riesgos de Seguridad y Salud Ocupacional

La producción y el manejo de HEU implican riesgos significativos para la seguridad de los trabajadores y el medio ambiente:

• Riesgos radiológicos: El uranio es un elemento radiactivo. Aunque la radiación alfa emitida por el uranio y el plutonio tiene un alcance corto y es detenida por la capa externa de la piel, es extremadamente dañina si se inhala o ingiere, pudiendo causar daños celulares y cáncer.¹³ La exposición al uranio es más común por inhalación en trabajadores de minas o plantas de procesamiento.¹³
• Riesgos químicos: Las etapas de conversión y reducción involucran el uso de químicos volátiles, solubles y altamente corrosivos como el flúor y el ácido fluorhídrico. Estos presentan riesgos graves por inhalación y pueden generar peligros de explosión si no se manejan estrictamente.²²
• Riesgo de criticidad: La acumulación de HEU, incluso en pequeñas cantidades y en formas no óptimas (como en conductos de ventilación o soluciones), puede conducir a una criticidad. Una criticidad es una reacción en cadena de átomos fisionables que libera energía de manera incontrolada, lo que puede amenazar la seguridad de los trabajadores y dañar los contenedores.²¹ Las instalaciones de fabricación de combustible nuclear suelen operar con una limitación estricta en el nivel de enriquecimiento del uranio (generalmente no más del 5% de
  235U) para eliminar la posibilidad de criticidad inadvertida.²¹ Sin embargo, al manejar HEU al 90%, el control de la masa crítica y la prevención de la criticidad son consideraciones de seguridad primordiales y extremadamente rigurosas.
• Piroforicidad: El uranio metálico, especialmente en forma de piezas pequeñas, polvo, virutas o recortes, es pirofórico, lo que significa que puede encenderse espontáneamente al exponerse al aire. Esto crea riesgos significativos de incendio y explosión.²³ La oxidación de la superficie del uranio metálico puede formar una capa dura y negra en cuestión de horas.³⁸

Consideraciones Medioambientales y Gestión de Residuos

Las actividades de extracción y procesamiento de uranio generan volúmenes considerables de residuos radiactivos.

• Relaves de molino: Los relaves sólidos de la molienda y los efluentes líquidos (refinados) de los procesos de lixiviación y molienda, si no se gestionan adecuadamente, pueden contaminar el medio ambiente, especialmente las fuentes de agua subterránea.¹⁹ Estos relaves contienen la mayor parte de la radiactividad original del mineral y permanecen radiactivos durante cientos de miles de años.²⁰
• Uranio empobrecido (DU): El uranio empobrecido (DU) es un subproducto inevitable del proceso de enriquecimiento, con una concentración de 235U inferior al 0.711%.³ Grandes cantidades de DU se generan durante la producción de HEU, y este material también requiere una gestión y conversión a una forma más estable para su almacenamiento a largo plazo o posible reutilización.⁴⁰ La conversión y disposición de DUF6 (una forma común de DU) puede costar miles de millones de dólares.⁴⁰
• Costos de limpieza: La limpieza de los sitios contaminados por la producción de materiales nucleares en el pasado es una tarea masiva y costosa, con estimaciones que alcanzan cientos de miles de millones de dólares y décadas de trabajo.²³

Importancia de la Contabilidad y el Control de Materiales Nucleares (MC&A)

Dada la naturaleza de doble uso del HEU y los riesgos de proliferación, los programas de Contabilidad y Control de Materiales Nucleares (MC&A) son absolutamente cruciales.

• Seguimiento y verificación: Los programas de MC&A requieren que los licenciatarios mantengan sistemas de seguimiento y verificación del material nuclear especial (SNM) en sus instalaciones.⁴¹ El objetivo principal es asegurar que el material no sea robado o desviado.⁴²
• Registros y reportes: Se exige mantener registros detallados de la recepción, el inventario, la adquisición, la transferencia y la eliminación de todo el SNM en posesión.⁴²
• Inventarios físicos: Los inventarios físicos periódicos son una herramienta fundamental para detectar posibles pérdidas o desviaciones de material. Se compara el inventario contable con el inventario físico medido para asegurar que no haya material faltante.⁴² Una diferencia de inventario excesiva puede indicar una pérdida de material o un funcionamiento inadecuado de los programas de medición y contabilidad.⁴²
• Barrera contra la proliferación: La escasez de materiales fisibles utilizables para armas es la principal restricción para la construcción de armas nucleares.¹³ Por lo tanto, los sistemas MC&A son una defensa vital contra la proliferación, proporcionando confianza en que los materiales nucleares se utilizan de acuerdo con los fines declarados y bajo estrictas salvaguardias.

La producción de HEU al 90% de pureza no es solo un desafío técnico, sino un entramado de riesgos interconectados. La dificultad de la separación isotópica se traduce en la necesidad de instalaciones complejas y costosas, lo que a su vez genera desafíos de seguridad física y de proliferación.¹⁰ Los riesgos químicos y radiológicos son inherentes a cada etapa del procesamiento, desde la minería hasta la manipulación del metal.²² La gestión de residuos es un problema de larga duración que se deriva de la ineficiencia inherente de la extracción y el procesamiento.¹⁹ La piroforicidad del uranio metálico ³⁸ y el riesgo de criticidad ²³ imponen requisitos de manejo y almacenamiento extremadamente rigurosos. Todo esto culmina en la necesidad crítica de sistemas robustos de Contabilidad y Control de Materiales Nucleares (MC&A) para prevenir la desviación de material.⁴²

7. Conclusión

La producción de uranio-235 con un 90% de pureza es una empresa de ingeniería química y nuclear de extrema complejidad y sofisticación. Este informe ha detallado la intrincada secuencia de procesos requeridos, desde la extracción del mineral de uranio hasta la obtención del metal purificado. Cada etapa, incluyendo la minería y molienda, la conversión a hexafluoruro de uranio (UF6), el enriquecimiento por centrifugación gaseosa y la reducción a uranio metálico, presenta desafíos técnicos únicos y exige tecnologías avanzadas, infraestructura especializada y un control riguroso.

El enriquecimiento por centrifugación gaseosa se erige como la tecnología predominante debido a su eficiencia superior en comparación con métodos más antiguos. Sin embargo, su capacidad para lograr una separación isotópica tan fina, necesaria para alcanzar el 90% de 235U, exige la operación de cascadas compuestas por miles de etapas, cada una funcionando con una precisión milimétrica. La mínima diferencia de masa entre los isótopos de uranio hace que este proceso sea inherentemente difícil y costoso, actuando como una barrera tecnológica significativa.

La obtención de uranio con un 90% de 235U lo clasifica como material de grado armamentístico, lo que subraya la naturaleza de doble uso de la tecnología de enriquecimiento y plantea serias preocupaciones de proliferación nuclear a nivel internacional. Los desafíos asociados no se limitan a la eficiencia del proceso, sino que se extienden a la seguridad operacional, incluyendo el manejo de materiales peligrosos, la prevención de eventos de criticidad y la gestión de la piroforicidad del uranio metálico. Además, la salud ocupacional de los trabajadores y la gestión a largo plazo de los voluminosos residuos radiactctivos son consideraciones medioambientales críticas. La necesidad de sistemas robustos de contabilidad y control de materiales nucleares (MC&A) es fundamental para prevenir la desviación de este material sensible y garantizar su uso responsable.

La capacidad de producir HEU al 90% es un testimonio de la cúspide de la ingeniería humana, demostrando la maestría en química y física nuclear. Sin embargo, esta proeza tecnológica impone una carga significativa en términos de salvaguardias internacionales, gestión de riesgos y responsabilidad ética. La obtención de uranio de alta pureza es un ejemplo paradigmático de cómo los avances tecnológicos pueden tener consecuencias de gran alcance, exigiendo no solo experiencia científica y de ingeniería, sino también una sólida infraestructura regulatoria y un compromiso global con la no proliferación para garantizar que estos materiales se utilicen de manera segura y responsable.

Obras citadas

1. THE NUCLEAR FUEL CYCLE – International Atomic Energy Agency, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.iaea.org/sites/default/files/18/10/nuclearfuelcycle.pdf
2. the-nuclear-fuel-cycle.pdf, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.iaea.org/sites/default/files/19/02/the-nuclear-fuel-cycle.pdf
3. Uranium and Depleted Uranium – World Nuclear Association, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/uranium-resources/uranium-and-depleted-uranium
4. Uranium Enrichment | NRC.gov, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/ur-enrichment.html
5. Zippe-type centrifuge – Wikipedia, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Zippe-type_centrifuge
6. Nuclear Fuel 101: Front-End Processes, Prospects, and Policy …, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.thirdway.org/blog/fuel-cycle-101-front-end-processes-prospects-and-policy
7. Gas Centrifuge: An Important Technology for Uranium Enrichment – SciTechnol, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.scitechnol.com/peer-review/gas-centrifuge-an-important-technology-for-uranium-enrichment-g5mv.php?article_id=26052
8. What is Uranium? | IAEA, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.iaea.org/newscenter/news/what-is-uranium
9. Enriched uranium – Wikipedia, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Enriched_uranium
10. Uranium Enrichment | Nuclear Threat Initiative – NTI Education Tutorials, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://tutorials.nti.org/nuclear-101/uranium-enrichment/
11. Uranium Enrichment, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www2.nau.edu/~gaud/bio302/content/urnrch.htm
12. Gaseous diffusion – Wikipedia, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Gaseous_diffusion
13. Fissile Materials Basics | Union of Concerned Scientists, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.ucs.org/resources/fissile-materials-basics
14. Nuclear Fuel Cycle and Proliferation – NMHB 2020 [Revised], fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.acq.osd.mil/ncbdp/nm/NMHB2020rev/chapters/chapter15.html
15. What’s a uranium centrifuge? – Science | HowStuffWorks, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://science.howstuffworks.com/uranium-centrifuge.htm
16. Disposition of Surplus Highly Enriched Uranium – Department of Energy, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.energy.gov/sites/prod/files/EIS-0240-FEIS-01-1996_0.pdf
17. Full article: Reducing Proliferation Risks with High-Assay Low-Enriched Uranium Fuels in Reactors with Coated-Particle (TRISO) Fuels, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.tandfonline.com/doi/full/10.1080/00295450.2025.2462378
18. Modeling Iran’s Tandem Cascade Configuration for Uranium Enrichment by Gas Centrifuge – Institute for Science and International Security, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://isis-online.org/uploads/isis-reports/documents/WCWitt__Modeling_Irans_Tandem_Cascade_Configuration_for_Uranium_Enrichment_by_Gas_Centrifuge.pdf
19. Radioactive Waste From Uranium Mining and Milling | US EPA, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.epa.gov/radtown/radioactive-waste-uranium-mining-and-milling
20. The Mining & Milling Process – The Piedmont Environmental Council, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.pecva.org/work/energy-work/uranium/the-mining-a-milling-process/
21. Nuclear Fuel Cycle – Department of Energy, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.energy.gov/ne/nuclear-fuel-cycle
22. Uranium Conversion | NRC.gov, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/ur-conversion.html
23. Fissile Materials Health & Environmental Dangers, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://ieer.org/resource/factsheets/fissile-materials-health-environmental/
24. Conversion and Deconversion – World Nuclear Association, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/conversion-enrichment-and-fabrication/conversion-and-deconversion
25. Uranium Enrichment – New Mexico Bureau of Geology & Mineral Resources, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://geoinfo.nmt.edu/resources/uranium/enrichment.html
26. C MODULES Uranium Enrichment – Systems Analysis and Integration, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://fuelcycleoptions.inl.gov/2017%20Cost%20Basis%20Report/2017%20Module%20C.pdf
27. www.wnti.co.uk, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.wnti.co.uk/wp-content/uploads/2021/09/WNTI_Fact_Sheet_UF6_v3.pdf
28. Separating Uranium Isotopes for War and Peace Time Use – American Chemical Society, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.acs.org/education/whatischemistry/landmarks/uranium-isotopes.html
29. HEALTH EFFECTS – Toxicological Profile for Uranium – NCBI Bookshelf, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.ncbi.nlm.nih.gov/books/NBK158798/
30. THERMAL PLASMA REDUCTION OF UF6 TO UF4 WITH …, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.ispc-conference.org/ispcdocs/ispc11/content/11/11-0555.pdf
31. How do gas centrifuges perform uranium enrichment? – Quora, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.quora.com/How-do-gas-centrifuges-perform-uranium-enrichment
32. Chapter 6. Enrichment processes – SIPRI, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.sipri.org/sites/default/files/files/books/SIPRI83Krass/SIPRI83Krass06.pdf
33. Gas Centrifuge – Institute for Science and International Security, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://isis-online.org/uploads/conferences/audio-video/Gas_centrifuges_nov_6_2014_-_6_-2.pdf
34. Characteristics of the Gas Centrifuge for Uranium Enrichment and Their Relevance for Nuclear Weapon Proliferation (corrected) – Princeton University, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.princeton.edu/~aglaser/2008aglaser_sgsvol16.pdf
35. Optimization technology of gas centrifuge cascade with various structures for HALEU production with Gray Wolf Optimization Algorithm, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.kns.org/files/pre_paper/51/24S-211-%EC%98%A4%EC%84%9D%EC%A4%80.pdf
36. Direct Reduction of Uranium Hexafluoride to Uranium Metal with …, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://pubs.acs.org/doi/pdf/10.1021/i260006a006
37. Nuclear Fuel and its Fabrication, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/conversion-enrichment-and-fabrication/fuel-fabrication
38. Why is weapons grade plutonium more hazardous to work with than highly enriched uranium? – OSTI, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.osti.gov/servlets/purl/1221769
39. Depleted Uranium | IAEA, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.iaea.org/topics/spent-fuel-management/depleted-uranium
40. Nuclear Waste Disposal | U.S. GAO, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.gao.gov/nuclear-waste-disposal
41. Highly Enriched Uranium: Striking a Balance – Appendix F, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://sgp.fas.org/othergov/doe/heu/appf.pdf
42. Nuclear Material Control And Accounting | NRC.gov, fecha de acceso: junio 19, 2025, https://www.nrc.gov/materials/fuel-cycle-fac/nuclear-mat-ctrl-acctng.html