La separación de isótopos es el proceso de concentración de isótopos específicos de un elemento químico mediante la eliminación de otros isótopos. El uso de los nucleidos producidos es variado. La variedad más grande se utiliza en investigación (por ejemplo, en química , donde los átomos del nucleido "marcador" se utilizan para descubrir mecanismos de reacción). Por tonelaje, la separación del uranio natural en uranio enriquecido y uranio empobrecido es la aplicación más grande. En el siguiente texto, se considera principalmente el enriquecimiento de uranio. Este proceso es crucial en la fabricación de combustible de uranio para plantas de energía nuclear y también es necesario para la creación de armas nucleares basadas en uranio (a menos que se utilice uranio-233 ). Las armas basadas en plutonio utilizan plutonio producido en un reactor nuclear, que debe operarse de tal manera que produzca plutonio ya de la mezcla o grado isotópico adecuado .
Si bien los elementos químicos se pueden purificar a través de procesos químicos , los isótopos del mismo elemento tienen propiedades químicas casi idénticas, lo que hace que este tipo de separación sea poco práctica, a excepción de la separación del deuterio .
Existen tres tipos de técnicas de separación de isótopos:
El tercer tipo de separación es todavía experimental; todas las técnicas de separación prácticas dependen de algún modo de la masa atómica. Por lo tanto, generalmente es más fácil separar isótopos con una diferencia de masa relativa mayor. Por ejemplo, el deuterio tiene el doble de masa que el hidrógeno ordinario (ligero) y generalmente es más fácil purificarlo que separar el uranio-235 del uranio-238, más común . En el otro extremo, la separación del plutonio-239 fisible del plutonio-240 , impureza común, aunque es deseable porque permitiría la creación de armas de fisión de tipo cañón a partir del plutonio, generalmente se acepta que es poco práctica. [1]
Todos los esquemas de separación de isótopos a gran escala emplean una serie de etapas similares que producen concentraciones sucesivamente mayores del isótopo deseado. Cada etapa enriquece aún más el producto de la etapa anterior antes de enviarlo a la etapa siguiente. De manera similar, los relaves de cada etapa se devuelven a la etapa anterior para su posterior procesamiento. Esto crea un sistema de enriquecimiento secuencial llamado cascada . Hay dos factores importantes que caracterizan el rendimiento de una cascada. El primero es el factor de separación, que es un número mayor que 1. El segundo es el número de etapas necesarias para obtener la pureza deseada.
Hasta la fecha, sólo se han realizado separaciones comerciales a gran escala de isótopos de tres elementos. En cada caso, se ha concentrado el más raro de los dos isótopos más comunes de un elemento para su uso en tecnología nuclear:
Algunos elementos purificados isotópicamente se utilizan en cantidades más pequeñas para aplicaciones especializadas, especialmente en la industria de semiconductores, donde se utiliza silicio purificado para mejorar la estructura cristalina y la conductividad térmica , [2] y carbono con mayor pureza isotópica para fabricar diamantes con mayor conductividad térmica.
La separación de isótopos es un proceso importante tanto para la tecnología nuclear pacífica como para la militar y, por lo tanto, la capacidad que tiene una nación para realizar dicha separación es de sumo interés para la comunidad de inteligencia.
La única alternativa a la separación de isótopos es fabricar el isótopo requerido en su forma pura. Esto se puede hacer mediante la irradiación de un objetivo adecuado, pero es necesario tener cuidado en la selección del objetivo y en otros factores para garantizar que solo se produzca el isótopo requerido del elemento de interés. Los isótopos de otros elementos no son un problema tan grande, ya que se pueden eliminar por medios químicos.
Esto es particularmente relevante en la preparación de plutonio-239 de alto grado para su uso en armas. No es práctico separar Pu-239 de Pu-240 o Pu-241. El Pu-239 fisible se produce después de la captura de neutrones por uranio-238, pero la captura de neutrones adicional producirá Pu-240, que es menos fisible y peor aún, es un emisor de neutrones bastante fuerte, y Pu-241 que se desintegra en Am-241 , un fuerte emisor alfa que plantea problemas de autocalentamiento y radiotoxicidad. Por lo tanto, los blancos de uranio utilizados para producir plutonio militar deben irradiarse solo durante un corto período de tiempo, para minimizar la producción de estos isótopos no deseados. Por el contrario, mezclar plutonio con Pu-240 lo hace menos adecuado para armas nucleares.
Si el objetivo deseado no es una bomba atómica sino el funcionamiento de una planta de energía nuclear, la alternativa al enriquecimiento de uranio para su uso en un reactor de agua ligera es el uso de un moderador de neutrones con una sección transversal de absorción de neutrones menor que el protio . Las opciones incluyen agua pesada como la utilizada en reactores de tipo CANDU o grafito como el utilizado en reactores magnox o RBMK . Sin embargo, la obtención de agua pesada también requiere la separación de isótopos, en este caso de isótopos de hidrógeno, que es más fácil debido a la mayor variación en el peso atómico. Tanto los reactores magnox como los RBMK tenían propiedades indeseables cuando funcionaban con uranio natural , lo que finalmente llevó a la sustitución de este combustible con uranio poco enriquecido, anulando la ventaja de renunciar al enriquecimiento anterior. Los reactores de agua pesada presurizados como el CANDU todavía están en uso activo y la India , que tiene recursos nacionales de uranio limitados y ha estado bajo un embargo nuclear parcial desde que se convirtió en un estado de bomba atómica, depende en particular de reactores moderados de agua pesada para su energía nuclear. Una gran desventaja de los reactores de agua pesada es el enorme costo inicial del agua pesada.
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El método de difusión, que se utiliza a menudo con gases, pero también con líquidos, se basa en el hecho de que, en equilibrio térmico, dos isótopos con la misma energía tendrán velocidades medias diferentes. Los átomos más ligeros (o las moléculas que los contienen) viajarán más rápidamente a través de una membrana, cuyos diámetros de poro no sean mayores que la longitud media del recorrido libre ( flujo de Knudsen ). La relación de velocidades es igual a la raíz cuadrada inversa de la relación de masas, por lo que la cantidad de separación es pequeña. Por ejemplo, para 235 UF 6 frente a 238 UF 6 es 1,0043. Por lo tanto, se necesitan muchas etapas en cascada para obtener una alta pureza. Este método es caro debido al trabajo necesario para empujar el gas a través de una membrana y las muchas etapas necesarias, cada una de las cuales requiere la recompresión del gas.
La primera separación a gran escala de isótopos de uranio se logró en Estados Unidos en grandes plantas de separación por difusión gaseosa en Clinton Engineering Works , que se establecieron como parte del Proyecto Manhattan . Estas utilizaban gas hexafluoruro de uranio como fluido de proceso. Las barreras de difusión de níquel en polvo y de malla de níquel electrodepositado fueron pioneras de Edward Adler y Edward Norris. [3] Debido al alto consumo de energía, el enriquecimiento de uranio por difusión fue reemplazado gradualmente por métodos más eficientes.
La última planta de difusión cerró en 2013. [4] La Planta de Difusión Gaseosa de Paducah fue un esfuerzo del gobierno de los EE. UU. para generar uranio altamente enriquecido para alimentar reactores militares y crear bombas nucleares, lo que llevó al establecimiento de la instalación en 1952. El enriquecimiento de Paducah se mantuvo inicialmente a niveles bajos, y la instalación funcionó como una "instalación de alimentación" para otras instalaciones de defensa que procesaban el uranio enriquecido en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge en Oak Ridge, Tennessee , y la Planta de Difusión Gaseosa de Portsmouth en Piketon, Ohio . El objetivo de Paducah y su instalación hermana en Piketon se ajustó en la década de 1960 cuando comenzaron a enriquecer uranio para su uso en reactores nucleares comerciales para producir energía. [5]
Los sistemas centrífugos hacen girar rápidamente el material, lo que permite que los isótopos más pesados se acerquen a una pared radial exterior. Esto se hace a menudo en forma gaseosa utilizando una centrífuga de tipo Zippe . La centrifugación del plasma puede separar isótopos, así como separar rangos de elementos para la reducción de desechos radiactivos, el reprocesamiento nuclear y otros fines. El proceso se denomina "separación de masa de plasma"; los dispositivos se denominan "filtro de masa de plasma" o "centrífuga de plasma" (que no debe confundirse con las centrífugas médicas ). [6]
La separación centrífuga de isótopos fue sugerida por primera vez por Aston y Lindemann [7] en 1919 y los primeros experimentos exitosos fueron reportados por Beams y Haynes [8] sobre isótopos de cloro en 1936. Sin embargo, los intentos de utilizar la tecnología durante el Proyecto Manhattan fueron improductivos. En los tiempos modernos es el principal método utilizado en todo el mundo para enriquecer uranio y, como resultado, sigue siendo un proceso bastante secreto, lo que dificulta una adopción más generalizada de la tecnología. En general, se conecta una alimentación de gas UF6 a un cilindro que gira a alta velocidad. Cerca del borde exterior del cilindro se recogen moléculas de gas más pesadas que contienen U-238, mientras que las moléculas que contienen U-235 se concentran en el centro y luego se alimentan a otra etapa en cascada. [9]
El uso de la tecnología centrífuga gaseosa para enriquecer isótopos es conveniente, ya que el consumo de energía se reduce considerablemente en comparación con las técnicas más convencionales, como las plantas de difusión, ya que se requieren menos pasos en cascada para alcanzar grados similares de separación. Además de requerir menos energía para lograr la misma separación, es posible construir plantas a una escala mucho menor, lo que las convierte en una posibilidad económica para una nación pequeña que intente producir un arma nuclear. Se cree que Pakistán ha utilizado este método para desarrollar sus armas nucleares.
Los tubos de vórtice fueron utilizados por Sudáfrica en su proceso de separación por vórtice Helikon . El gas se inyecta tangencialmente en una cámara con una geometría especial que aumenta aún más su rotación a una velocidad muy alta, lo que hace que los isótopos se separen. [10] El método es simple porque los tubos de vórtice no tienen partes móviles, pero consume mucha energía, aproximadamente 50 veces más que las centrífugas de gas. Un proceso similar, conocido como tobera de chorro , se creó en Alemania, con una planta de demostración construida en Brasil, y llegaron al punto de desarrollar un sitio para abastecer las plantas nucleares del país. [11]
La separación electromagnética es espectrometría de masas a gran escala, por lo que a veces se la denomina espectrometría de masas. Utiliza el hecho de que las partículas cargadas se desvían en un campo magnético y la cantidad de desviación depende de la masa de la partícula. Es muy caro para la cantidad producida, ya que tiene un rendimiento extremadamente bajo, pero puede permitir alcanzar purezas muy altas. Este método se utiliza a menudo para procesar pequeñas cantidades de isótopos puros para investigación o uso específico (como trazadores isotópicos ), pero no es práctico para uso industrial.
En el Laboratorio Nacional de Oak Ridge y en la Universidad de California, Berkeley , Ernest O. Lawrence desarrolló la separación electromagnética para gran parte del uranio utilizado en las primeras bombas atómicas . Los dispositivos que utilizan este principio se denominan calutrones . Después de la guerra, el método fue abandonado en gran medida por ser poco práctico. Solo se había llevado a cabo (junto con la difusión y otras tecnologías) para garantizar que hubiera suficiente material para su uso, fuera cual fuera el costo. Su principal contribución final al esfuerzo bélico fue concentrar aún más el material de las plantas de difusión gaseosa a niveles más altos de pureza.
En este método, se ajusta un láser a una longitud de onda que excita solo un isótopo del material e ioniza esos átomos preferentemente. En el caso de los átomos, la absorción resonante de luz para un isótopo depende de [12]
permitiendo que los láseres finamente ajustados interactúen con un solo isótopo. Después de que el átomo se ioniza, se puede eliminar de la muestra aplicando un campo eléctrico . Este método a menudo se abrevia como AVLIS ( separación de isótopos por láser de vapor atómico ). Este método solo se ha desarrollado a medida que la tecnología láser mejoró en los años 1970 a 1980. Los intentos de desarrollarlo a escala industrial para el enriquecimiento de uranio se abandonaron sucesivamente en la década de 1990 "debido a dificultades técnicas interminables" y porque las centrifugadoras han alcanzado la madurez técnica mientras tanto. [13] [14] Sin embargo, es una preocupación importante para quienes trabajan en el campo de la proliferación nuclear , porque puede ser más barato y más fácil de ocultar que otros métodos de separación de isótopos. Los láseres ajustables utilizados en AVLIS incluyen el láser de colorante [15] y, más recientemente, los láseres de diodo . [16]
Un segundo método de separación láser se conoce como separación de isótopos por láser molecular (MLIS). En este método, se dirige un láser infrarrojo al gas de hexafluoruro de uranio (si se desea enriquecer el uranio), lo que excita las moléculas que contienen un átomo de U-235 . Un segundo láser, ya sea también en el infrarrojo ( disociación multifotónica infrarroja ) o en el ultravioleta, libera un átomo de flúor , dejando pentafluoruro de uranio que luego precipita fuera del gas. La conexión en cascada de las etapas de MLIS es más difícil que con otros métodos porque el UF5 debe fluorarse de nuevo a UF6 antes de introducirse en la siguiente etapa de MLIS. Pero con elementos ligeros, la selectividad isotópica suele ser lo suficientemente buena como para que no sea necesaria la conexión en cascada.
Se han desarrollado varios esquemas alternativos de MLIS. Por ejemplo, uno utiliza un primer láser en la región del infrarrojo cercano o visible, donde se puede obtener una selectividad de más de 20:1 en una sola etapa. Este método se llama OP-IRMPD (preexcitación de sobretonos - disociación de múltiples fotones en el infrarrojo ). Pero debido a la pequeña probabilidad de absorción en los sobretonos, quedan demasiados fotones sin usar, por lo que el método no alcanzó la viabilidad industrial. Además, algunos otros métodos MLIS sufren el desperdicio de los costosos fotones.
Por último, el proceso de ' Separación de isótopos por excitación láser ' (SILEX), desarrollado por Silex Systems en Australia, ha sido licenciado a General Electric para el desarrollo de una planta piloto de enriquecimiento. Para el uranio, utiliza un haz molecular frío con UF6 en un gas portador, en el que el 235 UF6 es excitado selectivamente por un láser infrarrojo cerca de 16 μm. A diferencia de las moléculas excitadas, las moléculas isotópicas más pesadas no excitadas tienden a formar cúmulos con el gas portador, y estos cúmulos permanecen más cerca del eje del haz molecular, de modo que pueden pasar un skimmer y así se separan del isótopo más ligero excitado.
Recientemente [¿ cuándo? ] se ha propuesto otro esquema para la separación del deuterio utilizando paquetes de ondas troyanas en un campo electromagnético polarizado circularmente. El proceso de formación de paquetes de ondas troyanas mediante el paso rápido adiabático depende de manera ultrasensible de la masa reducida del electrón y del núcleo, lo que con la misma frecuencia de campo conduce a la excitación de paquetes de ondas troyanas o antitroyanas según el tipo de isótopo. Estos y sus momentos dipolares eléctricos gigantes giratorios se desplazan entonces en fase y el haz de dichos átomos se divide en el gradiente del campo eléctrico en analogía con el experimento de Stern-Gerlach . [ cita requerida ]
Aunque normalmente se dice que los isótopos de un mismo elemento tienen las mismas propiedades químicas, esto no es estrictamente cierto. En particular, la velocidad de reacción se ve muy poco afectada por la masa atómica.
Las técnicas que utilizan este método son más eficaces para átomos ligeros como el hidrógeno. Los isótopos más ligeros tienden a reaccionar o evaporarse más rápidamente que los pesados, lo que permite separarlos. Así es como se produce agua pesada a nivel comercial; consulte el proceso de sulfuro de Girdler para obtener más detalles. Los isótopos más ligeros también se disocian más rápidamente bajo un campo eléctrico. Este proceso en una gran cascada se utilizó en la planta de producción de agua pesada de Rjukan .
Un candidato para el mayor efecto isotópico cinético jamás medido a temperatura ambiente, el 305, podría eventualmente usarse para la separación de tritio (T). Los efectos de la oxidación de aniones de formato tritiados a HTO se midieron como:
Los isótopos de hidrógeno, carbono, oxígeno y nitrógeno se pueden enriquecer destilando compuestos ligeros adecuados en columnas largas . El factor de separación es la relación de las presiones de vapor de dos moléculas isotópicas. En equilibrio, dicha separación se produce en cada plato teórico de la columna y se multiplica por el mismo factor en el siguiente paso (en el siguiente plato). Debido a que el factor de separación elemental es pequeño, se necesita una gran cantidad de platos de este tipo. Esto requiere alturas totales de columna de 20 a 300 m.
La presión de vapor más baja de la molécula más pesada se debe a su mayor energía de vaporización , que a su vez resulta de su menor energía de vibración de punto cero en el potencial intermolecular. Como se esperaba de las fórmulas para la presión de vapor, la relación se vuelve más favorable a temperaturas más bajas (presiones más bajas). La relación de presión de vapor para H 2 O a D 2 O es 1.055 a 50 °C (123 mbar) y 1.026 a 100 °C (1013 mbar). Para 12 CO a 13 CO es 1.007 cerca del punto de ebullición normal (81.6 K), y 1.003 para 12 CH 4 a 13 CH 4 cerca de 111.7 K (punto de ebullición). [17]
El enriquecimiento de 13 C por destilación ( criogénica ) fue desarrollado a fines de la década de 1960 por científicos del Laboratorio Nacional de Los Álamos. [18] [19] Sigue siendo el método preferido para el enriquecimiento de 13 C. El enriquecimiento de deuterio por destilación de agua solo se realiza si se enriqueció previamente mediante un proceso (intercambio químico) con menor demanda de energía. [20] Comenzar con la baja abundancia natural (0,015 % D) requeriría la evaporación de cantidades demasiado grandes de agua.
La unidad de trabajo separativo (SWU) es una unidad compleja que es función de la cantidad de uranio procesado y del grado de enriquecimiento, es decir, del grado de aumento de la concentración del isótopo U-235 en relación con el resto.
La unidad es estrictamente: unidad de trabajo de separación en kilogramos , y mide la cantidad de trabajo de separación (indicativo de la energía utilizada en el enriquecimiento) cuando las cantidades de alimento y producto se expresan en kilogramos. El esfuerzo empleado para separar una masa F de alimento de ensayo xf en una masa P de producto de ensayo xp y desechos de masa W y ensayo xw se expresa en términos del número de unidades de trabajo de separación necesarias, dadas por la expresión SWU = WV ( xw ) + PV ( xp ) - FV ( xf ), donde V ( x ) es la "función de valor", definida como V ( x ) = (1 - 2 x ) ln ((1 - x ) / x ).
El trabajo de separación se expresa en SWU, kg SW o kg UTA (del alemán Urantrennarbeit ).
Si, por ejemplo, para 100 kilogramos (220 libras) de uranio natural, se necesitan alrededor de 60 SWU para producir 10 kilogramos (22 libras) de uranio enriquecido en contenido de U-235 al 4,5%.
Los haces radiactivos de isótopos específicos se utilizan ampliamente en los campos de la física experimental, la biología y la ciencia de los materiales. La producción y formación de estos átomos radiactivos en un haz iónico para su estudio es todo un campo de investigación que se lleva a cabo en muchos laboratorios de todo el mundo. El primer separador de isótopos fue desarrollado en el Ciclotrón de Copenhague por Bohr y sus colaboradores utilizando el principio de separación electromagnética. Hoy en día, hay muchos laboratorios en todo el mundo que suministran haces de iones radiactivos para su uso.
Se podría decir que el principal separador de isótopos en línea (ISOL) es el ISOLDE del CERN [21] , una instalación europea conjunta que se extiende a lo largo de la frontera franco-suiza, cerca de la ciudad de Ginebra. Este laboratorio utiliza principalmente la espalación de protones de blancos de carburo de uranio para producir una amplia gama de fragmentos de fisión radiactivos que no se encuentran de forma natural en la Tierra. Durante la espalación (bombardeo con protones de alta energía), un blanco de carburo de uranio se calienta a varios miles de grados para que se liberen los átomos radiactivos producidos en la reacción nuclear.
Una vez fuera del objetivo, el vapor de átomos radiactivos viaja a una cavidad ionizadora. Esta cavidad ionizadora es un tubo delgado hecho de un metal refractario con una función de trabajo alta que permite que las colisiones con las paredes liberen un solo electrón de un átomo libre ( efecto de ionización superficial ). Una vez ionizadas, las especies radiactivas son aceleradas por un campo electrostático e inyectadas en un separador electromagnético. Como los iones que entran en el separador tienen aproximadamente la misma energía, aquellos iones con una masa menor serán desviados por el campo magnético en mayor cantidad que aquellos con una masa mayor. Este diferente radio de curvatura permite que se produzca la purificación isobárica.
Una vez purificado isobáricamente, el haz de iones se envía a los experimentos individuales. Para aumentar la pureza del haz isobárico, se puede realizar una ionización láser dentro de la cavidad del ionizador para ionizar selectivamente una única cadena de elementos de interés. En el CERN, este dispositivo se denomina fuente de iones láser de ionización por resonancia (RILIS). [22] Actualmente, más del 60 % de todos los experimentos optan por utilizar la RILIS para aumentar la pureza de los haces radiactivos.
Como la producción de átomos radiactivos mediante la técnica ISOL depende de la química de átomos libres del elemento a estudiar, hay ciertos haces que no se pueden producir mediante un simple bombardeo de protones sobre blancos gruesos de actínidos. Los metales refractarios como el tungsteno y el renio no emergen del blanco ni siquiera a altas temperaturas debido a su baja presión de vapor. Para producir este tipo de haces, se requiere un blanco delgado. La técnica del separador de isótopos guía de iones en línea (IGISOL) se desarrolló en 1981 en el laboratorio de ciclotrón de la Universidad de Jyväskylä en Finlandia . [23] En esta técnica, un blanco delgado de uranio es bombardeado con protones y los productos de reacción nuclear retroceden fuera del blanco en un estado cargado. Los retrocesos se detienen en una celda de gas y luego salen a través de un pequeño orificio en el costado de la celda donde se aceleran electrostáticamente y se inyectan en un separador de masa. Este método de producción y extracción se lleva a cabo en una escala de tiempo más corta en comparación con la técnica ISOL estándar y los isótopos con vidas medias cortas (submilisegundos) se pueden estudiar utilizando un IGISOL. Un IGISOL también se ha combinado con una fuente de iones láser en el Separador de Isótopos en Línea de Lovaina (LISOL) en Bélgica. [24] Las fuentes de objetivo delgado generalmente proporcionan cantidades significativamente menores de iones radiactivos que las fuentes de objetivo grueso y este es su principal inconveniente.
A medida que avanza la física nuclear experimental, se hace cada vez más importante estudiar los núcleos radiactivos más exóticos. Para ello, se requieren técnicas más innovadoras para crear núcleos con proporciones extremas de protones y neutrones. Una alternativa a las técnicas ISOL descritas aquí es la de los haces de fragmentación, en las que los iones radiactivos se producen mediante reacciones de fragmentación en un haz rápido de iones estables que inciden sobre un objetivo delgado (normalmente átomos de berilio). Esta técnica se utiliza, por ejemplo, en el Laboratorio Nacional de Ciclotrones Superconductores (NSCL) de la Universidad Estatal de Michigan y en la Fábrica de Haces de Isótopos Radioactivos (RIBF) de RIKEN , en Japón.
