Centrales nucleares: Enriquecimiento de uranio y fabricación del combustible nuclear

En la anterior entrega de la serie, decíamos que el uranio natural se compone de tres isótopos en diferentes porcentajes, siendo el más abundante el 238. Pero cuando se trata de aprovechar la energía de fisión nuclear, el isótopo que nos interesa es el de uranio-235, ya que en su fragmentación es más probable la aparición de núcleos más propicios para la manutención de la reacción en cadena. 

Nos enfrentamos pues, a un concentrado de uranio en el cual el isótopo más abundante es poco deseable para nuestros propósitos. El enriquecimiento del uranio consiste en hacer una separación parcial del isótopo del uranio que deseamos, el uranio-235, hasta obtener un porcentaje adecuado a nuestras necesidades. Para reactores nucleares comerciales, este porcentaje puede variar desde el del uranio natural (0,72%) hasta el 3,5%.

Cuando el U₃O₈ llega a la planta de enriquecimiento, lo hace en forma sólida (el yellow cake del que hablábamos en el artículo anterior), pero para poder llevar a cabo la separación isotópica es necesario que el uranio esté en forma gaseosa. Y para esto será imprescindible la ayuda del flúor.

¿Por qué flúor? Porque tiene un solo isótopo natural, el flúor-19, por lo que al combinarse con los isótopos del uranio y dar lugar al hexafluoruro de uranio (UF₆) tendremos moléculas con solamente tres pesos posibles y podremos distinguir fácilmente a qué isótopo del uranio corresponden.

El hexafluoruro de uranio se obtiene, entre otros métodos, reduciendo el U₃O₈ a UO₂ y haciéndolo reaccionar con ácido fluorhídrico primero y con flúor gaseoso después. El hexafluoruro de uranio se destila y se mantiene en forma gaseosa para la siguiente fase del proceso: la separación isotópica.

Existen varias técnicas de enriquecimiento de uranio, pero dos son las más comunes: por difusión a través de membranas porosas y por centrifugación.

El primer método se basa en la velocidad de difusión de los distintos isótopos a través de una membrana porosa: las moléculas más ligeras (las correspondientes al uranio-235) tendrán una mayor velocidad de difusión que las más pesadas (las correspondientes al uranio-238). Las membranas se configuran de manera que formen una cascada con celdas de difusión sucesivas en serie. Así, cada fracción estará más enriquecida que la anterior, hasta obtener el porcentaje de uranio-235 deseado.

El funcionamiento de la centrifugación es similar al de una lavadora doméstica: en un cilindro que gira a gran velocidad, las partículas más pesadas del gas saldrán despedidas hacia su periferia y las más ligeras quedarán próximas al eje de rotación.

El UF₆ empobrecido (con un contenido en uranio-235 menor al del uranio natural) podrá aprovecharse para otras aplicaciones, como el blindaje de productos radiactivos, gracias a su gran densidad y gran conductividad térmica.

El UF₆ enriquecido pasará a la siguiente fase: la fabricación del combustible nuclear.

A partir del hexafluoruro de uranio gaseoso se obtendrá un polvo capaz de producir pastillas cilíndricas estables a altas temperaturas y a esfuerzos mecánicos. Este polvo es el dióxido de uranio (UO₂). Existen varios sistemas de conversión de hexafluoruro de uranio a dióxido de uranio. Dichos sistemas (ADU, AUC, IDR) consisten en combinaciones de procedimientos físicos y químicos que no comentaremos aquí por mantener el discurso sencillo y breve de la serie.

Una vez obtenido el polvo de dióxido de uranio es el momento de fabricar las famosas pastillas de combustible nuclear que formarán parte de los elementos combustibles. La fabricación de las pastillas de combustible se conoce como proceso cerámico, que se realiza en varias etapas:

Mezclado: el dióxido de uranio enriquecido se mezcla con otros compuestos para mejorar sus propiedades físicas y combustibles. Se añade a la mezcla hasta un 20% de U3O8, que ayuda a formar poros en la mezcla y que ésta fluya mejor; un formador de poros más gruesos, que facilitan la fabricación de las pastillas; y, en ocasiones, y dependiendo del enriquecimiento, se le añade también gadolinio, que ayuda a la captura de neutrones térmicos (facilita la reacción de fisión).

Preprensado, granulado y homogeneizado: se da una primera forma al polvo de uranio y se criba para producir un granulado, a continuación se conduce a una unidad de homogeneizado donde se dará al granulado el tamaño adecuado para la fabricación de las pastillas, añadiendo un lubricante.

Prensado y sinterizado: las pastillas ya salen de las prensas con el tamaño y forma adecuados para introducirlas al elemento combustible. El sinterizado consiste en el calentamiento a más de 1500ºC de las pastillas en una atmósfera inerte durante doce horas, para obtener una densidad y propiedades físicas aptas.

Una vez las pastillas salen del horno de sinterizado se someterán a una serie de inspecciones de tamaño y densidad. Las que no cumplan las especificaciones preestablecidas, volverán al horno o se tratarán como residuos en un horno de oxidación (donde vuelven a convertirse en polvo de U₃O₈ y se aprovecharán de nuevo en el comienzo del proceso).

Las principales características de las pastillas de combustible nuclear son: su punto de fusión se encuentra por encima de los 2800ºC, lo que las hace seguras en las condiciones de presión y temperatura del reactor; tienen una gran estabilidad química y un comportamiento inerte, por lo que no reaccionarán con los materiales de recubrimiento de las vainas del elemento combustible. Tienen forma cilíndrica, entre 10 mm y 14 mm de longitud y entre 8 mm y 10 mm de diámetro.

Las pastillas se introducen en las barras de zircaloy que conforman el elemento combustible, junto con un gas inerte a presión (helio). Las barras se insertan en el esqueleto, junto con instrumentación de control y una vez soldado e inspeccionado todo, tendremos el elemento combustible tal y como se va a introducir en el núcleo del reactor.

 Silvia Alba

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