PROTOCOLO ADICIONAL AL ACUERDO ENTRE EL URUGUAY Y EL ORGANISMO INTERNACIONAL
DE ENERGIA ATOMICA PARA LA APLICACION DE SALVAGUARDIAS EN RELACION CON EL
TRATADO SOBRE LA NO PROLIFERACION DE LAS ARMAS NUCLEARES
Aprobado/a por: Ley Nº 17.750 de 26/03/2004.
TEXTO DEL ACUERDO
CONSIDERANDO que el Uruguay y el Organismo Internacional de Energía
Atómica (en adelante denominado el "Organismo") son partes en un Acuerdo
para la aplicación de salvaguardias en relación con el Tratado sobre la
no proliferación de las armas nucleares (en adelante denominado el
"Acuerdo de Salvaguardias"), que entró en vigor el 17 de septiembre de
1976;
CONSIDERANDO que el Uruguay y el Organismo también son Partes en un
Protocolo concertado en relación con el artículo 13 del Tratado para la
Proscripción de las Armas Nucleares en la América Latina, que entre otras
cosas, estipula que las salvaguardias prescritas en el Acuerdo de
Salvaguardias serán también aplicables, en lo que respecta al Uruguay, en
relación con el Tratado para la Proscripción de las Armas Nucleares en la
América Latina (en adelante denominado "el Tratado de Tlatelolco"), y que
si el Acuerdo de Salvaguardias cesa de estar en vigor, se concertará un
acuerdo para que continúe la aplicación de salvaguardias por el Organismo
en relación con el Tratado de Tlatelolco;
CONSCIENTES del deseo de la comunidad internacional de seguir reforzando
la no proliferación nuclear mediante el fortalecimiento de la eficacia y
el aumento de la eficiencia del sistema de salvaguardias del Organismo;
RECORDANDO que al aplicar salvaguardias el Organismo debe tener en cuenta
la necesidad de evitar la obstaculización del desarrollo económico y
tecnológico del Uruguay o de la cooperación internacional en la esfera de
las actividades nucleares pacíficas; respetar la salud, la seguridad, la
protección física y las demás disposiciones de seguridad que estén en
vigor y los derechos de las personas; y adoptar todas las precauciones
necesarias para proteger los secretos comerciales, tecnológicos e
industriales, así como las otras informaciones confidenciales que lleguen
a su conocimiento;
CONSIDERANDO que la frecuencia e intensidad de las actividades descritas
en el presente Protocolo deberán ser las mínimas requeridas para el
objetivo de fortalecer la eficacia y aumentar la eficiencia de las
salvaguardias del Organismo;
El Uruguay y el Organismo acuerdan lo siguiente
RELACION ENTRE EL PROTOCOLO Y EL ACUERDO DE SALVAGUARDIAS
Articulo 1
Las disposiciones del Acuerdo de Salvaguardias se aplicarán al presente
Protocolo en la medida en que tengan pertinencia y sean compatibles con
las disposiciones de este Protocolo. En caso de conflicto entre las
disposiciones del Acuerdo de Salvaguardias y las del presente Protocolo,
se aplicarán las disposiciones del Protocolo.
SUMINISTRO DE INFORMACION
Articulo 2
a. El Uruguay presentará al Organismo una declaración que contenga:
i) Una descripción general, e información que especifique su
ubicación, de las actividades de investigación y desarrollo
relacionadas con el ciclo del combustible nuclear que no
comprendan materiales nucleares efectuadas en cualquier lugar
que estén financiadas, específicamente autorizadas o
controladas por el Uruguay, o que se realicen en nombre del
Uruguay.
ii) La información indicada por el Organismo sobre la base de la
previsión de aumentos de eficacia y eficiencia, y que cuente
con la aceptación del Uruguay, sobre las actividades
operacionales de importancia para las salvaguardias efectuadas
en instalaciones y lugares fuera de las instalaciones en que
habitualmente se utilicen materiales nucleares.
iii) Una descripción general de cada edificio dentro de cada
emplazamiento, de su utilización y, cuando no se desprenda de
manera evidente de dicha descripción, la descripción de su
contenido. La descripción incluirá un mapa del emplazamiento.
iv) Una descripción de la magnitud de las operaciones
correspondientes a cada uno de los lugares en que se efectúen
las actividades especificadas en el Anexo I del presente
Protocolo.
v) Información en la que se especifiquen la ubicación, el estado
operacional y la capacidad de producción anual estimada de las
minas y plantas de concentración de uranio y las plantas de
concentración de torio, y la actual producción anual de dichas
minas y plantas de concentración del Uruguay en su conjunto. A
solicitud del Organismo, el Uruguay comunicará la actual
producción anual de una determinada mina o planta de
concentración. El suministro de esta información no requerirá
una contabilidad detallada del material nuclear.
vi) Información con respecto a los materiales básicos que no hayan
alcanzado todavía la composición y pureza adecuadas para la
fabricación de combustible o para su enriquecimiento isotópico,
a saber:
a) las cantidades, la composición química, la utilización o
utilización prevista de dichos materiales, tanto
utilizaciones nucleares como no nucleares, con respecto a
cada lugar del Uruguay donde los materiales estén presentes
en cantidades que superen diez toneladas métricas de uranio
y/o veinte toneladas métricas de torio, y con respecto a
otros lugares en que las cantidades superen una tonelada
métrica, la suma correspondiente al Uruguay en total si
dicha suma supera diez toneladas métricas de uranio o
veinte toneladas métricas de torio. El suministro de esta
información no requerirá una contabilidad detallada del
material nuclear;
b) las cantidades, composición química y destino de cada
exportación fuera del Uruguay de materiales de ese tipo
para fines específicamente no nucleares en cantidades que
superen:
1) diez toneladas métricas de uranio o, con respecto a
sucesivas exportaciones de uranio efectuadas desde el
Uruguay al mismo Estado, cada una de las cuales sea
inferior a diez toneladas métricas pero que superen un
total de diez toneladas métricas en el año,
2) veinte toneladas métricas de torio o, con respecto a
sucesivas exportaciones de torio efectuadas desde el
Uruguay al mismo Estado, cada una de las cuales sea
inferior a veinte toneladas métricas pero que superen
un total de veinte toneladas métricas en el año;
c) las cantidades, composición química, actual ubicación y
utilización o utilización prevista de cada importación al
Uruguay de materiales de ese tipo para fines
específicamente no nucleares en cantidades que superen:
1) diez toneladas métricas de uranio o, con respecto a
sucesivas importaciones de uranio al Uruguay, cada una
de las cuales sea inferior a diez toneladas métricas
pero que superen un total de diez toneladas métricas en
el año,
2) veinte toneladas métricas de torio o, con respecto a
sucesivas importaciones de torio al Uruguay, cada una
de las cuales sea inferior a veinte toneladas métricas,
pero que superen un total de veinte toneladas métricas
en el año;
en el entendimiento de que no existe obligación de suministrar información
sobre dichos materiales destinados a un uso no nuclear una vez que estén
en su forma de uso final no nuclear.
vii) a) información respecto de las cantidades, utilización y
ubicación de los materiales nucleares exentos de
salvaguardias con arreglo al artículo 37 del Acuerdo de
Salvaguardias;
b) información con respecto a las cantidades (que podrá
presentarse en forma de estimaciones) y la utilización en
cada ubicación de los materiales nucleares exentos de
salvaguardias con arreglo al párrafo b) del artículo 36 del
Acuerdo de Salvaguardias pero que todavía no estén en su
forma de uso final no nuclear, en cantidades que superen
las estipuladas en el artículo 37 del Acuerdo de
Salvaguardias. El suministro de esta información no
requerirá una contabilidad detallada del material nuclear.
viii) Información relativa a la ubicación o al procesamiento ulterior
de desechos de actividad intermedia o alta que contengan
plutonio, uranio muy enriquecido o uranio 233 con respecto a
los cuales hayan cesado las salvaguardias con arreglo al
artículo 11 del Acuerdo de Salvaguardias. A los fines del
presente párrafo, "procesamiento ulterior" no incluirá el
reembalaje de desechos o su ulterior acondicionamiento, que no
comprenda la separación de elementos, para su almacenamiento o
evacuación.
ix) La información que se indica a continuación relativa al equipo
y materiales no nucleares especificados que se enumeran en la
lista del Anexo II:
a) por cada exportación de dichos equipo y materiales fuera
del Uruguay: identidad, cantidad, lugar de la utilización
prevista en el Estado destinatario y fecha o, si procede,
fecha esperada de la exportación;
b) cuando la pida específicamente el Organismo, la
confirmación por parte del Uruguay, como Estado importador,
de la información suministrada al Organismo conforme al
apartado a) supra.
x) Los planes generales para el siguiente período de diez años
relativos al desarrollo del ciclo del combustible nuclear
(incluidas las actividades de investigación y desarrollo
relacionadas con el ciclo del combustible nuclear planeadas)
cuando hayan sido aprobados por las autoridades
correspondientes del Uruguay.
b. El Uruguay hará todos los esfuerzos que sean razonables para
proporcionar al Organismo una declaración que contenga:
i) Una descripción general e información que especifique la
ubicación de las actividades de investigación y desarrollo
relacionadas con el ciclo del combustible nuclear que no
incluyan material nuclear y que se relacionen específicamente
con el enriquecimiento, el procesamiento del combustible
nuclear o el procesamiento de desechos de actividad intermedia
o alta que contengan plutonio, uranio muy enriquecido o uranio
233 que se realicen en cualquier lugar del Uruguay pero que no
sean financiadas, específicamente autorizadas o controladas
por, o realizadas en nombre del Uruguay. A los fines del
presente inciso, "procesamiento de desechos de actividad
intermedia o alta" no incluirá el reembalaje de desechos o su
acondicionamiento, que no comprenda la separación de elementos,
para su almacenamiento o disposición final.
ii) Una descripción general de las actividades y la identidad de la
persona o entidad que realice dichas actividades en los lugares
indicados por el Organismo fuera de un emplazamiento que el
Organismo considere que puedan tener una relación funcional con
las actividades de ese emplazamiento. Esa información se
suministrará previa solicitud específica del Organismo. Se
facilitará en consulta con el Organismo y de manera oportuna.
c. A solicitud del Organismo, el Uruguay facilitará las ampliaciones o
aclaraciones de cualquier información que haya proporcionado con arreglo
al presente artículo, en la medida que sea pertinente para los fines de
las salvaguardias.
Artículo 3
a. El Uruguay facilitará al Organismo la información que se indica en los
apartados i), iii), iv) y v), en el inciso a) del apartado vi), y en los
apartados vii) y x) del párrafo a. del artículo 2 y en el apartado i) del
párrafo b. del artículo 2, dentro de 180 días a partir de la entrada en
vigor del presente Protocolo.
b. El Uruguay facilitará al Organismo, a más tardar el 15 de mayo de cada
año, una actualización de la información indicada en el párrafo a. supra
con respecto al período correspondiente al año calendario anterior. Cuando
la información precedentemente facilitada no haya experimentado cambios,
Uruguay así lo indicará.
c. El Uruguay facilitará al Organismo, a más tardar el 15 de mayo de cada
año, la información indicada en los incisos b) y c) del apartado vi) del
párrafo a. del artículo 2 con respecto al período correspondiente al año
calendario anterior.
d. El Uruguay facilitará al Organismo trimestralmente la información
indicada en el inciso a) del apartado ix) del párrafo a. del artículo 2.
Esta información se presentará dentro de los sesenta días siguientes al
fin de cada trimestre.
e. El Uruguay facilitará al Organismo la información indicada en el
apartado viii) del párrafo a. del artículo 2 180 días antes de que se
efectúe el nuevo tratamiento y, a más tardar el 15 de mayo de cada año,
información sobre los cambios de ubicación con respecto al período
correspondiente al año calendario anterior.
f. El Uruguay y el Organismo acordarán la oportunidad y frecuencia del
suministro de la información indicada en el apartado ii) del párrafo a.
del artículo 2.
g. El Uruguay facilitará al Organismo la información indicada en el
inciso b) del apartado ix) del párrafo a. del artículo 2 dentro de los 60
días siguientes a la petición del Organismo.
ACCESO COMPLEMENTARIO
Artículo 4
En relación con la puesta en práctica del acceso complementario regido
por el artículo 5 del presente Protocolo se aplicarán las siguientes
disposiciones:
a. El Organismo no tratará de verificar de manera mecánica ni sistemática
la información a que se hace referencia en el artículo 2; no obstante, el
Organismo tendrá acceso a:
i) Todos los lugares a que se hace referencia en los apartados i)
o ii) del párrafo a. del artículo 5 de manera selectiva para
asegurarse de la ausencia de materiales nucleares y actividades
nucleares no declarados.
ii) Todos los lugares a que se hace referencia en los párrafos b. o
c. del artículo 5 para resolver un interrogante relativo a la
corrección y exhaustividad de la información suministrada con
arreglo al artículo 2 o para resolver una discrepancia relativa
a esa información.
iii) Todos los lugares a que se hace referencia en el apartado iii)
del párrafo a. del artículo 5 en la medida en que el Organismo
necesite confirmar, para fines de salvaguardias, la declaración
del Uruguay sobre la situación de clausura de una instalación o
lugar fuera de las instalaciones en que habitualmente se
utilizaban materiales nucleares.
b. i) Salvo lo dispuesto en el apartado ii) infra, el Organismo dará
aviso del acceso al Uruguay con 24 horas por lo menos de
anticipación.
ii) En caso de acceso a cualquier lugar de un emplazamiento que se
solicite coincidiendo con las visitas para verificar la
información sobre el diseño o las inspecciones ad hoc u
ordinarias en dicho emplazamiento, el tiempo de preaviso será,
si el Organismo así lo requiere, de dos horas como mínimo pero,
en circunstancias excepcionales, podrá ser de menos de dos
horas.
c. El previo aviso se dará por escrito y especificará las razones del
acceso y las actividades que vayan a realizarse durante dicho acceso.
d. En el caso de un interrogante o una discrepancia, el Organismo dará al
Uruguay una oportunidad para aclarar y facilitar la resolución del
interrogante o la discrepancia. Esa oportunidad se dará antes de la
solicitud de acceso, a menos que el Organismo considere que la tardanza en
el acceso perjudicaría la finalidad para la cual éste se requiere. En todo
caso, el Organismo no sacará ninguna conclusión sobre el interrogante o la
discrepancia mientras no se haya dado al Uruguay dicha oportunidad.
e. A menos que el Uruguay acepte otra cosa, el acceso solo se
realizará durante el horario normal de trabajo.
f. El Uruguay tendrá derecho a hacer acompañar a los inspectores del
Organismo durante el acceso por representantes del Uruguay, siempre que
ello no entrañe retraso u otra clase de impedimento para los inspectores
en el ejercicio de sus funciones.
Artículo 5
El Uruguay facilitará al Organismo acceso a:
a. i) Cualquier lugar dentro de un emplazamiento.
ii) Cualquier lugar indicado por el Uruguay con arreglo a los
apartados v) a viii) del párrafo a. del artículo 2 supra.
iii) Cualquier instalación clausurada o lugar fuera de las
instalaciones clausurado en los que se utilizaban habitualmente
materiales nucleares.
b. Cualquier lugar indicado por el Uruguay con arreglo al apartado i) o
al apartado iv) del párrafo a. del artículo 2, al inciso b) del apartado
ix) del párrafo a. del artículo 2 o al párrafo b. del artículo 2 supra,
que no sea de aquellos a que se refiere el apartado i) del párrafo a.
supra, y si el Uruguay no puede conceder ese acceso, el Uruguay hará todos
los esfuerzos razonables para satisfacer la petición del Organismo, sin
demora, por otros medios.
c. Cualquier lugar especificado por el Organismo, además de los lugares
mencionados en los párrafos a. y b. supra a fin de realizar muestreo
ambiental específico para los lugares, y si el Uruguay no está en
condiciones de facilitar dicho acceso, el Uruguay hará todos los esfuerzos
razonables para satisfacer la petición del Organismo, sin demora, en
lugares adyacentes o por otros medios.
Artículo 6
Al aplicar el artículo 5 el Organismo podrá llevar a cabo las siguientes
actividades:
a. En cuanto al acceso de conformidad con el apartado i) o iii) del
párrafo a. del artículo 5: observación ocular, toma de muestras
ambientales, utilización de dispositivos de detección y medición de
radiación, aplicación de precintos así como de otros dispositivos
identificadores e indicadores de interferencias extrañas especificados en
los Arreglos Subsidiarios, y otras medidas objetivas cuya viabilidad
técnica se haya demostrado y cuya utilización haya sido acordada por la
Junta de Gobernadores (denominada en adelante la "Junta") así como tras
la celebración de consultas entre el Organismo y el Uruguay.
b. En cuanto al acceso de conformidad con el apartado ii) del párrafo a.
del artículo 5, observación ocular, recuento de partidas de materiales
nucleares, mediciones y muestreo no destructivos, utilización de
dispositivos de detección y medición de radiación, examen de los
registros en lo que respecta a cantidades, origen y disposición de los
materiales, toma de muestras ambientales, y otras medidas objetivas cuya
viabilidad técnica se haya demostrado y cuya utilización haya sido
acordada por la Junta así como tras la celebración de consultas entre el
Organismo y el Uruguay.
c. En cuanto al acceso de conformidad con el párrafo b. del artículo 5,
observación ocular, toma de muestras ambientales, utilización de
dispositivos de detección y medición de radiación, examen de los registros
de producción y expedición interesantes para las salvaguardias, y otras
medidas objetivas cuya viabilidad técnica se haya demostrado y cuya
utilización haya sido acordada por la Junta así como tras la celebración
de consultas entre el Organismo y el Uruguay.
d. En cuanto al acceso de conformidad con el párrafo c. del artículo 5,
recogida de muestras ambientales y, en caso de que los resultados no
permitan solucionar el interrogante o la discrepancia en el lugar
especificado por el Organismo con arreglo al párrafo c. del artículo 5,
utilización en ese lugar de observación ocular, dispositivos de detección
y medición de radiación, así como otras medidas objetivas acordadas por el
Uruguay y el Organismo.
Artículo 7
a. A petición del Uruguay, el Organismo y el Uruguay efectuarán arreglos
para el acceso controlado de conformidad con el presente Protocolo a fin
de impedir la difusión de información de carácter sensible en cuanto a la
proliferación, para satisfacer los requisitos de seguridad o protección
física, o para proteger la información sensible por razones de propiedad
industrial o de carácter comercial. Esos arreglos no impedirán al
Organismo realizar las actividades necesarias para ofrecer garantías
creíbles de la ausencia de materiales nucleares y actividades nucleares no
declarados en el lugar en cuestión, incluida la solución de algún
interrogante relativo a la exactitud y exhaustividad de la información a
que se refiere el artículo 2, o de una discrepancia relativa a esa
información.
b. El Uruguay podrá, cuando suministre la información a que se refiere el
artículo 2, informar al Organismo sobre los sitios de un emplazamiento o
lugar en los que pueda ser aplicable el acceso controlado.
c. Hasta que entren en vigor los Arreglos Subsidiarios necesarios, el
Uruguay podrá hacer uso del acceso controlado en conformidad con lo
dispuesto en el párrafo a. supra.
Artículo 8
Nada de lo estipulado en el presente Protocolo impedirá que el Uruguay
ofrezca al Organismo acceso a lugares adicionales a los mencionados en
los artículos 5 y 9 ni que pida al Organismo que efectúe actividades de
verificación en un lugar determinado. El Organismo hará sin demora todos
los esfuerzos razonables para actuar en respuesta a esa petición.
Artículo 9
El Uruguay facilitará al Organismo acceso a los lugares especificados por
el Organismo para realizar muestreo ambiental de grandes zonas, y si el
Uruguay no está en condiciones de facilitar ese acceso hará todos los
esfuerzos razonables para satisfacer la petición del Organismo en otros
lugares. El Organismo no solicitará dicho acceso hasta que la Junta haya
aprobado el muestreo ambiental de grandes zonas y las disposiciones de
procedimiento aplicables al mismo, así como tras la celebración de
consultas entre el Organismo y el Uruguay.
Artículo 10
El Organismo informará al Uruguay sobre:
a. Las actividades llevadas a cabo con arreglo al presente Protocolo,
incluso sobre las relacionadas con cualesquier interrogantes o
discrepancias que el Organismo haya hecho presentes al Uruguay, dentro de
los 60 días siguientes al término de las actividades llevadas a cabo por
el Organismo.
b. Los resultados de las actividades relacionadas con cualesquier
interrogantes o discrepancias que el Organismo haya hecho presentes al
Uruguay, tan pronto como sea posible y, en cualquier caso, dentro de los
treinta días siguientes a la determinación de los resultados por parte del
Organismo.
c. Las conclusiones que haya deducido de sus actividades con arreglo al
presente Protocolo. Las conclusiones se comunicarán anualmente.
DESIGNACION DE INSPECTORES DEL ORGANISMO
Artículo 11
a. i) El Director General notificará al Uruguay toda aprobación por
la Junta de Gobernadores de la designación de funcionarios del
Organismo como inspectores de salvaguardias. A menos que el
Uruguay comunique al Director General su rechazo de ese
funcionario como inspector para el Uruguay dentro de tres meses
a contar del recibo de la notificación de la aprobación de la
Junta, el inspector cuya designación se haya notificado al
Uruguay se considerará designado para el Uruguay.
ii) El Director General, actuando en respuesta a una petición del
Uruguay o por propia iniciativa, informará inmediatamente al
Uruguay cuando la designación de un funcionario como inspector
para el Uruguay haya sido retirada.
b. Las notificaciones mencionadas en el párrafo a. supra se considerarán
recibidas por el Uruguay siete días después de la fecha de transmisión por
correo certificado de la notificación del Organismo al Uruguay.
VISADOS
Artículo 12
El Uruguay, en el plazo de un mes a contar del recibo de la
correspondiente solicitud, concederá al inspector designado mencionado en
la solicitud los visados apropiados de ingreso/salida y/o de tránsito
múltiples, que fueran necesarios, de modo que el inspector pueda ingresar
y permanecer en el territorio del Uruguay con la finalidad de desempeñar
sus funciones. Los visados que fueran necesarios deberán tener una
validez mínima de un año y se renovarán, según corresponda, para abarcar
la duración de la designación del inspector para el Uruguay.
ARREGLOS SUBSIDIARIOS
Artículo 13
a. Cuando el Uruguay o el Organismo indique que es necesario especificar
en Arreglos Subsidiarios la forma en que habrán de aplicarse las medidas
establecidas en el presente Protocolo, el Uruguay y el Organismo deberán
acordar esos Arreglos Subsidiarios dentro de los 90 días contados a partir
de la entrada en vigor del presente Protocolo o, cuando la indicación de
la necesidad de dichos Arreglos Subsidiarios se haga después de la entrada
en vigor del presente Protocolo, dentro de los 90 días contados a partir
de la fecha de dicha indicación.
b. Hasta que los Arreglos Subsidiarios entren en vigor, el Organismo
estará facultado para aplicar las medidas establecidas en el presente
Protocolo.
SISTEMAS DE COMUNICACION
Artículo 14
a. El Uruguay permitirá y protegerá la libre comunicación para fines
oficiales del Organismo entre los inspectores del Organismo que se
encuentren en el Uruguay y la Sede del Organismo y/o las Oficinas
Regionales, incluidas las transmisiones, con operador y automáticas, de
información generada por los dispositivos de medición o de contención y/o
vigilancia del Organismo. El Organismo tendrá derecho, previa consulta con
el Uruguay, a utilizar sistemas de comunicación directa internacionalmente
establecidos, en particular, sistemas de satélite y otras formas de
telecomunicación que no se utilicen en el Uruguay. Cuando lo pida el
Uruguay o el Organismo, los detalles relativos a la aplicación de este
párrafo con respecto a las transmisiones, con operador o automáticas, de
información generada por los dispositivos de medición o de contención y/o
vigilancia del Organismo se especificarán en los Arreglos Subsidiarios.
b. En la comunicación y transmisión de información estipuladas en el
párrafo a. supra deberá tomarse debidamente en cuenta la necesidad de
proteger la información de carácter sensible por razones de propiedad
industrial o comerciales o la información sobre el diseño que el Uruguay
considere de carácter especialmente sensible.
PROTECCION DE LA INFORMACION CONFIDENCIAL
Artículo 15
a. El Organismo mantendrá un régimen estricto para asegurar la protección
eficaz contra la divulgación de secretos comerciales, tecnológicos e
industriales y otras informaciones confidenciales que lleguen a su
conocimiento, incluida la información de ese tipo que llegue a
conocimiento del Organismo con motivo de la aplicación del presente
Protocolo.
b. El régimen mencionado en el párrafo a. supra incluirá, entre otras,
disposiciones relativas a:
i) Principios generales y medidas conexas para la tramitación de
la información confidencial.
ii) Condiciones de empleo del personal relativas a la protección de
la información confidencial.
iii) Procedimientos para el caso de infracción o presunta infracción
de la confidencialidad.
c. El régimen mencionado en el párrafo a. supra será aprobado y revisado
periódicamente por la Junta.
ANEXOS
Artículo 16
a. Los Anexos del presente Protocolo formarán parte integrante de él.
Salvo para los fines de modificación de los Anexos, por el término
"Protocolo" utilizado en este instrumento se entenderá el Protocolo
juntamente con sus Anexos.
b. La Junta, previo asesoramiento de un grupo de trabajo de expertos de
composición abierta por ella establecido, podrá enmendar la lista de
actividades especificada en el Anexo I y la lista de equipo y materiales
especificada en el Anexo II. Toda enmienda de este tipo cobrará
efectividad cuatro meses después de su aprobación por la Junta.
ENTRADA EN VIGOR
Artículo 17
a. El presente Protocolo entrará en vigor en la fecha en que el Organismo
reciba del Uruguay notificación escrita de que se han cumplido los
requisitos legales y/o constitucionales del Uruguay para su entrada en
vigor. El Uruguay podrá declarar, en cualquier fecha antes de que el
presente Protocolo entre en vigor, que aplicará el presente Protocolo
provisionalmente. El Director General informará prontamente a todos los
Estados Miembros del Organismo de cualquier declaración de aplicación
provisional y de la entrada en vigor del presente Protocolo.
b. El presente Protocolo permanecerá en vigor en tanto que el Uruguay sea
Parte en el Acuerdo de Salvaguardias u otro acuerdo de esa naturaleza que
el Uruguay concierte para que continúe la aplicación de salvaguardias en
relación con el Tratado de Tlatelolco.
DEFINICIONES
Artículo 18
Para los fines del presente Protocolo:
a. Por actividades de investigación y desarrollo relacionadas con el
ciclo del combustible nuclear se entenderá las actividades específicamente
relacionadas con cualquier aspecto de desarrollo del proceso o sistema de
cualquiera de los siguientes elementos:
- conversión de material nuclear,
- enriquecimiento de material nuclear,
- fabricación de combustible nuclear,
- reactores,
- conjuntos críticos,
- reprocesamiento de combustible nuclear,
- procesamiento (con exclusión del reembalaje o del
acondicionamiento que no incluya la separación de elementos,
para almacenamiento o disposición final) de desechos de
actividad intermedia o alta que contengan plutonio, uranio muy
enriquecido o uranio 233,
pero no se incluyen las actividades relacionadas con la investigación
científica de carácter teórico o básico ni con la investigación y
desarrollo sobre las aplicaciones industriales de los radisótopos, las
aplicaciones de los mismos en medicina, hidrología y agricultura, los
efectos en la salud y el medio ambiente o la mejora del mantenimiento.
b. Por emplazamiento se entenderá el área delimitada por el Uruguay en la
pertinente información sobre el diseño correspondiente a una instalación,
incluidas las instalaciones cerradas, y en la información pertinente sobre
un lugar fuera de las instalaciones en que se utilizan habitualmente
materiales nucleares, incluidos los lugares fuera de las instalaciones
cerrados en que se utilizaban habitualmente materiales nucleares (éstos
quedan limitados a lugares con celdas calientes o en los que se llevaban a
cabo actividades relacionadas con la conversión, el enriquecimiento, la
fabricación o el reprocesamiento de combustible). También comprenderá
todas las unidades ubicadas conjuntamente en la instalación o lugar, para
la prestación o uso de servicios esenciales, incluidos: celdas calientes
para el procesamiento de materiales irradiados que no contengan materiales
nucleares; instalaciones de tratamiento, almacenamiento y disposición
final de desechos; y edificios relacionados con elementos específicos
indicados por el Uruguay con arreglo al apartado iv) del párrafo a. del
artículo 2 supra.
c. Por instalación clausurada o lugar fuera de las instalaciones
clausurado se entenderá una instalación o lugar en los que las estructuras
residuales y el equipo esencial para su utilización se hayan retirado o
inutilizado de manera que no se utilicen para almacenar ni puedan usarse
ya para manipular, procesar o utilizar materiales nucleares.
d. Por instalación cerrada o lugar fuera de las instalaciones cerrado se
entenderá una instalación o lugar en los que las operaciones hayan cesado
y los materiales nucleares se hayan retirado, pero que no haya sido
clausurada.
e. Por uranio muy enriquecido se entenderá uranio que contenga el 20% o
más del isótopo uranio 235.
f. Por muestreo ambiental específico para los lugares se entenderá la
toma de muestras ambientales (por ejemplo, aire, agua, vegetación, suelos,
frotis) en los lugares, y en las inmediaciones de los mismos,
especificados por el Organismo con la finalidad de que le sirvan de ayuda
para deducir conclusiones sobre la ausencia de materiales nucleares o
actividades nucleares no declarados en los lugares especificados.
g. Por Muestreo ambiental de grandes zonas se entenderá la toma de
muestras ambientales (por ejemplo, agua, vegetación, suelos, frotis) en un
conjunto de lugares especificados por el Organismo con la finalidad de que
le sirvan de ayuda para deducir conclusiones sobre la ausencia de
materiales nucleares o actividades nucleares no declarados en una gran
zona del Estado.
h. Por materiales nucleares se entenderá cualquier material básico o
cualquier material fisionable especial, tal como se definen en el artículo
XX del Estatuto. No deberá interpretarse el término material básico como
aplicable a minerales o residuos de minerales. Toda determinación de la
Junta, adoptada con arreglo al artículo XX del Estatuto tras la entrada en
vigor del presente Protocolo, que aumente el número de materiales que se
considera son materiales básicos o materiales fisionables especiales,
surtirá efecto en virtud del presente Protocolo solo cuando sea aceptada
por el Uruguay.
i. Por instalación se entenderá:
i) Un reactor, un conjunto crítico, una planta de conversión, una
planta de fabricación, una planta de reprocesamiento, una
planta de separación de isótopos o una instalación de
almacenamiento por separado; o
ii) Cualquier lugar en el que se utilicen habitualmente materiales
nucleares en cantidades superiores a un kilogramo efectivo.
j. Por lugar fuera de las instalaciones se entenderá cualquier planta o
lugar, que no sea una instalación, en los que se utilicen habitualmente
materiales nucleares en cantidades de un kilogramo efectivo o menos.
ANEXO I
LISTA DE ACTIVIDADES A QUE SE HACE REFERENCIA EN EL APARTADO iv)
DEL PARRAFO a. DEL ARTICULO 2 DEL PROTOCOLO
i) Fabricación de tubos de rotores de centrifugación o montaje de
centrifugadoras de gas.
Por tubos de rotores de centrifugación se entenderá los cilindros de
paredes delgadas descriptos en el punto 5.1.1 b) del Anexo II.
Por centrifugadoras de gas se entenderá las centrifugadoras descritas en
la Nota Introductoria del punto 5.1 del Anexo II.
ii) Fabricación de barreras de difusión.
Por barreras de difusión se entenderá los filtros finos, porosos
descritos en el punto 3.1 a) del Anexo II.
iii) Fabricación o montaje de sistemas basados en láser.
Por sistemas basados en láser se entenderá los sistemas que llevan
incorporados los artículos descritos en el punto 5.7 del Anexo II.
iv) Fabricación o montaje de separadores electromagnéticos de isótopos.
Por separadores electromagnéticos de isótopos se entenderá los artículos
mencionados en el punto 5.9.1 del Anexo II que contienen las fuentes de
iones descritas en el punto 5.9.1 a) del Anexo II.
v) Fabricación o montaje de columnas o equipo de extracción.
Por columnas o equipo de extracción se entenderá los artículos descritos
en los puntos 5.6.1, 5.6.2, 5.6.3, 5.6.5, 5.6.6, 5.6.7 y 5.6.8 del Anexo
II.
vi) Fabricación de toberas o tubos vorticales para separación
aerodinámica.
Por toberas o tubos vorticales para separación aerodinámica se entenderá
las toberas y tubos vorticales para separación descritos,
respectivamente, en los puntos 5.5.1 y 5.5.2 del Anexo II.
vii) Fabricación o montaje de sistemas de generación de plasma de
uranio.
Por sistemas de generación de plasma de uranio se entenderá los sistemas
de generación de plasma de uranio descritos en el punto 5.8.3 del Anexo
II.
viii) Fabricación de tubos de circonio.
Por tubos de circonio se entenderá los tubos descritos en el punto 1.6
del Anexo II.
ix) Fabricación o depuración de agua pesada o deuterio.
Por agua pesada o deuterio se entenderá el deuterio, el agua pesada
(óxido de deuterio) y cualquier otro compuesto de deuterio en que la
razón átomos de deuterio/átomos de hidrógeno exceda de 1:5 000.
x) Fabricación de grafito de pureza nuclear.
Por grafito de pureza nuclear se entenderá grafito con un grado de pureza
superior a 5 partes por millón de boro equivalente y con una densidad
superior a 1,50 g/cm3.
xi) Fabricación de cofres para combustible irradiado.
Por cofre para combustible irradiado se entenderá una vasija para el
transporte y/o almacenamiento de combustible irradiado que ofrece
protección química, térmica y radiológica, y disipa el calor de
desintegración durante la manipulación, el transporte y el
almacenamiento.
xii) Fabricación de barras de control para reactores.
Por barras de control para reactores se entenderá las barras descritas en
el punto 1.4 del Anexo II.
xiii) Fabricación de tanques y recipientes a prueba del riesgo de
criticidad.
Por tanques y recipientes a prueba del riesgo de criticidad se entenderá
los artículos descritos en los puntos 3.2 y 3.4 del Anexo II.
xiv) Fabricación de máquinas trozadoras de elementos combustibles
irradiados.
Por máquinas trozadoras de elementos combustibles irradiados se entenderá
el equipo descrito en el punto 3.1 del Anexo II.
xv) Construcción de celdas calientes.
Por celdas calientes se entenderá una celda o celdas interconectadas con
un volumen total de 6 m3 y un blindaje igual o superior al equivalente de
0,5 m de hormigón, con una densidad de 3,2 g/cm3 o mayor, dotada de
equipo para operaciones a distancia.
ANEXO II
LISTA DE EQUIPO Y MATERIALES NO NUCLEARES ESPECIFICADOS PARA NOTIFICAR
LAS EXPORTACIONES E IMPORTACIONES CON ARREGLO AL APARTADO ix) DEL PARRAFO
a. DEL ARTICULO 2
1. Reactores y equipo para los mismos
1.1. Reactores nucleares completos
Reactores nucleares capaces de funcionar de manera que se pueda mantener
y controlar una reacción de fusión en cadena autosostenida, excluidos los
reactores de energía nula, quedando definidos estos últimos como aquellos
reactores con un índice teórico máximo de producción de plutonio no
superior a 100 gramos al año.
NOTA EXPLICATIVA
Un "reactor nuclear" comprende fundamentalmente todos los dispositivos
que se encuentran en el interior de la vasija del reactor o que están
conectados directamente con ella, el equipo que regula el nivel de
potencia en el núcleo, y los componentes que normalmente contienen el
refrigerante primario del núcleo del reactor o que están directamente en
contacto con dicho refrigerante o lo regulan.
No se pretende excluir a los ractores que podrían razonablemente ser
susceptibles de modificación para producir cantidades considerablemente
superiores a 100 gramos de plutonio al año. Los reactores diseñados para
funcionar en régimen continuo a niveles considerables de potencia no se
considerarán como "reactores de energía nula" cualquiera que sea su
capacidad de producción de plutonio.
1.2. Vasijas de presión de reactores
Vasijas metálicas, bien como unidades completas o bien en forma de piezas
importantes fabricadas en taller para las mismas, que estén especialmente
concebidas o preparadas para contener el núcleo de un reactor nuclear
conforme se le define en el anterior párrafo 1.1. y sean capaces de
resistir la presión de trabajo del refrigerante primario.
NOTA EXPLICATIVA
Una placa que recubre la parte superior de una vasija de presión de un
reactor queda comprendida en el concepto indicado en el párrafo 1.2. como
pieza importante fabricada en taller para una vasija de presión.
Los dispositivos interiores del reactor (por ejemplo: columnas y placas
de apoyo del núcleo y otros dispositivos interiores de la vasija,
tubos-guía para las barras de control, blindajes térmicos, placas
deflectoras, placas para el reticulado del núcleo, placas difusoras,
etc.) los suministra normalmente el propio proveedor del reactor. En
algunos casos, determinados componentes auxiliares internos quedan
incluidos en la fabricación de la vasija de presión. Estos componentes
son de importancia suficientemente crítica para la seguridad y la
fiabilidad del funcionamiento del reactor (y, por lo tanto, para la
garantía y responsabilidad del proveedor de éste) de manera que su
suministro al margen del contrato básico para la entrega del reactor
propiamente dicho no constituiría una práctica usual. Por lo tanto,
aunque el suministro por separado de estos componentes únicos
especialmente concebidos y preparados, de importancia crítica, de gran
tamaño y elevado costo no habría necesariamente de considerarse como una
operación fuera del ámbito de la prevista respecto de este concepto, tal
modalidad de suministro se considera improbable.
1.3. Máquinas para la carga y descarga del combustible en los reactores
Equipo de manipulación especialmente concebido o preparado para insertar
o extraer el combustible en un reactor nuclear conforme se le define en
el anterior párrafo 1.1., con el que sea posible cargar el combustible
con el reactor en funcionamiento o que incluya características de
disposición o alineación técnicamente complejas que permitan realizar
operaciones complicadas de carga de combustible con el reactor parado
tales como aquéllas en las que normalmente no es posible la visión
directa del combustible o el acceso a éste.
1.4. Barras de control para reactores
Barras especialmente concebidas o preparadas para el control de la
velocidad de reacción en un reactor nuclear conforme se le define en el
anterior párrafo 1.1.
NOTA EXPLICATIVA
Esta partida de equipo comprende, además de aquella parte de la barra de
control consistente en el material absorbedor de neutrones, las
estructuras de apoyo o suspensión de la misma si se las suministra por
separado.
1.5. Tubos de presión para reactores
Tubos especialmente concebidos o preparados para contener los elementos
combustibles y el refrigerante primario en un reactor nuclear conforme se
le define en el anterior párrafo 1.1., a una presión de trabajo superior
a (5,1 MPa) (740 psi).
1.6. Tubos de circonio
Circonio metálico y aleaciones de circonio en forma de tubos o conjuntos
de tubos, y en cantidades que excedan de 500 kg en cualquier período de
12 meses, especialmente concebidos o preparados para su utilización en un
reactor nuclear conforme se le define en el anterior párrafo 1.1., y en
los que la razón hafnio/circonio sea inferior a 1 : 500 partes en peso.
1.7. Bombas del refrigerante primario
Bombas especialmente concebidas o preparadas para hacer circular metal
líquido como refrigerante primario de reactores nucleares conforme se les
define en el anterior párrafo 1.1.
NOTA EXPLICATIVA
Las bombas especialmente diseñadas o preparadas pueden comprender
sistemas complejos de estanqueidad sencilla o múltiple para impedir las
fugas del refrigerante primario, bombas de rotor blindado y bombas con
sistemas de masa inercial. Esta definición abarca las bombas conformes a
la norma NC-1 o normas equivalentes.
2. Materiales no nucleares para reactores
2.1. Deuterio y agua pesada
Deuterio, agua pesada (óxido de deuterio) y cualquier otro compuesto de
deuterio en el que la razón deuterio/átomos de hidrógeno exceda de 1 : 5
000, para su utilización en un reactor nuclear conforme se le define en
el anterior párrafo 1.1., en cantidades que excedan de 200 kg de átomos
de deuterio, para un mismo país destinatario dentro de un mismo período
de 12 meses.
2.2. Grafito de pureza nuclear
Grafito con un nivel de pureza superior a 5 partes por millón de boro
equivalente y con una densidad superior a 1,50 g/cm3, para su utilización
en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior párrafo 1.1.,
en cantidades que excedan de 3 x 104 kg (30 toneladas métricas) para un
mismo país destinatario dentro de un mismo período de 12 meses.
NOTA
Al efecto de notificación, el Gobierno determinará si las exportaciones
de grafito que cumpla las especificaciones anteriores son o no para su
utilización en un reactor nuclear.
3. Plantas para el reprocesamiento de elementos combustibles irradiados,
y equipo especialmente concebido o preparado para dicha operación
NOTA INTRODUCTORIA
En el reprocesamiento del combustible nuclear irradiado, el plutonio y el
uranio se separan de los productos de fisión intensamente radiactivos y
de otros elementos transuránicos. Esta separación puede lograrse mediante
diferentes procesos técnicos. Sin embargo, al cabo de cierto número de
años el proceso Purex se ha acreditado y extendido más que los demás.
Entraña este proceso la disolución del combustible nuclear irradiado en
ácido nítrico, seguida de la separación del uranio, el plutonio y los
productos de la fisión mediante la extracción con disolventes empleando
una mezcla de fosfato de tributilo en un diluyente orgánico.
Las instalaciones Purex tienen funciones de proceso similares entre sí,
incluyendo las siguientes: troceado de los elementos combustibles
irradiados, lixiviación del combustible, extracción con disolventes y
almacenamiento de licores de proceso. Puede haber asimismo equipo para
otras operaciones, tales como la desnitrificación térmica del nitrato de
uranio, la conversión del nitrato de plutonio en óxido o metal, y el
tratamiento del licor de desecho de los productos de fisión para darle
forma que se preste al almacenamiento o a la disposición por largo plazo.
No obstante, el tipo y la configuración específicos del equipo destinado
a estas operaciones pueden diferir entre unas instalaciones Purex y
otras, y ello por varias razones, incluidos el tipo y cantidad del
combustible nuclear irradiado a reprocesar y el destino que se quiera dar
a los materiales recuperados, además de las consideraciones de seguridad
y de mantenimiento que hayan orientado el diseño de cada instalación.
Una "planta para el reprocesamiento de elementos combustibles irradiados"
comprende el equipo y los componentes que normalmente están en contacto
directo con las principales corrientes de tratamiento de los materiales
nucleares y productos de fisión y las controlan directamente.
Estos procesos, incluidos los sistemas completos para la conversión de
plutonio y la producción de plutonio metal, pueden identificarse mediante
las medidas tomadas para evitar la criticidad (p. ej. mediante la
geometría), la exposición a las radiaciones (p. ej. mediante el blindaje)
y los riesgos de toxicidad (p. ej. mediante la contención).
Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase "y equipo
especialmente concebido o preparado" para el reprocesamiento de elementos
combustibles irradiados comprenden:
3.1. Máquinas trozadoras de elementos combustibles irradiados
NOTA INTRODUCTORIA
Este equipo rompe la vaina del elemento combustible y expone así a la
acción lixiviadora el material nuclear irradiado. Para esta operación
suelen emplearse cizallas metálicas de diseño especial, aunque puede
utilizarse equipo avanzado, como los láser, por ejemplo.
Equipo teleaccionado especialmente concebido o preparado para su
utilización en una planta de reprocesamiento conforme se la describe
anteriormente y destinado al troceo, corte o cizallamiento de conjuntos,
haces o barras o varillas de combustible.
3.2. Recipientes de lixiviación
NOTA INTRODUCTORIA
Estos recipientes suelen recibir el combustible gastado troceado. En
estos recipientes, a prueba de criticidad, el material nuclear irradiado
se lixivia con ácido nítrico, y los fragmentos de vainas remanentes se
eliminan del circuito del proceso.
Tanques a prueba del riesgo de criticidad (por ejemplo: tanques de
pequeño diámetro, anulares o de placas) especialmente concebidos o
preparados para su utilización en una planta de reprocesamiento conforme
se la describe anteriormente, destinados a la operación de disolución de
combustible nuclear irradiado, capaces de resistir la presencia de un
líquido a alta temperatura y muy corrosivo, y que pueden ser
teleaccionados para su carga y mantenimiento.
3.3. Extractores mediante disolvente y equipo para la extracción con
disolventes
NOTA INTRODUCTORIA
Estos extractores reciben la solución de combustible irradiado
proveniente de los recipientes de lixiviación y también la solución
orgánica que separa el uranio, el plutonio y los productos de fisión. El
equipo para la extracción con disolventes suele diseñarse para cumplir
parámetros de operación rigurosos, tales como prolongada vida útil sin
necesidad de mantenimiento, o bien gran sustituibilidad, sencillez de
funcionamiento y de regulación, y flexibilidad frente a las variaciones
de las condiciones del proceso.
Son extractores por disolvente especialmente diseñados o preparados, como
por ejemplo las columnas pulsantes o de relleno, mezcladores -
sedimentadores, o contactadores centrífugos para el empleo en una planta
de reprocesamiento de combustible irradiado. Los extractores por
disolvente deben ser resistentes a los efectos corrosivos del ácido
nítrico. Los extractores por disolvente suelen construirse con arreglo a
normas sumamente estrictas (incluidas soldaduras especiales y técnicas
especiales de inspección, control de calidad y garantía de calidad) con
aceros inoxidables al carbono, titanio, circonio u otros materiales de
alta calidad.
3.4. Recipientes de retención o almacenamiento químico
NOTA INTRODUCTORIA
De la etapa de extracción mediante disolvente se derivan tres circuitos
principales de licor de proceso. Para el tratamiento ulterior de estos
tres circuitos se emplean recipientes de retención o almacenamiento, de
la manera siguiente:
a) La solución de nitrato de uranio puro se concentra por evaporación y
se hace pasar a un proceso de desnitrificación en el que se convierte en
óxido de uranio. Este óxido se reutiliza en el ciclo del combustible
nuclear.
b) La solución de productos de fisión intensamente radiactivos suele
concentrarse por evaporación y almacenarse como concentrado líquido. Este
concentrado puede luego ser evaporado y convertido a una forma adecuada
para el almacenamiento o la disposición final.
c) La solución de nitrato de plutonio puro se concentra y se almacena en
espera de su transferencia a etapas ulteriores del proceso. En particular,
los recipientes de retención o almacenamiento destinados a las soluciones
de plutonio están diseñados para evitar problemas de criticidad
resultantes de cambios en la concentración y en la forma de este circuito.
Recipientes de retención o de almacenamiento especialmente diseñados o
preparados para su utilización en plantas de reprocesamiento de
combustible irradiado. Los recipientes de retención o almacenamiento deben
ser resistentes al efecto corrosivo del ácido nítrico. Suelen construirse
con materiales tales como aceros inoxidables bajos en carbono, titanio,
circonio, u otros materiales de alta calidad. Los recipientes de retención
o almacenamiento pueden diseñarse para la manipulación y el mantenimiento
por control remoto, y pueden tener las siguientes características para el
control de la criticidad nuclear:
1) paredes o estructuras internas con un equivalente de boro de por lo
menos el 2%, o bien
2) un diámetro máximo de 175 mm (7 pulgadas) en el caso de recipientes
cilíndricos, o bien
3) un ancho máximo de 75 mm (3 pulgadas) en el caso de recipientes
anulares o planos.
3.5. Sistema de conversión del nitrato de plutonio en óxido
NOTA INTRODUCTORIA
En la mayoría de las instalaciones de reprocesamiento, este proceso final
entraña la conversión de la solución de nitrato de plutonio en dióxido de
plutonio. Las operaciones principales de este proceso son las siguientes:
ajuste, con posibilidad de almacenamiento, de la disolución de
alimentación del proceso, precipitación y separación sólido/licor,
calcinación, manipulación del producto, ventilación, gestión de desechos,
y control del proceso.
Se trata de sistemas completos especialmente diseñados o preparados para
la conversión de nitrato de plutonio en óxido de plutonio, especialmente
adaptados para evitar los efectos de la citricidad y de las radiaciones,
y para minimizar los riesgos de toxicidad.
3.6. Sistema de conversión de óxido de plutonio en metal
NOTA INTRODUCTORIA
Este proceso, que puede vincularse a una instalación de reprocesamiento,
entraña la fluoración del dióxido de plutonio, que suele efectuarse con
fluoruro de hidrógeno sumamente corrosivo, para obtener fluoruro de
plutonio, que luego se reduce empleando calcio metal de gran pureza a fin
de obtener plutonio metálico y escoria de fluoruro de calcio. Las
principales operaciones de este proceso son las siguientes: fluoración
(p. ej. mediante equipo construido o revestido interiormente con un metal
precioso), reducción con metales (p. ej. empleando crisoles de material
cerámico), recuperación de escoria, manipulación del producto,
ventilación, gestión de desechos, y control del proceso.
Son sistemas completos especialmente diseñados o preparados para la
producción de plutonio metal, adaptados a los fines de evitar los efectos
de la criticidad y de las radiaciones, y de minimizar los riesgos de
toxicidad.
4. Plantas para la fabricación de elementos combustibles
Una "planta para la fabricación de elementos combustibles" comprende:
a) El equipo que normalmente está en contacto directo con la corriente de
producción de materiales nucleares o que se emplea directamente para el
tratamiento o control de dicha corriente, o bien,
b) El equipo empleado para encerrar el combustible nuclear dentro de su
revestimiento.
5. Plantas para la separación de isótopos del uranio y equipo, distinto
de los instrumentos de análisis, especialmente concebido o preparado para
ello
Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase "equipo,
distinto de los instrumentos de análisis, especialmente concebido o
preparado" para la separación de isótopos del uranio comprenden:
5.1. Centrifugadoras de gas y conjuntos y componentes especialmente
diseñados o preparados para su uso en centrifugadoras de gas
NOTA INTRODUCTORIA
Una centrifugadora de gas consiste normalmente en un cilindro o cilindros
de paredes delgadas, de un diámetro de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16
pulgadas), contenidos en un vacío y sometidos a un movimiento rotatorio
que produce elevada velocidad periférica del orden de 300 m/s o más; el
eje central del cilindro es vertical. A fin de conseguir una elevada
velocidad de rotación, los materiales de construcción de los componentes
rotatorios deben poseer una elevada razón resistencia/densidad, y el
conjunto rotor, y por consiguiente sus componentes individuales deben
construirse con tolerancias muy ajustadas con objeto de minimizar los
desequilibrios. A diferencia de otras centrifugadoras, la de gas usada
para el enriquecimiento del uranio se caracteriza por tener dentro de la
cámara rotatoria una o varias pantallas rotatorias y en forma de disco y
un sistema de tubo estacionario para alimentar y extraer el gas UF6,
consistente en tres canales separados por lo menos, dos de los cuales se
hallan conectados a paletas que se extienden desde el eje del rotor hacia
la periferia de la cámara del mismo. También contenidos en el medio vacío
se encuentra un número de elementos importantes no rotatorios los que,
aunque de diseño especial, no son difíciles de fabricar ni emplean
materiales muy especiales. Sin embargo, una instalación de centrifugación
necesita un gran número de dichos componentes, de modo que las cantidades
de los mismos pueden constituir una importante indicación del uso a que
se destinan.
5.1.1. Componentes rotatorios
a) Conjuntos rotores completos:
Cilindros de paredes delgadas, o un número de tales cilindros
interconectados, construidos con uno de los materiales de elevada razón
resistencia/densidad descritos en la NOTA EXPLICATIVA de esta Sección.
Cuando se hallan interconectados, los cilindros están unidos por fuelles
flexibles o anillos según se describe en la Sección 5.1.1 c) infra. El
rotor está provisto de una o varias pantallas internas y tapas terminales
según se describe en la Sección 5.1.1 d) y e), en su forma final. Sin
embargo, el conjunto completo se puede también entregar solo parcialmente
montado.
b) Tubos de rotores:
Cilindros de paredes delgadas especialmente diseñados o preparados, con
su espesor de 12 mm (0,5 pulgadas) o menos, un diámetro de 75 mm (3
pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas), construidos con uno de los materiales
de elevada razón resistencia/densidad descritos en la NOTA EXPLICATIVA de
esta Sección.
c) Anillos o fuelles:
Componentes especialmente diseñados o preparados para reforzar localmente
el tubo rotor o unir varios tubos rotores. Los fuelles son cilindros
cortos de un espesor de pared de 3 mm (0,12 pulgadas) o menos, un
diámetro de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas), de forma
convolutiva, construidos con uno de los materiales de elevada razón
resistencia/densidad descritos en la NOTA EXPLICATIVA de esta Sección.
d) Pantallas:
Componentes en forma de disco de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16
pulgadas) de diámetro especialmente diseñados o preparados para ser
montados dentro del tubo rotor de la centrifugadora a fin de aislar la
cámara de toma de la cámara principal de separación y, en algunos casos,
de facilitar la circulación del gas de UF6 dentro de la cámara principal
de separación del tubo rotor; están construidos con uno de los materiales
de elevada razón resistencia/densidad descritos en la NOTA EXPLICATIVA de
esta Sección.
e) Tapas superiores/tapas inferiores:
Componentes en forma de disco de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16
pulgadas) de diámetro especialmente diseñados o preparados para ajustarse
a los extremos del tubo rotor y contener así el UF6 dentro de dicho tubo,
y, en algunos casos, apoyar, retener o contener como una parte integrada
un elemento de soporte superior (tapa superior) o sostener los elementos
rotatorios del motor y del soporte inferior (tapa inferior); están
construidos con uno de los materiales de elevada razón
resistencia/densidad descritos en la NOTA EXPLICATIVA de esta Sección.
NOTA EXPLICATIVA
Los materiales usados para los componentes rotatorios de la
centrifugadora son:
a) Acero martensítico capaz de una resistencia límite a la tracción de
2,05 x 109 N/m2 (300 000 psi) o más;
b) Aleaciones de aluminio capaces de una resistencia límite a la tracción
de 0,46 x 109 N/m2 (67 000 psi) o más;
c) Materiales filamentosos apropiados para su uso en estructuras
compuestas y que poseen un módulo específico de 12,3 x 106 m o mayor,
y una resistencia límite a la tracción de 0,3 x 106 m o más ("Módulo
específico" es el Módulo de Young en N/m2 dividido por el peso
específico en N/m3; "Resistencia límite a la tracción específica" es
la resistencia límite a la tracción en N/m2 dividida por el peso
específico en N/m3).
5.1.2. Componentes estáticos
a) Soportes magnéticos de suspensión:
Conjuntos de suspensión especialmente diseñados o preparados consistentes
en un electroimán anular suspendido en un marco que contiene un medio
amortiguador. El marco se construye con un material resistente al UF6
(véase la NOTA EXPLICATIVA de la Sección 5.2). El imán se acopla con una
pieza polo o con un segundo imán ajustado a la tapa superior descrita en
la Sección 5.1.1 e). El imán puede tener forma anular con una relación
menor o igual a 1,6 : 1 entre el diámetro exterior y el interior. El imán
puede presentar una forma con una permeabilidad inicial de 0,15 H/m (120
000 en unidades CGS) o más, o una remanencia de 98,5% o más, o un
producto de energía de más de 80 kJ/m3 (107 gauss-oersteds). Además de
las propiedades usuales de los materiales, es requisito esencial que la
desviación de los ejes magnéticos respecto de los geométricos no exceda
de muy pequeñas tolerancias (menos de 0,1 mm o 0,004 pulgadas) y que la
homogeneidad del material del imán sea muy elevada.
b) Soportes/amortiguadores:
Soportes especialmente diseñados o preparados que comprenden un conjunto
pivote/copa montado en un amortiguador. El pivote es generalmente una
barra de acero templado pulimentado en un extremo en forma de semiesfera
y provista en el otro extremo de un medio de encaje en la tapa inferior
descrita en la Sección 5.1.1 e). Este pivote también puede tener un
soporte hidrodinámico. La copa es una pastilla configurada con una
identación semiesférica en una de sus superficies. Esos dos componentes
se acomodan a menudo separadamente en el amortiguador.
c) Bombas moleculares:
Cilindros especialmente preparados o diseñados con surcos helicoidales
maquinados o extruidos y paredes interiores maquinadas. Las dimensiones
típicas son las siguientes: de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas)
de diámetro interno; 10 mm (0,4 pulgadas) más de espesor de pared; razón
longitud/diámetro 1 : 1. Los surcos tienen generalmente sección
rectangular y 2 mm (0,08 pulgadas) o más de profundidad.
d) Estatores de motores:
Estatores de forma anular especialmente diseñados o preparados para
motores multifásicos de alta velocidad de corriente alterna por
histéresis (o reluctancia) para su funcionamiento sincrónico en un vacío
en la gama de frecuencias de 600-2 000 Hz y un intervalo de potencia de
50-1 000 VA. Los estatores consisten en embobinados multifásicos sobre un
núcleo de hierro de baja pérdida compuesto de finas capas de un espesor
típico de 2,0 mm (0,08 pulgadas) o menos.
e) Recipientes/cajas de centrifugadoras:
Componentes especialmente diseñados o preparados para alojar un conjunto
de tubos rotores de una centrifugadora de gas. La caja está formada por
un cilindro rígido, siendo el espesor de la pared de hasta 30 mm (1,2
pulgadas), con los extremos maquinados con precisión para contener los
soportes y con una o varias bridas para el montaje. Los extremos
maquinados son paralelos entre sí y perpendiculares al eje longitudinal
del cilindro con una desviación de 0,05 grados o menos. La caja puede ser
también una estructura alveolar para contener varios tubos o rotores. Las
cajas están construidas o revestidas con materiales resistentes a la
corrosión por el UF6.
f) Paletas:
Tubos especialmente diseñados o preparados de hasta 12 mm (0,5 pulgadas)
de diámetro interno para la extracción del UF6 gaseoso del tubo rotor por
acción de un tubo de Pitot (es decir, su abertura desemboca en el flujo
de gas periférico situado dentro del tubo rotor, se obtiene por ejemplo
doblando el extremo de un tubo dispuesto radialmente) y capaz de
conectarse al sistema central de extracción de gas. Los tubos están
fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosión por el
UF6.
5.2. Sistemas, equipo y componentes auxiliares especialmente diseñados o
preparados para plantas de enriquecimiento por centrifugación gaseosa
NOTA INTRODUCTORIA
Los sistemas, equipo y componentes auxiliares para una planta de
enriquecimiento por centrifugación gaseosa son los que se necesitan en
una instalación para alimentar UF6 a las centrifugadoras, conectar entre
sí las centrifugadoras individuales para que formen cascadas (o etapas)
que conduzcan a valores progresivamente elevados de enriquecimiento y
para extraer el "producto" y las "colas" del UF6 de las centrifugadoras;
también se incluye en esta categoría el equipo necesario para propulsar
las centrifugadoras y para el control de la maquinaria.
Normalmente, el UF6 se evapora a partir de su fase sólida mediante la
utilización de autoclaves y se distribuye en forma gaseosa a las
centrifugadoras por medio de un sistema de tuberías provisto de cabezales
y configurado en cascadas. El "producto" y las "colas" pasan también por
un tal sistema a trampas frías (que funcionan a unos 203 K (-70ºC)),
donde se condensan antes de ser transferidas a recipientes apropiados
para su transporte o almacenamiento. Como una planta de enriquecimiento
consiste en muchos miles de centrifugadoras conectadas en cascadas, hay
también muchos kilómetros de tuberías con millares de soldaduras y una
considerable repetición de configuraciones. El equipo, componentes y
sistemas de tuberías deben construirse de modo que se obtenga un muy
elevado grado de vacío y de limpieza de trabajo.
5.2.1. Sistemas de alimentación y de extracción del producto y de las
colas
Sistemas especialmente diseñados o preparados para el proceso, en
particular:
Autoclaves de alimentación (o estaciones) utilizadas para pasar
UF6 a las cascadas de centrifugadoras a presiones de hasta 100 kPa
(15 psi) y a una tasa de 1 kg/h o más;
Desublimadores (o trampas frías) utilizados para extraer el UF6 de
las cascadas a hasta 3 kPa (0,5 psi) de presión. Los
desublimadores pueden enfriarse hasta 203 K (-70ºC) y calentarse
hasta 343 K (70ºC);
Estaciones para el "producto" y las "colas", utilizadas para
introducir el UF6 en recipientes.
Estos componentes, equipo y tuberías están enteramente construidos o
recubiertos de materiales resistentes al UF6 (véase la NOTA EXPLICATIVA
de esta Sección) y deben fabricarse de modo que se obtenga un muy elevado
grado de vacío y de limpieza de trabajo.
5.2.2. Sistemas de tuberías con cabezales configurados en cascadas
Sistemas de tuberías y cabezales especialmente diseñados o preparados
para dirigir el UF6 en las centrifugadoras en cascada. Esta red de
tuberías es normalmente del tipo de cabezal "triple" y cada
centrifugadora se halla conectada a cada uno de los cabezales. Por lo
tanto, su configuración se repite considerablemente. Está enteramente
construida con materiales resistentes al UF6 (véase la NOTA EXPLICATIVA
de esta Sección) y debe fabricarse de modo que se obtenga un muy elevado
grado de vacío y de limpieza de trabajo.
5.2.3. Espectrómetros de masa para UF 6 /fuentes iónicas
Espectrómetros de masa magnéticos o cuadripolares especialmente diseñados
o preparados, capaces de tomar "en línea" muestras de material de
alimentación, del producto o de las colas, a partir de la corriente del
gas UF6, y que posean todas las características siguientes:
1. Resolución unitaria para masas superior a 320;
2. Fuentes iónicas construidas o recubiertas con cromoníquel, metal monel
o galvanoniquelado;
3. Fuentes de ionización de bombardeo electrónico;
4. Se hallan provistos de un sistema colector apropiado para el análisis
isotópico.
5.2.4. Cambiadores de frecuencia
Cambiadores de frecuencia (denominados también convertidores o
invertidores) especialmente diseñados o preparados para alimentar los
estatores de motores según se definen en la Sección 5.1.2 d); o partes
componentes y subconjuntos de tales cambiadores de frecuencia que posean
todas las características siguientes:
1. Una potencia multifásica de 600 a 2 000 Hz;
2. Elevada estabilidad (con control de frecuencia superior a 0,1%);
3. Baja distorsión armónica (menos de 2%);
4. Eficiencia superior a 80%.
NOTA EXPLICATIVA
Los artículos enumerados anteriormente se encuentran en contacto directo
con el gas UF6 del proceso o se utilizan directamente para el control de
las centrifugadoras y el paso del gas de unas a otras y de cascada a
cascada.
Los materiales resistentes a la corrosión por el UF6 incluyen el acero
inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, el níquel y las
aleaciones que contengan 60% o más de níquel.
5.3. Unidades especialmente diseñadas o preparadas y partes componentes
para ser usadas en procesos de enriquecimiento por difusión gaseosa
NOTA INTRODUCTORIA
En el método de difusión gaseosa para la separación de los isótopos de
uranio, la principal unidad tecnológica consiste en una barrera porosa
especial para la difusión gaseosa, un intercambiador de calor para
enfriar el gas (que ha sido calentado por el proceso de compresión),
válvulas de estanqueidad y de control, y tuberías. Puesto que la
tecnología de difusión gaseosa utiliza el hexafluoruro de uranio (UF6),
todo el equipo, tuberías y superficies de instrumentos (que entran en
contacto con el gas) deben manufacturarse en base a materiales que
permanecen estables al contacto con el UF6.
Una instalación de difusión gaseosa requiere determinado número de
unidades de este tipo, de modo que dicho número puede proporcionar
indicaciones importantes respecto del uso final.
5.3.1. Barreras de difusión gaseosa
a) Filtros finos, especialmente diseñados o preparados, porosos, cuyos
poros tengan un diámetro del orden de los 100 a 1 000 A (angstroms),
un espesor de 5 mm (0,2 pulgadas) o menos, y para aquellos de forma
tubular, un diámetro de 25 mm (1 pulgada) o menos, fabricados con
metales, polímeros o materiales cerámicos resistentes a la acción
corrosiva del UF6, y
b) compuestos sólidos o en polvo especialmente preparados para la
manufactura de tales filtros. Estos compuestos y polvos incluyen el
níquel o aleaciones que contengan un 60% o más de níquel, óxido de
aluminio, o polímeros de hidrocarburos totalmente fluorados
resistentes al UF6, cuya pureza sea del 99,9% o más, y con un tamaño
de partículas inferior a 10 micrómetros y un alto grado de uniformidad
en cuanto al tamaño de las partículas, especialmente preparados para
la manufactura de barreras de difusión gaseosa.
5.3.2. Cajas de difusores gaseosos
Vasijas cilíndricas especialmente diseñadas o preparadas, herméticamente
cerradas, con un diámetro superior a 300 mm (12 pulgadas) y una longitud
superior a 900 mm (35 pulgadas), o vasijas rectangulares de dimensiones
comparables, dotadas de una conexión de entrada y dos conexiones de
salida, todas éstas con un diámetro superior a 50 mm (2 pulgadas), para
contener una barrera de difusión gaseosa, hecha o recubierta con un metal
resistente al UF6 y diseñada para ser instalada en posición horizontal o
vertical.
5.3.3. Compresores y sopladores de gas
Compresores axiales, centrífugos o volumétricos, o sopladores de gas
especialmente diseñados o preparados, con un volumen de capacidad de
succión de 1 m3/min, o más, de UF6, y con una presión de descarga de
hasta varios centenares de kPa (100 psi), diseñados para operaciones a
largo plazo en contacto con UF6 gaseoso con o sin un motor eléctrico de
potencia apropiada, así como unidades autónomas de compresión o soplado
de gas. Estos compresores y sopladores de gas presentan una relación de
presión de entre 2 : 1 y 6 : 1 y están hechos o recubiertos de materiales
resistentes al UF6 gaseoso.
5.3.4. Obturadores para ejes de rotación
Obturadores de vacío especialmente diseñados o preparados, con conexiones
selladas de entrada y de salida para asegurar la estanqueidad de los ejes
que conectan los rotores de los compresores o de los sopladores de gas
con los motores de propulsión para asegurar que el sistema disponga de un
sellado fiable a fin de evitar que se infiltre aire en la cámara interior
del compresor o del soplador de gas que está llena de UF6. Normalmente
tales obturadores están diseñados para una tasa de infiltración de gas
separador inferior a 1 000 cm3/min (60 pulgadas3/min).
5.3.5. Intercambiadores de calor para enfriamiento del UF6
Intercambiadores de calor especialmente diseñados o preparados,
fabricados con o recubiertos con materiales resistentes al UF6 (excepto
el acero inoxidable) o con cobre o cualquier combinación de dichos
metales, y concebidos para una tasa de cambio de presión por pérdida
inferior a 10 Pa (0,0015 psi) por hora con una diferencia de presión de
100 kPa (15 psi).
5.4. Sistemas auxiliares, equipo y componentes especialmente diseñados o
preparados para ser usados en procesos de enriquecimiento por difusión
gaseosa
NOTA INTRODUCTORIA
Los sistemas auxiliares, equipo y componentes para plantas de
enriquecimiento por difusión gaseosa son los sistemas necesarios para
introducir el UF6 en los elementos de difusión gaseosa y unir entre sí
cada elemento para formar cascadas (o etapas) que permitan el progresivo
enriquecimiento y la extracción, de dichas cascadas, del "producto" y las
"colas" de UF6. Debido al elevado carácter inercial de las cascadas de
difusión, cualquier interrupción en su funcionamiento y especialmente su
parada trae consigo graves consecuencias. Por lo tanto, el mantenimiento
estricto y constante del vacío en todos los sistemas tecnológicos, la
protección automática contra accidentes y una muy precisa regulación
automática del flujo de gas revisten la mayor importancia en una planta
de difusión gaseosa. Todo ello tiene por consecuencia la necesidad de
equipar la planta con un gran número de sistemas especiales de medición,
regulación y control.
Normalmente el UF6 se evapora en cilindros colocados dentro de autoclaves
y se distribuye en forma gaseosa al punto de entrada por medio de
tuberías de alimentación en cascada. Las corrientes gaseosas de UF6
"producto" y "colas", que fluyen de los puntos de salida de las unidades,
son conducidas por medio de tuberías hacia trampas frías o hacia unidades
de compresión, donde el gas de UF6 es licuado antes de ser introducido
dentro de contenedores apropiados para su transporte o almacenamiento.
Dado que una planta de enriquecimiento por difusión gaseosa se compone de
un gran número de unidades de difusión gaseosa dispuestas en cascadas,
éstas presentan muchos kilómetros de tubos de alimentación de cascada que
a su vez presentan miles de soldaduras con un número considerable de
repeticiones en su disposición. El equipo, los componentes y los sistemas
de tubería se fabrican de manera que satisfagan normas muy estrictas en
cuanto a vacío y limpieza.
5.4.1. Sistemas de alimentación/sistemas de extracción de producto y
colas
Sistemas de operaciones especialmente diseñados o preparados, capaces de
funcionar a presiones de 300 kPa (45 psi) o inferiores, incluyendo:
Autoclaves de alimentación (o sistemas), que se usan para introducir el
UF6 a la cascada de difusión gaseosa;
Desublimadores (o trampas frías) utilizados para extraer el UF6 de las
cascadas de difusión;
Estaciones de licuefacción en las que el UF6 gaseoso procedente de la
cascada es comprimido y enfriado para obtener UF6 líquido;
Estaciones de "producto" o "colas" usadas para el traspaso del UF6 hacia
los contenedores.
5.4.2. Sistemas de tubería de cabecera
Sistemas de tubería y sistema de cabecera especialmente diseñados o
preparados para transportar el UF6 dentro de las cascadas de difusión
gaseosa. Normalmente, dicha red de tuberías forma parte del sistema de
"doble" cabecera en el que cada unidad está conectada a cada una de las
cabeceras.
5.4.3. Sistemas de vacío
a) Distribuidores grandes de vacío, colectores de vacío y bombas de
vacío, especialmente diseñados o preparados, cuya capacidad mínima de
succión sea de 5 m3/min (175 pies3/min);
b) Bombas de vacío especialmente diseñadas para funcionar en medios de
UF6, fabricadas o recubiertas de aluminio, níquel o aleaciones cuyo
componente en níquel sea superior al 60%. Dichas bombas pueden ser
rotativas o impelentes, pueden tener desplazamiento y obturadores de
fluorocarbono y pueden tener fluidos especiales activos.
5.4.4. Válvulas especiales de cierre y control
Válvulas especiales de fuelle de cierre y de control, manuales o
automáticas, especialmente diseñadas o preparadas, fabricadas con
materiales resistentes al UF6, con diámetros de 40 mm a 1 500 mm (1,5 a
59 pulgadas) para su instalación en los sistemas principal y auxiliares
de plantas de enriquecimiento por difusión gaseosa.
5.4.5. Espectrómetros de masa para UF 6 /fuentes de iones
Espectrómetros de masas magnéticos o cuadrípolos, especialmente diseñados
o preparados, capaces de tomar muestras "en línea" de material de
alimentación, producto o colas, de flujos de UF6 gaseoso y que presenten
todas las características siguientes:
1. Resolución unitaria para masa mayor de 320;
2. Fuentes iónicas construidas o recubiertas de cromoníquel o metal monel
o niqueladas;
3. Fuentes de ionización por bombardeo de electrones;
4. Sistema colector apropiado de análisis isotópico.
NOTA EXPLICATIVA
Los artículos que se enumeran supra entran en contacto directo con el UF6
gaseoso o controlan de manera directa el flujo dentro de la cascada.
Todas las superficies que entran en contacto directo con el gas de
trabajo están fabricadas o recubiertas con materiales resistentes al UF6.
Por lo que toca a las secciones relativas a los elementos de equipo para
difusión gaseosa, los materiales resistentes al efecto corrosivo del UF6
incluyen el acero inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, la
alúmina, el níquel o las aleaciones que comprenden un 60% o más de
níquel, y los polímeros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes
al UF6.
5.5. Sistemas, equipo y componentes especialmente diseñados o preparados
para su utilización en plantas de enriquecimiento aerodinámico
NOTA INTRODUCTORIA
En los procesos de enriquecimiento aerodinámico, una mezcla de UF6
gaseoso y de un gas ligero (hidrógeno o helio) después de ser comprimida
se hace pasar a través de elementos de separación en los que tiene lugar
la separación isotópica por generación de elevadas fuerzas centrífugas en
una pared curva. Se han desarrollado con éxito dos procesos de este tipo:
el proceso de toberas y el de tubos vorticiales. En ambos procesos los
principales componentes de la etapa de separación comprenden recipientes
cilíndricos que contienen los elementos especiales de separación (toberas
o tubos vorticiales), compresores de gas e intercambiadores de calor para
eliminar el calor de compresión. Una planta aerodinámica requiere varias
de estas etapas, de modo que las cantidades pueden facilitar una
indicación importante acerca del uso final. Como los procesos
aerodinámicos emplean UF6, todo el equipo, tuberías y superficies de
instrumentos (que entran en contacto con el gas) deben estar construidos
con materiales que permanezcan estables en contacto con el UF6.
NOTA EXPLICATIVA
Los artículos enumerados en esta sección entran en contacto directo con
el UF6 gaseoso o controlan directamente el flujo en la cascada. Todas las
superficies que entran en contacto con el gas del proceso están
totalmente fabricadas o protegidas con materiales resistentes al UF6. A
los fines de la sección relativa a los artículos de enriquecimiento
aerodinámico, los materiales resistentes a la corrosión por el UF6
comprenden el cobre, el acero inoxidable, el aluminio, aleaciones de
aluminio, níquel o aleaciones que contienen el 60% o más de níquel y
polímeros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6.
5.5.1. Toberas de separación
Toberas de separación y sus conjuntos especialmente diseñados o
preparados. Las toberas de separación están formadas por canales curvos,
con una hendidura, y un radio de curvatura inferior a 1 mm (normalmente
comprendido entre 0,1 y 0,05 mm), resistentes a la corrosión por el UF6 y
en cuyo interior hay una cuchilla que separa en dos fracciones el gas que
circula por la tobera.
5.5.2. Tubos vorticales
Tubos vorticales y sus conjuntos especialmente diseñados o preparados.
Los tubos vorticales, de forma cilíndrica o cónica, están fabricados o
protegidos con materiales resistentes a la corrosión por el UF6 su
diámetro está comprendido entre 0,5 cm y 4 cm, tienen una relación
longitud-diámetro de 20:1 o menos, y poseen una o varias entradas
tangenciales. Los tubos pueden estar equipados con dispositivos tipo
tobera en uno de sus extremos o en ambos.
NOTA EXPLICATIVA
El gas de alimentación penetra tangencialmente en el tubo vortical por
uno de sus extremos, o con ayuda de deflectores ciclónicos, o
tangencialmente por numerosos orificios situados a lo largo de la
periferia del tubo.
5.5.3. Compresores y sopladores de gas
Compresores axiales, centrífugos o impelentes, o sopladores de gas
especialmente diseñados o preparados, fabricados o protegidos con
materiales resistentes a la corrosión por el UF6 y con una capacidad de
aspiración de la mezcla de UF6/gas portador (hidrógeno o helio) de 2
m3/min o más.
NOTA EXPLICATIVA
Estos compresores y sopladores de gas normalmente tienen una relación de
compresión comprendida entre 1,2:1 y 6:1.
5.5.4. Obturadores para ejes de rotación
Obturadores para ejes de rotación especialmente diseñados o preparados,
con conexiones selladas de entrada y de salida para asegurar la
estanqueidad del eje que conecta el rotor del compresor o el rotor del
soplador de gas con el motor de propulsión a fin de asegurar un sellado
fiable para evitar las fugas del gas de trabajo o la penetración de aire
o del gas de sellado en la cámara interior del compresor o del soplador
de gas llena con una mezcla de UF6/gas portador.
5.5.5. Intercambiadores de calor para enfriamiento del gas
Intercambiadores de calor especialmente diseñados o preparados,
fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosión por el
UF6.
5.5.6. Cajas de los elementos de separación
Cajas de los elementos de separación especialmente diseñadas o
preparadas, fabricadas o protegidas con materiales resistentes a la
corrosión por el UF6, para alojar los tubos vorticiales o las toberas de
separación.
NOTA EXPLICATIVA
Estas cajas pueden ser recipientes cilíndricos de más de 300 mm de
diámetro y de más de 900 mm de longitud, recipientes rectangulares de
dimensiones comparables, y pueden haber sido diseñadas para su
instalación horizontal o vertical.
5.5.7. Sistemas de alimentación/extracción del producto y de las colas
Sistemas o equipos especialmente diseñados o preparados para plantas de
enriquecimiento, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la
corrosión por el UF6 , en particular:
a) Autoclaves, hornos o sistemas de alimentación utilizados para
introducir el UF6 en el proceso de enriquecimiento;
b) Desublimadores (o trampas frías) utilizados para extraer el UF6 del
proceso de enriquecimiento para su posterior transferencia después del
calentamiento;
c) Estaciones de solidificación o de licuefacción utilizadas para extraer
el UF6 del proceso de enriquecimiento por compresión y conversión del
UF6 al estado líquido o al sólido;
d) Estaciones de "productos" o "colas" utilizadas para transferir el UF6
a los contenedores.
5.5.8. Sistemas colectores
Tuberías y colectores, fabricados o protegidos con materiales resistentes
a la corrosión por el UF6, especialmente diseñados o preparados para
manipular el UF6 en el interior de las cascadas aerodinámicas.
Normalmente, las tuberías forman parte de un sistema colector "doble" en
el que cada etapa o grupo de etapas está conectado a cada uno de los
colectores.
5.5.9. Bombas y sistemas de vacío
a) Sistemas de vacío especialmente diseñados o preparados, con una
capacidad de aspiración de 5 m3/min o más, y que comprenden
distribuidores de vacío, colectores de vacío y bombas de vacío, y que
han sido diseñados para trabajar en una atmósfera de UF6;
b) Bombas de vacío especialmente diseñadas o preparadas para trabajar en
una atmósfera de UF6, fabricadas o revestidas con materiales
resistentes a la corrosión por el UF6. Estas bombas pueden estar
dotadas de juntas de fluorocarburo y tener fluidos especiales de
trabajo.
5.5.10. Válvulas especiales de parada y control
Válvulas de fuelle de parada y de control, manuales o automáticas,
especialmente diseñadas o preparadas, fabricadas con materiales
resistentes a la corrosión por el UF6, con un diámetro de 40 mm a 1 500
mm, para su instalación en los sistemas principal y auxiliares de plantas
de enriquecimiento aerodinámico.
5.5.11. Espectrómetros de masa para UF 6 /fuentes de iones
Espectrómetros de masa magnéticos o cuadripolares especialmente diseñados
o preparados, capaces de tomar "en línea" de la corriente de UF6 gaseoso,
muestras del material de alimentación, del "producto" o de las "colas", y
que posean todos las características siguientes:
1. Resolución unitaria para la unidad de masa superior a 320;
2. Fuentes de iones fabricadas o revestidas con cromoníquel, metal monel
o galvanoniquelado;
3. Fuentes de ionización por bombardeo electrónico;
4. Presencia de un colector adaptado al análisis isotópico.
5.5.12. Sistemas de separación UF 6 /gas portador
Sistemas especialmente diseñados o preparados para separar el UF6 del gas
portador (hidrógeno o helio).
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas han sido diseñados para reducir el contenido de UF6 del
gas portador a 1 ppm o menos y pueden comprender el equipo siguiente:
a) Intercambiadores de calor criogénicos y crioseparadores capaces de
alcanzar temperaturas de -120º C o inferiores,
b) Unidades de refrigeración criogénicas capaces de alcanzar temperaturas
de -120º C o inferiores,
c) Toberas de separación o tubos vorticales para separar UF6 del gas
portador, o
d) Trampas frías para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20º C o
inferiores.
5.6. Sistemas, equipo y componentes especialmente diseñados o preparados
para su utilización en plantas de enriquecimiento por intercambio químico
o por intercambio iónico
NOTA INTRODUCTORIA
Las diferencias mínimas de masa entre los isótopos de uranio ocasiona
pequeños cambios en los equilibrios de las reacciones químicas, fenómeno
que puede aprovecharse para la separación de los isótopos. Se han
desarrollado con éxito dos procesos: intercambio químico líquido-líquido
e intercambio iónico sólido-líquido.
En el proceso de intercambio químico líquido-líquido, las fases líquidas
inmiscibles (acuosa y orgánica) se ponen en contacto por circulación en
contracorriente para obtener un efecto de cascada correspondiente a miles
de etapas de separación. La fase acuosa está compuesta por cloruro de
uranio en solución en ácido clorhídrico; la fase orgánica está
constituida por un agente de extracción que contiene cloruro de uranio en
un solvente orgánico. Los contactores empleados en la cascada de
separación pueden ser columnas de intercambio líquido-líquido (por
ejemplo, columnas pulsadas dotadas de placas-tamiz) o contactores
centrífugos líquido-líquido. En cada uno de ambos extremos de la cascada
de separación se necesita una conversión química (oxidación y reducción)
para permitir el reflujo. Una importante preocupación con respecto al
diseño es evitar la contaminación de las corrientes de trabajo por
ciertos iones metálicos. Por tanto, se utilizan tuberías y columnas de
plástico, revestidas de plástico (comprendidos fluorocarburos polímeros)
y/o revestidas de vidrio.
En el proceso de intercambio iónico sólido-líquido, el enriquecimiento se
consigue por adsorción/desorción del uranio en un adsorbente o resina de
intercambio iónico y de acción muy rápida. Se hace pasar una solución de
uranio contenida en ácido clorhídrico y otros agentes químicos a través
de columnas cilíndricas de enriquecimiento que contiene lechos de relleno
formado por el adsorbente. Para conseguir un proceso continuo es
necesario un sistema de reflujo para liberar el uranio del adsorbente y
reinyectarlo en el flujo líquido de modo que puedan recogerse el
"producto" y las "colas". Esto se realiza con ayuda de agentes químicos
adecuados de reducción/oxidación que son regenerados por completo en
circuitos externos independientes y que pueden ser regenerados
parcialmente dentro de las propias columnas de separación isotópica. La
presencia de soluciones de ácido clorhídrico concentrado caliente obliga
a fabricar o proteger el equipo con materiales especiales resistentes a
la corrosión.
5.6.1. Columnas de intercambio líquido-líquido (intercambio químico)
Columnas de intercambio líquido-líquido en contracorriente con aportación
de energía mecánica (es decir, columnas pulsadas de placas-tamiz,
columnas de placas de movimiento alternativo y columnas dotadas de
turbomezcladores internos), especialmente diseñadas o preparadas para el
enriquecimiento del uranio utilizando el proceso de intercambio químico.
Para que sean resistentes a la corrosión por las soluciones de ácido
clorhídrico concentrado, estas columnas y su interior se fabrican o se
revisten con materiales plásticos adecuados (por ejemplo, fluorocarburos
polímeros) o vidrio. Las columnas han sido diseñadas para que el tiempo
de residencia correspondiente a una etapa sea corto (30 segundos o
menos).
5.6.2. Contactores centrífugos líquidos-líquidos (intercambio químico)
Contactores centrífugos líquido-líquido especialmente diseñados o
preparados para el enriquecimiento del uranio utilizando procesos de
intercambio químico. En estos contactores, la dispersión de las
corrientes orgánica y acuosa se consigue por rotación y la separación de
las fases con ayuda de una fuerza centrífuga. Para hacerlos resistentes a
la corrosión por las soluciones de ácido clorhídrico concentrado, los
contactores se fabrican o se revisten con materiales plásticos adecuados
(por ejemplo fluorocarburos polímeros) o se revisten con vidrio. Los
contactores centrífugos han sido diseñados para que el tiempo de
residencia correspondiente a una etapa sea corto (30 segundos o menos).
5.6.3. Equipo y sistemas de reducción del uranio (intercambio químico)
a) Celdas de reducción electroquímica especialmente diseñadas o
preparadas para reducir el uranio de un estado de valencia a otro
inferior para su enriquecimiento por el proceso de intercambio
químico. Los materiales de las celdas en contacto con las soluciones
de trabajo deben ser resistentes a la corrosión por soluciones de
ácido clorhídrico concentrado.
NOTA EXPLICATIVA
El compartimiento catódico de la celda debe ser diseñado de modo que el
uranio no pase a un estado de valencia más elevado por reoxidación. Para
mantener el uranio en el compartimiento catódico, la celda debe poseer
una membrana de diafragma inatacable fabricada con un material especial
de intercambio catiónico. El cátodo consiste en un conductor sólido
adecuado, por ejemplo, grafito.
b) Sistemas situados en el extremo de la cascada donde se recupera el
producto especialmente diseñados o preparados para separar el U4+ de
la corriente orgánica, ajustar la concentración de ácido y alimentar
las celdas de reducción electroquímica.
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas están formados por equipo de extracción por solvente para
separar el U4+ de la corriente orgánica a fin de introducirlo en la
solución acuosa, equipo de evaporación y/o de otra índole para ajustar y
controlar el pH de la solución y bombas u otros dispositivos de
transferencia para alimentar las celdas de reducción electroquímica. Una
de las principales preocupaciones en cuanto al diseño es evitar la
contaminación de la corriente acuosa por ciertos iones metálicos. En
consecuencia, aquellas partes del sistema que están en contacto con la
corriente de trabajo se fabrican o protegen con materiales adecuados (por
ejemplo, vidrio, fluorocarburos, polímeros, sulfato de polifenilo,
poliéter sulfone y grafito impregnado con resina).
5.6.4. Sistemas de preparación de la alimentación (intercambio químico)
Sistemas especialmente diseñados o preparados para producir soluciones de
cloruro de uranio de elevada pureza destinadas a las plantas de
separación de los isótopos de uranio por intercambio químico.
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas comprenden equipo de purificación por disolución,
extracción por solvente y/o intercambio iónico, y celdas electrolíticas
para reducir el uranio U6+ o U4+ a U3+. Estos sistemas producen
soluciones de cloruro de uranio que solo contienen algunas partes por
millón de impurezas metálicas, por ejemplo, cromo, hierro, vanadio,
molibdeno y otros cationes bivalentes o de valencia más elevada. Entre
los materiales de fabricación de partes del sistema de tratamiento del
U3+ de elevada pureza figuran el vidrio, los fluorocarburos polímeros, el
sulfato de polifenilo o el poliéter sulfone y el grafito impregnado con
resina y con un revestimiento de plástico.
5.6.5. Sistemas de oxidación del uranio (intercambio químico)
Sistemas especialmente diseñados o preparados para oxidar el U3+ en U4+ a
fin de reintroducirlo en la cascada de separación isotópica en el proceso
de enriquecimiento por intercambio químico.
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas pueden contener equipo del tipo siguiente:
a) Equipo para poner en contacto el cloro y el oxígeno con el efluente
acuoso procedente del equipo de separación isotópica y extraer el U4+
resultante a fin de introducirlo en la corriente orgánica empobrecida
procedente de la extremidad de la cascada;
b) Equipo para separar el agua del ácido clorhídrico de modo que el agua
y el ácido clorhídrico concentrado puedan ser reintroducidos en el
proceso en lugares adecuados.
5.6.6. Resinas de intercambio iónico/adsorbentes de reacción rápida
(intercambio iónico)
Resinas de intercambio iónico o adsorbentes de reacción rápida
especialmente diseñados o preparados para el enriquecimiento del uranio
por el proceso de intercambio iónico, en particular resinas
macrorreticulares porosas y/o estructuras peliculares en las que los
grupos de intercambio químico activos están limitados a un revestimiento
superficial en un soporte poroso inactivo, y otras estructuras compuestas
en forma adecuada, sobre todo partículas o fibras. Estas resinas de
intercambio iónico/adsorbentes tienen un diámetro de 0,2 mm o menor y
deben ser quimiorresistentes a soluciones de ácido clorhídrico
concentrado y lo bastantes fisicorresistentes para no experimentar una
degradación en las columnas de intercambio. Las resinas/adsorbentes han
sido diseñados especialmente para conseguir una cinética de intercambio
de los isótopos del uranio muy rápida (el tiempo de semirreacción es
inferior a 10 segundos) y pueden trabajar a temperaturas comprendidas
entre 100º C y 200º C.
5.6.7. Columnas de intercambio iónico (intercambio iónico)
Columnas cilíndricas de más de 1 000 mm de diámetro que contienen lechos
de relleno de resina de intercambio iónico/adsorbente especialmente
diseñadas o preparadas para el enriquecimiento del uranio por intercambio
iónico. Estas columnas están fabricadas o protegidas con materiales (por
ejemplo, titanio o plásticos de fluorocarburo) resistentes a la corrosión
por soluciones de ácido clorhídrico concentrado y pueden trabajar a
temperaturas comprendidas entre 100º C y 200º C y presiones superiores a
0,7 MPa (102 psia).
5.6.8. Sistemas de reflujo (intercambio iónico)
a) Sistemas de reducción química o electroquímica especialmente diseñados
o preparados para regenerar el agente o los agentes de reducción
química utilizado o utilizados en las cascadas de enriquecimiento del
uranio por intercambio iónico;
b) Sistemas de oxidación química o electroquímica especialmente diseñados
o preparados para regenerar el agente o agentes de oxidación química
utilizado o utilizados en las cascadas de enriquecimiento del uranio
por intercambio iónico.
NOTA EXPLICATIVA
El proceso de enriquecimiento por intercambio iónico puede utilizar, por
ejemplo, el titanio trivalente (Ti3+) como catión reductor, en cuyo caso
el sistema de reducción regeneraría el Ti3+ por reducción del Ti4+.
El proceso puede utilizar, por ejemplo, hierro trivalente (Fe3+) como
oxidante en cuyo caso el sistema de oxidación regeneraría el Fe3+ por
oxidación del Fe2+.
5.7. Sistemas, equipo y componentes especialmente diseñados o preparados
para su utilización en plantas de enriquecimiento por láser
NOTA INTRODUCTORIA
Los actuales sistemas de enriquecimiento por láser se clasifican en dos
categorías: aquél en el que el medio en que se aplica el proceso es vapor
atómico de uranio y aquél en el que es vapor de un compuesto de uranio.
La nomenclatura corriente de los procesos es la siguiente: primera
categoría - separación isotópica por láser en vapor atómico (AVLIS o
SILVA); segunda categoría - separación isotópica por láser de moléculas
(MLIS o MOLIS-SILMO) y reacción química por activación láser
isotópicamente selectiva (CRISLA). Los sistemas, equipo y componentes de
las plantas de enriquecimiento por láser comprenden: a) dispositivos de
alimentación de vapor de uranio metálico (para la fotoionización
selectiva) o dispositivos de alimentación de vapor de un compuesto del
uranio (para la fotodisociación o activación química); b) dispositivos
para recoger el uranio metálico enriquecido o empobrecido como "producto"
y "colas" en la primera categoría, y dispositivos para recoger los
compuestos disociados o activos como "producto" y material no modificado
como "colas" en la segunda categoría; c) sistemas láser del proceso para
excitar selectivamente la especie uranio 235; y d) equipo para la
preparación de la alimentación y la conversión del producto. Debido a la
complejidad de la espectroscopia de los atómos y compuestos del uranio
podrá tal vez ser necesario combinar cierto número de tecnologías
disponibles por láser.
NOTA EXPLICATIVA
Muchos de los artículos enumerados en esta sección entran directamente en
contacto con el uranio metálico vaporizado o líquido, ya sea con un gas
del proceso formado por UF6 o por una mezcla de UF6 con otros gases.
Todas las superficies que entran en contacto con el uranio o con el UF6
están totalmente fabricadas o protegidas con materiales resistentes a la
corrosión. A los fines de la sección relativa a los artículos para el
enriquecimiento por láser, los materiales resistentes a la corrosión por
el uranio metálico o las aleaciones de uranio vaporizados o líquidos son
el tántalo y el grafito revestido con itrio; entre los materiales
resistentes a la corrosión por el UF6 figuran el cobre, el acero
inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, el níquel o las
aleaciones que contengan el 60% o más de níquel y los polímeros de
hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6.
5.7.1. Sistemas de vaporización del uranio (SILVA)
Sistemas de vaporización del uranio especialmente diseñados o preparados
que contienen cañones de haz electrónico de elevada potencia en franja o
barrido, y que proporcionan una potencia en el blanco de más de 2,5
kW/cm.
5.7.2. Sistemas de manipulación del uranio metálico líquido (SILVA)
Sistemas de manipulación de metales líquidos especialmente diseñados o
preparados para aleaciones de uranio o uranio fundidos, formados por
crisoles y su equipo de enfriamiento.
NOTA EXPLICATIVA
Los crisoles y otras partes de este sistema que están en contacto con
aleaciones de uranio o uranio fundidos están fabricados o protegidos con
materiales de resistencia adecuada al calor y a la corrosión. Entre los
materiales adecuados figura el tántalo, el grafito revestido con itrio,
el grafito revestido con otros óxidos de tierras raras o mezclas de los
mismos.
5.7.3. Conjuntos colectores del "producto" y "colas" del uranio métalico
(SILVA)
Conjuntos colectores del "producto" y "colas" especialmente diseñados o
preparados para el uranio metálico en estado líquido o sólido.
NOTA EXPLICATIVA
Los componentes de estos conjuntos se fabrican o protegen con materiales
resistentes al calor y a la corrosión por el uranio metálico vaporizado o
líquido (por ejemplo, tántalo o grafito revestido con itrio) y pueden
comprender tuberías, válvulas, accesorios, "canalones", alimentadores
directos intercambiadores de calor y placas colectoras utilizadas en los
métodos de separación magnética, electrostática y de otra índole.
5.7.4. Cajas de módulo separador (SILVA)
Recipientes rectangulares o cilíndricos especialmente diseñados o
preparados para contener la fuente de vapor de uranio metálico, el cañón
de haz electrónico y los colectores del "producto" y de las "colas".
NOTA EXPLICATIVA
Estas cajas poseen numerosos orificios para la alimentación eléctrica y
de agua, ventanas para los haces de láser, conexiones de las bombas de
vacío y el instrumental de diagnóstico y vigilancia. Están dotadas de
medios de abertura y cierre para poder reajustar los componentes
internos.
5.7.5. Toberas de expansión supersónica (SILMO)
Toberas de expansión supersónica, resistentes a la corrosión por el UF6,
especialmente diseñadas o preparadas para enfriar mezclas de UF6 y el gas
portador a 150 K o menos.
5.7.6. Colectores del producto (pentafluoruro de uranio) (SILMO)
Colectores de pentafluoruro de uranio (UF5) sólido especialmente
diseñados o preparados y formados por colectores de filtro, impacto o
ciclón, o sus combinaciones, y que son resistentes a la corrosión en un
medio de UF5/UF6.
5.7.7. Compresores de UF 6 /gas portador (SILMO)
Compresores especialmente diseñados o preparados para mezclas de UF6/gas
portador, destinados a un funcionamiento de larga duración en un medio de
UF6. Los componentes de estos protectores que entran en contacto con el
gas del proceso están fabricados o protegidos con materiales resistentes
a la corrosión por el UF6.
5.7.8. Obturadores para ejes de rotación (SILMO)
Obturadores para ejes de rotación especialmente diseñados o preparados,
con conexiones selladas de entrada y salida, para asegurar la
estanqueidad de los ejes que conectan los rotores de los compresores con
los motores de propulsión para asegurar que el sistema disponga de un
sellado fiable a fin de evitar los escapes del gas de trabajo o la
penetración de aire o de gas de estanqueidad en la cámara interior del
compresor llena con una mezcla de UF6/gas portador.
5.7.9. Sistemas de fluoración (SILMO)
Sistemas especialmente diseñados o preparados para fluorar el UF5
(sólido) en UF6 (gaseoso).
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas han sido diseñados para fluorar el polvo de UF5 y recoger
el UF6 en contenedores o reintroducirlo en las unidades SILMO para su
enriquecimiento más elevado. En un método, la fluoración puede realizarse
dentro del sistema de separación isotópica, y la reacción y la
recuperación se hacen directamente en los colectores del "producto". En
el otro método, el polvo de UF5 puede ser retirado de los colectores del
"producto" para introducirlo en una vasija adecuada de reacción (por
ejemplo, un reactor de lecho fluidizado, un reactor helicoidal o torre de
llama) para la fluoración. En ambos métodos, se utiliza equipo de
almacenamiento y transferencia del flúor (u otros agentes adecuados de
fluoración), y de recogida y transferencia del UF6.
5.7.10. Espectrómetros de masa para UF 6 /fuentes de iones (SILMO)
Espectrómetros de masas magnéticos o cuadripolares especialmente
diseñados o preparados, capaces de tomar "en línea" de las corrientes de
UF6 gaseoso, muestras de material de alimentación, del "producto" o de
las "colas", y que poseen todos las siguientes características:
1. Resolución unitaria para la unidad de masa superior a 320;
2. Fuentes de iones fabricadas o revestidas con cromoníquel, metal monel
o galvanoniquelado;
3. Fuentes de ionización por bombardeo electrónico;
4. Presencia de un colector adaptado al análisis isotópico.
5.7.11. Sistemas de alimentación/sistemas de retirada del producto y de
las colas (SILMO).
Sistemas o equipo especialmente diseñados o preparados para plantas de
enriquecimiento, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la
corrosión por el UF6, en particular:
a) Autoclaves, hornos o sistemas de alimentación utilizados para
introducir UF6 en el proceso de enriquecimiento;
b) Desublimadores (o trampas frías) utilizados para extraer UF6 del
proceso de enriquecimiento para su transferencia subsiguiente después
del calentamiento;
c) Estaciones de solidificación o licuefacción para extraer el UF6 del
proceso de enriquecimiento por compresión y conversión del UF6 al
estado líquido o sólido;
d) Estaciones del "producto" o de las "colas" utilizadas para transfereir
el UF6 a contenedores.
5.7.12. Sistemas de separación UF 6 /gas portador (SILMO)
Sistemas especialmente diseñados o preparados para separar el UF6 del gas
portador. El gas portador puede ser nitrógeno, argón u otro gas.
NOTA EXPLICATIVA
Estos sistemas pueden comprender el equipo siguiente:
a) Intercambiadores de calor criogénicos o crioseparadores capaces de
alcanzar temperaturas de -120º C o inferiores;
b) Unidades de refrigeración criogénicas capaces de alcanzar temperaturas
de -120º C o inferiores; o
c) Trampas frías para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20º C o
inferiores.
5.7.13. Sistemas por láser (SILVA, SILMO y CRISLA)
Láseres o sistemas laséricos especialmente diseñados o preparados para la
separación de los isótopos del uranio.
NOTA EXPLICATIVA
El sistema lasérico para el proceso SILVA está formado normalmente por
dos láseres: un láser de vapor de cobre y un láser de colorante. El
sistema lasérico para SILMO está formado normalmente por un láser de CO2
o un láser de excímero y una celda óptica de multipasos con espejos
giratorios en ambos extremos. En ambos procesos los láseres o sistemas
laséricos deben estar dotados de un estabilizador de frecuencia espectral
para poder funcionar durante prolongados períodos de tiempo.
5.8. Sistemas, equipos y componentes especialmente diseñados o preparados
para su utilización en plantas de enriquecimiento por separación en un
plasma
NOTA INTRODUCTORIA
En el proceso de separación en un plasma, un plasma de iones de uranio
atraviesa un campo eléctrico acordado a la frecuencia de resonancia de
los iones 235U, de modo que estos últimos absorban preferentemente la
energía y aumente el diámetro de sus órbitas helicoidales. Los iones que
recorren una trayectoria de gran diámetro son atrapados obteniéndose un
producto enriquecido en 235U. El plasma, creado por ionización del vapor
de uranio, está contenido en una cámara de vacío sometida a un campo
magnético de elevada intensidad producido por un imán supraconductor. Los
principales sistemas tecnológicos del proceso comprenden el sistema de
generación del plasma de uranio, el módulo separador con el imán
superconductor, y los sistemas de extracción del metal para recoger el
"producto" y las "colas".
5.8.1. Fuentes de energía de hiperfrecuencia y antenas
Fuentes de energía de hiperfrecuencia y antenas especialmente diseñadas o
preparadas para producir o acelerar iones y que poseen las siguientes
características: frecuencia superior a 30 GHz y potencia media a la
salida superior a 50 kW para la producción de iones.
5.8.2. Bobinas excitadoras de iones
Bobinas excitadoras de iones de radiofrecuencia especialmente diseñadas o
preparadas para frecuencias superiores a 100kHz y capaces de soportar una
potencia media superior a 40 kW.
5.8.3. Sistemas generadores de plasma de uranio
Sistemas especialmente diseñados o preparados para generar plasma de
uranio, que pueden contener cañones de electrones de gran potencia en
barrido o en franja, y que proporcionan una potencia en el blanco
superior a 2,5 kW/cm.
5.8.4. Sistemas de manipulación del uranio metálico líquido
Sistemas de manipulación de metales líquidos especialmente diseñados o
preparados para el uranio o las aleaciones de uranio fundidos, que
comprenden crisoles y equipos de enfriamiento de los crisoles.
NOTA EXPLICATIVA
Los crisoles y otras partes del sistema que puedan entrar en contacto con
el uranio o aleaciones de uranio fundidos están fabricados o protegidos
con materiales de resistencia adecuada a la corrosión y al calor. Entre
estos materiales cabe citar el tántalo, el grafito revestido con itrio,
el grafito revestido con otros óxidos de tierras raras o mezclas de estas
sustancias.
5.8.5. Conjuntos colectores del "producto" y de las "colas" de uranio
metálico
Conjuntos colectores del "producto" y de las "colas" especialmente
diseñados o preparados para el uranio metálico en estado sólido. Estos
conjuntos colectores están fabricados o protegidos con materiales
resistentes al calor y a la corrosión por el vapor de uranio metálico,
por ejemplo, tántalo o grafito revestido con itrio.
5.8.6. Cajas de módulos separadores
Recipientes cilíndricos especialmente diseñados o preparados para su
utilización en plantas de enriquecimiento por separación en un plasma y
destinadas a alojar una fuente de plasma de uranio, una bobina excitadora
de radiofrecuencia y los colectores del "producto" y de las "colas".
NOTA EXPLICATIVA
Estas cajas poseen numerosos orificios para la entrada de las barras
eléctricas, conexiones de las bombas de difusión e instrumental de
diagnóstico y vigilancia. Están dotadas de medios de abertura y cierre
para poder reajustar los componentes internos y están fabricadas con un
material no magnético adecuado, por ejemplo, acero inoxidable.
5.9. Sistemas, equipo y componentes especialmente diseñados o preparados
para su utilización en plantas de enriquecimiento electromagnético
NOTA INTRODUCTORIA
En el proceso electromagnético los iones de uranio metálico producidos
por ionización de una sal (normalmente UCl4) después de ser acelerados
atraviesan un campo electromagnético, que hace que los iones de los
diferentes isótopos sigan trayectorias diferentes. Los principales
componentes de un separador electromagnético de isótopos son: un campo
magnético causante de la desviación del haz iónico y de la separación de
los isótopos, una fuente de iones con su sistema de aceleración y un
sistema colector para recoger los iones separados. Los sistemas
auxiliares del proceso comprenden la alimentación del imán, la
alimentación de alta tensión de la fuente de iones, la instalación de
vacío e importantes sistemas de manipulación química para la recuperación
del producto y la depuración/reciclado de los componentes.
5.9.1. Separadores electromagnéticos de isótopos
Separadores electromagnéticos de isótopos especialmente diseñados o
preparados para la separación de los isótopos de uranio, y equipo y
componentes para esta actividad, en particular:
a) Fuentes de iones
Fuentes de iones de uranio, únicas o múltiples, especialmente diseñadas o
preparadas, que comprenden una fuente de vapor, un ionizador y un
acelerador de haz, fabricadas con materiales adecuados, como el grafito,
el acero inoxidable o el cobre, y capaces de proporcionar una corriente
de ionización total de 50 mA o superior.
b) Colectores de iones
Placas colectoras formadas por dos o más ranuras y bolsas especialmente
diseñadas o preparadas para recoger haces de iones de uranio enriquecidos
y empobrecidos, y fabricadas con materiales adecuados, como el grafito o
el acero inoxidable.
c) Cajas de vacío
Cajas de vacío especialmente diseñadas o preparadas para los separadores
electromagnéticos del uranio, fabricadas con materiales no magnéticos
adecuados, como el acero inoxidable, y capaces de trabajar a presiones de
0,1 Pa o inferiores.
NOTA EXPLICATIVA
Las cajas, diseñadas para contener las fuentes de iones, las placas
colectoras y las camisas de agua, están dotadas de medios para conectar
las bombas de difusión, los dispositivos de abertura y cierre, y la
reinstalación de estos componentes.
d) Piezas polares de los imanes
Piezas polares de los imanes especialmente diseñadas o preparadas, de
diámetro superior a 2 m, utilizadas para mantener un campo magnético
constante en el interior del separador electromagnético de isótopos y
transferir el campo magnético entre separadores contiguos.
5.9.2. Alimentación de alta tensión
Alimentación de alta tensión especialmente diseñada o preparada para las
fuentes de iones y que tiene siempre todas las características
siguientes: capaz de proporcionar de modo continuo, durante un período de
8 horas, una tensión a la salida de 20 000 V o superior, con una
intensidad a la salida de 1 A o superior y una variación de tensión
inferior a 0,01%.
5.9.3. Alimentación eléctrica de los imanes
Alimentación con corriente continua de los imanes especialmente diseñada
o preparada y que tiene siempre todas las características siguientes:
capaz de producir de modo continuo, durante un período de ocho horas, una
corriente a la salida de intensidad de 500 A o superior a una tensión de
100 V o superior, con variaciones de intensidad y de tensión inferior a
0,01%.
6. Plantas de producción de agua pesada, deuterio y compuestos de
deuterio y equipo especialmente diseñado o preparado para dicha
producción
NOTA INTRODUCTORIA
El agua pesada puede producirse por varios procesos. No obstante, los dos
procesos que han demostrado ser viables desde el punto de vista comercial
son el proceso de intercambio agua-sulfuro de hidrógeno (proceso GS) y el
proceso de intercambio amoniaco-hidrógeno.
El proceso GS se basa en el intercambio de hidrógeno y deuterio entre el
agua y el sulfuro de hidrógeno en una serie de torres que funcionan con
su sección superior en frío y su sección inferior en caliente. En las
torres, el agua baja mientras el sulfuro de hidrógeno gaseoso circula en
sentido ascendente. Se utiliza una serie de bandejas perforadas para
favorecer la mezcla entre el gas y el agua. El deuterio pasa al agua a
baja temperatura y al sulfuro de hidrógeno a alta temperatura. El gas o
el agua, enriquecido en deuterio, se extrae de las torres de la primera
etapa en la confluencia de las secciones caliente y fría y se repite el
proceso en torres de etapas subsiguientes. El producto de la última
etapa, o sea el agua enriquecida hasta un 30% en deuterio, se envía a una
unidad de destilación para producir agua pesada utilizable en reactores,
es decir, óxido de deuterio al 99,75%.
El proceso de un intercambio amoniaco-hidrógeno permite extraer deuterio
a partir de un gas de síntesis por contacto con amoniaco líquido en
presencia de un catalizador. El gas de síntesis se envía a las torres de
intercambio y posteriormente al convertidor de amoniaco. Dentro de las
torres el gas circula en sentido ascendente mientras que el amoniaco
líquido lo hace en sentido inverso. El deuterio se extrae del hidrógeno
del gas de síntesis y se concentra en el amoniaco. El amoniaco pasa
entonces a un fraccionador de amoniaco en la parte inferior de la torre
mientras que el gas sube a un convertidor de amoniaco en la parte
superior. El enriquecimiento tiene lugar en etapas subsiguientes y,
mediante destilación final, se obtiene agua pesada para uso en reactores.
El gas de síntesis de alimentación puede obtenerse en una planta de
amoniaco que, a su vez, puede construirse asociada a una planta de agua
pesada por intercambio amoniaco-hidrógeno. El proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno también puede utilizar agua común como fuente de
alimentación de deuterio.
Gran parte de los artículos del equipo esencial de las plantas de
producción de agua pesada por el proceso GS o el proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno es de uso común en varios sectores de las industrias
química y petrolera. Esto sucede en particular en las pequeñas plantas
que utilizan el proceso GS. Ahora bien, solo algunos de estos artículos
pueden obtenerse en el comercio normal. Los procesos GS y de intercambio
amoniaco-hidrógeno exigen la manipulación de grandes cantidades de
fluidos inflamables, corrosivos y tóxicos a presiones elevadas. Por
consiguiente, cuando se establece el diseño y las normas de
funcionamiento de plantas y equipo que utilizan estos procesos, es
necesario prestar cuidadosa atención a la selección de materiales y a las
especificaciones de los mismos para asegurar una prolongada vida útil con
elevados niveles de seguridad y fiabilidad. La elección de la escala es,
principalmente, función de los aspectos económicos y de las necesidades.
Así pues, gran parte del equipo se preparará como solicite el cliente.
Finalmente, cabe señalar que, tanto en el proceso GS como en el de
intercambio amoniaco-hidrógeno, artículos de equipo que, individualmente,
no están diseñados o preparados especialmente para la producción de agua
pesada pueden montarse en sistemas que sí lo están especialmente para
producir agua pesada. A título de ejemplo cabe citar el sistema de
producción con catalizador que se utiliza en el proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno y los sistemas de agua empleados para la concentración
final del agua pesada utilizable en reactores.
Los artículos de equipo que son especialmente diseñados o preparados para
producción de agua pesada ya sea por el proceso de intercambio
agua-sulfuro de hidrógeno o por el proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno comprenden los siguientes elementos:
6.1. Torres de intercambio agua-sulfuro de hidrógeno
Torres de intercambio fabricadas con acero al carbono fino (por ejemplo
ASTM A516) con diámetros de 6 m (20 pies) a 9 m (30 pies), capaces de
funcionar a presiones superiores o iguales a 2 MPa (300 psi) y con un
sobreespesor de corrosión de 6 mm o superior, especialmente diseñadas o
preparadas para producción de agua pesada por el proceso de intercambio
agua-sulfuro de hidrógeno.
6.2. Sopladores y compresores
Sopladores o compresores centrífugos, de etapa única y baja presión (es
decir, 0,2 MPa o 30 psi), para la circulación del sulfuro de hidrógeno
gaseoso (es decir, gas que contiene más de 70% de H2S) especialmente
diseñados o preparados para producción de agua pesada por el proceso de
intercambio agua-sulfuro de hidrógeno. Estos sopladores o compresores
tienen una capacidad de caudal superior o igual a 56 m3/segundo (120 000
SCFM) al funcionar a presiones de aspiración superior o iguales a 1,8 MPa
(260 psi), y tienen juntas diseñadas para trabajar en un medio húmedo con
H2S.
6.3. Torres de intercambio amoniaco-hidrógeno
Torres de intercambio amoniaco-hidrógeno de altura superior o igual a 35
m (114,3 pies) y diámetro de 1,5 m (4,9 pies) a 2,5 m (8,2 pies), capaces
de funcionar a presiones mayores de 15 MPa (2 225 psi), especialmente
diseñadas o preparadas para producción de agua pesada por el proceso de
intercambio amoniaco-hidrógeno. Estas torres también tienen al menos una
abertura axial, de tipo pestaña, del mismo diámetro que la parte
cilíndrica, a través de la cual pueden insertarse o extraerse las partes
internas.
6.4. Partes internas de la torre y bombas de etapa
Partes internas de la torre y bombas de etapa especialmente diseñadas o
preparadas para torres de producción de agua pesada por el proceso de
intercambio amoniaco-hidrógeno. Las partes internas de la torre
comprenden contactores de etapa especialmente diseñados para favorecer un
contacto íntimo entre el gas y el líquido. Las bombas de etapa comprenden
bombas sumergibles especialmente diseñadas para la circulación del
amoniaco líquido en una etapa de contacto dentro de las torres.
6.5. Fraccionadores de amoniaco
Fraccionadores de amoniaco con una presión de funcionamiento superiores o
igual a 3 MPa (450 psi) especialmente diseñados o preparados para
producción de agua pesada por el proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno.
6.6. Analizadores de absorción infrarroja
Analizadores de absorción infrarroja capaces de realizar análisis en
línea de la razón hidrógeno/deuterio cuando las concentraciones de
deuterio son superiores o iguales a 90%.
6.7. Quemadores catalíticos
Quemadores catalíticos para la conversión en agua pesada del deuterio
gaseoso enriquecido especialmente diseñados o preparados para la
producción de agua pesada por el proceso de intercambio
amoniaco-hidrógeno.
7. Plantas de conversión del uranio y equipo especialmente diseñado o
preparado para esta actividad.
NOTA INTRODUCTORIA
Los diferentes sistemas y plantas de conversión del uranio permiten
realizar una o varias transformaciones de una de las especies químicas
del uranio en otra, en particular: conversión de concentrados de mineral
uranífero en UO3, conversión de UO3 en UO2, conversión de óxidos de
uranio en UF4 o UF6, conversión de UF6 en UF4, conversión de UF4 en
uranio metálico y conversión de fluoruros de uranio en UO2. Muchos de los
artículos del equipo esencial de las plantas de conversión del uranio son
comunes a varios sectores de la industria química. Por ejemplo, entre los
tipos de equipo empleados en estos procesos cabe citar: hornos, hornos
rotatorios, reactores de lecho fluidizado, torres de llama,
centrifugadoras en fase líquida, columnas de destilación y columnas de
extracción líquido-líquido. Sin embargo, solo algunos de los artículos se
pueden adquirir en el "comercio"; la mayoría se preparará según las
necesidades y especificaciones del cliente. En algunos casos, son
necesarias consideraciones especiales acerca del diseño y construcción
para tener en cuenta las propiedades corrosivas de ciertos productos
químicos manejados (HF, F2, ClF3 y fluoruros de uranio). Por último, cabe
señalar que en todos los procesos de conversión del uranio, los artículos
del equipo que por separado no han sido diseñados o preparados para esta
conversión pueden montarse en sistemas especialmente diseñados o
preparados con esa finalidad.
7.1. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión de
los concentrados de mineral uranífero en UO3
NOTA EXPLICATIVA
La conversión de los concentrados de mineral uranífero en UO3 puede
realizarse disolviendo primero el mineral en ácido nítrico y extrayendo
el nitrato de uranilo purificado con ayuda de un solvente como el fosfato
de tributilo. A continuación, el nitrato de uranilo es convertido en UO3
ya sea por concentración y desnitrificación o por neutralización con gas
amoniaco para producir un diuranato de amonio que después es sometido a
filtración, secado y calcinación.
7.2. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UO3 en UF6
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UO3 en UF6 puede realizarse directamente por
fluoración. Este proceso necesita una fuente de fluoro gaseoso o de
trifluoruro de cloro.
7.3. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UO3 en UO2
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UO3 en UO2 puede realizarse por reducción del UO3 por
medio de hidrógeno o gas amoniaco craqueado.
7.4. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UO2 en UF4
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UO2 en UF4 puede realizarse haciendo reaccionar el UO2
con ácido fluorhídrico gaseoso (HF) a 300-500º C.
7.5. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UF4 en UF6
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UF4 en UF6 se realiza por reacción exotérmica con flúor
en un reactor de torre. El UF6 es condensado a partir de los efluentes
gaseosos calientes haciendo pasar los efluentes por una trampa fría
enfriada a -10º C. El proceso necesita una fuente de flúor gaseoso.
7.6. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UF4 en U metálico
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UF4 en U metálico se realiza por reducción con magnesio
(grandes cantidades) o calcio (pequeñas cantidades). La reacción se
efectúa a una temperatura superior al punto de fusión del uranio (1 130º
C).
7.7. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UF6 en UO2
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UF6 en UO2 puede realizarse por tres procesos
diferentes. En el primero, el UF6 es reducido e hidrolizado en UO2 con
ayuda de hidrógeno y vapor. En el segundo, el UF6 es hidrolizado por
disolución en agua; la adición de amoniaco precipita el diuranato de
amonio que es reducido a UO2 por el hidrógeno a una temperatura de 820º
C. En el tercer proceso, el NH3, el CO2 y el UF6 gaseosos se combinan en
el agua, lo que ocasiona la precipitación del carbonato de uranilo y de
amonio. Este carbonato se combina con el vapor y el hidrógeno a 500-600º
C para producir el UO2.
La conversión del UF6 en UO2 constituye a menudo la primera etapa que se
realiza en una planta de fabricación de combustible.
7.8. Sistemas especialmente diseñados o preparados para la conversión del
UF6 en UF4
NOTA EXPLICATIVA
La conversión del UF6 en UF4 se realiza por reducción con hidrógeno.
i. Por instalación se entenderá:
i) Un reactor, un conjunto crítico, una planta de conversión, una planta
de fabricación, una planta de reprocesamiento, una planta de
separación de isótopos o una instalación de almacenamiento por
separado; o
ii) Cualquier lugar en el que se utilicen habitualmente materiales
nucleares en cantidades superiores a un kilogramo efectivo.
j. Por lugar fuera de las instalaciones se entenderá cualquier planta o
lugar, que no sea una instalación, en los que se utilicen habitualmente
materiales nucleares en cantidades de un kilogramo efectivo o menos.
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