Source: http://www.lexureditorial.com/boe/0404/07857.htm
Timestamp: 2014-03-07 16:07:55+00:00

Document:
Protocolo Tratado No Proliferación
Protocolo adicional al acuerdo entre la república de austria, el reino de bélgica, el reino de dinamarca, la república de finlandia, la república federal de alemania, la república helénica, irlanda, la república italiana, el gran ducado de luxemburgo, el reino de los países bajos, la república portuguesa, el reino de españa, el reino de suecia, la comunidad europea de la energía atómica y el organismo internacional de energía atómica en aplicación de los párrafos 1) y 4) del artículo iii del tratado sobre no proliferación de las armas nucleares
Considerando que la República de Austria, el Reino de Bélgica, el Reino de Dinamarca, la República de Finlandia, la República Federal de Alemania, la República Helénica, Irlanda, la República Italiana, el Gran Ducado de Luxemburgo, el Reino de los Países Bajos, la República Portuguesa, el Reino de España, el Reino de Suecia (en adelante, denominados los "Estados") y la Comunidad Europea de la Energía Atómica (en adelante, denominada la "Comunidad") son parte en un Acuerdo entre los Estados, la Comunidad y el Organismo Internacional de Energía Atómica (en adelante, denominado el "Organismo") para la aplicación de los párrafos 1) y 4) del Artículo III del Tratado sobre no proliferación de las armas nucleares (en adelante, denominado el "Acuerdo de salvaguardias"), que entró en vigor el 21 de febrero de 1977 ;
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 de la Comunidad 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 ; La Comunidad y los Estados y el Organismo acuerdan lo siguiente:
a. Cada Estado presentará al Organismo una declaración que contenga la información indicada en los apartados (i), (ii), (iv), (ix) y (x) infra. La Comunidad presentará al Organismo una declaración en la que se facilite la información indicada en los apartados (v), (vi) y (vii) infra.
Cada Estado y la Comunidad presentarán al Organismo una declaración en la que se facilite la información indicada en los apartados (iii) y (viii) infra.
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 Estado concerniente, 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.
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 de los Estados 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 a los Estados 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 de los Estados a un Estado situado fuera de la Comunidad 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 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 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 ;
1) diez toneladas métricas de uranio o, con respecto a sucesivas importaciones de uranio, 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, 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 apartado 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 disposición final.
a) por cada exportación de dichos equipos y materiales desde la Comunidad: 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 el Estado importador, de la información suministrada al Organismo por un Estado de fuera de la Comunidad acerca de la exportación de dichos materiales y equipo al Estado importador.
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 reprocesamiento 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 Estado concerniente pero que no sean financiadas, específicamente autorizadas o controladas por, o realizadas en nombre de este Estado. A los fines del presente inciso, el "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 ;
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.
b. i) salvo lo dispuesto en el apartado
ii) infra, el Organismo dará aviso del acceso al Estado concerniente o, para el acceso al que hacen referencia los párrafos a. o c. del artículo 5 cuando se trata de materiales nucleares, al Estado concerniente y la Comunidad, con veinticuatro 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 ;
d. En el caso de un interrogante o una discrepancia, el Organismo dará al Estado concerniente, y según proceda, a la Comunidad, 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 Estado concerniente y, según proceda, a la Comunidad, dicha oportunidad.
a. i) cualquier lugar dentro de un emplazamiento ;
ii) cualquier lugar indicado con arreglo a los apartados v) a viii) del párrafo a. del artículo 2 ;
c. Cualquier lugar especificado por el Organismo, además de los lugares mencionados en los párrafos a.
y b. supra, a fin de realizar un muestreo ambiental específico para los lugares, y si el Estado concerniente no está en condiciones de facilitar dicho acceso, este Estado hará todos los esfuerzos razonables para satisfacer la petición del Organismo, sin demora, en lugares adyacentes o por otros medios.
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, la Comunidad y el Estado concerniente.
(i) las actividades llevadas a cabo con arreglo al presente Protocolo, incluso sobre las relacionadas con cualesquier interrogantes o discrepancias que el Organismo haya hecho presente al Estado concerniente y, según proceda, a la Comunidad dentro de los sesenta días siguientes al término de las actividades llevadas a cabo por el Organismo ; (ii) los resultados de las actividades relacionadas con cualesquier interrogantes o discrepancias que el Organismo haya hecho presentes al Estado concerniente y, según proceda, a la Comunidad, 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.
b. El Organismo informará al Estado concerniente y a la Comunidad de las conclusiones que haya deducido de sus actividades con arreglo al presente Protocolo.
Las conclusiones se comunicarán anualmente.
Cada Estado, 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 Estado concerniente 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 el período de la designación del inspector para los Estados.
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 ;
a. Los anexos del presente Protocolo formarán parte integrante de él. Salvo para los fines de modificación de los anexos I y II, por el término "Protocolo" utilizado en este instrumento se entenderá el Protocolo juntamente con sus anexos.
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,
b. Por "emplazamiento" se entenderá el área delimitada por la Comunidad y un Estado 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 la reelaboración de combustible). El emplazamiento englobará igualmente a 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 actividades especificadas e indicadas por el Estado concerniente con apartado iv) delpárrado 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 el que las operaciones hayan cesado y los materiales nucleares se hayan retirado, pero que no haya sido clausurado.
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 sólo cuando sea aceptada por la Comunidad y los Estados.
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.
i) Fabricación de "tubos de rotores de centrifugación" o montaje de "centrifugadoras de gas":
Por "tubos de rotores de centrifugación" se entenderán los cilindros de paredes delgadas descritos en el punto 5.1.1.b) del anexo II.
Por "centrifugadoras de gas" se entenderán 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 entenderán los filtros finos, porosos, descritos en el punto 5.3.1ª) del anexo II.
iii) Fabricación o montaje de "sistemas basados en láser":
Por "sistemas basados en láser" se entenderán 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 entenderán los artículos mencionados en el punto 5.9.1 del anexo II que contienen las fuentes de iones descritas en el punto 5.9.1ª) del anexo II.
v) Fabricación o montaje de "columnas o equipo de extracción":
Por "columnas o equipo de extracción" se entenderán 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 entenderán 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 entenderán 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 entenderán 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 entenderán 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 entenderán 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.
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.
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.
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.
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 ^ 104 kg (30 toneladas métricas) para un mismo país destinatario dentro de un mismo período de 12 meses.
3. Plantas para la reelaboración de elementos combustibles irradiados, y equipo especialmente concebido o preparado para dicha operación
En la reelaboración 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.
Una "planta para la reelaboración 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.
Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase "y equipo especialmente concebido o preparado" para la reelaboración de elementos combustibles irradiados comprenden:
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.
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 evacuación. 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 reelaboración 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.
En la mayoría de las instalaciones de reelaboración, 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.
Una "planta para la fabricación de elementos combustibles" comprende:
Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase "equipo, distinto de los instrumentos de aná lisis, especialmente concebido o preparado" para la separación de isótopos del uranio comprenden:
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.
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 sólo parcialmente montado.
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.
a) Acero martensítico capaz de una resistencia límite a la tracción de 2,05 ^ 109 N/m2 (300 000 psi) o más ;
b) Aleaciones de aluminio capaces de una resistencia límite a la tracción de 0,46 ^ 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 ^ 106 m o mayor, y una resistencia límite a la tracción de 0,3 ^ 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).
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.
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.
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.
Autoclaves de alimentación (o estaciones) utilizadas para pasar el 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.
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.
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.
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%.
a) Filtros finos, especialmente diseñados o preparados, porosos, cuyos poros tengan un diámetro del orden de los 100 a 1 000 (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
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).
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.
Estaciones de "producto" o "colas" usadas para el traspaso del UF6 hacia los contenedores.
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.
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).
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:
d) Estaciones de "productos" o "colas" utilizadas para transferir el UF6 a los contenedores.
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.
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.
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:
a) Intercambiadores de calor criogénicos y crioseparadores capaces de alcanzar temperaturas de -120 ºC o inferiores ;
b) Unidades de refrigeración criogénicas capaces de alcanzar temperaturas de -120 ºC o inferiores ;
c) Toberas de separación o tubos vorticiales para separar el UF6 del gas portador ; d) Trampas frías para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20 ºC o inferiores.
En el proceso de intercambio químico líquido-líquido la 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 contienen 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.
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 sólo 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.
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 bastante 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 100 ºC y 200 ºC.
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 100 ºC y 200 ºC y presiones superiores a 0,7 MPa (102 psia).
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+.
Los actuales sistemas de enriquecimiento por láser se clasifican en dos categorías: aquel en el que el medio en el que se aplica el proceso es vapor atómico de uranio y aquel 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 átomos y compuestos del uranio podrá tal vez ser necesario combinar cierto número de tecnologías disponibles por láser.
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.
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 metálico (SILVA).
Conjuntos colectores del "producto" y "colas" especialmente diseñados o preparados para el uranio metálico en estado líquido o sólido.
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.
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".
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.
Espectrómetros de masa 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:
d) Estaciones del "producto" o de las "colas" utilizadas para transferir el UF6 a contenedores.
a) Intercambiadores de calor criogénicos o crioseparadores capaces de alcanzar temperaturas de -120 ºC o inferiores ;
b) Unidades de refrigeración criogénicas capaces de alcanzar temperaturas de -20 ºC o inferiores ; o
c) Trampas frías para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20 ºC o inferiores.
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".
5.8.5 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.
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".
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.
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.
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
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.
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.
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, sólo 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, CIF3 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.
La conversión del UO2 en UF4 puede realizarse haciendo reaccionar el UO2 con ácido fluorhídrico gaseoso (HF) a 300-500 ºC.
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 -10 ºC. El proceso necesita una fuente de flúor gaseoso.
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 (1.130 ºC).
La conversion 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 820 ºC. 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 500-600 ºC para producir el UO2.
Cada Estado proporcionará al Organismo información sobre los traslados a otro Estado miembro de la Comunidad o desde éste, que corresponda a lo dispuesto acerca de la información sobre equipo y materiales no nucleares especificados enumerados en el anexo II del presente Protocolo, información que debe facilitarse de conformidad con el inciso a) del apartado ix) del párrafo a) del artículo 2 en relación con las exportaciones y, previa solicitud expresa del Organismo, de conformidad con el inciso b) del apartado ix) del párrafo a) del artículo 2 en relación con las importaciones.
De conformidad con lo dispuesto en su artículo 17, el Protocolo Adicional de 1998 al Acuerdo de Salvaguardias "entrará en vigor en la fecha en que el Organismo reciba de la Comunidad y de los Estados notificación escrita de que se han cumplido sus requisitos respectivos para su entrada en vigor". Oportunamente se dará a conocer la fecha en que, en aplicación de dicha disposición, entre en vigor el Protocolo Adicional.
Boletín Oficial del Estado de 29 de abril de 2004

References: artículo 37
 artículo 36
 artículo 37
 artículo 11
 artículo 2
 artículo 5
 artículo 5
 resolución 
 artículo 2
 artículo 5
 artículo 2
 Resolución 
 artículo 2
 artículo 2
 artículo 17