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Protocolo Adicional al Acuerdo entre la Rep鷅lica de Austria, el Reino de B閘gica, el Reino de Dinamarca, la Rep鷅lica de Finlandia, la Rep鷅lica Federal de Alemania, la Rep鷅lica Hel閚ica, Irlanda, la Rep鷅lica Italiana, el Gran Ducado de Luxemburgo, el Reino de los Pa韘es Bajos, la Rep鷅lica Portuguesa, el Reino de Espa馻, el Reino de Suecia, la Comunidad Europea de la Energ韆 At髆ica y el Organismo Internacional de Energ韆 At髆ica en aplicaci髇 de los p醨rafos 1) y 4) del Art韈ulo III del Tratado sobre no proliferaci髇 de las armas nucleares (Salvaguardias), hecho en Viena el 22 de septiembre de 1998.

Ficha:
  • 觬gano MINISTERIO DE ASUNTOS EXTERIORES
  • Publicado en BOE n鷐. 104 de
  • Vigencia desde 30 de Abril de 2004
Versiones/revisiones:

Sumario

PROTOCOLO ADICIONAL AL ACUERDO ENTRE LA REP贐LICA DE AUSTRIA, EL REINO DE B蒐GICA, EL REINO DE DINAMARCA, LA REP贐LICA DE FINLANDIA, LA REP贐LICA FEDERAL DE ALEMANIA, LA REP贐LICA HEL蒒ICA, IRLANDA, LA REP贐LICA ITALIANA, EL GRAN DUCADO DE LUXEMBURGO, EL REINO DE LOS PA蚐ES BAJOS, LA REP贐LICA PORTUGUESA, EL REINO DE ESPA袮, EL REINO DE SUECIA, LA COMUNIDAD EUROPEA DE LA ENERG虯 AT覯ICA Y EL ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERG虯 AT覯ICA EN APLICACI覰 DE LOS P罵RAFOS 1) Y 4) DEL ART虲ULO III DEL TRATADO SOBRE NO PROLIFERACI覰 DE LAS ARMAS NUCLEARES

PRE罬BULO

Considerando que la Rep鷅lica de Austria, el Reino de B閘gica, el Reino de Dinamarca, la Rep鷅lica de Finlandia, la Rep鷅lica Federal de Alemania, la Rep鷅lica Hel閚ica, Irlanda, la Rep鷅lica Italiana, el Gran Ducado de Luxemburgo, el Reino de los Pa韘es Bajos, la Rep鷅lica Portuguesa, el Reino de Espa馻, el Reino de Suecia (en adelante, denominados los 獷stados) y la Comunidad Europea de la Energ韆 At髆ica (en adelante, denominada la 獵omunidad) son parte en un Acuerdo entre los Estados, la Comunidad y el Organismo Internacional de Energ韆 At髆ica (en adelante, denominado el 玂rganismo) para la aplicaci髇 de los p醨rafos 1) y 4) del Art韈ulo III del Tratado sobre no proliferaci髇 de las armas nucleares (en adelante, denominado el 獳cuerdo de salvaguardias ), que entr en vigor el 21 de febrero de 1977;

Conscientes del deseo de la comunidad internacional de seguir reforzando la no proliferaci髇 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 obstaculizaci髇 del desarrollo econ髆ico y tecnol骻ico de la Comunidad o de la cooperaci髇 internacional en la esfera de las actividades nucleares pac韋icas; respetar la salud, la seguridad, la protecci髇 f韘ica y las dem醩 disposiciones de seguridad que est閚 en vigor y los derechos de las personas; y adoptar todas las precauciones necesarias para proteger los secretos comerciales, tecnol骻icos e industriales, as como las otras informaciones confidenciales que lleguen a su conocimiento;

Considerando que la frecuencia e intensidad de las actividades descritas en el presente Protocolo deber醤 ser las m韓imas 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:

Relaci髇 entre el Protocolo y el Acuerdo de salvaguardias

Art韈ulo 1

Las disposiciones del Acuerdo de salvaguardias se aplicar醤 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 aplicar醤 las disposiciones del Protocolo.

Suministro de informaci髇

Art韈ulo 2

a. Cada Estado presentar al Organismo una declaraci髇 que contenga la informaci髇 indicada en los apartados (i), (ii), (iv), (ix) y (x) infra. La Comunidad presentar al Organismo una declaraci髇 en la que se facilite la informaci髇 indicada en los apartados (v), (vi) y (vii) infra. Cada Estado y la Comunidad presentar醤 al Organismo una declaraci髇 en la que se facilite la informaci髇 indicada en los apartados (iii) y (viii) infra.

  • i) Una descripci髇 general, e informaci髇 que especifique su ubicaci髇, de las actividades de investigaci髇 y desarrollo relacionadas con el ciclo del combustible nuclear que no comprendan materiales nucleares efectuadas en cualquier lugar que est閚 financiadas, espec韋icamente autorizadas o controladas por el Estado concerniente, o que se realicen en su nombre.
  • ii) La informaci髇 indicada por el Organismo sobre la base de la previsi髇 de aumentos de eficacia y eficiencia, y que cuente con la aceptaci髇 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.
  • iii) Una descripci髇 general de cada edificio dentro de cada emplazamiento, de su utilizaci髇 y, cuando no se desprenda de manera evidente de dicha descripci髇, la descripci髇 de su contenido. La descripci髇 incluir un mapa del emplazamiento.
  • iv) Una descripci髇 de la magnitud de las operaciones correspondientes a cada uno de los lugares en que se efect鷈n las actividades especificadas en el anexo I del presente Protocolo.
  • v) Informaci髇 en la que se especifiquen la ubicaci髇, el estado operacional y la capacidad de producci髇 anual estimada de las minas y plantas de concentraci髇 de uranio y las plantas de concentraci髇 de torio en cada Estado, y la producci髇 anual actual de dichas minas y plantas de concentraci髇. A solicitud del Organismo, la Comunidad comunicar la producci髇 anual actual de una determinada mina o planta de concentraci髇. El suministro de esta informaci髇 no requerir una contabilidad detallada del material nuclear.
  • vi) Informaci髇 con respecto a los materiales b醩icos que no hayan alcanzado todav韆 la composici髇 y pureza adecuadas para la fabricaci髇 de combustible o para su enriquecimiento isot髉ico, a saber:
    • a) las cantidades, la composici髇 qu韒ica, la utilizaci髇 o utilizaci髇 prevista de dichos materiales, tanto utilizaciones nucleares como no nucleares, con respecto a cada lugar de los Estados donde los materiales est閚 presentes en cantidades que superen diez toneladas m閠ricas de uranio y/o veinte toneladas m閠ricas de torio, y con respecto a otros lugares en que las cantidades superen una tonelada m閠rica, la suma correspondiente a los Estados en total si dicha suma supera diez toneladas m閠ricas de uranio o veinte toneladas m閠ricas de torio. El suministro de esta informaci髇 no requerir una contabilidad detallada del material nuclear;
    • b) las cantidades, composici髇 qu韒ica y destino de cada exportaci髇 de los Estados a un Estado situado fuera de la Comunidad de materiales de ese tipo para fines espec韋icamente no nucleares en cantidades que superen:
      • 1) diez toneladas m閠ricas de uranio o, con respecto a sucesivas exportaciones de uranio al mismo Estado, cada una de las cuales sea inferior a diez toneladas m閠ricas pero que superen un total de diez toneladas m閠ricas en el a駉;
      • 2) veinte toneladas m閠ricas de torio o, con respecto a sucesivas exportaciones de torio al mismo Estado, cada una de las cuales sea inferior a veinte toneladas m閠ricas pero que superen un total de veinte toneladas m閠ricas en el a駉;
    • c) las cantidades, composici髇 qu韒ica, actual ubicaci髇 y utilizaci髇 o utilizaci髇 prevista de cada importaci髇 a los Estados procedentes de fuera de la Comunidad, de materiales de ese tipo para fines espec韋icamente no nucleares en cantidades que superen:
      • 1) diez toneladas m閠ricas de uranio o, con respecto a sucesivas importaciones de uranio, cada una de las cuales sea inferior a diez toneladas m閠ricas pero que superen un total de diez toneladas m閠ricas en el a駉;
      • 2) veinte toneladas m閠ricas de torio o, con respecto a sucesivas importaciones de torio, cada una de las cuales sea inferior a veinte toneladas m閠ricas pero que superen un total de veinte toneladas m閠ricas en el a駉;

        en el entendimiento de que no existe obligaci髇 de suministrar informaci髇 sobre dichos materiales destinados a un uso no nuclear una vez que est閚 en su forma de uso final no nuclear.

  • vii)
    • a) Informaci髇 respecto de las cantidades, utilizaci髇 y ubicaci髇 de los materiales nucleares exentos de salvaguardias con arreglo al art韈ulo 37 del Acuerdo de salvaguardias;
    • b) informaci髇 con respecto a las cantidades (que podr presentarse en forma de estimaciones) y la utilizaci髇 en cada ubicaci髇 de los materiales nucleares exentos de salvaguardias con arreglo al apartado b) del art韈ulo 36 del Acuerdo de salvaguardias pero que todav韆 no est閚 en su forma de uso final no nuclear, en cantidades que superen las estipuladas en el art韈ulo 37 del Acuerdo de salvaguardias. El suministro de esta informaci髇 no requerir una contabilidad detallada del material nuclear.
  • viii) Informaci髇 relativa a la ubicaci髇 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 art韈ulo 11 del Acuerdo de salvaguardias. A los fines del presente p醨rafo, 玴rocesamiento ulterior no incluir el reembalaje de desechos o su ulterior acondicionamiento, que no comprenda la separaci髇 de elementos, para su almacenamiento o disposici髇 final.
  • ix) La informaci髇 que se indica a continuaci髇 relativa al equipo y materiales no nucleares especificados que se enumeran en la lista del anexo II:
    • a) por cada exportaci髇 de dichos equipos y materiales desde la Comunidad: identidad, cantidad, lugar de la utilizaci髇 prevista en el Estado destinatario y fecha o, si procede, fecha esperada de la exportaci髇;
    • b) cuando la pida espec韋icamente el Organismo, la confirmaci髇 por el Estado importador, de la informaci髇 suministrada al Organismo por un Estado de fuera de la Comunidad acerca de la exportaci髇 de dichos materiales y equipo al Estado importador.
  • x) Los planes generales para el siguiente per韔do de diez a駉s relativos al desarrollo del ciclo del combustible nuclear (incluidas las actividades de investigaci髇 y desarrollo relacionadas con el ciclo del combustible nuclear planeadas) cuando hayan sido aprobados por las autoridades correspondientes del Estado.

b. Cada Estado har todos los esfuerzos que sean razonables para proporcionar al Organismo una declaraci髇 que contenga:

  • i) una descripci髇 general e informaci髇 que especifique la ubicaci髇 de las actividades de investigaci髇 y desarrollo relacionadas con el ciclo del combustible nuclear que no incluyan material nuclear y que se relacionen espec韋icamente 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, espec韋icamente autorizadas o controladas por, o realizadas en nombre de este Estado. A los fines del presente inciso, el 玴rocesamiento de desechos de actividad intermedia o alta no incluir el reembalaje de desechos o su acondicionamiento, que no comprenda la separaci髇 de elementos, para su almacenamiento o disposici髇 final;
  • ii) una descripci髇 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 relaci髇 funcional con las actividades de ese emplazamiento. Esa informaci髇 se suministrar previa solicitud espec韋ica del Organismo. Se facilitar en consulta con el Organismo y de manera oportuna.

c. A solicitud del Organismo, el Estado o la Comunidad o ambos, seg鷑 proceda, facilitar醤 ampliaciones o aclaraciones de cualquier informaci髇 proporcionada con arreglo al presente art韈ulo, en la medida que sea pertinente para los fines de las salvaguardias.

Art韈ulo 3

a. Cada Estado o la Comunidad, o ambos, seg鷑 proceda, facilitar醤 al Organismo la informaci髇 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 p醨rafo a. del art韈ulo 2 y en el apartado i) del p醨rafo b. del art韈ulo 2, dentro de ciento ochenta d韆s a partir de la entrada en vigor del presente Protocolo.

b. Cada Estado o la Comunidad, o ambos, seg鷑 proceda, facilitar醤 al Organismo, a m醩 tardar el 15 de mayo de cada a駉, una actualizaci髇 de la informaci髇 indicada en el p醨rafo a. supra con respecto al per韔do correspondiente al a駉 civil anterior. Cuando la informaci髇 precedentemente facilitada no haya experimentado cambios, cada Estado o la Comunidad, o ambos, seg鷑 proceda, as lo indicar醤.

c. La Comunidad facilitar al Organismo, a m醩 tardar el 15 de mayo de cada a駉, la informaci髇 indicada en los incisos b) y c) del apartado vi) del p醨rafo a. del art韈ulo 2 con respecto al per韔do correspondiente al a駉 civil anterior.

d. Cada Estado facilitar al Organismo trimestralmente la informaci髇 indicada en el inciso a) del apartado ix) del p醨rafo a. del art韈ulo 2. Esta informaci髇 se presentar dentro de los sesenta d韆s siguientes al fin de cada trimestre.

e. La Comunidad y cada Estado facilitar醤 al Organismo la informaci髇 indicada en el apartado viii) del p醨rafo a. del art韈ulo 2, ciento ochenta d韆s antes de que se efect鷈 el nuevo tratamiento, y, a m醩 tardar, el 15 de mayo de cada a駉, informaci髇 sobre los cambios de ubicaci髇 con respecto al per韔do correspondiente al a駉 civil anterior.

f. Cada Estado y el Organismo acordar醤 los plazos y la frecuencia del suministro de la informaci髇 indicada en el apartado ii) del p醨rafo a. del art韈ulo 2.

g. Cada Estado facilitar al Organismo la informaci髇 indicada en el inciso b) del apartado ix) del p醨rafo a. del art韈ulo 2 dentro de los sesenta d韆s siguientes a la petici髇 del Organismo.

Acceso complementario

Art韈ulo 4

En relaci髇 con la puesta en pr醕tica del acceso complementario regido por el art韈ulo 5 del presente Protocolo se aplicar醤 las siguientes disposiciones:

  • a. El Organismo no tratar de verificar de manera mec醤ica ni sistem醫ica la informaci髇 a que se hace referencia en el art韈ulo 2; no obstante, el Organismo tendr acceso a:
    • i) Todos los lugares a que se hace referencia en los apartados i) o ii) del p醨rafo a. del art韈ulo 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 p醨rafos b. o c. del art韈ulo 5 para resolver un interrogante relativo a la correcci髇 y exhaustividad de la informaci髇 suministrada con arreglo al art韈ulo 2 o para resolver una discrepancia relativa a esa informaci髇.
    • iii) Todos los lugares a que se hace referencia en el apartado iii) del p醨rafo a. del art韈ulo 5 en la medida en que el Organismo necesite confirmar, para fines de salvaguardias, la declaraci髇 de la Comunidad o, seg鷑 proceda, de un Estado sobre la situaci髇 de clausura de una instalaci髇 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 dar aviso del acceso al Estado concerniente o, para el acceso al que hacen referencia los p醨rafos a. o c. del art韈ulo 5 cuando se trata de materiales nucleares, al Estado concerniente y la Comunidad, con veinticuatro horas por lo menos de anticipaci髇;
    • ii) en caso de acceso a cualquier lugar de un emplazamiento que se solicite coincidiendo con las visitas para verificar la informaci髇 sobre el dise駉 o las inspecciones ad hoc u ordinarias en dicho emplazamiento, el tiempo de preaviso ser, si el Organismo as lo requiere, de dos horas como m韓imo; pero, en circunstancias excepcionales, podr ser de menos de dos horas;
  • c. El previo aviso se dar por escrito y especificar 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 dar al Estado concerniente, y seg鷑 proceda, a la Comunidad, una oportunidad para aclarar y facilitar la resoluci髇 del interrogante o la discrepancia. Esa oportunidad se dar antes de la solicitud de acceso, a menos que el Organismo considere que la tardanza en el acceso perjudicar韆 la finalidad para la cual 閟te se requiere. En todo caso, el Organismo no sacar ninguna conclusi髇 sobre el interrogante o la discrepancia mientras no se haya dado al Estado concerniente y, seg鷑 proceda, a la Comunidad, dicha oportunidad.
  • e. A menos que el Estado concerniente acepte otra cosa, el acceso s髄o se realizar durante el horario normal de trabajo.
  • f. El Estado concerniente o, para el acceso al que hacen referencia los p醨rafos a. o c. del art韈ulo 5 cuando se trata de materiales nucleares, el Estado concerniente y la Comunidad tendr醤 derecho a hacer acompa馻r a los inspectores del Organismo durante el acceso por sus representantes y, seg鷑 proceda, por inspectores de la Comunidad, siempre que ello no entra馿 retraso u otra clase de impedimento para los inspectores del Organismo en ejercicio de sus funciones.

Art韈ulo 5

Cada Estado facilitar al Organismo acceso a:

  • a.
    • i) cualquier lugar dentro de un emplazamiento;
    • ii) cualquier lugar indicado con arreglo a los apartados v) a viii) del p醨rafo a. del art韈ulo 2;
    • iii) cualquier instalaci髇 clausurada o lugar fuera de las instalaciones clausurado en los que se utilizaban habitualmente materiales nucleares.
  • b. Cualquier lugar indicado por el Estado concerniente con arreglo al apartado i) o al apartado iv) del p醨rafo a. del art韈ulo 2, al inciso b) del apartado ix) del p醨rafo a. del art韈ulo 2 o al p醨rafo b. del art韈ulo 2, que no sea de aquellos a que se refiere el apartado i) del p醨rafo a. supra, y si el Estado concerniente no puede conceder ese acceso, este Estado har todos los esfuerzos razonables para satisfacer la petici髇 del Organismo, sin demora, por otros medios.
  • c. Cualquier lugar especificado por el Organismo, adem醩 de los lugares mencionados en los p醨rafos a. y b. supra, a fin de realizar un muestreo ambiental espec韋ico para los lugares, y si el Estado concerniente no est en condiciones de facilitar dicho acceso, este Estado har todos los esfuerzos razonables para satisfacer la petici髇 del Organismo, sin demora, en lugares adyacentes o por otros medios.

Art韈ulo 6

Al aplicar el art韈ulo 5, el Organismo podr llevar a cabo las siguientes actividades:

  • a. En cuanto al acceso de conformidad con el apartado i) o iii) del p醨rafo a. del art韈ulo 5: observaci髇 ocular, toma de muestras ambientales, utilizaci髇 de dispositivos de detecci髇 y medici髇 de radiaci髇, aplicaci髇 de precintos, as como de otros dispositivos identificadores e indicadores de interferencias extra馻s especificados en los Arreglos Subsidiarios, y otras medidas objetivas cuya viabilidad t閏nica se haya demostrado y cuya utilizaci髇 haya sido acordada por la Junta de gobernadores (denominada, en adelante, la 獼unta), as como tras la celebraci髇 de consultas entre el Organismo, la Comunidad y el Estado concerniente.
  • b. En cuanto al acceso de conformidad con el apartado ii) del p醨rafo a. del art韈ulo 5, observaci髇 ocular, recuento de partidas de materiales nucleares, mediciones y muestreo no destructivos, utilizaci髇 de dispositivos de detecci髇 y medici髇 de radiaci髇, examen de los registros en lo que respecta a cantidades, origen y disposici髇 de los materiales, toma de muestras ambientales, y otras medidas objetivas cuya viabilidad t閏nica se haya demostrado y cuya utilizaci髇 haya sido acordada por la Junta, as como tras la celebraci髇 de consultas entre el Organismo, la Comunidad y el Estado concerniente.
  • c. En cuanto al acceso de conformidad con el p醨rafo b. del art韈ulo 5, observaci髇 ocular, toma demuestras ambientales, utilizaci髇 de dispositivos de detecci髇 y medici髇 de radiaci髇, examen de los registros de producci髇 y expedici髇 interesantes para las salvaguardias, y otras medidas objetivas cuya viabilidad t閏nica se haya demostrado y cuya utilizaci髇 haya sido acordada por la Junta, as como tras la celebraci髇 de consultas entre el Organismo y el Estado concerniente.
  • d. En cuanto al acceso de conformidad con el p醨rafo c. del art韈ulo 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 p醨rafo c. del art韈ulo 5, utilizaci髇 en ese lugar de observaci髇 ocular, dispositivos de detecci髇 y medici髇 de radiaci髇, as como otras medidas objetivas acordadas por el Estado concerniente y, cuando se trate de materiales nucleares, por la Comunidad y el Organismo.

Art韈ulo 7

a. A petici髇 de un Estado, el Organismo y este Estado efectuar醤 arreglos para el acceso controlado de conformidad con el presente Protocolo a fin de impedir la difusi髇 de informaci髇 de car醕ter sensible en cuanto a la proliferaci髇, para satisfacer los requisitos de seguridad o protecci髇 f韘ica, o para proteger la informaci髇 sensible por razones de propiedad industrial o de car醕ter comercial. Esos arreglos no impedir醤 al Organismo realizar las actividades necesarias para ofrecer garant韆s cre韇les de la ausencia de materiales nucleares y actividades nucleares no declarados en el lugar en cuesti髇, incluida la soluci髇 de alg鷑 interrogante relativo a la exactitud y exhaustividad de la informaci髇 a que se refiere el art韈ulo 2, o de una discrepancia relativa a esa informaci髇.

b. Un Estado podr, cuando suministre la informaci髇 a que se refiere el art韈ulo 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, un Estado podr hacer uso del acceso controlado en conformidad con lo dispuesto en el p醨rafo a. supra.

Art韈ulo 8

Nada de lo estipulado en el presente Protocolo impedir que un Estado ofrezca al Organismo acceso a lugares adicionales a los mencionados en los art韈ulos 5 y 9 ni que pida al Organismo que efect鷈 actividades de verificaci髇 en un lugar determinado. El Organismo har sin demora todos los esfuerzos razonables para actuar en respuesta a esa petici髇.

Art韈ulo 9

Cada Estado facilitar al Organismo acceso a los lugares especificados por el Organismo para realizar un muestreo ambiental de grandes zonas, y si un Estado no est en condiciones de facilitar ese acceso har todos los esfuerzos razonables para satisfacer la petici髇 del Organismo en otros lugares. El Organismo no solicitar dicho acceso hasta que la Junta haya aprobado el muestreo ambiental de grandes zonas y las disposiciones de procedimiento aplicables al mismo, as como tras la celebraci髇 de consultas entre el Organismo y el Estado concerniente.

Art韈ulo 10

a. El Organismo informar al Estado concerniente y, seg鷑 proceda, a la Comunidad sobre:

  • (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, seg鷑 proceda, a la Comunidad dentro de los sesenta d韆s siguientes al t閞mino 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, seg鷑 proceda, a la Comunidad, tan pronto como sea posible y, en cualquier caso, dentro de los treinta d韆s siguientes a la determinaci髇 de los resultados por parte del Organismo.

b. El Organismo informar al Estado concerniente y a la Comunidad de las conclusiones que haya deducido de sus actividades con arreglo al presente Protocolo. Las conclusiones se comunicar醤 anualmente.

Designaci髇 de Inspectores del Organismo

Art韈ulo 11

a.

  • i) El Director general notificar a la Comunidad y a los Estados toda aprobaci髇 por la Junta de gobernadores de la designaci髇 de funcionarios del Organismo como inspectores de salvaguardias.

    A menos que la Comunidad comunique al Director general su rechazo de ese funcionario como inspector para los Estados dentro de tres meses a contar del recibo de la notificaci髇 de la aprobaci髇 de la Junta, el inspector cuya designaci髇 se haya notificado a la Comunidad y a los Estados se considerar designado para los Estados.

  • ii) El Director general, actuando en respuesta a una petici髇 de la Comunidad o por propia iniciativa, informar inmediatamente a la Comunidad y a los Estados cuando la designaci髇 de un funcionario como inspector para los Estados haya sido retirada.

b. Las notificaciones mencionadas en el p醨rafo a. supra se considerar醤 recibidas por la Comunidad y los Estados siete d韆s despu閟 de la fecha de transmisi髇 por correo certificado de la notificaci髇 del Organismo a la Comunidad y a los Estados.

Visados

Art韈ulo 12

Cada Estado, en el plazo de un mes a contar del recibo de la correspondiente solicitud, conceder al inspector designado mencionado en la solicitud los visados apropiados de ingreso/salida y/o de tr醤sito m鷏tiples que fueran necesarios, de modo que el inspector pueda ingresar y permanecer en el territorio del Estado concerniente con la finalidad de desempe馻r sus funciones. Los visados que fueran necesarios deber醤 tener una validez m韓ima de un a駉 y se renovar醤, seg鷑 corresponda, para abarcar el per韔do de la designaci髇 del inspector para los Estados.

Arreglos subsidiarios

Art韈ulo 13

a. Cuando un Estado o la Comunidad, seg鷑 proceda, o el Organismo indique que es necesario especificar en Arreglos Subsidiarios la forma en que habr醤 de aplicarse las medidas establecidas en el presente Protocolo, este Estado, o este Estado y la Comunidad y el Organismo deber醤 acordar esos Arreglos Subsidiarios dentro de los noventa d韆s contados a partir de la entrada en vigor del presente Protocolo o, cuando la indicaci髇 de la necesidad de dichos Arreglos Subsidiarios se haga despu閟 de la entrada en vigor del presente Protocolo, dentro de los noventa d韆s contados a partir de la fecha de dicha indicaci髇.

b. Hasta que los Arreglos Subsidiarios entren en vigor, el Organismo estar facultado para aplicar las medidas establecidas en el presente Protocolo.

Sistemas de comunicaci髇

Art韈ulo 14

a. Cada Estado permitir y proteger la libre comunicaci髇 para fines oficiales del Organismo entre los inspectores del Organismo que se encuentren en ese Estado y la sede del Organismo y/o las oficinas regionales, incluidas las transmisiones, con operador y autom醫icas, de informaci髇 generada por los dispositivos de medici髇 o de contenci髇 y/o vigilancia del Organismo. El Organismo tendr derecho, previa consulta con el Estado concerniente, a utilizar sistemas de comunicaci髇 directa internacionalmente establecidos, en particular, sistemas de sat閘ite y otras formas de telecomunicaci髇 que no se utilicen en ese Estado. Cuando lo pida un Estado o el Organismo, los detalles relativos a la aplicaci髇 de este p醨rafo en ese Estado con respecto a las transmisiones, con operador o autom醫icas, de informaci髇 generada por los dispositivos de medici髇 o de contenci髇 y/o vigilancia del Organismo se especificar醤 en los Arreglos Subsidiarios.

b. En la comunicaci髇 y transmisi髇 de informaci髇 estipuladas en el p醨rafo a) supra deber tomarse debidamente en cuenta la necesidad de proteger la informaci髇 de car醕ter sensible por razones de propiedad industrial o comerciales o la informaci髇 sobre el dise駉 que el Estado concerniente considere de car醕ter especialmente sensible.

Protecci髇 de la informaci髇 confidencial

Art韈ulo 15

a. El Organismo mantendr un r間imen estricto para asegurar la protecci髇 eficaz contra la divulgaci髇 de secretos comerciales, tecnol骻icos e industriales y otras informaciones confidenciales que lleguen a su conocimiento, incluida la informaci髇 de ese tipo que llegue a conocimiento del Organismo con motivo de la aplicaci髇 del presente Protocolo.

b. El r間imen mencionado en el p醨rafo a) supra incluir, entre otras, disposiciones relativas a:

  • i) principios generales y medidas conexas para la tramitaci髇 de la informaci髇 confidencial;
  • ii) Condiciones de empleo del personal relativas a la protecci髇 de la informaci髇 confidencial;
  • iii) Procedimientos para el caso de infracci髇 o presunta infracci髇 de la confidencialidad.

c. El r間imen mencionado en el p醨rafo a) supra ser aprobado y revisado peri骴icamente por la Junta.

Anexos

Art韈ulo 16

a. Los anexos del presente Protocolo formar醤 parte integrante de 閘. Salvo para los fines de modificaci髇 de los anexos I y II, por el t閞mino 玃rotocolo utilizado en este instrumento se entender el Protocolo juntamente con sus anexos.

b. La Junta, previo asesoramiento de un grupo de trabajo de expertos de composici髇 abierta por ella establecido, podr 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 cobrar efectividad cuatro meses despu閟 de su aprobaci髇 por la Junta.

c. En el anexo III del presente Protocolo se especifica de qu manera la Comunidad y los Estados deben aplicar las medidas que establece dicho Protocolo.

Entrada en vigor

T閚gase en cuenta que el Protocolo Adicional al Acuerdo entre la Rep鷅lica de Austria, el Reino de B閘gica, el Reino de Dinamarca, la Rep鷅lica de Finlandia, la Rep鷅lica Federal de Alemania, la Rep鷅lica Hel閚ica, Irlanda, la Rep鷅lica Italiana, el Gran Ducado de Luxemburgo, el Reino de los Pa韘es Bajos, la Rep鷅lica Portuguesa, el Reino de Espa馻, el Reino de Suecia, la Comunidad Europea de la Energ韆 At髆ica y el Organismo Internacional de Energ韆 At髆ica en aplicaci髇 de los p醨rafos 1) y 4) del Art韈ulo III del Tratado sobre no proliferaci髇 de las armas nucleares (Salvaguardias), hecho en Viena el 22 de septiembre de 1998 (獴.O.E. 29 abril 2004), entr en vigor el 30 de abril de 2004 (獴.O.E. 13 agosto 2004).

Art韈ulo 17

a. El presente Protocolo entrar en vigor en la fecha en que el Organismo reciba de la Comunidad y de los Estados notificaci髇 escrita de que se han cumplido sus requisitos respectivos para su entrada en vigor.

b. Los Estados y la Comunidad podr醤 declarar, en cualquier fecha antes de que el presente Protocolo entre en vigor, que aplicar醤 el presente Protocolo provisionalmente.

c. El Director general informar prontamente a todos los Estados miembros del Organismo de cualquier declaraci髇 de aplicaci髇 provisional y de la entrada en vigor del presente Protocolo.

Definiciones

Art韈ulo 18

Para los fines del presente Protocolo:

  • a. Por 玜ctividades de investigaci髇 y desarrollo relacionadas con el ciclo del combustible nuclear se entender las actividades espec韋icamente relacionadas con cualquier aspecto de desarrollo del proceso o sistema de cualquiera de los siguientes elementos:
    • - conversi髇 de material nuclear,
    • - enriquecimiento de material nuclear,
    • - fabricaci髇 de combustible nuclear,
    • - reactores, conjuntos cr韙icos,
    • - reprocesamiento de combustible nuclear,
    • - procesamiento (con exclusi髇 del reembalaje o del acondicionamiento que no incluya la separaci髇 de elementos, para almacenamiento o disposici髇 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 investigaci髇 cient韋ica de car醕ter te髍ico o b醩ico ni con la investigaci髇 y desarrollo sobre las aplicaciones industriales de los radis髏opos, las aplicaciones de los mismos en medicina, hidrolog韆 y agricultura, los efectos en la salud y el medio ambiente o la mejora del mantenimiento.

  • b. Por 玡mplazamiento se entender el 醨ea delimitada por la Comunidad y un Estado en la pertinente informaci髇 sobre el dise駉 correspondiente a una instalaci髇, incluidas las instalaciones cerradas, y en la informaci髇 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 (閟tos quedan limitados a lugares con celdas calientes o en los que se llevaban a cabo actividades relacionadas con la conversi髇, el enriquecimiento, la fabricaci髇 o la reelaboraci髇 de combustible). El emplazamiento englobar igualmente a todas las unidades ubicadas conjuntamente en la instalaci髇 o lugar, para la prestaci髇 o uso de servicios esenciales, incluidos: celdas calientes para el procesamiento de materiales irradiados que no contengan materiales nucleares; instalaciones de tratamiento, almacenamiento y disposici髇 final de desechos; y edificios relacionados con actividades especificadas e indicadas por el Estado concerniente con apartado iv) del p醨rafo a) del art韈ulo 2 supra.
  • c. Por 玦nstalaci髇 clausurada o 玪ugar fuera de las instalaciones clausurado se entender una instalaci髇 o lugar en los que las estructuras residuales y el equipo esencial para su utilizaci髇 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 玦nstalaci髇 cerrada o 玪ugar fuera de las instalaciones cerrado se entender una instalaci髇 o lugar en el que las operaciones hayan cesado y los materiales nucleares se hayan retirado, pero que no haya sido clausurado.
  • e. Por 玼ranio muy enriquecido se entender uranio que contenga el 20% o m醩 del is髏opo uranio 235.
  • f. Por 玬uestreo ambiental espec韋ico para los lugares se entender la toma de muestras ambientales (por ejemplo, aire, agua, vegetaci髇, 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 玬uestreo ambiental de grandes zonas se entender la toma de muestras ambientales (por ejemplo, agua, vegetaci髇, 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 玬ateriales nucleares se entender cualquier material b醩ico o cualquier material fisionable especial, tal como se definen en el art韈ulo XX del Estatuto. No deber interpretarse el t閞mino material b醩ico como aplicable a minerales o residuos de minerales. Toda determinaci髇 de la Junta, adoptada con arreglo al art韈ulo XX del Estatuto tras la entrada en vigor del presente Protocolo, que aumente el n鷐ero de materiales que se considera son materiales b醩icos o materiales fisionables especiales, surtir efecto en virtud del presente Protocolo s髄o cuando sea aceptada por la Comunidad y los Estados.
  • i. Por 玦nstalaci髇 se entender:
    • i) un reactor, un conjunto cr韙ico, una planta de conversi髇, una planta de fabricaci髇, una planta de reprocesamiento, una planta de separaci髇 de is髏opos o una instalaci髇 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 玪ugar fuera de las instalaciones se entender cualquier planta o lugar, que no sea una instalaci髇, 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 p醨rafo a. del art韈ulo 2 del Protocolo

  • i) Fabricaci髇 de 玹ubos de rotores de centrifugaci髇 o montaje de 玞entrifugadoras de gas: Por 玹ubos de rotores de centrifugaci髇 se entender醤 los cilindros de paredes delgadas descritos en el punto 5.1.1.b) del anexo II.

    Por 玞entrifugadoras de gas se entender醤 las centrifugadoras descritas en la Nota introductoria del punto 5.1 del anexo II.

  • ii) Fabricaci髇 de 玝arreras de difusi髇: Por 玝arreras de difusi髇 se entender醤 los filtros finos, porosos, descritos en el punto 5.3.1.a) del anexo II.
  • iii) Fabricaci髇 o montaje de 玸istemas basados en l醩er: Por 玸istemas basados en l醩er se entender醤 los sistemas que llevan incorporados los art韈ulos descritos en el punto 5.7 del anexo II.
  • iv) Fabricaci髇 o montaje de 玸eparadores electromagn閠icos de is髏opos: Por 玸eparadores electromagn閠icos de is髏opos se entender醤 los art韈ulos 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) Fabricaci髇 o montaje de 玞olumnas o equipo de extracci髇: Por 玞olumnas o equipo de extracci髇 se entender醤 los art韈ulos 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) Fabricaci髇 de 玹oberas o tubos vorticales para separaci髇 aerodin醡ica: Por 玹oberas o tubos vorticales para separaci髇 aerodin醡ica se entender醤 las toberas y tubos vorticales para separaci髇 descritos, respectivamente, en los puntos 5.5.1 y 5.5.2 del anexo II.
  • vii) Fabricaci髇 o montaje de 玸istemas de generaci髇 de plasma de uranio: Por 玸istemas de generaci髇 de plasma de uranio se entender醤 los sistemas de generaci髇 de plasma de uranio descritos en el punto 5.8.3 del anexo II.
  • viii) Fabricaci髇 de 玹ubos de circonio: Por 玹ubos de circonio se entender醤 los tubos descritos en el punto 1.6 del anexo II.
  • ix) Fabricaci髇 o depuraci髇 de 玜gua pesada o deuterio: Por 玜gua pesada o deuterio se entender el deuterio, el agua pesada (髕ido de deuterio) y cualquier otro compuesto de deuterio en que la raz髇 醫omos de deuterio/醫omos de hidr骻eno exceda de 1:5.000.
  • x) Fabricaci髇 de 玤rafito de pureza nuclear: Por 玤rafito de pureza nuclear se entender grafito con un grado de pureza superior a 5 partes por mill髇 de boro equivalente y con una densidad superior a 1,50 g/cm.
  • xi) Fabricaci髇 de 玞ofres para combustible irradiado: Por 玞ofre para combustible irradiado se entender una vasija para el transporte y/o almacenamiento de combustible irradiado que ofrece protecci髇 qu韒ica, t閞mica y radiol骻ica, y disipa el calor de desintegraci髇 durante la manipulaci髇, el transporte y el almacenamiento.
  • xii) Fabricaci髇 de 玝arras de control para reactores: Por 玝arras de control para reactores se entender醤 las barras descritas en el punto 1.4 del anexo II.
  • xiii) Fabricaci髇 de 玹anques y recipientes a prueba del riesgo de criticidad: Por 玹anques y recipientes a prueba del riesgo de criticidad se entender醤 los art韈ulos descritos en los puntos 3.2 y 3.4 del anexo II.
  • xiv) Fabricaci髇 de 玬醧uinas trozadoras de elementos combustibles irradiados: Por 玬醧uinas trozadoras de elementos combustibles irradiados se entender el equipo descrito en el punto 3.1 del anexo II.
  • xv) Construcci髇 de 玞eldas calientes: Por 玞eldas calientes se entender una celda o celdas interconectadas con un volumen total de 6 m y un blindaje igual o superior al equivalente de 0,5 m de hormig髇, con una densidad de 3,2 g/cm, o mayor, dotada de equipo.

ANEXO II

Lista de equipo y materiales no nucleares especificados para notificar las exportaciones e importaciones con arreglo al apartado ix) del p醨rafo a. del art韈ulo 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 reacci髇 de fisi髇 en cadena autosostenida, excluidos los reactores de energ韆 nula, quedando definidos estos 鷏timos como aquellos reactores con un 韓dice te髍ico m醲imo de producci髇 de plutonio no superior a 100 gramos al a駉.

Nota explicativa

Un 玶eactor nuclear comprende fundamentalmente todos los dispositivos que se encuentran en el interior de la vasija del reactor o que est醤 conectados directamente con ella, el equipo que regula el nivel de potencia en el n鷆leo, y los componentes que normalmente contienen el refrigerante primario del n鷆leo del reactor o que est醤 directamente en contacto con dicho refrigerante o lo regulan.

No se pretende excluir a los reactores que podr韆n razonablemente ser susceptibles de modificaci髇 para producir cantidades considerablemente superiores a 100 gramos de plutonio al a駉.

Los reactores dise馻dos para funcionar en r間imen continuo a niveles considerables de potencia no se considerar醤 como 玶eactores de energ韆 nula cualquiera que sea su capacidad de producci髇 de plutonio.

1.2. Vasijas de presi髇 de reactores.

Vasijas met醠icas, bien como unidades completas o bien en forma de piezas importantes fabricadas en taller para las mismas, que est閚 especialmente concebidas o preparadas para contener el n鷆leo de un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1 y sean capaces de resistir la presi髇 de trabajo del refrigerante primario.

Nota explicativa

Una placa que recubre la parte superior de una vasija de presi髇 de un reactor queda comprendida en el concepto indicado en el p醨rafo 1.2 como pieza importante fabricada en taller para una vasija de presi髇.

Los dispositivos interiores del reactor (por ejemplo: columnas y placas de apoyo del n鷆leo y otros dispositivos interiores de la vasija, tubos-gu韆 para las barras de control, blindajes t閞micos, placas deflectoras, placas para el reticulado del n鷆leo, placas difusoras, etc.) los suministra normalmente el propio proveedor del reactor.

En algunos casos, determinados componentes auxiliares internos quedan incluidos en la fabricaci髇 de la vasija de presi髇. Estos componentes son de importancia suficientemente cr韙ica para la seguridad y la fiabilidad del funcionamiento del reactor (y, por lo tanto, para la garant韆 y responsabilidad del proveedor de 閟te) de manera que su suministro al margen del contrato b醩ico para la entrega del reactor propiamente dicho no constituir韆 una pr醕tica usual. Por lo tanto, aunque el suministro por separado de estos componentes 鷑icos especialmente concebidos y preparados, de importancia cr韙ica, de gran tama駉 y elevado costo no habr韆 necesariamente de considerarse como una operaci髇 fuera del 醡bito de la prevista respecto de este concepto, tal modalidad de suministro se considera improbable.

1.3. M醧uinas para la carga y descarga del combustible en los reactores.

Equipo de manipulaci髇 especialmente concebido o preparado para insertar o extraer el combustible en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1, con el que sea posible cargar el combustible con el reactor en funcionamiento o que incluya caracter韘ticas de disposici髇 o alineaci髇 t閏nicamente complejas que permitan realizar operaciones complicadas de carga de combustible con el reactor parado tales como aquellas en las que normalmente no es posible la visi髇 directa del combustible o el acceso a 閟te.

1.4. Barras de control para reactores.

Barras especialmente concebidas o preparadas para el control de la velocidad de reacci髇 en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1.

Nota explicativa

Esta partida de equipo comprende, adem醩 de aquella parte de la barra de control consistente en el material absorbedor de neutrones, las estructuras de apoyo o suspensi髇 de la misma si se las suministra por separado.

1.5. Tubos de presi髇 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 p醨rafo 1.1, a una presi髇 de trabajo superior a 5,1 MPa (740 psi).

1.6. Tubos de circonio.

Circonio met醠ico y aleaciones de circonio en forma de tubos o conjuntos de tubos, y en cantidades que excedan de 500 kg en cualquier per韔do de doce meses, especialmente concebidos o preparados para su utilizaci髇 en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1, y en los que la raz髇 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 l韖uido como refrigerante primario de reactores nucleares conforme se les define en el anterior p醨rafo 1.1.

Nota explicativa

Las bombas especialmente dise馻das o preparadas pueden comprender sistemas complejos de estanqueidad sencilla o m鷏tiple para impedir las fugas del refrigerante primario, bombas de rotor blindado y bombas con sistemas de masa inercial. Esta definici髇 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 (髕ido de deuterio) y cualquier otro compuesto de deuterio en el que la raz髇 deuterio/醫omos de hidr骻eno exceda de 1:5000, para su utilizaci髇 en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1, en cantidades que excedan de 200 kg de 醫omos de deuterio, para un mismo pa韘 destinatario dentro de un mismo per韔do de 12 meses.

2.2. Grafito de pureza nuclear.

Grafito con un nivel de pureza superior a 5 partes por mill髇 de boro equivalente y con una densidad superior a 1,50 g/cm, para su utilizaci髇 en un reactor nuclear conforme se le define en el anterior p醨rafo 1.1, en cantidades que excedan de 3 104 kg (30 toneladas m閠ricas) para un mismo pa韘 destinatario dentro de un mismo per韔do de 12 meses.

Nota

Al efecto de notificaci髇, el Gobierno determinar si las exportaciones de grafito que cumplan las especificaciones anteriores son o no para su utilizaci髇 en un reactor nuclear.

3. Plantas para la reelaboraci髇 de elementos combustibles irradiados, y equipo especialmente concebido o preparado para dicha operaci髇

Nota introductoria

En la reelaboraci髇 del combustible nuclear irradiado, el plutonio y el uranio se separan de los productos de fisi髇 intensamente radiactivos y de otros elementos transur醤icos. Esta separaci髇 puede lograrse mediante diferentes procesos t閏nicos. Sin embargo, al cabo de cierto n鷐ero de a駉s el proceso Purex se ha acreditado y extendido m醩 que los dem醩. Entra馻 este proceso la disoluci髇 del combustible nuclear irradiado en 醕ido n韙rico, seguida de la separaci髇 del uranio, el plutonio y los productos de la fisi髇 mediante la extracci髇 con disolventes empleando una mezcla de fosfato de tributilo en un diluyente org醤ico.

Las instalaciones Purex tienen funciones de proceso similares entre s, incluyendo las siguientes: troceado de los elementos combustibles irradiados, lixiviaci髇 del combustible, extracci髇 con disolventes y almacenamiento de licores de proceso. Puede haber asimismo equipo para otras operaciones, tales como la desnitrificaci髇 t閞mica del nitrato de uranio, la conversi髇 del nitrato de plutonio en 髕ido o metal, y el tratamiento del licor de desecho de los productos de fisi髇 para darle forma que se preste al almacenamiento o a la evacuaci髇 por largo plazo. No obstante, el tipo y la configuraci髇 espec韋icos 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 reelaborar y el destino que se quiera dar a los materiales recuperados, adem醩 de las consideraciones de seguridad y de mantenimiento que hayan orientado el dise駉 de cada instalaci髇.

Una 玴lanta para la reelaboraci髇 de elementos combustibles irradiados comprende el equipo y los componentes que normalmente est醤 en contacto directo con las principales corrientes de tratamiento de los materiales nucleares y productos de fisi髇 y las controlan directamente.

Estos procesos, incluidos los sistemas completos para la conversi髇 de plutonio y la producci髇 de plutonio metal, pueden identificarse mediante las medidas tomadas para evitar la criticidad (p. ej., mediante la geometr韆), la exposici髇 a las radiaciones (p. ej., mediante el blindaje) y los riesgos de toxicidad (p. ej., mediante la contenci髇).

Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase 珁 equipo especialmente concebido o preparado para la reelaboraci髇 de elementos combustibles irradiados comprenden:

3.1. M醧uinas trozadoras de elementos combustibles irradiados.

Nota introductoria

Este equipo rompe la vaina del elemento combustible y expone as a la acci髇 lixiviadora el material nuclear irradiado. Para esta operaci髇 suelen emplearse cizallas met醠icas de dise駉 especial, aunque puede utilizarse equipo avanzado, como los l醩er, por ejemplo.

Equipo teleaccionado especialmente concebido o preparado para su utilizaci髇 en una planta de reelaboraci髇 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 lixiviaci髇.

Nota introductoria

Estos recipientes suelen recibir el combustible gastado troceado. En estos recipientes, a prueba de criticidad, el material nuclear irradiado se lixivia con 醕ido n韙rico, y los fragmentos de vainas remanentes se eliminan del circuito del proceso.

Tanques a prueba del riesgo de criticidad (por ejemplo: tanques de peque駉 di醡etro, anulares o de placas) especialmente concebidos o preparados para su utilizaci髇 en una planta de reelaboraci髇 conforme se la describe anteriormente, destinados a la operaci髇 de disoluci髇 de combustible nuclear irradiado, capaces de resistir la presencia de un l韖uido 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 extracci髇 con disolventes.

Nota introductoria

Estos extractores reciben la soluci髇 de combustible irradiado proveniente de los recipientes de lixiviaci髇 y tambi閚 la soluci髇 org醤ica que separa el uranio, el plutonio y los productos de fisi髇. El equipo para la extracci髇 con disolventes suele dise馻rse para cumplir par醡etros de operaci髇 rigurosos, tales como prolongada vida 鷗il sin necesidad de mantenimiento, o bien gran sustituibilidad, sencillez de funcionamiento y de regulaci髇, y flexibilidad frente a las variaciones de las condiciones del proceso.

Son extractores por disolvente especialmente dise馻dos o preparados, como por ejemplo las columnas pulsantes o de relleno, mezcladores-sedimentadores, o contactadores centr韋ugos para el empleo en una planta de reelaboraci髇 de combustible irradiado. Los extractores por disolvente deben ser resistentes a los efectos corrosivos del 醕ido n韙rico. Los extractores por disolvente suelen construirse con arreglo a normas sumamente estrictas (incluidas soldaduras especiales y t閏nicas especiales de inspecci髇, control de calidad y garant韆 de calidad) con aceros inoxidables al carbono, titanio, circonio u otros materiales de alta calidad.

3.4. Recipientes de retenci髇 o almacenamiento qu韒ico.

Nota introductoria

De la etapa de extracci髇 mediante disolvente se derivan tres circuitos principales de licor de proceso. Para el tratamiento ulterior de estos tres circuitos se emplean recipientes de retenci髇 o almacenamiento, de la manera siguiente:

  • a) La soluci髇 de nitrato de uranio puro se concentra por evaporaci髇 y se hace pasar a un proceso de desnitrificaci髇 en el que se convierte en 髕ido de uranio. Este 髕ido se reutiliza en el ciclo del combustible nuclear.
  • b) La soluci髇 de productos de fisi髇 intensamente radiactivos suele concentrarse por evaporaci髇 y almacenarse como concentrado l韖uido. Este concentrado puede luego ser evaporado y convertido a una forma adecuada para el almacenamiento o la evacuaci髇.
  • c) La soluci髇 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 retenci髇 o almacenamiento destinados a las soluciones de plutonio est醤 dise馻dos para evitar problemas de criticidad resultantes de cambios en la concentraci髇 y en la forma de este circuito.

Recipientes de retenci髇 o de almacenamiento especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de reelaboraci髇 de combustible irradiado. Los recipientes de retenci髇 o almacenamiento deben ser resistentes al efecto corrosivo del 醕ido n韙rico. Suelen construirse con materiales tales como aceros inoxidables bajos en carbono, titanio, circonio, u otros materiales de alta calidad. Los recipientes de retenci髇 o almacenamiento pueden dise馻rse para la manipulaci髇 y el mantenimiento por control remoto, y pueden tener las siguientes caracter韘ticas 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 di醡etro m醲imo de 175 mm (7 pulgadas) en el caso de recipientes cil韓dricos, o bien
  • 3) un ancho m醲imo de 75 mm (3 pulgadas) en el caso de recipientes anulares o planos.

3.5. Sistema de conversi髇 del nitrato de plutonio en 髕ido.

Nota introductoria

En la mayor韆 de las instalaciones de reelaboraci髇, este proceso final entra馻 la conversi髇 de la soluci髇 de nitrato de plutonio en di髕ido de plutonio. Las operaciones principales de este proceso son las siguientes: ajuste, con posibilidad de almacenamiento, de la disoluci髇 de alimentaci髇 del proceso, precipitaci髇 y separaci髇 s髄ido/licor, calcinaci髇, manipulaci髇 del producto, ventilaci髇, gesti髇 de desechos, y control del proceso.

Se trata de sistemas completos especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 de nitrato de plutonio en 髕ido de plutonio, especialmente adaptados para evitar los efectos de la criticidad y de las radiaciones, y para minimizar los riesgos de toxicidad.

3.6. Sistema de conversi髇 de 髕ido de plutonio en metal.

Nota introductoria

Este proceso, que puede vincularse a una instalaci髇 de reelaboraci髇, entra馻 la fluoraci髇 del di髕ido de plutonio, que suele efectuarse con fluoruro de hidr骻eno sumamente corrosivo, para obtener fluoruro de plutonio, que luego se reduce empleando calcio metal de gran pureza a fin de obtener plutonio met醠ico y escoria de fluoruro de calcio. Las principales operaciones de este proceso son las siguientes: fluoraci髇 (p. ej., mediante equipo construido o revestido interiormente con un metal precioso), reducci髇 con metales (p. ej., empleando crisoles de material cer醡ico), recuperaci髇 de escoria, manipulaci髇 del producto, ventilaci髇, gesti髇 de desechos, y control del proceso.

Son sistemas completos especialmente dise馻dos o preparados para la producci髇 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 fabricaci髇 de elementos combustibles

Una 玴lanta para la fabricaci髇 de elementos combustibles comprende:

  • a) el equipo que normalmente est en contacto directo con la corriente de producci髇 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 separaci髇 de is髏opos del uranio y equipo, distinto de los instrumentos de an醠isis, especialmente concebido o preparado para ello

Las partidas de equipo que se consideran incluidas en la frase 玡quipo, distinto de los instrumentos de an醠isis, especialmente concebido o preparado para la separaci髇 de is髏opos del uranio comprenden:

5.1. Centrifugadoras de gas y conjuntos y componentes especialmente dise馻dos 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 di醡etro de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas), contenidos en un vac韔 y sometidos a un movimiento rotatorio que produce elevada velocidad perif閞ica del orden de 300 m/s o m醩; el eje central del cilindro es vertical. A fin de conseguir una elevada velocidad de rotaci髇, los materiales de construcci髇 de los componentes rotatorios deben poseer una elevada raz髇 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 c醡ara 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 c醡ara del mismo. Tambi閚 contenidos en el medio vac韔 se encuentra un n鷐ero de elementos importantes no rotatorios los que, aunque de dise駉 especial, no son dif韈iles de fabricar ni emplean materiales muy especiales. Sin embargo, una instalaci髇 de centrifugaci髇 necesita un gran n鷐ero de dichos componentes, de modo que las cantidades de los mismos pueden constituir una importante indicaci髇 del uso a que se destinan.

5.1.1. Componentes rotatorios:

  • a) Conjuntos rotores completos: Cilindros de paredes delgadas, o un n鷐ero de tales cilindros interconectados, construidos con uno de los materiales de elevada raz髇 resistencia/densidad descritos en la Nota explicativa de esta Secci髇. Cuando se hallan interconectados, los cilindros est醤 unidos por fuelles flexibles o anillos seg鷑 se describe en la Secci髇 5.1.1 c) infra. El rotor est provisto de una o varias pantallas internas y tapas terminales seg鷑 se describe en la Secci髇 5.1.1 d) y e), en su forma final. Sin embargo, el conjunto completo se puede tambi閚 entregar s髄o parcialmente montado.
  • b) Tubos de rotores: Cilindros de paredes delgadas especialmente dise馻dos o preparados, con su espesor de 12 mm (0,5 pulgadas) o menos, un di醡etro de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas), construidos con uno de los materiales de elevada raz髇 resistencia/densidad descritos en la Nota explicativa de esta Secci髇.
  • c) Anillos o fuelles: Componentes especialmente dise馻dos 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 di醡etro de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas), de forma convolutiva, construidos con uno de los materiales de elevada raz髇 resistencia/densidad descritos en la Nota explicativa de esta Secci髇.
  • d) Pantallas: Componentes en forma de disco de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas) de di醡etro especialmente dise馻dos o preparados para ser montados dentro del tubo rotor de la centrifugadora a fin de aislar la c醡ara de toma de la c醡ara principal de separaci髇 y, en algunos casos, de facilitar la circulaci髇 del gas de UF6 dentro de la c醡ara principal de separaci髇 del tubo rotor; est醤 construidos con uno de los materiales de elevada raz髇 resistencia/densidad descritos en la Nota explicativa de esta Secci髇.
  • e) Tapas superiores/tapas inferiores: Componentes en forma de disco de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas) de di醡etro especialmente dise馻dos o preparados para ajustarse a los extremos del tubo rotor y contener as 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); est醤 construidos con uno de los materiales de elevada raz髇 resistencia/densidad descritos en la Nota explicativa de esta Secci髇.

Nota explicativa

Los materiales usados para los componentes rotatorios de la centrifugadora son:

  • a) Acero martens韙ico capaz de una resistencia l韒ite a la tracci髇 de 2,05 109 N/m (300 000 psi) o m醩;
  • b) Aleaciones de aluminio capaces de una resistencia l韒ite a la tracci髇 de 0,46 109 N/m (67 000 psi) o m醩;
  • c) Materiales filamentosos apropiados para su uso en estructuras compuestas y que poseen un m骴ulo espec韋ico de 12,3 106 m o mayor, y una resistencia l韒ite a la tracci髇 de 0,3 106 m o m醩 (玀骴ulo espec韋ico es el M骴ulo de Young en N/m dividido por el peso espec韋ico en N/m; 玆esistencia l韒ite a la tracci髇 espec韋ica es la resistencia l韒ite a la tracci髇 en N/m dividida por el peso espec韋ico en N/m).

5.1.2. Componentes est醫icos:

  • a) Soportes magn閠icos de suspensi髇: Conjuntos de suspensi髇 especialmente dise馻dos o preparados consistentes en un electroim醤 anular suspendido en un marco que contiene un medio amortiguador. El marco se construye con un material resistente al UF6 (v閍se la Nota explicativa de la Secci髇 5.2). El im醤 se acopla con una pieza polo o con un segundo im醤 ajustado a la tapa superior descrita en la Secci髇 5.1.1 e). El im醤 puede tener forma anular con una relaci髇 menor o igual a 1,6 : 1 entre el di醡etro exterior y el interior. El im醤 puede presentar una forma con una permeabilidad inicial de 0,15 H/m (120 000 en unidades CGS) o m醩, o una remanencia de 98,5% o m醩, o un producto de energ韆 de m醩 de 80 kJ/m (107 gauss-oersteds). Adem醩 de las propiedades usuales de los materiales, es requisito esencial que la desviaci髇 de los ejes magn閠icos respecto de los geom閠ricos no exceda de muy peque馻s tolerancias (menos de 0,1 mm o 0,004 pulgadas) y que la homogeneidad del material del im醤 sea muy elevada.
  • b) Soportes/amortiguadores: Soportes especialmente dise馻dos 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 Secci髇 5.1.1 e). Este pivote tambi閚 puede tener un soporte hidrodin醡ico. La copa es una pastilla configurada con una indentaci髇 semiesf閞ica en una de sus superficies. Esos dos componentes se acomodan a menudo separadamente en el amortiguador.
  • c) Bombas moleculares: Cilindros especialmente preparados o dise馻dos con surcos helicoidales maquinados o extruidos y paredes interiores maquinadas. Las dimensiones t韕icas son las siguientes: de 75 mm (3 pulgadas) a 400 mm (16 pulgadas) de di醡etro interno; 10 mm (0,4 pulgadas) m醩 de espesor de pared; raz髇 longitud/di醡etro 1 : 1. Los surcos tienen generalmente secci髇 rectangular y 2 mm (0,08 pulgadas) o m醩 de profundidad.
  • d) Estatores de motores: Estatores de forma anular especialmente dise馻dos o preparados para motores multif醩icos de alta velocidad de corriente alterna por hist閞esis (o reluctancia) para su funcionamiento sincr髇ico en un vac韔 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 multif醩icos sobre un n鷆leo de hierro de baja p閞dida compuesto de finas capas de un espesor t韕ico de 2,0 mm (0,08 pulgadas) o menos.
  • e) Recipientes/cajas de centrifugadoras: Componentes especialmente dise馻dos o preparados para alojar un conjunto de tubos rotores de una centrifugadora de gas. La caja est formada por un cilindro r韌ido, siendo el espesor de la pared de hasta 30 mm (1,2 pulgadas), con los extremos maquinados con precisi髇 para contener los soportes y con una o varias bridas para el montaje. Los extremos maquinados son paralelos entre s y perpendiculares al eje longitudinal del cilindro con una desviaci髇 de 0,05 grados o menos. La caja puede ser tambi閚 una estructura alveolar para contener varios tubos o rotores. Las cajas est醤 construidas o revestidas con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6.
  • f) Paletas: Tubos especialmente dise馻dos o preparados de hasta 12 mm (0,5 pulgadas) de di醡etro interno para la extracci髇 del UF6 gaseoso del tubo rotor por acci髇 de un tubo de Pitot (es decir, su abertura desemboca en el flujo de gas perif閞ico 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 extracci髇 de gas. Los tubos est醤 fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6.

5.2. Sistemas, equipo y componentes auxiliares especialmente dise馻dos o preparados para plantas de enriquecimiento por centrifugaci髇 gaseosa.

Nota introductoria

Los sistemas, equipo y componentes auxiliares para una planta de enriquecimiento por centrifugaci髇 gaseosa son los que se necesitan en una instalaci髇 para alimentar UF6 a las centrifugadoras, conectar entre s las centrifugadoras individuales para que formen cascadas (o etapas) que conduzcan a valores progresivamente elevados de enriquecimiento y para extraer el 玴roducto y las 玞olas del UF6 de las centrifugadoras; tambi閚 se incluye en esta categor韆 el equipo necesario para propulsar las centrifugadoras y para el control de la maquinaria.

Normalmente, el UF6 se evapora a partir de su fase s髄ida mediante la utilizaci髇 de autoclaves y se distribuye en forma gaseosa a las centrifugadoras por medio de un sistema de tuber韆s provisto de cabezales y configurado en cascadas. El 玴roducto y las 玞olas pasan tambi閚 por un tal sistema a trampas fr韆s [que funcionan a unos 203 K (- 70篊)], 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 tambi閚 muchos kil髆etros de tuber韆s con millares de soldaduras y una considerable repetici髇 de configuraciones. El equipo, componentes y sistemas de tuber韆s deben construirse de modo que se obtenga un muy elevado grado de vac韔 y de limpieza de trabajo.

5.2.1. Sistemas de alimentaci髇 y de extracci髇 del producto y de las colas.

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para el proceso, en particular:

Autoclaves de alimentaci髇 (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 m醩;

Desublimadores (o trampas fr韆s) utilizados para extraer el UF6 de las cascadas a hasta 3 kPa (0,5 psi) de presi髇. Los desublimadores pueden enfriarse hasta 203 K (- 70篊) y calentarse hasta 343 K (70篊);

Estaciones para el 玴roducto y las 玞olas, utilizadas para introducir el UF6 en recipientes.

Estos componentes, equipo y tuber韆s est醤 enteramente construidos o recubiertos de materiales resistentes al UF6 (v閍se la Nota explicativa de esta Secci髇) y deben fabricarse de modo que se obtenga un muy elevado grado de vac韔 y de limpieza de trabajo.

5.2.2. Sistemas de tuber韆s con cabezales configurados en cascadas.

Sistemas de tuber韆s y cabezales especialmente dise馻dos o preparados para dirigir el UF6 en las centrifugadoras en cascada. Esta red de tuber韆s es normalmente del tipo de cabezal 玹riple y cada centrifugadora se halla conectada a cada uno de los cabezales. Por lo tanto, su configuraci髇 se repite considerablemente. Est enteramente construida con materiales resistentes al UF6 (v閍se la Nota explicativa de esta Secci髇) y debe fabricarse de modo que se obtenga un muy elevado grado de vac韔 y de limpieza de trabajo.

5.2.3. Espectr髆etros de masa para UF6/fuentes i髇icas.

Espectr髆etros de masa magn閠icos o cuadripolares especialmente dise馻dos o preparados, capaces de tomar 玡n l韓ea muestras de material de alimentaci髇, del producto o de las colas, a partir de la corriente del gas UF6 y que posean todas las caracter韘ticas siguientes:

  • 1. Resoluci髇 unitaria para masas superior a 320.
  • 2. Fuentes i髇icas construidas o recubiertas con cromon韖uel, metal monel o galvanoniquelado.
  • 3. Fuentes de ionizaci髇 de bombardeo electr髇ico.
  • 4. Se hallan provistos de un sistema colector apropiado para el an醠isis isot髉ico.

5.2.4. Cambiadores de frecuencia.

Cambiadores de frecuencia (denominados tambi閚 convertidores o invertidores) especialmente dise馻dos o preparados para alimentar los estatores de motores seg鷑 se definen en la Secci髇 5.1.2 d); o partes componentes y subconjuntos de tales cambiadores de frecuencia que posean todas las caracter韘ticas siguientes:

  • 1. Una potencia multif醩ica de 600 a 2 000 Hz;
  • 2. Elevada estabilidad (con control de frecuencia superior a 0,1%);
  • 3. Baja distorsi髇 arm髇ica (menos de 2%);
  • 4. Eficiencia superior a 80%.

Nota explicativa

Los art韈ulos 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 corrosi髇 por el UF6 incluyen el acero inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, el n韖uel y las aleaciones que contengan 60% o m醩 de n韖uel.

5.3. Unidades especialmente dise馻das o preparadas y partes componentes para ser usadas en procesos de enriquecimiento por difusi髇 gaseosa.

Nota introductoria

En el m閠odo de difusi髇 gaseosa para la separaci髇 de los is髏opos de uranio, la principal unidad tecnol骻ica consiste en una barrera porosa especial para la difusi髇 gaseosa, un intercambiador de calor para enfriar el gas (que ha sido calentado por el proceso de compresi髇), v醠vulas de estanqueidad y de control, y tuber韆s. Puesto que la tecnolog韆 de difusi髇 gaseosa utiliza el hexafluoruro de uranio (UF6), todo el equipo, tuber韆s 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 instalaci髇 de difusi髇 gaseosa requiere determinado n鷐ero de unidades de este tipo, de modo que dicho n鷐ero puede proporcionar indicaciones importantes respecto del uso final.

5.3.1. Barreras de difusi髇 gaseosa.

  • a) Filtros finos, especialmente dise馻dos o preparados, porosos, cuyos poros tengan un di醡etro 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 di醡etro de 25 mm (1 pulgada) o menos, fabricados con metales, pol韒eros o materiales cer醡icos resistentes a la acci髇 corrosiva del UF6, y
  • b) compuestos s髄idos o en polvo especialmente preparados para la manufactura de tales filtros. Estos compuestos y polvos incluyen el n韖uel o aleaciones que contengan un 60% o m醩 de n韖uel, 髕ido de aluminio, o pol韒eros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6, cuya pureza sea del 99,9% o m醩, y con un tama駉 de part韈ulas inferior a 10 micr髆etros y un alto grado de uniformidad en cuanto al tama駉 de las part韈ulas, especialmente preparados para la manufactura de barreras de difusi髇 gaseosa.

5.3.2. Cajas de difusores gaseosos.

Vasijas cil韓dricas especialmente dise馻das o preparadas, herm閠icamente cerradas, con un di醡etro superior a 300 mm (12 pulgadas) y una longitud superior a 900 mm (35 pulgadas), o vasijas rectangulares de dimensiones comparables, dotadas de una conexi髇 de entrada y dos conexiones de salida, todas 閟tas con un di醡etro superior a 50 mm (2 pulgadas), para contener una barrera de difusi髇 gaseosa, hecha o recubierta con un metal resistente al UF6 y dise馻da para ser instalada en posici髇 horizontal o vertical.

5.3.3. Compresores y sopladores de gas.

Compresores axiales, centr韋ugos o volum閠ricos, o sopladores de gas especialmente dise馻dos o preparados, con un volumen de capacidad de succi髇 de 1 m/min, o m醩, de UF6, y con una presi髇 de descarga de hasta varios centenares de kPa (100 psi), dise馻dos para operaciones a largo plazo en contacto con UF6 gaseoso con o sin un motor el閏trico de potencia apropiada, as como unidades aut髇omas de compresi髇 o soplado de gas. Estos compresores y sopladores de gas presentan una relaci髇 de presi髇 de entre 2 : 1 y 6 : 1 y est醤 hechos o recubiertos de materiales resistentes al UF6 gaseoso.

5.3.4. Obturadores para ejes de rotaci髇.

Obturadores de vac韔 especialmente dise馻dos 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 propulsi髇 para asegurar que el sistema disponga de un sellado fiable a fin de evitar que se infiltre aire en la c醡ara interior del compresor o del soplador de gas que est llena de UF6. Normalmente tales obturadores est醤 dise馻dos para una tasa de infiltraci髇 de gas separador inferior a 1 000 cm/min (60 pulgadas/min).

5.3.5. Intercambiadores de calor para enfriamiento del UF6.

Intercambiadores de calor especialmente dise馻dos o preparados, fabricados con o recubiertos con materiales resistentes al UF6 (excepto el acero inoxidable) o con cobre o cualquier combinaci髇 de dichos metales, y concebidos para una tasa de cambio de presi髇 por p閞dida inferior a 10 Pa (0,0015 psi) por hora con una diferencia de presi髇 de 100 kPa (15 psi).

5.4. Sistemas auxiliares, equipo y componentes especialmente dise馻dos o preparados para ser usados en procesos de enriquecimiento por difusi髇 gaseosa.

Nota introductoria

Los sistemas auxiliares, equipo y componentes para plantas de enriquecimiento por difusi髇 gaseosa son los sistemas necesarios para introducir el UF6 en los elementos de difusi髇 gaseosa y unir entre s cada elemento para formar cascadas (o etapas) que permitan el progresivo enriquecimiento y la extracci髇, de dichas cascadas, del 玴roducto y las 玞olas de UF6. Debido al elevado car醕ter inercial de las cascadas de difusi髇, cualquier interrupci髇 en su funcionamiento y especialmente su parada trae consigo graves consecuencias. Por lo tanto, el mantenimiento estricto y constante del vac韔 en todos los sistemas tecnol骻icos, la protecci髇 autom醫ica contra accidentes y una muy precisa regulaci髇 autom醫ica del flujo de gas revisten la mayor importancia en una planta de difusi髇 gaseosa. Todo ello tiene por consecuencia la necesidad de equipar la planta con un gran n鷐ero de sistemas especiales de medici髇, regulaci髇 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 tuber韆s de alimentaci髇 en cascada. Las corrientes gaseosas de UF6 玴roducto y 玞olas, que fluyen de los puntos de salida de las unidades, son conducidas por medio de tuber韆s hacia trampas fr韆s o hacia unidades de compresi髇, 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 difusi髇 gaseosa se compone de un gran n鷐ero de unidades de difusi髇 gaseosa dispuestas en cascadas, 閟tas presentan muchos kil髆etros de tubos de alimentaci髇 de cascada que a su vez presentan miles de soldaduras con un n鷐ero considerable de repeticiones en su disposici髇. El equipo, los componentes y los sistemas de tuber韆 se fabrican de manera que satisfagan normas muy estrictas en cuanto a vac韔 y limpieza.

5.4.1. Sistemas de alimentaci髇/sistemas de extracci髇 de producto y colas.

Sistemas de operaciones especialmente dise馻dos o preparados, capaces de funcionar a presiones de 300 kPa (45 psi) o inferiores incluyendo:

Autoclaves de alimentaci髇 (o sistemas), que se usan para introducir el UF6 a la cascada de difusi髇 gaseosa.

Desublimadores (o trampas fr韆s) utilizados para extraer el UF6 de las cascadas de difusi髇.

Estaciones de licuefacci髇 en las que el UF6 gaseoso procedente de la cascada es comprimido y enfriado para obtener UF6 l韖uido.

Estaciones de 玴roducto o 玞olas usadas para el traspaso del UF6 hacia los contenedores.

5.4.2. Sistemas de tuber韆 de cabecera.

Sistemas de tuber韆 y sistema de cabecera especialmente dise馻dos o preparados para transportar el UF6 dentro de las cascadas de difusi髇 gaseosa. Normalmente, dicha red de tuber韆s forma parte del sistema de 玠oble cabecera en el que cada unidad est conectada a cada una de las cabeceras.

5.4.3. Sistemas de vac韔.

  • a) Distribuidores grandes de vac韔, colectores de vac韔 y bombas de vac韔, especialmente dise馻dos o preparados, cuya capacidad m韓ima de succi髇 sea de 5 m/min (175 pies/min).
  • b) Bombas de vac韔 especialmente dise馻das para funcionar en medios de UF6, fabricadas o recubiertas de aluminio, n韖uel o aleaciones cuyo componente en n韖uel 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. V醠vulas especiales de cierre y control.

V醠vulas especiales de fuelle de cierre y de control, manuales o autom醫icas, especialmente dise馻das o preparadas, fabricadas con materiales resistentes al UF6, con di醡etros de 40 mm a 1.500 mm (1,5 a 59 pulgadas) para su instalaci髇 en los sistemas principal y auxiliares de plantas de enriquecimiento por difusi髇 gaseosa.

5.4.5. Espectr髆etros de masas para UF6/fuentes de iones.

Espectr髆etros de masas magn閠icos o cuadr韕olos, especialmente dise馻dos o preparados, capaces de tomar muestras 玡n l韓ea de material de alimentaci髇, producto o colas, de flujos de UF6 gaseoso y que presenten todas las caracter韘ticas siguientes:

  • 1. Resoluci髇 unitaria para masa mayor de 320.
  • 2. Fuentes i髇icas construidas o recubiertas de cromon韖uel o metal monel o niqueladas.
  • 3. Fuentes de ionizaci髇 por bombardeo de electrones.
  • 4. Sistema colector apropiado de an醠isis isot髉ico.

Nota explicativa

Los art韈ulos 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 est醤 fabricadas o recubiertas con materiales resistentes al UF6. Por lo que toca a las secciones relativas a los elementos de equipo para difusi髇 gaseosa, los materiales resistentes al efecto corrosivo del UF6 incluyen el acero inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, la al鷐ina, el n韖uel o las aleaciones que comprenden un 60% o m醩 de n韖uel, y los pol韒eros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6.

5.5. Sistemas, equipo y componentes especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento aerodin醡ico.

Nota introductoria

En los procesos de enriquecimiento aerodin醡ico, una mezcla de UF6 gaseoso y de un gas ligero (hidr骻eno o helio) despu閟 de ser comprimida se hace pasar a trav閟 de elementos de separaci髇 en los que tiene lugar la separaci髇 isot髉ica por generaci髇 de elevadas fuerzas centr韋ugas en una pared curva. Se han desarrollado con 閤ito dos procesos de este tipo: el proceso de toberas y el de tubos vorticiales. En ambos procesos los principales componentes de la etapa de separaci髇 comprenden recipientes cil韓dricos que contienen los elementos especiales de separaci髇 (toberas o tubos vorticiales), compresores de gas e intercambiadores de calor para eliminar el calor de compresi髇. Una planta aerodin醡ica requiere varias de estas etapas, de modo que las cantidades pueden facilitar una indicaci髇 importante acerca del uso final. Como los procesos aerodin醡icos emplean UF6, todo el equipo, tuber韆s 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 art韈ulos enumerados en esta secci髇 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 est醤 totalmente fabricadas o protegidas con materiales resistentes al UF6. A los fines de la secci髇 relativa a los art韈ulos de enriquecimiento aerodin醡ico, los materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6 comprenden el cobre, el acero inoxidable, el aluminio, aleaciones de aluminio, n韖uel o aleaciones que contienen el 60% o m醩 de n韖uel y pol韒eros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6.

5.5.1. Toberas de separaci髇.

Toberas de separaci髇 y sus conjuntos especialmente dise馻dos o preparados. Las toberas de separaci髇 est醤 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 corrosi髇 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 dise馻dos o preparados. Los tubos vorticales, de forma cil韓drica o c髇ica, est醤 fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, su di醡etro est comprendido entre 0,5 cm y 4 cm, tienen una relaci髇 longitud-di醡etro 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 alimentaci髇 penetra tangencialmente en el tubo vortical por uno de sus extremos, o con ayuda de deflectores cicl髇icos, o tangencialmente por numerosos orificios situados a lo largo de la periferia del tubo.

5.5.3. Compresores y sopladores de gas.

Compresores axiales, centr韋ugos o impelentes, o sopladores de gas especialmente dise馻dos o preparados, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6 y con una capacidad de aspiraci髇 de la mezcla de UF6/gas portador (hidr骻eno o helio) de 2 m/min o m醩.

Nota explicativa

Estos compresores y sopladores de gas normalmente tienen una relaci髇 de compresi髇 comprendida entre 1,2:1 y 6:1.

5.5.4. Obturadores para ejes de rotaci髇.

Obturadores para ejes de rotaci髇 especialmente dise馻dos 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 propulsi髇 a fin de asegurar un sellado fiable para evitar las fugas del gas de trabajo o la penetraci髇 de aire o del gas de sellado en la c醡ara 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 dise馻dos o preparados, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6.

5.5.6. Cajas de los elementos de separaci髇.

Cajas de los elementos de separaci髇 especialmente dise馻das o preparadas, fabricadas o protegidas con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, para alojar los tubos vorticiales o las toberas de separaci髇.

Nota explicativa

Estas cajas pueden ser recipientes cil韓dricos de m醩 de 300 mm de di醡etro y de m醩 de 900 mm de longitud, recipientes rectangulares de dimensiones comparables, y pueden haber sido dise馻das para su instalaci髇 horizontal o vertical.

5.5.7. Sistemas de alimentaci髇/extracci髇 del producto y de las colas.

Sistemas o equipos especialmente dise馻dos o preparados para plantas de enriquecimiento, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, en particular:

  • a) Autoclaves, hornos o sistemas de alimentaci髇 utilizados para introducir el UF6 en el proceso de enriquecimiento.
  • b) Desublimadores (o trampas fr韆s) utilizados para extraer el UF6 del proceso de enriquecimiento para su posterior transferencia despu閟 del calentamiento.
  • c) Estaciones de solidificaci髇 o de licuefacci髇 utilizadas para extraer el UF6 del proceso de enriquecimiento por compresi髇 y conversi髇 del UF6 al estado l韖uido o al s髄ido.
  • d) Estaciones de 玴roductos o 玞olas utilizadas para transferir el UF6 a los contenedores.

5.5.8. Sistemas colectores.

Tuber韆s y colectores, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, especialmente dise馻dos o preparados para manipular el UF6 en el interior de las cascadas aerodin醡icas. Normalmente, las tuber韆s forman parte de un sistema colector 玠oble en el que cada etapa o grupo de etapas est conectado a cada uno de los colectores.

5.5.9. Bombas y sistemas de vac韔.

  • a) Sistemas de vac韔 especialmente dise馻dos o preparados, con una capacidad de aspiraci髇 de 5 m/min o m醩, y que comprenden distribuidores de vac韔, colectores de vac韔 y bombas de vac韔, y que han sido dise馻dos para trabajar en una atm髎fera de UF6.
  • b) Bombas de vac韔 especialmente dise馻das o preparadas para trabajar en una atm髎fera de UF6, fabricadas o revestidas con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6. Estas bombas pueden estar dotadas de juntas de fluorocarburo y tener fluidos especiales de trabajo.

5.5.10. V醠vulas especiales de parada y control.

V醠vulas de fuelle de parada y de control, manuales o autom醫icas, especialmente dise馻das o preparadas, fabricadas con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, con un di醡etro de 40 mm a 1.500 mm, para su instalaci髇 en los sistemas principal y auxiliares de plantas de enriquecimiento aerodin醡ico.

5.5.11. Espectr髆etros de masa para UF6/fuentes de iones.

Espectr髆etros de masa magn閠icos o cuadripolares especialmente dise馻dos o preparados, capaces de tomar 玡n l韓ea de la corriente de UF6 gaseoso muestras del material de alimentaci髇, del 玴roducto o de las 玞olas, y que posean todos las caracter韘ticas siguientes:

  • 1. Resoluci髇 unitaria para la unidad de masa superior a 320.
  • 2. Fuentes de iones fabricadas o revestidas con cromon韖uel, metal monel o galvanoniquelado.
  • 3. Fuentes de ionizaci髇 por bombardeo electr髇ico.
  • 4. Presencia de un colector adaptado al an醠isis isot髉ico.

5.5.12. Sistemas de separaci髇 UF6/gas portador.

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para separar el UF6 del gas portador (hidr骻eno o helio).

Nota explicativa

Estos sistemas han sido dise馻dos para reducir el contenido de UF6 del gas portador a 1 ppm o menos y pueden comprender el equipo siguiente:

  • a) Intercambiadores de calor criog閚icos y crioseparadores capaces de alcanzar temperaturas de -120 篊 o inferiores;
  • b) Unidades de refrigeraci髇 criog閚icas capaces de alcanzar temperaturas de -120 篊 o inferiores;
  • c) Toberas de separaci髇 o tubos vorticiales para separar el UF6 del gas portador;
  • d) Trampas fr韆s para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20 篊 o inferiores.

5.6. Sistemas, equipo y componentes especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento por intercambio qu韒ico o por intercambio i髇ico.

Nota introductoria

Las diferencias m韓imas de masa entre los is髏opos de uranio ocasiona peque駉s cambios en los equilibrios de las reacciones qu韒icas, fen髆eno que puede aprovecharse para la separaci髇 de los is髏opos. Se han desarrollado con 閤ito dos procesos: intercambio qu韒ico l韖uido-l韖uido e intercambio i髇ico s髄ido-l韖uido.

En el proceso de intercambio qu韒ico l韖uido-l韖uido la fases l韖uidas inmiscibles (acuosa y org醤ica) se ponen en contacto por circulaci髇 en contracorriente para obtener un efecto de cascada correspondiente a miles de etapas de separaci髇. La fase acuosa est compuesta por cloruro de uranio en soluci髇 en 醕ido clorh韉rico; la fase org醤ica est constituida por un agente de extracci髇 que contiene cloruro de uranio en un solvente org醤ico. Los contactores empleados en la cascada de separaci髇 pueden ser columnas de intercambio l韖uido-l韖uido (por ejemplo, columnas pulsadas dotadas de placas-tamiz) o contactores centr韋ugos l韖uido-l韖uido. En cada uno de ambos extremos de la cascada de separaci髇 se necesita una conversi髇 qu韒ica (oxidaci髇 y reducci髇) para permitir el reflujo. Una importante preocupaci髇 con respecto al dise駉 es evitar la contaminaci髇 de las corrientes de trabajo por ciertos iones met醠icos. Por tanto, se utilizan tuber韆s y columnas de pl醩tico, revestidas de pl醩tico (comprendidos fluorocarburos pol韒eros) y/o revestidas de vidrio.

En el proceso de intercambio i髇ico s髄ido-l韖uido el enriquecimiento se consigue por adsorci髇/desorci髇 del uranio en un adsorbente o resina de intercambio i髇ico y de acci髇 muy r醦ida. Se hace pasar una soluci髇 de uranio contenida en 醕ido clorh韉rico y otros agentes qu韒icos a trav閟 de columnas cil韓dricas 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 l韖uido de modo que puedan recogerse el 玴roducto y las 玞olas . Esto se realiza con ayuda de agentes qu韒icos adecuados de reducci髇/oxidaci髇 que son regenerados por completo en circuitos externos independientes y que pueden ser regenerados parcialmente dentro de las propias columnas de separaci髇 isot髉ica. La presencia de soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado caliente obliga a fabricar o proteger el equipo con materiales especiales resistentes a la corrosi髇.

5.6.1. Columnas de intercambio l韖uido-l韖uido (intercambio qu韒ico).

Columnas de intercambio l韖uido-l韖uido en contracorriente con aportaci髇 de energ韆 mec醤ica (es decir, columnas pulsadas de placas-tamiz, columnas de placas de movimiento alternativo y columnas dotadas de turbomezcladores internos), especialmente dise馻das o preparadas para el enriquecimiento del uranio utilizando el proceso de intercambio qu韒ico. Para que sean resistentes a la corrosi髇 por las soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado, estas columnas y su interior se fabrican o se revisten con materiales pl醩ticos adecuados (por ejemplo, fluorocarburos pol韒eros) o vidrio. Las columnas han sido dise馻das para que el tiempo de residencia correspondiente a una etapa sea corto (30 segundos o menos).

5.6.2. Contactores centr韋ugos l韖uido-l韖uido (intercambio qu韒ico).

Contactores centr韋ugos l韖uido-l韖uido especialmente dise馻dos o preparados para el enriquecimiento del uranio, utilizando procesos de intercambio qu韒ico. En estos contactores la dispersi髇 de las corrientes org醤ica y acuosa se consigue por rotaci髇 y la separaci髇 de las fases con ayuda de una fuerza centr韋uga. Para hacerlos resistentes a la corrosi髇 por las soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado, los contactores se fabrican o se revisten con materiales pl醩ticos adecuados (por ejemplo, fluorocarburos pol韒eros) o se revisten con vidrio. Los contactores centr韋ugos han sido dise馻dos para que el tiempo de residencia correspondiente a una etapa sea corto (30 segundos o menos).

5.6.3. Equipo y sistemas de reducci髇 del uranio (intercambio qu韒ico).

a) Celdas de reducci髇 electroqu韒ica especialmente dise馻das o preparadas para reducir el uranio de un estado de valencia a otro inferior para su enriquecimiento por el proceso de intercambio qu韒ico. Los materiales de las celdas en contacto con las soluciones de trabajo deben ser resistentes a la corrosi髇 por soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado.

Nota explicativa

El compartimento cat骴ico de la celda debe ser dise馻do de modo que el uranio no pase a un estado de valencia m醩 elevado por reoxidaci髇. Para mantener el uranio en el compartimento cat骴ico, la celda debe poseer una membrana de diafragma inatacable fabricada con un material especial de intercambio cati髇ico. El c醫odo consiste en un conductor s髄ido adecuado, por ejemplo, grafito.

b) Sistemas situados en el extremo de la cascada donde se recupera el producto especialmente dise馻dos o preparados para separar el U4+ de la corriente org醤ica, ajustar la concentraci髇 de 醕ido y alimentar las celdas de reducci髇 electroqu韒ica.

Nota explicativa

Estos sistemas est醤 formados por equipo de extracci髇 por solvente para separar el U4+ de la corriente org醤ica a fin de introducirlo en la soluci髇 acuosa, equipo de evaporaci髇 y/o de otra 韓dole para ajustar y controlar el pH de la soluci髇 y bombas u otros dispositivos de transferencia para alimentar las celdas de reducci髇 electroqu韒ica. Una de las principales preocupaciones en cuanto al dise駉 es evitar la contaminaci髇 de la corriente acuosa por ciertos iones met醠icos. En consecuencia, aquellas partes del sistema que est醤 en contacto con la corriente de trabajo se fabrican o protegen con materiales adecuados (por ejemplo, vidrio, fluorocarburos pol韒eros, sulfato de polifenilo, poli閠er sulfone y grafito impregnado con resina).

5.6.4. Sistemas de preparaci髇 de la alimentaci髇 (intercambio qu韒ico).

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para producir soluciones de cloruro de uranio de elevada pureza destinadas a las plantas de separaci髇 de los is髏opos de uranio por intercambio qu韒ico.

Nota explicativa

Estos sistemas comprenden equipo de purificaci髇 por disoluci髇, extracci髇 por solvente y/o intercambio i髇ico, y celdas electrol韙icas para reducir el uranio U6+ o U4+ a U3+. Estos sistemas producen soluciones de cloruro de uranio que s髄o contienen algunas partes por mill髇 de impurezas met醠icas, por ejemplo, cromo, hierro, vanadio, molibdeno y otros cationes bivalentes o de valencia m醩 elevada. Entre los materiales de fabricaci髇 de partes del sistema de tratamiento del U3+ de elevada pureza figuran el vidrio, los fluorocarburos pol韒eros, el sulfato de polifenilo o el poli閠er sulfone y el grafito impregnado con resina y con un revestimiento de pl醩tico.

5.6.5. Sistemas de oxidaci髇 del uranio (intercambio qu韒ico).

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para oxidar el U3+ en U4+ a fin de reintroducirlo en la cascada de separaci髇 isot髉ica en el proceso de enriquecimiento por intercambio qu韒ico.

Nota explicativa

Estos sistemas pueden contener equipo del tipo siguiente:

  • a) Equipo para poner en contacto el cloro y el ox韌eno con el efluente acuoso procedente del equipo de separaci髇 isot髉ica y extraer el U4+ resultante a fin de introducirlo en la corriente org醤ica empobrecida procedente de la extremidad de la cascada.
  • b) Equipo para separar el agua del 醕ido clorh韉rico de modo que el agua y el 醕ido clorh韉rico concentrado puedan ser reintroducidos en el proceso en lugares adecuados.

5.6.6. Resinas de intercambio i髇ico/adsorbentes de reacci髇 r醦ida (intercambio i髇ico).

Resinas de intercambio i髇ico o adsorbentes de reacci髇 r醦ida especialmente dise馻dos o preparados para el enriquecimiento del uranio por el proceso de intercambio i髇ico, en particular resinas macrorreticulares porosas y/o estructuras peliculares en las que los grupos de intercambio qu韒ico activos est醤 limitados a un revestimiento superficial en un soporte poroso inactivo, y otras estructuras compuestas en forma adecuada, sobre todo part韈ulas o fibras. Estas resinas de intercambio i髇ico/adsorbentes tienen un di醡etro de 0,2 mm o menor y deben ser quimiorresistentes a soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado y lo bastante fisicorresistentes para no experimentar una degradaci髇 en las columnas de intercambio. Las resinas/adsorbentes han sido dise馻dos especialmente para conseguir una cin閠ica de intercambio de los is髏opos del uranio muy r醦ida (el tiempo de semirreacci髇 es inferior a 10 segundos) y pueden trabajar a temperaturas comprendidas entre 100 篊 y 200 篊.

5.6.7. Columnas de intercambio i髇ico (intercambio i髇ico).

Columnas cil韓dricas de m醩 de 1.000 mm de di醡etro que contienen lechos de relleno de resina de intercambio i髇ico/adsorbente, especialmente dise馻das o preparadas para el enriquecimiento del uranio por intercambio i髇ico. Estas columnas est醤 fabricadas o protegidas con materiales (por ejemplo, titanio o pl醩ticos de fluorocarburo) resistentes a la corrosi髇 por soluciones de 醕ido clorh韉rico concentrado y pueden trabajar a temperaturas comprendidas entre 100 篊 y 200 篊 y presiones superiores a 0,7 MPa (102 psia).

5.6.8. Sistemas de reflujo (intercambio i髇ico).

  • a) Sistemas de reducci髇 qu韒ica o electroqu韒ica especialmente dise馻dos o preparados para regenerar el agente o los agentes de reducci髇 qu韒ica utilizado o utilizados en las cascadas de enriquecimiento del uranio por intercambio i髇ico.
  • b) Sistemas de oxidaci髇 qu韒ica o electroqu韒ica especialmente dise馻dos o preparados para regenerar el agente o agentes de oxidaci髇 qu韒ica utilizado o utilizados en las cascadas de enriquecimiento del uranio por intercambio i髇ico.

Nota explicativa

El proceso de enriquecimiento por intercambio i髇ico puede utilizar, por ejemplo, el titanio trivalente (Ti3+) como cati髇 reductor, en cuyo caso el sistema de reducci髇 regenerar韆 el Ti3+ por reducci髇 del Ti4+.

El proceso puede utilizar, por ejemplo, hierro trivalente (Fe3+) como oxidante, en cuyo caso el sistema de oxidaci髇 regenerar韆 el Fe3+ por oxidaci髇 del Fe2+.

5.7. Sistemas, equipo y componentes especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento por l醩er.

Nota introductoria

Los actuales sistemas de enriquecimiento por l醩er se clasifican en dos categor韆s: aquel en el que el medio en el que se aplica el proceso es vapor at髆ico de uranio y aquel en el que es vapor de un compuesto de uranio. La nomenclatura corriente de los procesos es la siguiente: primera categor韆 - separaci髇 isot髉ica por l醩er en vapor at髆ico (AVLIS o SILVA); segunda categor韆 - separaci髇 isot髉ica por l醩er de mol閏ulas (MLIS o MOLIS-SILMO) y reacci髇 qu韒ica por activaci髇 l醩er isot髉icamente selectiva (CRISLA). Los sistemas, equipo y componentes de las plantas de enriquecimiento por l醩er comprenden: a) dispositivos de alimentaci髇 de vapor de uranio met醠ico (para la fotoionizaci髇 selectiva) o dispositivos de alimentaci髇 de vapor de un compuesto del uranio (para la fotodisociaci髇 o activaci髇 qu韒ica); b) dispositivos para recoger el uranio met醠ico enriquecido o empobrecido como 玴roducto y 玞olas en la primera categor韆, y dispositivos para recoger los compuestos disociados o activos como 玴roducto y material no modificado como 玞olas en la segunda categor韆; c) sistemas l醩er del proceso para excitar selectivamente la especie uranio 235; y d) equipo para la preparaci髇 de la alimentaci髇 y la conversi髇 del producto. Debido a la complejidad de la espectroscopia de los 醫omos y compuestos del uranio podr tal vez ser necesario combinar cierto n鷐ero de tecnolog韆s disponibles por l醩er.

Nota explicativa

Muchos de los art韈ulos enumerados en esta secci髇 entran directamente en contacto con el uranio met醠ico vaporizado o l韖uido, 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 est醤 totalmente fabricadas o protegidas con materiales resistentes a la corrosi髇. A los fines de la secci髇 relativa a los art韈ulos para el enriquecimiento por l醩er, los materiales resistentes a la corrosi髇 por el uranio met醠ico o las aleaciones de uranio vaporizados o l韖uidos son el t醤talo y el grafito revestido con itrio; entre los materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6 figuran el cobre, el acero inoxidable, el aluminio, las aleaciones de aluminio, el n韖uel o las aleaciones que contengan el 60% o m醩 de n韖uel y los pol韒eros de hidrocarburos totalmente fluorados resistentes al UF6.

5.7.1. Sistemas de vaporizaci髇 del uranio (SILVA).

Sistemas de vaporizaci髇 del uranio especialmente dise馻dos o preparados que contienen ca駉nes de haz electr髇ico de elevada potencia en franja o barrido, y que proporcionan una potencia en el blanco de m醩 de 2,5 kW/cm.

5.7.2. Sistemas de manipulaci髇 del uranio met醠ico l韖uido (SILVA).

Sistemas de manipulaci髇 de metales l韖uidos especialmente dise馻dos 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 est醤 en contacto con aleaciones de uranio o uranio fundidos est醤 fabricados o protegidos con materiales de resistencia adecuada al calor y a la corrosi髇. Entre los materiales adecuados figura el t醤talo, el grafito revestido con itrio, el grafito revestido con otros 髕idos de tierras raras o mezclas de los mismos.

5.7.3. Conjuntos colectores del 玴roducto y 玞olas del uranio met醠ico (SILVA).

Conjuntos colectores del 玴roducto y 玞olas especialmente dise馻dos o preparados para el uranio met醠ico en estado l韖uido o s髄ido.

Nota explicativa

Los componentes de estos conjuntos se fabrican o protegen con materiales resistentes al calor y a la corrosi髇 por el uranio met醠ico vaporizado o l韖uido (por ejemplo, t醤talo o grafito revestido con itrio) y pueden comprender tuber韆s, v醠vulas, accesorios, 玞analones, alimentadores directos intercambiadores de calor y placas colectoras utilizadas en los m閠odos de separaci髇 magn閠ica, electrost醫ica y de otra 韓dole.

5.7.4. Cajas de m骴ulo separador (SILVA).

Recipientes rectangulares o cil韓dricos especialmente dise馻dos o preparados para contener la fuente de vapor de uranio met醠ico, el ca耋n de haz electr髇ico y los colectores del 玴roducto y de las 玞olas.

Nota explicativa

Estas cajas poseen numerosos orificios para la alimentaci髇 el閏trica y de agua, ventanas para los haces de l醩er, conexiones de las bombas de vac韔 y el instrumental de diagn髎tico y vigilancia. Est醤 dotadas de medios de abertura y cierre para poder reajustar los componentes internos.

5.7.5. Toberas de expansi髇 supers髇ica (SILMO).

Toberas de expansi髇 supers髇ica, resistentes a la corrosi髇 por el UF6, especialmente dise馻das 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) s髄ido especialmente dise馻dos o preparados y formados por colectores de filtro, impacto o cicl髇, o sus combinaciones, y que son resistentes a la corrosi髇 en un medio de UF5/UF6.

5.7.7. Compresores de UF6/gas portador (SILMO).

Compresores especialmente dise馻dos o preparados para mezclas de UF6/gas portador, destinados a un funcionamiento de larga duraci髇 en un medio de UF6. Los componentes de estos protectores que entran en contacto con el gas del proceso est醤 fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6.

5.7.8. Obturadores para ejes de rotaci髇 (SILMO).

Obturadores para ejes de rotaci髇 especialmente dise馻dos 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 propulsi髇 para asegurar que el sistema disponga de un sellado fiable a fin de evitar los escapes del gas de trabajo o la penetraci髇 de aire o de gas de estanqueidad en la c醡ara interior del compresor llena con una mezcla de UF6/gas portador.

5.7.9. Sistemas de fluoraci髇 (SILMO).

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para fluorar el UF5 (s髄ido) en UF6 (gaseoso).

Nota explicativa

Estos sistemas han sido dise馻dos para fluorar el polvo de UF5 y recoger el UF6 en contenedores o reintroducirlo en las unidades SILMO para su enriquecimiento m醩 elevado. En un m閠odo, la fluoraci髇 puede realizarse dentro del sistema de separaci髇 isot髉ica, y la reacci髇 y la recuperaci髇 se hacen directamente en los colectores del 玴roducto. En el otro m閠odo, el polvo de UF5 puede ser retirado de los colectores del 玴roducto para introducirlo en una vasija adecuada de reacci髇 (por ejemplo, un reactor de lecho fluidizado, un reactor helicoidal o torre de llama) para la fluoraci髇. En ambos m閠odos se utiliza equipo de almacenamiento y transferencia del fl鷒r (u otros agentes adecuados de fluoraci髇), y de recogida y transferencia del UF6.

5.7.10. Espectr髆etros de masa para UF6/fuentes de iones (SILMO).

Espectr髆etros de masa magn閠icos o cuadripolares especialmente dise馻dos o preparados, capaces de tomar 玡n l韓ea de las corrientes de UF6 gaseoso, muestras de material de alimentaci髇, del 玴roducto o de las 玞olas, y que poseen todos las siguientes caracter韘ticas:

  • 1. Resoluci髇 unitaria para la unidad de masa superior a 320.
  • 2. Fuentes de iones fabricadas o revestidas con cromon韖uel, metal monel o galvanoniquelado.
  • 3. Fuentes de ionizaci髇 por bombardeo electr髇ico.
  • 4. Presencia de un colector adaptado al an醠isis isot髉ico.

5.7.11. Sistemas de alimentaci髇/sistemas de retirada del producto y de las colas (SILMO).

Sistemas o equipo especialmente dise馻dos o preparados para plantas de enriquecimiento, fabricados o protegidos con materiales resistentes a la corrosi髇 por el UF6, en particular:

  • a) Autoclaves, hornos o sistemas de alimentaci髇 utilizados para introducir el UF6 en el proceso de enriquecimiento.
  • b) Desublimadores (o trampas fr韆s) utilizados para extraer el UF6 del proceso de enriquecimiento para su transferencia subsiguiente despu閟 del calentamiento.
  • c) Estaciones de solidificaci髇 o licuefacci髇 para extraer el UF6 del proceso de enriquecimiento por compresi髇 y conversi髇 del UF6 al estado l韖uido o s髄ido.
  • d) Estaciones del 玴roducto o de las 玞olas utilizadas para transferir el UF6 a contenedores.

5.7.12. Sistemas de separaci髇 UF6/gas portador (SILMO).

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para separar el UF6 del gas portador. El gas portador puede ser nitr骻eno, arg髇 u otro gas.

Nota explicativa

Estos sistemas pueden comprender el equipo siguiente:

  • a) Intercambiadores de calor criog閚icos o crioseparadores capaces de alcanzar temperaturas de -120 篊 o inferiores;
  • b) Unidades de refrigeraci髇 criog閚icas capaces de alcanzar temperaturas de -20 篊 o inferiores; o
  • c) Trampas fr韆s para el UF6 capaces de alcanzar temperaturas de -20 篊 o inferiores.

5.7.13. Sistemas por l醩er (SILVA, SILMO y CRISLA).

L醩eres o sistemas las閞icos especialmente dise馻dos o preparados para la separaci髇 de los is髏opos del uranio.

Nota explicativa

El sistema las閞ico para el proceso SILVA est formado normalmente por dos l醩eres: un l醩er de vapor de cobre y un l醩er de colorante. El sistema las閞ico para SILMO est formado normalmente por un l醩er de CO2 o un l醩er de exc韒ero y una celda 髉tica de multipasos con espejos giratorios en ambos extremos. En ambos procesos los l醩eres o sistemas las閞icos deben estar dotados de un estabilizador de frecuencia espectral para poder funcionar durante prolongados per韔dos de tiempo.

5.8. Sistemas, equipos y componentes especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento por separaci髇 en un plasma.

Nota introductoria

En el proceso de separaci髇 en un plasma, un plasma de iones de uranio atraviesa un campo el閏trico acordado a la frecuencia de resonancia de los iones 235U, de modo que estos 鷏timos absorban preferentemente la energ韆 y aumente el di醡etro de sus 髍bitas helicoidales. Los iones que recorren una trayectoria de gran di醡etro son atrapados obteni閚dose un producto enriquecido en 235U. El plasma, creado por ionizaci髇 del vapor de uranio, est contenido en una c醡ara de vac韔 sometida a un campo magn閠ico de elevada intensidad producido por un im醤 supraconductor. Los principales sistemas tecnol骻icos del proceso comprenden el sistema de generaci髇 del plasma de uranio, el m骴ulo separador con el im醤 superconductor, y los sistemas de extracci髇 del metal para recoger el 玴roducto y las 玞olas.

5.8.1. Fuentes de energ韆 de hiperfrecuencia y antenas.

Fuentes de energ韆 de hiperfrecuencia y antenas especialmente dise馻das o preparadas para producir o acelerar iones y que poseen las siguientes caracter韘ticas: frecuencia superior a 30 GHz y potencia media a la salida superior a 50 kW para la producci髇 de iones.

5.8.2. Bobinas excitadoras de iones.

Bobinas excitadoras de iones de radiofrecuencia especialmente dise馻das o preparadas para frecuencias superiores a 100 kHz y capaces de soportar una potencia media superior a 40 kW.

5.8.3. Sistemas generadores de plasma de uranio.

Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para generar plasma de uranio, que pueden contener ca駉nes 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 manipulaci髇 del uranio met醠ico l韖uido.

Sistemas de manipulaci髇 de metales l韖uidos especialmente dise馻dos 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 est醤 fabricados o protegidos con materiales de resistencia adecuada a la corrosi髇 y al calor. Entre estos materiales cabe citar el t醤talo, el grafito revestido con itrio, el grafito revestido con otros 髕idos de tierras raras o mezclas de estas sustancias.

5.8.5. Conjuntos colectores del 玴roducto y de las 玞olas de uranio met醠ico.

Conjuntos colectores del 玴roducto y de las 玞olas especialmente dise馻dos o preparados para el uranio met醠ico en estado s髄ido. Estos conjuntos colectores est醤 fabricados o protegidos con materiales resistentes al calor y a la corrosi髇 por el vapor de uranio met醠ico, por ejemplo, t醤talo o grafito revestido con itrio.

5.8.6. Cajas de m骴ulos separadores.

Recipientes cil韓dricos especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento por separaci髇 en un plasma y destinadas a alojar una fuente de plasma de uranio, una bobina excitadora de radiofrecuencia y los colectores del 玴roducto y de las 玞olas.

Nota explicativa

Estas cajas poseen numerosos orificios para la entrada de las barras el閏tricas, conexiones de las bombas de difusi髇 e instrumental de diagn髎tico y vigilancia. Est醤 dotadas de medios de abertura y cierre para poder reajustar los componentes internos y est醤 fabricadas con un material no magn閠ico adecuado, por ejemplo, acero inoxidable.

5.9. Sistemas, equipo y componentes especialmente dise馻dos o preparados para su utilizaci髇 en plantas de enriquecimiento electromagn閠ico.

Nota introductoria

En el proceso electromagn閠ico los iones de uranio met醠ico producidos por ionizaci髇 de una sal (normalmente UCl4) despu閟 de ser acelerados atraviesan un campo electromagn閠ico, que hace que los iones de los diferentes is髏opos sigan trayectorias diferentes. Los principales componentes de un separador electromagn閠ico de is髏opos son: un campo magn閠ico causante de la desviaci髇 del haz i髇ico y de la separaci髇 de los is髏opos, una fuente de iones con su sistema de aceleraci髇 y un sistema colector para recoger los iones separados. Los sistemas auxiliares del proceso comprenden la alimentaci髇 del im醤, la alimentaci髇 de alta tensi髇 de la fuente de iones, la instalaci髇 de vac韔 e importantes sistemas de manipulaci髇 qu韒ica para la recuperaci髇 del producto y la depuraci髇/reciclado de los componentes.

5.9.1. Separadores electromagn閠icos de is髏opos.

Separadores electromagn閠icos de is髏opos especialmente dise馻dos o preparados para la separaci髇 de los is髏opos de uranio, y equipo y componentes para esta actividad, en particular:

a) Fuentes de iones.

Fuentes de iones de uranio, 鷑icas o m鷏tiples, especialmente dise馻das 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 ionizaci髇 total de 50 mA o superior.

b) Colectores de iones.

Placas colectoras formadas por dos o m醩 ranuras y bolsas especialmente dise馻das 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 vac韔.

Cajas de vac韔 especialmente dise馻das o preparadas para los separadores electromagn閠icos del uranio, fabricadas con materiales no magn閠icos adecuados, como el acero inoxidable, y capaces de trabajar a presiones de 0,1 Pa o inferiores.

Nota explicativa

Las cajas, dise馻das para contener las fuentes de iones, las placas colectoras y las camisas de agua est醤 dotadas de medios para conectar las bombas de difusi髇, los dispositivos de abertura y cierre y la reinstalaci髇 de estos componentes.

d) Piezas polares de los imanes.

Piezas polares de los imanes especialmente dise馻das o preparadas, de di醡etro superior a 2 m, utilizadas para mantener un campo magn閠ico constante en el interior del separador electromagn閠ico de is髏opos y transferir el campo magn閠ico entre separadores contiguos.

5.9.2. Alimentaci髇 de alta tensi髇.

Alimentaci髇 de alta tensi髇 especialmente dise馻da o preparada para las fuentes de iones y que tiene siempre todas las caracter韘ticas siguientes: capaz de proporcionar de modo continuo, durante un per韔do de ocho horas, una tensi髇 a la salida de 20.000 V o superior, con una intensidad a la salida de 1 A o superior y una variaci髇 de tensi髇 inferior a 0,01 %.

5.9.3. Alimentaci髇 el閏trica de los imanes.

Alimentaci髇 con corriente continua de los imanes especialmente dise馻da o preparada y que tiene siempre todas las caracter韘ticas siguientes: capaz de producir de modo continuo, durante un per韔do de ocho horas, una corriente a la salida de intensidad de 500 A o superior a una tensi髇 de 100 V o superior, con variaciones de intensidad y de tensi髇 inferiores a 0,01 %.

6. Plantas de producci髇 de agua pesada, deuterio y compuestos de deuterio y equipo especialmente dise馻do o preparado para dicha producci髇

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 hidr骻eno (proceso GS) y el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno.

El proceso GS se basa en el intercambio de hidr骻eno y deuterio entre el agua y el sulfuro de hidr骻eno en una serie de torres que funcionan con su secci髇 superior en fr韔 y su secci髇 inferior en caliente. En las torres el agua baja mientras el sulfuro de hidr骻eno gaseoso circula en sentido ascendente. Se utilizan 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 hidr骻eno 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 fr韆 y se repite el proceso en torres de etapas subsiguientes. El producto de la 鷏tima etapa, o sea el agua enriquecida hasta un 30 % en deuterio, se env韆 a una unidad de destilaci髇 para producir agua pesada utilizable en reactores, es decir, 髕ido de deuterio al 99,75%.

El proceso de un intercambio amoniaco-hidr骻eno permite extraer deuterio a partir de un gas de s韓tesis por contacto con amoniaco l韖uido en presencia de un catalizador. El gas de s韓tesis se env韆 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 l韖uido lo hace en sentido inverso. El deuterio se extrae del hidr骻eno del gas de s韓tesis 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 destilaci髇 final, se obtiene agua pesada para uso en reactores. El gas de s韓tesis de alimentaci髇 puede obtenerse en una planta de amoniaco que, a su vez, puede construirse asociada a una planta de agua pesada por intercambio amoniaco-hidr骻eno.

El proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno tambi閚 puede utilizar agua com鷑 como fuente de alimentaci髇 de deuterio.

Gran parte de los art韈ulos del equipo esencial de las plantas de producci髇 de agua pesada por el proceso GS o el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno es de uso com鷑 en varios sectores de las industrias qu韒ica y petrolera. Esto sucede en particular en las peque馻s plantas que utilizan el proceso GS. Ahora bien, s髄o algunos de estos art韈ulos pueden obtenerse en el comercio normal. Los procesos GS y de intercambio amoniaco- hidr骻eno exigen la manipulaci髇 de grandes cantidades de fluidos inflamables, corrosivos y t髕icos a presiones elevadas. Por consiguiente, cuando se establece el dise駉 y las normas de funcionamiento de plantas y equipo que utilizan estos procesos, es necesario prestar cuidadosa atenci髇 a la selecci髇 de materiales y a las especificaciones de los mismos para asegurar una prolongada vida 鷗il con elevados niveles de seguridad y fiabilidad. La elecci髇 de la escala es, principalmente, funci髇 de los aspectos econ髆icos y de las necesidades. As pues, gran parte del equipo se preparar como solicite el cliente.

Finalmente, cabe se馻lar que, tanto en el proceso GS como en el de intercambio amoniaco-hidr骻eno, art韈ulos de equipo que, individualmente, no est醤 dise馻dos o preparados especialmente para la producci髇 de agua pesada pueden montarse en sistemas que s lo est醤 especialmente para producir agua pesada. A t韙ulo de ejemplo cabe citar el sistema de producci髇 con catalizador que se utiliza en el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno y los sistemas de destilaci髇 de agua empleados para la concentraci髇 final del agua pesada utilizable en reactores.

Los art韈ulos de equipo que son especialmente dise馻dos o preparados para producci髇 de agua pesada, ya sea por el proceso de intercambio agua-sulfuro de hidr骻eno o por el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno, comprenden los siguientes elementos:

  • 6.1 Torres de intercambio agua-sulfuro de hidr骻eno. Torres de intercambio fabricadas con acero al carbono fino (por ejemplo, ASTM A516) con di醡etros 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 corrosi髇 de 6 mm o superior, especialmente dise馻das o preparadas para producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio agua-sulfuro de hidr骻eno.
  • 6.2 Sopladores y compresores. Sopladores o compresores centr韋ugos, de etapa 鷑ica y baja presi髇 (es decir, 0,2 MPa o 30 psi), para la circulaci髇 del sulfuro de hidr骻eno gaseoso (es decir, gas que contiene m醩 de 70% de H2S) especialmente dise馻dos o preparados para producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio agua-sulfuro de hidr骻eno. Estos sopladores o compresores tienen una capacidad de caudal superior o igual a 56 m/segundo (120.000 SCFM) al funcionar a presiones de aspiraci髇 superiores o iguales a 1,8 MPa (260 psi), y tienen juntas dise馻das para trabajar en un medio h鷐edo con H2S.
  • 6.3 Torres de intercambio amoniaco-hidr骻eno. Torres de intercambio amoniaco-hidr骻eno de altura superior o igual a 35 m (114,3 pies) y di醡etro 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 dise馻das o preparadas para producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno. Estas torres tambi閚 tienen al menos una abertura axial, de tipo pesta馻, del mismo di醡etro que la parte cil韓drica, a trav閟 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 dise馻das o preparadas para torres de producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno. Las partes internas de la torre comprenden contactores de etapa especialmente dise馻dos para favorecer un contacto 韓timo entre el gas y el l韖uido. Las bombas de etapa comprenden bombas sumergibles especialmente dise馻das para la circulaci髇 del amoniaco l韖uido en una etapa de contacto dentro de las torres.
  • 6.5 Fraccionadores de amoniaco. Fraccionadores de amoniaco con una presi髇 de funcionamiento superior o igual a 3 MPa (450 psi) especialmente dise馻dos o preparados para producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio amoniacohidr骻eno.
  • 6.6 Analizadores de absorci髇 infrarroja. Analizadores de absorci髇 infrarroja capaces de realizar an醠isis en l韓ea de la raz髇 hidr骻eno/deuterio cuando las concentraciones de deuterio son superiores o iguales a 90 %.
  • 6.7 Quemadores catal韙icos. Quemadores catal韙icos para la conversi髇 en agua pesada del deuterio gaseoso enriquecido especialmente dise馻dos o preparados para la producci髇 de agua pesada por el proceso de intercambio amoniaco-hidr骻eno.

7. Plantas de conversi髇 del uranio y equipo especialmente dise馻do o preparado para esta actividad

Nota introductoria

Los diferentes sistemas y plantas de conversi髇 del uranio permiten realizar una o varias transformaciones de una de las especies qu韒icas del uranio en otra, en particular: conversi髇 de concentrados de mineral uran韋ero en UO3, conversi髇 de UO3 en UO2, conversi髇 de 髕idos de uranio en UF4 o UF6, conversi髇 de UF6 en UF4, conversi髇 de UF4 en uranio met醠ico y conversi髇 de fluoruros de uranio en UO2. Muchos de los art韈ulos del equipo esencial de las plantas de conversi髇 del uranio son comunes a varios sectores de la industria qu韒ica. 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 l韖uida, columnas de destilaci髇 y columnas de extracci髇 l韖uido-l韖uido. Sin embargo, s髄o algunos de los art韈ulos se pueden adquirir en el 玞omercio; la mayor韆 se preparar seg鷑 las necesidades y especificaciones del cliente. En algunos casos son necesarias consideraciones especiales acerca del dise駉 y construcci髇 para tener en cuenta las propiedades corrosivas de ciertos productos qu韒icos manejados (HF, F2, CIF3 y fluoruros de uranio). Por 鷏timo, cabe se馻lar que en todos los procesos de conversi髇 del uranio los art韈ulos del equipo que por separado no han sido dise馻dos o preparados para esta conversi髇 pueden montarse en sistemas especialmente dise馻dos o preparados con esa finalidad.

7.1. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 de los concentrados de mineral uran韋ero en UO3.

Nota explicativa

La conversi髇 de los concentrados de mineral uran韋ero en UO3 puede realizarse disolviendo primero el mineral en 醕ido n韙rico y extrayendo el nitrato de uranilo purificado con ayuda de un solvente como el fosfato de tributilo. A continuaci髇, el nitrato de uranilo es convertido en UO3, ya sea por concentraci髇 y desnitrificaci髇 o por neutralizaci髇 con gas amoniaco, para producir un diuranato de amonio que despu閟 es sometido a filtraci髇, secado y calcinaci髇.

7.2. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UO3 en UF6.

Nota explicativa

La conversi髇 del UO3 en UF6 puede realizarse directamente por fluoraci髇. Este proceso necesita una fuente de fluoro gaseoso o de trifluoruro de cloro.

7.3. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UO3 en UO2.

Nota explicativa

La conversi髇 del UO3 en UO2 puede realizarse por reducci髇 del UO3 por medio de hidr骻eno o gas amoniaco craqueado.

7.4. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UO2 en UF4.

Nota explicativa

La conversi髇 del UO2 en UF4 puede realizarse haciendo reaccionar el UO2 con 醕ido fluorh韉rico gaseoso (HF) a 300-500 篊.

7.5. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UF4 en UF6.

Nota explicativa

La conversi髇 del UF4 en UF6 se realiza por reacci髇 exot閞mica con fl鷒r en un reactor de torre. El UF6 es condensado a partir de los efluentes gaseosos calientes haciendo pasar los efluentes por una trampa fr韆 enfriada a -10 篊. El proceso necesita una fuente de fl鷒r gaseoso.

7.6. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UF4 en U met醠ico.

Nota explicativa

La conversi髇 del UF4 en U met醠ico se realiza por reducci髇 con magnesio (grandes cantidades) o calcio (peque馻s cantidades). La reacci髇 se efect鷄 a una temperatura superior al punto de fusi髇 del uranio (1.130 篊).

7.7. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UF6 en UO2.

Nota explicativa

La conversi髇 del UF6 en UO2 puede realizarse por tres procesos diferentes. En el primero, el UF6 es reducido e hidrolizado en UO2 con ayuda de hidr骻eno y vapor. En el segundo, el UF6 es hidrolizado por disoluci髇 en agua; la adici髇 de amoniaco precipita el diuranato de amonio que es reducido a UO2 por el hidr骻eno a una temperatura de 820 篊. En el tercer proceso, el NH3, el CO2 y el UF6 gaseosos se combinan en el agua, lo que ocasiona la precipitaci髇 del carbonato de uranilo y de amonio. Este carbonato se combina con el vapor y el hidr骻eno a 500-600 篊 para producir el UO2.

La conversi髇 del UF6 en UO2 constituye a menudo la primera etapa que se realiza en una planta de fabricaci髇 de combustible.

7.8. Sistemas especialmente dise馻dos o preparados para la conversi髇 del UF6 en UF4.

Nota explicativa

La conversi髇 del UF6 en UF4 se realiza por reducci髇 con hidr骻eno.

ANEXO III

En la medida en que las disposiciones del presente Protocolo se refieran a materiales nucleares declarados por la Comunidad y sin perjuicio del art韈ulo 1 del presente Protocolo, el Organismo y la Comunidad cooperar醤 para facilitar la aplicaci髇 de tales disposiciones y evitar醤 cualquier duplicaci髇 de actividades innecesaria.

La Comunidad proporcionar al Organismo informaci髇 sobre los traslados, con fines nucleares y no nucleares, de cada Estado a otro Estado miembro de la Comunidad y sobre los traslados a cada Estado de otro Estado miembro de la Comunidad, que corresponda a la informaci髇 que debe proporcionarse seg鷑 lo dispuesto en el inciso b) del apartado vi) del p醨rafo a) del art韈ulo 2 y en el inciso c) del apartado vi) del p醨rafo a) del art韈ulo 2 en relaci髇 con las exportaciones e importaciones de materiales b醩icos que no hayan alcanzado la composici髇 y pureza adecuadas para la fabricaci髇 de combustible o para su enriquecimiento isot髉ico.

Cada Estado proporcionar al Organismo informaci髇 sobre los traslados a otro Estado miembro de la Comunidad o desde 閟te, que corresponda a lo dispuesto acerca de la informaci髇 sobre equipo ymateriales no nucleares especificados enumerados en el anexo II del presente Protocolo, informaci髇 que debe facilitarse de conformidad con el inciso a) del apartado ix) del p醨rafo a) del art韈ulo 2 en relaci髇 con las exportaciones y, previa solicitud expresa del Organismo, de conformidad con el inciso b) del apartado ix) del p醨rafo a) del art韈ulo 2 en relaci髇 con las importaciones.

En lo que se refiere al Centro Com鷑 de Investigaci髇 de la Comunidad, la Comunidad pondr en pr醕tica las medidas que el presente Protocolo establece para los Estados, seg鷑 proceda, en estrecha colaboraci髇 con el Estado en cuyo territorio est asentado un establecimiento del Centro.

Se ampliar el Comit de enlace, establecido en virtud del p醨rafo a) del art韈ulo 25 del Protocolo mencionado en el art韈ulo 26 del Acuerdo de salvaguardias, para hacer posible tanto la participaci髇 de representantes de los Estados como la adaptaci髇 a las nuevas circunstancias que derivan del presente Protocolo.

趎icamente a efectos de la aplicaci髇 del presente Protocolo, y sin perjuicio de las respectivas competencias de la Comunidad y sus Estados miembros, cada Estado que decida encomendar a la Comisi髇 de las Comunidades Europeas la aplicaci髇 de determinadas disposiciones que, en virtud del presente Protocolo, competen a los Estados informar de ello a las dem醩 Partes en el Protocolo mediante una Nota complementaria. La Comisi髇 de las Comunidades Europeas informar a las dem醩 Partes en el Protocolo de su aceptaci髇 de tales decisiones.

Hecho en Viena,

por duplicado,

el veintid髎 de septiembre de mil novecientos noventa y ocho,

en las lenguas alemana, danesa, espa駉la, finesa, francesa, griega, inglesa, italiana, neerlandesa, portuguesa y sueca, siendo cada uno de estos textos igualmente aut閚tico, si bien, en caso de discrepancia, har醤 fe los textos acordados en las lenguas oficiales de la Junta de Gobernadores del OIEA.

De conformidad con lo dispuesto en su art韈ulo 17, el Protocolo Adicional de 1998 al Acuerdo de Salvaguardias 玡ntrar en vigor en la fecha en que el Organismo reciba de la Comunidad y de los Estados notificaci髇 escrita de que se han cumplido sus requisitos respectivos para su entrada en vigor. Oportunamente se dar a conocer la fecha en que, en aplicaci髇 de dicha disposici髇, entre en vigor el Protocolo Adicional.

T閚gase en cuenta que el Protocolo Adicional al Acuerdo entre la Rep鷅lica de Austria, el Reino de B閘gica, el Reino de Dinamarca, la Rep鷅lica de Finlandia, la Rep鷅lica Federal de Alemania, la Rep鷅lica Hel閚ica, Irlanda, la Rep鷅lica Italiana, el Gran Ducado de Luxemburgo, el Reino de los Pa韘es Bajos, la Rep鷅lica Portuguesa, el Reino de Espa馻, el Reino de Suecia, la Comunidad Europea de la Energ韆 At髆ica y el Organismo Internacional de Energ韆 At髆ica en aplicaci髇 de los p醨rafos 1) y 4) del Art韈ulo III del Tratado sobre no proliferaci髇 de las armas nucleares (Salvaguardias), hecho en Viena el 22 de septiembre de 1998 (獴.O.E. 29 abril 2004), entr en vigor el 30 de abril de 2004 (獴.O.E. 13 agosto 2004). V閍se el apartado LB. de la Res. 14 junio 2010, de la Secretar韆 General T閏nica, sobre aplicaci髇 del art韈ulo 32 del D. 801/1972, relativo a la ordenaci髇 de la actividad de la Administraci髇 del Estado en materia de Tratados Internacionales (獴.O.E. 22 junio), por el que se publica la adhesi髇 por parte de Rep鷅lica Checa, con entrada en vigor el 1 de octubre de 2009. Ir a Norma V閍se el apartado LB de la Res. 5 octubre 2010, de la Secretar韆 General T閏nica, sobre aplicaci髇 del art韈ulo 32 del D. 801/1972, relativo a la ordenaci髇 de la actividad de la Administraci髇 del Estado en materia de Tratados Internacionales (獴.O.E. 15 octubre), por el que se publica la adhesi髇 de Ruman韆, con entrada en vigor el 1 de mayo de 2010. Ir a Norma

Lo que se hace p鷅lico para conocimiento general.

Madrid,

14 de abril de 2004.-

El Secretario General T閏nico,

Ignacio Matellanes Mart韓ez.