Complex Instruction Set Computer 25: Reduced Instruction Set Computer.

En la bibliografía se describen diferentes métodos para la separación y purificación de uranio, y la elección de uno u otro depende de los elementos analizados en la muestra de suelo una vez disuelta. Así, en muestras por extracción cromatográfica disueltas en HNO3 4 M, el torio y el uranio son absorbidos por una columna UTEVA® y eluidos con HCl 5 M y HNO3 0,02 M, respectivamente (Saidou et al., 2008). Para muestras de suelo disueltas en HCl 6 M, el uranio se extrae con Alamina-336 amina tricapril terciaria en tolueno, y se eluye con HCl 1 M (Fisenne et al., 1980). En muestras de suelo disueltas en HCl 8 M, el uranio puede separarse del torio y del calcio por intercambio aniónico con una resina Dowex y eluido con HCl 0,1 M (Wallner et al., 2008)

Para la determinación de los isótopos de uranio se emplean dos técnicas: la Espectrometría de Masas y la Espectrometría Alfa (UNE 73350-2; HASL-300). La primera de ellas es la más comúnmente empleada, y en ella los iones para la medida son producidos por un ICP, y el espectrómetro de masas se usa para su separación y detección. Las aplicaciones del ICP-MS para la medida de muestras ambientales han sido recopiladas por Lariviere (Lariviere et al., 2006). La clave de estas técnicas reside en que miden la masa del isótopo más que su radiactividad. Estas técnicas se emplean fundamentalmente para isótopos de vida larga y, en este sentido, se han detectado gran cantidad de isótopos de uranio de interés medioambiental. Existen variantes de esta técnica como la Espectrometría de Masas de Ionización Térmica (TIMS), Acelerador de Espectrometría de Masas (AMS) y la Ionización Láser Selectiva de Espectrometría de masas.

Para la determinación de isótopos de uranio en suelos existen dos métodos: el del tributilfosfato (Holm et al., 1984), y el método de las resinas de intercambio iónico. El primero de ellos es un método de extracción con disolvente y permite la determinación simultánea de uranio, torio y polonio. El segundo método fue desarrollado por Cuttell en 1983 y puesto a punto por Ivanovich et al. en 1985. Se basa en el uso de resinas de intercambio iónico para la separación y purificación de uranio. El propósito final es realizar la medida de la concentración de actividad de los isótopos de uranio (234_U, 235_{U y} 238_{U). Para dicha determinación, es} necesario conocer el rendimiento químico del proceso de extracción, el cual dependerá del elemento químico y será independiente del isótopo particular. Para ello, antes de la disolución de la muestra, se añade a la misma un trazador artificial de uranio. Este isótopo artificial va a 47

Capítulo 4. Métodos radioquímicos. Determinación de isótopos de uranio en suelos

permitir calcular, por comparación, la concentración de actividad de los isótopos de uranio en las muestras. Tras la separación del uranio, la muestra se electrodeposita (Hallstadius, 1984; Talvitie 1972) y se realiza el análisis isotópico de uranio mediante espectrometría alfa. Con el objetivo de dar resultados exactos, se añade un trazador de uranio al principio de la separación radioquímica, concretamente el 232_{U, cuya energía es diferente a la de los} radionucleidos de uranio objeto de estudio. La técnica de espectrometría alfa puede alcanzar unos límites de detección de 0,1 mBq/L, siempre que se alcancen unos rendimientos químicos del 80 %, un tiempo de medida de 4000 minutos, y se empleen detectores implantados de silicio (PIPS) de 450-500 mm2 _{de superficie activa con una distancia de unos pocos milímetros} entre la fuente y el detector.

Existen varios isótopos artificiales de uranio, como son el 232_{U y el} 236_{U. En este trabajo se ha} decidido emplear el 232_{U, debido a que las emisiones alfa del} 236_{U presentan energías similares} a las del 235_{U y podría interferir en la determinación de dicho isótopo. En la Tabla 5 se indican} las energías y los tiempos de vida media de los isótopos de interés (Lide, 1995; Kaye y Laby, 1973).

Tabla 5. Tiempos de vida media, energías y probabilidad de emisión de los isótopos de uranio.

TABLA ISÓTOPOS EMISIÓN ALFA

Isótopo _{semidesintegración Unidad Energías (keV) ± (keV) Probabilidad emisión (%) ± (%)} Tiempo

235_{U 7,037·10}8 _{± 1,1·10}6 _{años 4395,2 ± 0,9} 4215,7 ± 0,9 4597 ± 0,9 4370 ± 4 55 ± 3 5,7 ± 0,6 5 ± 0,5 6 238_{U 4,468·10}9 _{± 5,0·10}6 _{años 4147 ± 5} 4196 ± 5 23 ± 4 77 ± 4 234_{U 2,455·10}5 _{± 6,0·10}2 _{años 4723,8 ± 11} 4776,1 ± 11 27,5 ± 1,5 72,5 ± 2 232_{U 68,9 ± 1 años 5263,53 ± 0,08} 5320,34 ± 0,08 31,2 ± 0,4 68,6 ± 0,4 48

Capítulo 4. Métodos radioquímicos. Determinación de isótopos de uranio en suelos

En este trabajo, la disolución de 2 mL de 232_{U ha sido suministrada por el Ciemat, con código de} identificación MRC 2010-055. Dicha disolución presenta una concentración de actividad de 14,55 ± 0,16 (1,1 %, k=2) Bq/g, con una actividad total aproximada de 30 Bq y fecha de referencia del 09/04/2010. Esta disolución original de trazador certifica la concentración del isótopo en unidades de actividad por unidad de masa, siendo conveniente llevar a cabo su dilución también en masa. Para ello, se tara un matraz aforado de 100 mL clase A en una balanza analítica; se hace una prueba de tara de la balanza, colocando una de las masas de verificación junto al matraz, tras pulsar el botón de tara. El vial, con la disolución original certificada de trazador, se coloca sobre una bandeja de plástico cubierta con papel de filtro para evitar contaminaciones por un derrame accidental; se elimina el precinto metálico con un cortador, y se retira el tapón de plástico. Con una micropipeta automática de 1 mL, se aspira el contenido del vial y se añade al matraz aforado tarado; se realizan los trasvases que sean necesarios hasta aspirar la máxima cantidad posible de disolución. No se rebaña el remanente del vial que no pueda ser retirado con la micropipeta. Inmediatamente, se tapa el matraz y se pesa en la balanza analítica. Se anota la masa y se añade el disolvente de la misma naturaleza que el de la disolución original (habitualmente HNO3 1M para 232U) hasta enrasar a 100 mL. La concentración de actividad final del trazador de 232_{U es de 0,30894 ± 0,00173 Bq/mL. Existen} diversos estudios en los que se han determinado los rendimientos así como las pérdidas durante el proceso de separación radioquímica de los isótopos de uranio y su posterior medida por espectrometría alfa (Vera Tomé, 1994), estableciéndose unas recuperaciones del orden del 90-95 %.