Presentaciones de primera parte

(1)

TIPOS DE MINERÍA DE URANIO

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

(7)

(8)

(9)

(10)

(11)

(12)

(13)

(14)

(15)

INSTALACIONES DE MINER

Í

A Y FABRICACI

Ó

N DE CONCENTRADOS DE URANIO EN PROCESO DE

CLAUSURA Y DESMANTELAMIENTO

NOMBRE

INSTALACIÓN

UBICACIÓN

(PROVINCIA

)

SITUACIÓN

ACTUAL

HITOS DEL PROCESO

Fábrica de

Uranio de

Andújar (FUA)

Jaén

Fase de vigilancia

y mantenimiento

Terminados los trabajos de

desmantelamiento y restauración en 1994.

En 1995 se inició período de vigilancia.

19 Antiguas

minas de

uranio

Extremadura

y Andalucía

Restauradas

Los trabajos de restauración comenzaron

en 1997 y terminaron en el 2000

Planta Lobo-G

(La Haba)

Badajoz

Fase de Vigilancia

a largo plazo

Terminados los trabajos de

desmantelamiento y restauración. En 2004

se ha obtenido la declaración de clausura

Planta

Elefante

(Saelices El

Chico)

Salamanca

Desmantelado

Los trabajos de desmantelamiento y

restauración comenzaron en el año 2001 y

se terminaron en el 2004

Explo. Mineras

(Saelices El

Chico)

Salamanca

Fase de

Restauración

definitiva

2004. Inicio de obras de restauración

definitiva

PlantaQuercus

(Saelices El

Chico)

Salamanca

Parada definitiva

de trituración y

clasificación

A desmantelar en el año 2008

(ACTUALMENTE, enero 2012, ESTÁ

PENDIENTE)

Resto antiguas

minas de

uranio

Salamanca

Autorizadas 2

minas y pendiente

el resto de minas

A restaurar a partir del año 2006

Costes de la clausura de instalaciones (miles de

€

2006)

CLAUSURA

REAL

HASTA

31/12/2005

ESTIMADO

2006

PRESUPUES

TO

2007-2010

ESTIMADO

2011-2070

TOTAL

Instalaciones

1ª parte CC.NN.

100.759

8.215

14.779

6.163

129.916

(16)

¾

Barrera de radón y de filtración: Zahorra 46 cm (9)

y Arcilla 60 cm (8).

¾

Drenaje: Gravilla 25 cm (7).

¾

Barrera Biointrusiva: Roca 50-100 mm 30 cm (6).

¾

Filtro: Zahorra y arena 25 cm (5)

¾

Suelo vegetal: del entorno 50 cm (4)

¾

Barrera de protección: Roca 100-300 mm (3)

¾

Tierra vegetal: para arraigo de vegetación 5 cm (2)

¾

Vegetación (1)

Barreras 5,6 y 7 protegen la barrera de radón.

ESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS S

ESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SÓ

ÓLIDOS

LIDOS

(17)

(18)

(19)

(20)

ETAPAS DE FABRICACIÓN DE

CONCENTRADOS DE URANIO

(21)

Etapas de la fabricación de concentrados de uranio con Disolventes Orgánicos

Trituración y molienda del mineral a < 400 µm

Oxidación:

UO

₂

+ 2Fe

+++

_→

_UO

2 ++

+ 2Fe

++

Disolución:

UO

₂

++

_{+ 3SO}

4 =

→

UO

2 (SO

4 )

3 4 –

Filtración para eliminar el residuo insoluble

Extracción con disolventes:

Protonación: [R

₃

N]

_{Fase orgánica}

+ [HCl]

_{Fase acuosa}

_→

[R

₃

NH

+

_Cl

-

_]

Fase orgánica

Extracción: [UO

₂

(SO

₄

)

₃

4 -

_]

acuosa

+ 4[R

3 N H

+

Cl

-

]

orgánica

→

[UO

2 SO

4 4-

(R

3 NH)

4 4+

]

org

+ 4[Cl

-

]

ac

Reextracción:

[UO

₂

(SO

₄

)

₃

4-

_(R

3 NH)

4 4+

]

Fase orgánica

+ 2[2Na

+

+ CO

3 =

]

Fase acuosa

4 [R

₃

N]

_{Fase orgánica}

+ [UO

₂

(SO

₄

)

₃

4 -

_]

acuosa

+ 2[H

2 O]

acuosa

+ 4[Na

+

]

acuosa

+ 2 [CO

2 ]

gas

Precipitación:

2UO

₂

(SO

₄

)

₃

4 -

_{+ 6NaOH + H}

2 O

2 →

U

2 O

7 Na

2 + 2Na

2 SO

4 + 4SO

4 =

+ 4H

2 O

(22)

(23)

(24)

(25)

(26)

DIAGRAMA DE BLOQUES DEL PROCESO

PROCESO REACTIVOS Y SERVICIOS

P R E P A R A C IÓ N D E M IN E R A L

MINERAL AGUA TRITURACIÓN ESCOMBRERA CLASIFICACIÓN Y ALMACENAMIENTO DE PULPAS AGUA T R A T A M IE N T O D E P U L P A S OXIDACIÓN ESTÁTICA OXIDACIÓN

DINÁMICA ÁCIDO SULFÚRICO AGUA LAVADO FLOCULANTE d is o lu c ió n >10mm <1mm 1-10mm LIXIVIACIÓN DINÁMICA LIXIVIACIÓN ESTÁTICA

DIAGRAMA DE BLOQUES DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOS

CLASIFICACIÓN C O N C E N T R A C IÓ N Y P R O D U C T O F IN A L ORGÁNICA (QUEROSENO+AMINA+ ALCOHOL) EXTRACCIÓN

REEXTRACCIÓN SULFATO AMÓNICO+AMONIACO PRECIPITACIÓN Y

FILTRADO AMONIACO FLOCULANTE SECADO Y ENVASADO

PROPANO CONCENTRADO DE URANO T R A T A M IE N T O D E E F L U E N T E S CAL NEUTRALIZACIÓN DE

EFLUENTES CLORURO BÁRICO DIQUE DE ESTERILES

(27)

(28)

ESCOMBRERA

Clasificación

(29)

(30)

Lixiviación

Estática

(31)

(32)

(33)

Lavado en

Contracorriente

(34)

Clarificación

Extracción

(35)

(36)

(37)

(38)

Precipitación

Aguas madre

de precipitación

Secado y

Envasado

Producto

Uranato sódico

(39)

(40)

Neutralización,

Caustificación

Pulpa estéril

Refinado

Aguas madre

Acondicionamiento

de efluentes

(41)

(42)

(43)

(44)

(45)

(46)

EVOLUCIÓN DEL PRECIO DEL CONCENTRADO DE URANIO

Fuente: Metal Bulletin, 19.01.2011

1 1

65 US $/lb U

₃

O

₈

x

_{───────}

x 1,179 lb U

₃

O

₈

/lb U x

_{─────────────}

= 126,5 € / kg U

(47)

CONVERSIÓN DEL CONCENTRADO A

UF

₆

(48)

(49)

(50)

(51)

(52)

• Método seco(Converdyn, EEUU)

– Conversión mediante sucesión de fluoraciones e

hidrofluoraciones.

– Purificación mediante destilación fraccionada del UF

₆

.

• Método húmedo (SFL, Reino Unido; AREVA,

Francia; CAMECO, Canadá)

Conversión a UF

₆

Francia; CAMECO, Canadá)

– Disolución ácida (nítrico).

– Purificación mediante extracción con disolventes

orgánicos (FTB).

– Conversión a UF

₆

:

Calcinación del U

₂

O

₇

Na

₂

a UO

₃

(53)

MÉTODO SECO

Desde diuranato amónico hasta UO

₂

sólido (con impurezas).

(54)

MÉTODO SECO

Desde UO

₂

sólido (imp.) hasta UF

₆

pureza nuclear

(55)

MÉTODO HÚMEDO

Desde diuranato amónico hasta UO

₃

puro sólido

(56)

(57)

(58)

(59)

MÉTODO HÚMEDO

(60)

(61)

(62)

(63)

(64)

(65)

(66)

ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO

DEL URANIO

(67)

ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO

ISÓTOPOS DEL URANIO

Concentración

relativa en nº de

átomos

Peso Atómico

Concentración

relativa en peso

AUMENTO DE LA CONCENTRACIÓN RELATIVA

DEL ISÓTOPO U

₂₃₅

(Diferencia en peso entre el U

₂₃₅

y el U

₂₃₈

es de 1.2%)

átomos

238 _U

_99,2745%

_238,051

_99,2836%

235 _U

_0,7200%

_235,044

_0,7110%

234 _U

_0,0055%

_234,041

_0,0054%

(68)

(69)

La probabilidad de interacción entre un neutrón y un núcleo, se denomina

sección eficaz ,“cross section” en inglés, se mide en barn y se representa por “

σ

_”

1barn = 10

-24

_cm

2

La interacción - absorción del neutrón por el núcleo, puede dar lugar a fisión,

σ

f

o

captura,

σ

c,

seguida de desintegración, de suerte que

σ

a

=

σ

f

+

σ

c

σ

f

es máxima para el U-235 fisionando con neutrones de baja energía (0,025 eV)

σ

c

= 106 barn (15,3%)

σ

f

= 584 barn (84,7%)

σ

_{= 690 barn (100 %)}

σ

a

= 690 barn (100 %)

Para el U-238 (con neutrones de 0,025 eV):

σ

c

= 2,71 barn con

σ

f

= 0

Para el Pu-239 (con neutrones de 0,025 eV):

σ

c

= 360 barn (27,9%)

σ

f

= 669 barn (65,0%)

σ

(70)

(71)

(72)

PLANTA DE

CONCENTRADOS

MINA

CONVERSIÓN

FABRICACIÓN

SEPARACIÓN

ISOTÓPICA

REACTOR

Mineral + Estéril

3.726.500 t de todo uno

Concentrado U2O7(NH4)2

282 t U < del 0,1% del todo

uno

270 t U UF6

52 t U UF6

35 t U Combustible, UO2

TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL

CICLO DEL COMBUSTIBLE

3.726.218 t

ESTERILES

*

1

2

2 GESTIÓN DE RESIDUOS

DE ALTA ACTIVIDAD

U Pobre

35 t U

Combustible gastado, UO2

218 t U Colas

* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN

3

4

(73)

BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO

Producto Enriquecido

P (kg)

Alimentación

x

p

(% en U-235)

ENRIQUECIMIENTO

F (kg)

Producto Empobrecido

W (kg)

x

f (

% en U-235)

x

w

(% en U-235)

Balance global:

F = P + W

W = F - P

Balance en U-235:

F x

f

= P x

p

+W x

w

F x

f

= P x

p

+ (F - P)x

w

F(x

f

- x

w

) = P(x

p

-x

w

)

x

p

- x

w

BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO

x

p

- x

w

F = P

─────

_x

_f

_{- x}

_w

Ejemplo:

P = 35.000 kg (como U) <>

52.000 kg (como UF

6

)

Xp = 2,9% (valor medio)

X

f

=0,72%

X

w

= 0,20%

2,9 – 0,2

F = 52.000

───────

= 270.000 kg

0,72 – 0,20

W = F – P = 270.000 – 52.000 = 218.000 kg

x

Concepto de UTS

UTS (kg) = P f(X

p

) +W f(X

w

) - F f(X

f

)

siendo:

f(x) = (2x-1) ln

_{─────}

(74)

PROCESOS DE ENRIQUECIMIENTO

Proceso histórico (1.945):

- Método electro-magnético

Campo Eléctrico: 1/2mv

2

_{= 10}

7

_{ZeV; Campo Magnético: mv}

2

_{/r = 0,1 HZev}

Procesos actuales:

- Centrifugación: Con mayor proyección futura

(mv

2

_/r)

LIGERA

< (mv

2

/r)

PESADA

- Difusión gaseosa

(½ mv

2

₎

LIGERA

= (½ mv

2

)

PESADA

Procesos en desarrollo:

- Aerodinámico (tobera)

(mv

2

_/r)

LIGERA

< (mv

2

/r)

PESADA

(75)

TOBERA

CENTRIFUGACIÓN

Fracción

enriquecida

en U

235

Fracción

empobrecida

en U

235

Gas de

alimentación

(76)

ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO

EN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSA

Compresor de la etapa superior Barrera Refrigerante

Flujo enriquecido

Difusor Barrera Flujo enriquecido Válvula de reglaje

Compresor de la etapa inferior Gas enriquecido

proviene de la etapa superior

Gas enriquecido proviene de la etapa inferior Flujo entrante

Compresor

Flujo empobrecido

Gas enriquecido proviene de la etapa superior

(77)

(78)

EURODIF

EURODIF (

(EUROPEAN

EUROPEAN GASEOUS

GASEOUS DIFFUSION

DIFFUSION URANIUM

URANIUM ENRICHMENT

ENRICHMENT )

)

DIFUSORES

(79)

(80)

(81)

(82)

(83)

URENCO Almelo (NL),

Capenhurst (UK) y Gronau (D)

(84)

(85)

(86)

(87)

PLANTAS DE ENRIQUECIMIENTO DE URANIO EN 1985

País Localización Propietario Proceso Capacidad x 103_UTS

Alemania Gronau URENCO Centrifugación 250 (400 en 1990) Karsruhe Steag Aerodinámico 50

Argentina Pilcaniyeu CNEA Difusión 20 (100 en 1990) Brasil Resende Nuclebras Aerodinámico 30 (200 en 1990) China Lanchon Difusión 80

Estados Unidos

Oak Ridge USEC Difusión 7.700 Paducah USEC Difusión 11.300 Portsmouth USEC Difusión 8.300 Francia Pierrelatte COMURHEX Difusión 400

Tricastin EURODIF Difusión 0.800 Tricastin EURODIF Difusión 0.800 Japón Ningyo-toge PNC Centrifugación 50

Ningyo-toge PNC Centrifugación 200

Paises Bajos Almelo URENCO Centrifugación 1.000 (1500 en 1990) Reino Unido Capenhurst URENCO Centrifugación 600 (1.000 en 1990) Rusia Siberia TENEX Difusión 10.000

Sud África Valindaba UCOR Aerodinámico 300

Resumen capacidad en 1.985:

Difusión 48.680.000 UTS (93,3%)

Centrifugación 3.150.000 UTS ( 6,0%)

Aerodinámico 380.000 UTS ( 0,7%)

(88)

(89)

(90)

(91)

EL FUTURO DEL ENRIQUECIMIENTO DE URANIO

PROCESO

2.010 Proy. 2.017

Difusión gaseosa

25%

0 Centrifugación

65%

93%

Láser

0 3%

Láser

0 3%

(92)

(93)

NECESIDADES DE URANIO ENRIQUECIDO EN ESPAÑA

Producción de EE: 7.800 MW x 365 d/a x 24 h/d x 0,94 = 64.228.320 MWh/a (25% del total)

Consumo de EE para enriquecer con difusión gaseosa:

900.000 UTS x 2.400 kWh/UTS x 10

-3

_{MW/kW = 2.160.000 MWh/a (3,4% sobre producción}

nuclear)

(94)

(95)

(96)

(97)

(98)

US$/UTS

(99)

(100)

ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE

(101)

WHERE

WHERE DEPLETED

DEPLETED UF

UF

₆

IS

IS STORED

STORED IN

IN THE

THE UNITED

UNITED STATES

STATES

The UF6at the three sites is stored in cylinders in large outdoor areas called

(102)

DEPLETED URANIUM STOCKS

t=metric tonne

a)Annual Production = 20.000 t

b)Estimate based on: Depleted Uranium from Enrichment, Uranium Institute,

London 1996

c)As of February 2001

d)As of end of 2000

(103)

(104)

(105)

(106)

• USOS POSIBLES DEL URANIO EMPOBRECIDO (DU-Depleted Uranium)

Panorama actual:

En Estados Unidos hay almacenadas unas 500.000 t de UF

₆

empobrecido en unos 47.000

cilindros de acero de 3,66 m – 12 pies - y 1,22 m de diámetro - 4 pies - con un peso unitario de

12,7 t, distribuidos 29.000 cilindros en Paducah, 13.000 en Portsmouth y 5.000 en Oak Ridge.

Se incrementan a un ritmo de unas 20.000 t/año, y son gestionados por el Departamento de

Energía (DoE).

En Europa, Francia tiene almacenadas 135.000 t con un ritmo de crecimiento de 12.000 t/año y

en Rusia 430.000 t/año con un incremento de 10.000 t/año.

Posibles usos del DU como U metal, densidad 19 kg/dm

3

_:

Posibles usos del DU como U metal, densidad 19 kg/dm

3

_:

UF

_{6 (gas)}

+H

_{2 (gas)}

→

UF

4 (sólido)

+ 2FH

8gas)

UF

4

+ 2Ca

→

U

(metal)

+ 2F

2

Ca

1.- Material fértil para producir Pu-239, con uso en combustibles MOX (6% Pu-94 %DU)

2.- Usos militares para fabricación de proyectiles, material de blindaje, etc.

3.- Fabricación de contenedores de transporte y almacenamiento de materiales radiactivos

4.- Uso como contrapeso en grúas, ascensores, carretillas elevadoras, etc

- Una carretilla de 2,2 t de capacidad requiere 1,33 m

3

_{de acero para contrapeso, que}

(107)

(108)

FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE

(109)

PLANTA DE

CONCENTRADOS

MINA

CONVERSIÓN

FABRICACIÓN

SEPARACIÓN

ISOTÓPICA

REACTOR

Mineral + Estéril

3.726.500 t de todo uno

Concentrado U2O7(NH4)2

282 t U < del 0,1% del todo

uno

270 t U UF6

52 t U UF6

35 t U Combustible, UO2

TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL CICLO DEL

COMBUSTIBLE

3.726.218 t

ESTERILES

*

1

2

2 GESTIÓN DE RESIDUOS DE

ALTA ACTIVIDAD

U Pobre

35 t U

Combustible gastado, UO2

218 t U Colas

* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN

3

4

(110)

(111)

FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBADO

(112)

(113)

(114)

FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

Polvo de UO2

Pastilla

Barra

Componentes

(115)

(116)

a) RECONVERSIÓN DEL UF

(117)

CILINDROS DE TRANSPORTE DE 1.5 T

Según O.I.E.A. ha de resistir:

ØCaída desde 9 m.

ØEnsayo al fuego, 30 minutos a 800 º C

(118)

ØGasificación del UF

₆

sólido

ØConversión química del UF

_{6 (GAS)}

a tricarbonato de amoniaco y uranilo (UAC)

UF6(g)+5 H2O(g)+10 NH3(g)+3 CO2(g) → (NH4) 4UO2(CO3)3(s) + 6 NH4F (l)

ØFiltrado y secado del AUC

ØConversión del AUC en UO

₂

(NH4) 4UO2(CO3 )3(s) + H2 + CALOR → UO2 (s) + 4 NH3 (g) + 3CO2 (g) + 3H2O

ØHomogeneización del polvo de UO

₂

PROCESO AUC

(119)

(120)

(121)

FABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UO

₂

PROCESO CERÁMICO

UO

₂

Virgen

MEZCLA DE UO

₂

(Virgen + Residuos)

PREPENSADO

GRANULADO Y

HOMOGENEIZADO

PRENSADO

SINTERIZADO

RECTIFICADO

Pastilla de UO

₂

Estearato de Zinc

50% de la densidad

teórica (

_t

)

18 kg/dm

3 Residuos

(122)

(123)

(124)

(125)

(126)

(127)

(128)

(129)

(130)

(131)

(132)

(133)

Table 1: World LWR fuel fabrication capacity, tonnes/yr

Fabricator Location Conversion Pelletizing Rod/assembly

Belgium AREVA NP-FBFC Dessel 0 700 700

Brazil INB Resende 160 160 280

China CNNC

Yibin 400 400 450

Batou

France AREVA NP-FBFC Romans 1800 1400 1400

Germany AREVA NP-ANF Lingen 800 650 650

India DAE Nuclear Fuel Complex Hyderabad 48 48 48

Japan

NFI (BWR) Kumatori 0 360 284

NFI (PWR) Tokai-Mura 0 250 250

Mitsubishi Nuclear Fuel Tokai-Mura 475 440 440

GNF-J Kurihama 0 750 750 GNF-J Kurihama 0 750 750

Kazakhstan Ulba Ust Kamenogorsk 2000 2000 0

Korea KNFC Daejeon 600 600 600

Russia

TVEL-MSZ* Elektrostal 1450 1200 120

TVEL-NCCP Novosibirsk 250 200 400

Spain ENUSA Juzbado 0 300 300

Sweden Westinghouse AB Västeras 600 600 600

UK Westinghouse** Springfields 950 600 860

USA

AREVA Inc Richland 1200 1200 1200

Global NF Wilmington 1200 1200 750

Westinghouse Columbia 1500 1500 1500

Total 13433 14558 12662

(134)

(135)

(136)