TIPOS DE MINERÍA DE URANIO

TIPOS DE MINERÍA DE URANIO
Octubre, 2.010
Capas de arcilla (Impermeable)
INSTALACIONES DE MINERÍ
MINERÍA Y FABRICACIÓ
FABRICACIÓN 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
CLAUSURA
Resto
antiguas
minas de
uranio
REAL Autorizadas
ESTIMADO
PRESUPUES
Salamanca
2
A restaurar a partirESTIMADO
del año 2006
HASTA minas y pendiente
2006
TO
2011-2070
31/12/2005 el resto de minas
2007-2010
(ACTUALMENTE, enero 2012, ESTÁ
PENDIENTE)
Costes de la clausura de instalaciones (miles de € 2006)
Instalaciones
1ª parte CC.NN.
100.759
8.215
14.779
6.163
TOTAL
129.916
Fuente: 6º PGRR, junio 2.006
ESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SÓLIDOS
¾Barrera 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.
16
CLAUSURA DE LA FUA
CLAUSURA DE LA HABA
Los trabajos comenzaron en 2.001 y finalizaron en 2.010.
ETAPAS DE FABRICACIÓN DE
CONCENTRADOS DE URANIO
Octubre de 2.010
Etapas de la fabricación de concentrados de uranio con Disolventes Orgánicos
Trituración y molienda del mineral a < 400 µm
Oxidación:
UO2+ 2Fe+++ → UO2++ + 2Fe++
Disolución:
UO2++ + 3SO4= → UO2(SO4)34 –
Filtración para eliminar el residuo insoluble
Extracción con disolventes:
Protonación: [R 3N] Fase orgánica + [HCl] Fase acuosa → [R3NH+Cl-] Fase orgánica
Extracción: [UO2(SO4)34 -] acuosa + 4[R3 N H+Cl -] orgánica → [UO2SO44- (R3 NH)44+] org+ 4[Cl-]ac
Reextracción:
[UO2 (SO4)34- (R3 NH)44+ ] Fase orgánica+ 2[2Na+ + CO3=] Fase acuosa
4 [R 3N] Fase orgánica + [UO2(SO4)3 4 -] acuosa + 2[H2O] acuosa + 4[Na+] acuosa + 2 [CO2] gas
Precipitación:
2UO2(SO4)34 - + 6NaOH + H2O2 → U2O7Na2 + 2Na2SO4 + 4SO4= + 4H2O
Filtración, Secado y Envasado
DIAGRAMA DE BLOQUES
DE DE
FABRICACIÓN
DE CONCENTRADOS
DIAGRAMA
BLOQUES DEL PROCESO
PREPARACIÓN DE MINERAL
PROCESO
REACTIVOS Y SERVICIOS
MINERAL
>10mm
TRITURACIÓN
ESCOMBRERA
CLASIFICACIÓN Y
ALMACENAMIENTO DE
PULPAS
AGUA
disolución
1-10mm
TRATAMIENTO DE PULPAS
AGUA
<1mm
OXIDACIÓN
LIXIVIACIÓN
ESTÁTICA
ESTÁTICA
OXIDACIÓN
LIXIVIACIÓN
DINÁMICA
DINÁMICA
ÁCIDO SULFÚRICO
AGUA
LAVADO
FLOCULANTE
ORGÁNICA
(QUEROSENO+AMINA+
ALCOHOL)
EXTRACCIÓN
concentración
CONCENTRACIÓN Y PRODUCTO FINAL
CLASIFICACIÓN
REEXTRACCIÓN
SULFATO
AMÓNICO+AMONIACO
PRECIPITACIÓN Y
FILTRADO
AMONIACO
FLOCULANTE
SECADO Y ENVASADO
PROPANO
TRATAMIENTO DE
EFLUENTES
CONCENTRADO DE
URANO
CAL
NEUTRALIZACIÓN DE
EFLUENTES
CLORURO BÁRICO
DIQUE DE ESTERILES
Fuente: ENUSA
ESCOMBRERA
1-10 mm
Clasificación
Trituración, clasificación y parque de minerales. Mina Fe
Lixiviación
Estática
E
R
A
S
Lixiviación estática en montones en Mina Fe
Lavado en
Contracorriente
Pulpa
estéril
Clarificación
Extracción
Refinado
de extracción
Precipitación
Aguas madre
de precipitación
Producto
Secado y
Envasado
Uranato sódico
U2O7Na2
Pulpa estéril
Refinado
Aguas madre
Neutralización,
Caustificación
Acondicionamiento
de efluentes
21
PRODUCCIÓN MUNDIAL DE CONCENTRADOS DE URANIO
NIGER; 15%
SUDÁFRICA; 5%
RUSIA; 29%
OTROS; 14%
NAMIBIA; 11%
AUSTRALIA; 8%
CANADA; 18%
EVOLUCIÓN DEL PRECIO DEL CONCENTRADO DE URANIO
Fuente: Metal Bulletin, 19.01.2011
1
1
65 US $/lb U3O8 x ─────── x 1,179 lb U3O8/lb U x ───────────── = 126,5 € / kg U
1,337 US $/€
0,453 kg U/lb U
CONVERSIÓN DEL CONCENTRADO A
UF6
Octubre de 2.010
CONCENTRADO
U2O7(NH4)2
IMPORTANCIA DEL HEXAFLUORURO DE URANIO
UF6 + 2H2O→UO2F2 + 4HF
Conversión a UF6
• Método seco(Converdyn, EEUU)
– Conversión mediante sucesión de fluoraciones e
hidrofluoraciones.
– Purificación mediante destilación fraccionada del UF6.
• Método húmedo (SFL, Reino Unido; AREVA,
Francia; CAMECO, Canadá)
– Disolución ácida (nítrico).
– Purificación mediante extracción con disolventes
orgánicos (FTB).
– Conversión a UF6: Calcinación del U2O7Na2 a UO3
→ UO2 → UF4 →UF6
MÉTODO SECO
Desde diuranato amónico hasta UO2 sólido (con impurezas).
U2 O 7(NH4)2 (SOLID)+ HEAT → 2UO3 (SOLID) + 2NH3 (GAS) +H2O(GAS)
MÉTODO SECO
Desde UO2 sólido (imp.) hasta UF6 pureza nuclear
8
MÉTODO HÚMEDO
Desde diuranato amónico hasta UO3 puro sólido
9
MÉTODO HÚMEDO
Desde UO3 puro sólido hasta UF6 pureza nuclear
Precio actual de la conversión:5,0 $/kg U (como UF6) ~3,6 €/kg U
ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO
DEL URANIO
Octubre de 2.010
ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO
ISÓTOPOS DEL URANIO
Concentración
relativa en nº de
átomos
Peso Atómico
Concentración
relativa en peso
238
U
99,2745%
238,051
99,2836%
235
U
0,7200%
235,044
0,7110%
234
U
0,0055%
234,041
0,0054%
100,0000%
238,0291
100,0000%
AUMENTO DE LA CONCENTRACIÓN RELATIVA
DEL ISÓTOPO U235
(Diferencia en peso entre el U235 y el U238 es de 1.2%)
¿Porqué la fisión con U-235?
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 cm2
La interacción - absorción del neutrón por el núcleo, puede dar lugar a fisión, σf o
captura, σc, seguida de desintegración, de suerte que σa = σf + σc
σf es máxima para el U-235 fisionando con neutrones de baja energía (0,025 eV)
σc = 106 barn (15,3%)
σf = 584 barn (84,7%)
σa = 690 barn (100 %)
Para el U-238 (con neutrones de 0,025 eV):
σc = 2,71 barn con σf = 0
Para el Pu-239 (con neutrones de 0,025 eV):
σc = 360 barn (27,9%)
σf = 669 barn (65,0%)
σa = 1.029 barn (100 %)
Secciones eficaces de fisión del U-235 y U-238
Balance de la separación isotópica
TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL
CICLO DEL COMBUSTIBLE
1
Mineral
+
Estéril
MINA
PLANTA DE
CONCENTRADOS
3.726.500 t de
todo uno
3.726.218 t
*
REACTOR
2
ESTERILES
Combustible, UO2
35 t U
FABRICACIÓN
Concentrado
U2O7(NH4)2
CONVERSIÓN
282 t U <
del 0,1%
del todo
uno
UF6
UF6
52 t U
4
270 t U
SEPARACIÓN
ISOTÓPICA
3
Colas
Combustible gastado, UO2
35 t U
218 t U
GESTIÓN DE RESIDUOS
DE ALTA ACTIVIDAD
U Pobre
* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN
BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO
BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO
Producto Enriquecido
P (kg)
xp (% en U-235)
Alimentación
ENRIQUECIMIENTO
Producto Empobrecido
W (kg)
xw (% en U-235)
F (kg)
xf (% en U-235)
Balance global:
Balance en U-235:
F=P+W
F xf = P xp +W xw
W=F-P
F xf = P xp + (F - P)xw
F(xf - xw) = P(xp -xw)
xp -xw
F = P ─────
xf -xw
Ejemplo:
P = 35.000 kg (como U) <>
Xp = 2,9% (valor medio)
Xf =0,72%
Xw = 0,20%
52.000 kg (como UF6)
2,9 – 0,2
F = 52.000 ─────── = 270.000 kg
0,72 – 0,20
W = F – P = 270.000 – 52.000 = 218.000 kg
Concepto de UTS
UTS (kg) = P f(Xp) +W f(Xw) - F f(Xf)
Con P, W, y F en kg
siendo:
x
f(x) = (2x-1) ln ─────
1-x
PROCESOS DE ENRIQUECIMIENTO
Proceso histórico (1.945):
- Método electro-magnético
Campo Eléctrico: 1/2mv2 = 107 ZeV; Campo Magnético: mv2/r = 0,1 HZev
Procesos actuales:
- Centrifugación: Con mayor proyección futura
(mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA
- Difusión gaseosa
(½ mv2)LIGERA = (½ mv2)PESADA
Procesos en desarrollo:
- Aerodinámico (tobera) (mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA
- Láser (Diferente energía de excitación de los electrones de la capa externa)
CENTRIFUGACIÓN
TOBERA
Fracción
enriquecida
en U235
Gas de
alimentación
5% UF6
95% H2
Fracción
empobrecida
en U235
ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO
EN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSA
Compresor de la
etapa superior
Flujo enriquecido
Refrigerante
Barrera
Difusor
Compresor
Flujo enriquecido
Flujo empobrecido
Flujo entrante
Gas
enriquecido
Gas enriquecido
proviene
proviene de
de la
la
etapa superior
superior
etapa
Gasenriquecido
empobrecido
Gas
proviene
provienededelala
etapa inferior
etapa inferior
Válvula de reglaje
Compresor de la
etapa inferior
Cascada cuadrada
EURODIF (EUROPEAN GASEOUS DIFFUSION URANIUM ENRICHMENT )
TRICASTIN
COMPRESOR
DIFUSORES
Cascada de centrifugadoras en una planta de enriquecimiento de uranio de Estados Unidos
URENCO Almelo (NL),
Capenhurst (UK) y Gronau (D)
10-20 etapas | 3% a 4% U-235
Cascada de UC de URENCO en Gronau (Alemania)
PROCESO DE ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO
PLANTAS DE ENRIQUECIMIENTO DE URANIO EN 1985
Capacidad x 103 UTS
País
Localización
Propietario
Proceso
Alemania
Gronau
Karsruhe
URENCO
Steag
Centrifugación
Aerodinámico
Argentina
Pilcaniyeu
CNEA
Difusión
20 (100 en 1990)
Brasil
Resende
Nuclebras
Aerodinámico
30 (200 en 1990)
China
Lanchon
Difusión
80
250 (400 en 1990)
50
Estados Unidos
Oak Ridge
Paducah
Portsmouth
USEC
USEC
USEC
Difusión
Difusión
Difusión
7.700
11.300
8.300
Francia
Pierrelatte
Tricastin
COMURHEX
EURODIF
Difusión
Difusión
400
0.800
Japón
Ningyo-toge
Ningyo-toge
PNC
PNC
Centrifugación
Centrifugación
Paises Bajos
Almelo
URENCO
Centrifugación
1.000 (1500 en 1990)
Reino Unido
Capenhurst
URENCO
Centrifugación
600 (1.000 en 1990)
Rusia
Siberia
TENEX
Difusión
Sud África
Valindaba
UCOR
Aerodinámico
50
200
10.000
300
Resumen capacidad en 1.985:
Difusión
Centrifugación
Aerodinámico
TOTAL
48.680.000 UTS (93,3%)
3.150.000 UTS ( 6,0%)
380.000 UTS ( 0,7%)
52.210.000 UTS (100,0%) ▬► 60.000.000 UTS en el año 2.010
EL FUTURO DEL ENRIQUECIMIENTO DE URANIO
PROCESO
Difusión gaseosa
Centrifugación
Láser
Reprocesado de armas nucleares
2.010
25%
65%
0
10%
Proy. 2.017
0
93%
3%
4%
NECESIDADES DE URANIO ENRIQUECIDO EN ESPAÑA
concentrado
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)
LASER
EVOLUCIÓN DE PRECIOS DE LA UTS
US$/UTS
2
3
ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE
ENRIQUECIMIENTO
WHERE DEPLETED UF6 IS STORED IN THE UNITED STATES
The UF6 at the three sites is stored in cylinders in large outdoor areas called
“cylinder yards” at the three gaseous diffusion plants where it was produced.
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
Source: OECD NEA 2001(Last updated 21 Apr 2008)
UF6 + 2H2O →UO2F2 + 4 HFgas
•
USOS POSIBLES DEL URANIO EMPOBRECIDO (DU-Depleted Uranium)
Panorama actual:
En Estados Unidos hay almacenadas unas 500.000 t de UF6 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/dm3:
UF6 (gas) +H2 (gas) → UF4 (sólido) + 2FH
8gas)
UF4 + 2Ca → U(metal) + 2F2Ca
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 m3 de acero para contrapeso, que
podrían reducirse a 0,540 m3 con DU
Posible empleo de UF6 empobrecido como contrapeso de grúas
FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE
Octubre de 2.010
TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL CICLO DEL
COMBUSTIBLE
1
Mineral
+
Estéril
MINA
PLANTA DE
CONCENTRADOS
3.726.500 t de todo
uno
3.726.218 t
*
REACTOR
2
Concentrado
U2O7(NH4)2
282 t U < del
0,1% del todo
uno
ESTERILES
Combustible, UO2
UF6
UF6
FABRICACIÓN
35 t U
CONVERSIÓN
52 t U
4
270 t U
SEPARACIÓN
ISOTÓPICA
3
Colas
Combustible gastado, UO2
35 t U
GESTIÓN DE RESIDUOS DE
ALTA ACTIVIDAD
U Pobre
* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN
218 t U
FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBADO
(Salamanca)
FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEAR
Barra
Pastilla
Polvo de UO2
Componentes
Esqueleto
a) RECONVERSIÓN DEL UF6 A UO2
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
ØEnsayo de presión y estanqueidad al agua
PROCESO AUC
ØGasificación del UF6 sólido
ØConversión química del UF6 (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 UO2
(NH4) 4UO2 (CO3 )3 (s) + H2 + CALOR → UO2 (s) + 4 NH3 (g) + 3CO2 (g) + 3H2O
ØHomogeneización del polvo de UO2
Evaporador de UF6
Proceso de reconversión ADU
b) FABRICACIÓN DE PASTILLAS
FABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UO2
PROCESO CERÁMICO
UO2 Virgen
MEZCLA DE UO2
(Virgen + Residuos)
PREPENSADO
GRANULADO Y
HOMOGENEIZADO
Residuos
PRENSADO
Estearato de Zinc
50% de la densidad
teórica ( t)
SINTERIZADO
RECTIFICADO
Pastilla de UO2
Residuos Tecnológicos: 50 m3/a para una producción de 200 t UO2/a
Actividad: 0,23 Ci/a
18 kg/dm3
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
Yibin
400
400
450
China
CNNC
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
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
Kazakhstan
Ulba
Ust Kamenogorsk
2000
2000
0
Korea
KNFC
Daejeon
600
600
600
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
AREVA Inc
Richland
1200
1200
1200
Global NF
Wilmington
1200
1200
750
Westinghouse
Columbia
1500
1500
1500
13433
14558
12662
Japan
Russia
USA
Total
* Includes approx. 220 tHM for RBMK reactors
** Includes approx. 200 tHM for AGR reactors