Volumen ocupado por los electrones Protón (carga positiva) Neutrón (sin carga)
1 Minería de uranio. Presentación · PDF fileLa probabilidad de...
Transcript of 1 Minería de uranio. Presentación · PDF fileLa probabilidad de...
INSTALACIONES DE MINERINSTALACIONES DE MINERÍÍA Y FABRICACIA Y FABRICACIÓÓN DE CONCENTRADOS DE URANIO EN PROCESO DE N DE CONCENTRADOS DE URANIO EN PROCESO DE CLAUSURA Y DESMANTELAMIENTOCLAUSURA Y DESMANTELAMIENTO
NOMBRE INSTALACIÓN
UBICACIÓN (PROVINCIA)
SITUACIÓN ACTUAL
HITOS DEL PROCESO
Fábrica de Uranio deAndújar (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, ESTÁPENDIENTE)
Resto antiguas minas de uranio
Salamanca Autorizadas 2 minas y pendiente el resto de minas
A restaurar a partir del año 2006Costes de la clausura de instalaciones (miles de Costes de la clausura de instalaciones (miles de €€ 2006)2006)
CLAUSURA REAL HASTA
31/12/2005
ESTIMADO2006
PRESUPUESTO
2007-2010
ESTIMADO 2011-2070
TOTAL
Instalaciones 1ª parte CC.NN.
100.759 8.215 14.779 6.163 129.916Fuente: 6º PGRR, junio 2.006
Barrera de radón y de filtración: Zahorra 46 cm (9) y Arcilla 60 cm (8).
Drenaje: Gravilla 25 cm (7).
Barrera Biointrusiva: Roca 50-100 mm 30 cm (6).
Filtro: Zahorra y arena 25 cm (5)
Suelo vegetal: del entorno 50 cm (4)
Barrera de protección: Roca 100-300 mm (3)
Tierra vegetal: para arraigo de vegetación 5 cm (2)
Vegetación (1)
Barreras 5,6 y 7 protegen la barrera de radón.
ESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SÓÓLIDOSLIDOS
16
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)3
4 –
Filtración para eliminar el residuo insoluble
Extracción con disolventes:Protonación: [R 3N] Fase orgánica + [HCl] Fase acuosa → [R3NH+Cl-] Fase orgánicaExtracción: [UO 2(SO4)3
4 -] acuosa + 4[R3 N H+Cl -] orgánica → [UO2SO44- (R3 NH)4
4+] org+ 4[Cl -]ac
Reextracción:[UO2 (SO4)3
4- (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)3
4 - + 6NaOH + H2O2 → U2O7Na2 + 2Na2SO4 + 4SO4= + 4H2O
Filtración, Secado y Envasado
DIAGRAMA DE BLOQUES DEL PROCESO
PROCESO REACTIVOS Y SERVICIOS
PREPA
RACIÓ
N D
E M
INERAL
MINERAL AGUA
TRITURACIÓN ESCOMBRERA
CLASIFICACIÓN Y ALMACENAMIENTO DE
PULPAS
AGUA
TRATAMIE
NTO D
E PULP
AS
OXIDACIÓN ESTÁTICA
OXIDACIÓN DINÁMICA
ÁCIDO SULFÚRICO
AGUA
LAVADO
FLOCULANTE
disolución
>10mm
<1mm1-10mm
LIXIVIACIÓN DINÁMICA
LIXIVIACIÓN ESTÁTICA
DIAGRAMA DE BLOQUES DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOSDIAGRAMA DE BLOQUES DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOS
CLASIFICACIÓN
CONCENTRACIÓ
N Y PRODUCTO
FIN
AL
ORGÁNICA (QUEROSENO+AMINA+
ALCOHOL)
EXTRACCIÓN
REEXTRACCIÓN SULFATO AMÓNICO+AMONIACO
PRECIPITACIÓN Y FILTRADO
AMONIACO
FLOCULANTE
SECADO Y ENVASADO
PROPANO
CONCENTRADO DE URANO
TRATAMIE
NTO D
E
EFL
UENTES
CAL
NEUTRALIZACIÓN DE
EFLUENTES CLORURO BÁRICO
DIQUE DE ESTERILES
conce
ntración
Fuente: ENUSAFuente: ENUSA
SUDÁFRICA; 5%NIGER; 15%
AUSTRALIA; 8%
NAMIBIA; 11%CANADA; 18%
RUSIA; 29%
SUDÁFRICA; 5%NIGER; 15%
OTROS; 14%
EVOLUCIÓN DEL PRECIO DEL CONCENTRADO DE URANIO
Fuente: Metal Bulletin, 19.01.2011
1 165 US $/lb U3O8 x ─────── x 1,179 lb U 3O8/lb U x ───────────── = 126,5 € / kg U
1,337 US $/€ 0,453 kg U/lb U
• 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)
Conversión a UF6
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)
ENRIQUECIMIENTO DEL URANIOENRIQUECIMIENTO DEL URANIO
ISÓTOPOS DEL URANIO
Concentración Concentración relativa en nº de relativa en nº de
átomosátomos
Peso AtómicoPeso AtómicoConcentración Concentración
relativa en pesorelativa en peso
AUMENTO DE LA CONCENTRACIÓN RELATIVA DEL ISÓTOPO U235
(Diferencia en peso entre el U235 y el U238 es de 1.2%)
átomosátomos238 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%
La probabilidad de interacción entre un neutrón y u n 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, 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%)σ = 690 barn (100 %)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 %)
PLANTA DE PLANTA DE CONCENTRADOSCONCENTRADOS
MINA CONVERSIÓNCONVERSIÓN
FABRICACIÓNFABRICACIÓN SEPARACIÓN SEPARACIÓN ISOTÓPICAISOTÓPICA
REACTOR
Mineral +
Estéril
3.726.500 t de todo uno
ConcentradoU2O7(NH4)2
282 t U < del 0,1% del todo uno
270 t UUF6
52 t U
UF6
35 t U
Combustible, UO2
TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE CICLO DEL COMBUSTIBLE
3.726.218 t
ESTERILES *
11 22
GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD
U Pobre
35 t U
Combustible gastado, UO2
218 t UColas
* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN
3344
BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO Producto Enriquecido P (kg)
Alimentación xp (% en U-235) ENRIQUECIMIENTO
F (kg) Producto Empobrecido W (kg)
xf (% en U-235) xw (% en U-235)
Balance global: F = P + W W = F - P Balance en U-235: F xf = P xp +W xw F xf = P xp + (F - P)xw
F(xf - xw) = P(xp -xw) x p - x w
BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICOBALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO
x p - x w
F = P ─────
x f - x w
Ejemplo: P = 35.000 kg (como U) <> 52.000 kg (como UF6) Xp = 2,9% (valor medio) Xf =0,72% Xw = 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(Xw) - F f(Xf) siendo: f(x) = (2x-1) ln ───── 1 - x Con P, W, y F en kg
PROCESOS DE ENRIQUECIMIENTO
Proceso histórico (1.945): - Método electro-magnético
Campo Eléctrico: 1/2mv 2 = 107 ZeV; Campo Magnético: mv 2/r = 0,1 HZev
Procesos actuales: Procesos actuales: - Centrifugación: Con mayor proyección futura
(mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA
- Difusión gaseosa(½ mv 2)LIGERA = (½ mv 2)PESADA
Procesos en desarrollo:- Aerodinámico (tobera) (mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA
- Láser (Diferente energía de excitación de los electrones de la capa externa)
TOBERA
CENTRIFUGACIÓN
Fracción
enriquecida
en U235 Fracción
empobrecida
en U235Gas de
alimentación
5% UF6
95% H2
ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO EN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSAEN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSA
Compresor de la etapa superior
BarreraRefrigerante
Flujo enriquecido
Difusor
Barrera
Flujo enriquecido
Válvula de reglaje
Compresor de la etapa inferiorGas enriquecido
proviene de la etapa superior
Gas enriquecido proviene de la etapa inferior
Flujo entrante
CompresorFlujo empobrecido
Gas enriquecido
proviene de la
etapa superior
Gas empobrecido
proviene de la
etapa inferior
EURODIFEURODIF ((EUROPEANEUROPEAN GASEOUSGASEOUS DIFFUSIONDIFFUSION URANIUMURANIUM ENRICHMENTENRICHMENT ))
DIFUSORES
COMPRESOR
TRICASTIN
PLANTAS DE ENRIQUECIMIENTO DE URANIO EN 1985
País Localización Pro pietario 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 7.700Paducah USEC Difusión 11.300Portsmouth USEC Difusión 8.300
Francia Pierrelatte COMURHEX Difusión 400Tricastin EURODIF Difusión 0.800Tricastin 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%)TOTAL 52.210.000 UTS (100,0%) ▬► 60.000.000 UTS en el año 2.010
EL FUTURO DEL ENRIQUECIMIENTO DE URANIO
PROCESO 2.010 Proy. 2.017Difusión gaseosa 25% 0Centrifugación 65% 93%Láser 0 3%Láser 0 3%Reprocesado de armas nucleares 10% 4%
NECESIDADES DE URANIO ENRIQUECIDO EN ESPAÑA
Producción de EE: 7.800 MW x 365 d/a x 24 h/d x 0,9 4 = 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)
concentrado
ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTO
WHEREWHERE DEPLETEDDEPLETED UFUF6 6 ISIS STOREDSTORED IN IN THETHE UNITEDUNITED STATESSTATES
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 DEPLETED URANIUM STOCKS
t=metric tonne
a)Annual Production = 20.000 tb)Estimate based on: Depleted Uranium from Enrichment, Uranium Institute, London 1996c)As of February 2001d)As of end of 2000Source: OECD NEA 2001(Last updated 21 Apr 2008)
•
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/d m3:Posibles usos del DU como U metal, densidad 19 kg/d m3:
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
PLANTA DE PLANTA DE CONCENTRADOSCONCENTRADOS
MINA CONVERSIÓNCONVERSIÓN
FABRICACIÓNFABRICACIÓNSEPARACIÓN SEPARACIÓN ISOTÓPICAISOTÓPICA
REACTOR
Mineral +
Estéril
3.726.500 t de todo uno
ConcentradoU2O7(NH4)2
282 t U < del 0,1% del todo
uno
270 t UUF6
52 t U
UF6
35 t U
Combustible, UO2
TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL C ICLO DEL TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL C ICLO DEL COMBUSTIBLE COMBUSTIBLE
3.726.218 t
ESTERILES *
11 22
GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD
U Pobre
35 t U
Combustible gastado, UO2
218 t UColas
* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEU TRALIZACIÓN
3344
FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBAD O FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBAD O (Salamanca)(Salamanca)
FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEARFABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEAR
Polvo de UO2Polvo de UO2
PastillaPastilla
BarraBarra
ComponentesComponentes EsqueletoEsqueleto
CILINDROS DE TRANSPORTE DE 1.5 TCILINDROS 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
ØGasificación del UF6 sólidoØConversión 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 AUCØConversión del AUC en UO2
(NH4) 4UO2 (CO3 )3 (s) + H2 + CALOR → UO2 (s) + 4 NH3 (g) + 3CO2 (g) + 3H2O
ØHomogeneización del polvo de UO2
PROCESO AUCPROCESO AUC
Evaporador de UF6
FABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UOFABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UO 22
PROCESO CERÁMICO
UO2 Virgen
MEZCLA DE UO2
(Virgen + Residuos)
PREPENSADOGRANULADO YGRANULADO Y
HOMOGENEIZADO
PRENSADO
SINTERIZADO
RECTIFICADO
Pastilla de UO2
Estearato de Zinc50% de la densidad
teórica (�t)
18 kg/dm3
Residuos
Residuos Tecnológicos: 50 m3/a para una producción de 200 t UO2/aActividad: 0,23 Ci/a
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 CNNCYibin 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 750GNF-J Kurihama 0 750 750
Kazakhstan Ulba Ust Kamenogorsk 2000 2000 0
Korea KNFC Daejeon 600 600 600
RussiaTVEL-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
* Includes approx. 220 tHM for RBMK reactors** Includes approx. 200 tHM for AGR reactors