PONTIFICIA UNIVERSIDAD CATÓLICA DE VALPARAÍSO FACULTAD DE INGENIERÍA ESCUELA DE INGENIERÍA QUÍMICA
HIDROMETALURGIA METALURGIA DEL URANIO
Rafael Romero Profesor: Jorge Santana
1.
Introducción Introducción ........................................................................................................... 4
2.
Historia .................................................................................................................. 4
3.
Propiedades Propiedades Físicas .............................................................................................. 6 3.1. Radioactividad Radioactividad ................................................................................................... 6 3.2. Modificaciones Modificaciones ................................................................................................... 6 3.3. Propiedades Propiedades Mecánicas ..................................................................................... 7 3.4. Propiedades Propiedades Térmicas ....................................................................................... 7 3.5. Propiedades Propiedades Eléctricas y Electroquímicas. Electroquímicas........................................................ 12 3.6. Propiedades Propiedades Magnéticas.................................................................................. 13
4.
Propiedades Propiedades Químicas ........................................................................................ 13
5.
Distribución, Distribución, Necesidad y Cifras de Producción................................................... 14 5.1.
Distribución ...................................................................................................... 14
5.2. Recursos, Exigencia y Cifras de Producción Producción .................................................... 16 6.
Usos .................................................................................................................... 23
7.
Producción .......................................................................................................... 24 7.1. De Mena Ordinaria a Torta Amarilla ................................................................. 24 7.2.
De la Torta Amarilla al
7.3.
De
............................................................................. 24
a el Combustible Combustible Nuclear
........................................................... 25
7.4. Descripción Detallada del Proceso................................................................... 25 8. Compuestos Compuestos ............................................................................................................. 66 8.1 Halogenuros ........................................................................................................ 66 8.1.2. Tetrahalogenuro Tetrahalogenuro de Uranio Uranio ............................................................................. 67 8.2. Carburos ............................................................................................................. 69 8.3. Nitruros ............................................................................................................... 71 8.4. Óxidos................................................................................................................. 72 8.5. Nitratos ............................................................................................................... 76 2
8.6. Sulfatos............................................................................................................... 76 8.7. Tricarbonatodioxiurana Tricarbonatodioxiuranato..................................................................................... to..................................................................................... 77 9.
Seguridad ............................................................................................................ 77 9.1. Protección Contra la Radiación Radiación ........................................................................ 78 9.2. Seguridad Contra Criticalidad Criticalidad Incontrolada Incontrolada ...................................................... 78 9.3. Recipientes Recipientes Geométricamente Geométricamente Seguros ........................................................... 79 9.4. Aparatos con con Absorbedores Absorbedores de Neutrones Neutrones Heterogéneos Heterogéneos................................ 80 9.5. Interacciones Interaccione s de Neutrones en Plantas de Fabricación de
............ ...... ............ .......... .... 81
9.6. Transporte........................................................................................................ Transporte........................................................................................................ 81 10.
Efectos del Uranio sobre la Salud........................................................................ 82
11.
Efectos Ambientales del Uranio ........................................................................... 83
12.
Conclusión........................................................................................................... 85
13.
Bibliografía Bibliografía .......................................................................................................... 86
3
1. Introducción El uranio, de número atómico 92, es un elemento radiactivo el cual se transforma en el elemento estable, mediante muchas etapas intermedias que implican la emisión de rayos - y . El Uranio tiene las configuraciones configurac iones electrónicas de
,
, , y es un miembro de las actínidos actínidos en las cuales se completa el orbital llenado por neptunio hasta
,
y
, el orbital
es
. El uranio natural consiste en tres isótopos cuyas
concentraciones en diversos recursos son generalmente iguales, incluso hasta el cuarto deci decima mal:l:
, 99.2 99.276 762% 2%;;
, 0.71 0.7182 82%; %;
, 0.00 0.0056 56.. Sin Sin emba embarg rgo, o, el uran uranio io en un
depósito en Gabón (mina Oklo) es excepcional, ya que la proporción de El porcentaje algo más bajo de
es más baja.
en el depósito de Oklo llevó al descubrimiento descubrimient o de
los reactores naturales y a la revelación que la primera reacción en cadena de fisión nuclear no fue causada por los seres humanos en 1942 sino por la naturaleza mucho antes de que esto. Este hecho fue descubierto en 1972 cuando mediciones de la abundancia relativa de los dos isótopos más significativos del uranio extraído allí, arrojaron resultados anómalos comparados con los obtenidos del uranio de otras minas. El reactor nuclear natural se formó cuando un depósito rico en mineral de uranio se inundó de agua subterránea, la cual actuó como un moderador de neutrones, y una fuerte reacción en cadena tuvo lugar. El moderador de agua herviría a medida que se incrementara la reacción, retardándola nuevamente y así evitando una fusión. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años. La clave para la creación de los reactores naturales fue que, en esa época, la abun abunda danci ncia a de de
fisibl fisible e era era de aprox aproxima imada damen mente te 3%. 3%. Grac Gracias ias a que que la vida vida media media del del
es más corta comparada con la del
. La abundancia actual de
en uranio natural es
de aproximadamente 0.7%. Por tanto, un reactor nuclear natural ya no es posible en la Tierra.
2. Historia El Uranio fue descubierto en 1789 por Martin Klaproth, quien lo extrajo de la pechblenda. El precipitó el oxido de uranio con carbón vegetal, pero obtuvo un oxido negro, probablemente UO2 .
En 1790, lo nombro Uranio, por el planeta Urano, que había sido descubierto en 1781 por
Herschel. En 1841, E.M. Péligot anuncio que había obtenido uranio metálico gracias a una 4
reducción térmica de anhídrido tetracloruro de uranio con potasio en un crisol de platino. En 1856, tuvo éxito en producir el metal puro en forma compacta, reduciendo anhídrido tetracloruro de uranio con sodio, excluyendo completamente así, el uso de aire. En 1890, H. Moissan desarrolló un nuevo proceso para producir uranio metálico, él obtuvo el metal puro (>99% uranio) por electrolisis de cloruro de sodio uranilo. A finales del siglo XIX, el uranio encontró algunos usos industriales inadvertidos, en cristales y cerámicas gracias al color diferente que le daba este compuesto. Luego A.H Becquerel descubre la radiactividad el 1 de marzo de 1896, a este descubrimiento le siguieron una serie de experimentos acerca de la radiactividad, los cuales condujeron al descubrimiento del radio y nuevos conceptos sobre la organización interna de la materia. Seguido del descubrimiento de los rayos X, la pregunta era si es que las sustancias que emitían una fluorescencia o fosforescencia fuerte presentaban rayos de similares características. Becquerel expuso el sulfato de potasio uranilo a la luz solar y observo que lo que emitía obscurecería las placas fotográficas. Una interrupción a esta investigación fue que debido a que Becquerel observo un obscurecimiento de las placas sin ser necesaria la exposición del uranio a la luz solar, concluyendo así que estas tenían una tipo especial de radiación, completamente independiente de la exposición de luz. La historia del uranio está fuertemente ligada al descubrimiento del polonio y el radio en la pechblenda por Pierre y Marie Curie en 1898. La fisión inducida del isótopo
fue
descubierta en 1938 por O. Hahn y F.Strassmann. Este descubrimiento fue seguido por una intensa investigación, lo que condujo a la primera reacción nuclear en cadena, la cual fue producida en Chicago por E. Fermi el 2 de diciembre de 1942. La Segunda Guerra Mundial y la decisión de Estados Unidos de tener armamento nuclear condujeron a intensas investigaciones sobre el uranio y el desarrollo nuclear. Las plantas de enriquecimiento de uranio basadas en el proceso electromagnético comenzaron en 1943 en Oak Ridge, Tennessee, seguido al año siguiente por otra planta basada en el principio de difusión gaseosa. Luego de la Segunda Guerra Mundial, la búsqueda de menas de uranio con propósitos pacíficos se incrementó en la mayoría de los países. En los años sesenta, las aplicaciones militares predominaban; el uso pacífico de la energía nuclear ganó importancia gradualmente en los setenta.
5
3. Propiedades Físicas 3.1.
Radioactividad
Los isótopos naturales de uranio
emiten rayos . Las tablas 1 y 2
muestran las cadenas de decaimiento de dos de los isótopos más importantes. Estas cadenas terminan con isótopos no radioactivos
y
.
Los isótopos artificiales de uranio son formados en un reactor nuclear, así después de tratar nuevamente los elementos combustibles gastados, los isótopos de uranio siguientes se encuentran en el uranio purificado para una combustión nuclear de uranio de 36 GW * d / t y un enriquecimiento inicial de los elementos combustibles de 3.5%. 232
U
: concentrac ión 0.71 mg por tonelada U ; vida media 74 a; Th
223
229 U 233 : concentración 7.4 mg por tonelada U ; vida media 2.5 *105 a; Th
230 U 233 : concentración 137 g por tonelada U ; vida media 2.5 *105 a; Th
232 U 236 : concentración 4490 g por tonelada U ; vida media 2.4 *107 a; Th
Los cuatro isótopos artificiales son emisores de rayos con una cierta cantidad de emisiones de rayos y son transformados en isótopos de torio indicados. La relativa pequeña vida media del
, asociado a la emisión de rayos requiere de un gran equipamiento
protector para la radiación, esta tecnología de celda caliente es también necesaria para manejar los productos de la fisión en el reprocesamiento del combustible gastado. Ya que el
tiene
un numero atómico impar es fisible por captura neutrónica cuando es rehusado en el reactor. Sin embargo el
es un amortiguador de neutrones, por eso en el reprocesamiento del
uranio la fracción fisible neutrónica por el 0.45%
debe ser incrementada en un 0.15% para compensar la captura .
3.2.
Modificaciones
El diagrama de fases del uranio se muestra en la ilustración 1. A presión atmosférica, ocurren 3 modificaciones con diferentes estructuras cristalinas, que dependen de la temperatura.
6
Uranio, T
942 K , ortorrómbico
0.2858 nm, b 0.5876 nm, c 0.4955 nm at 298.15 K
Uranio, T 942 1049 K , tetragonal 1.0759 nm, c 0.5656 nm at 942 K Uranio, T 1049 1408 K , body centered
cubic
0.3524 nm at 1049 K
El punto triple de las tres modificaciones es a 3.6 0.2 GPa y 1078 3 K . Las figuras para el punto de fusión a presión atmosférica cubren una gama relativamente estrecha entre 1398 K (1125 °C) y 1408 K (1135 °C). Estas pequeñas discrepancias son debido a los niveles sumamente bajos de las impurezas que no pueden ser del todo evitadas. La densidad teórica de uranio es 19.13
, pequeñas variaciones en el valor experimental son nuevamente
ocasionadas por las impurezas.
3.3.
Propiedades Mecánicas
En la fase (1049 K < T <1408 K), el metal es suave, dúctil, y fácil de trabajar. Sin embargo, ya que esta fase es fácilmente oxidada en un entorno de oxidación, el uranio por lo general debe ser trabajado mientras la fase este en su menor temperatura (a 563 K). La información de la fuerza mecánica para las fases y son entregadas en la tabla 3. La
dureza
del
metal
depende
en
su
mayoría
de
la
temperatura
(Tabla
4).
La dureza rockwell fue medida aplicando pesos de 100 y 150 kilogramos, y la dureza es dada en números de Brinell. (Peso aplicado de 300kg dividido en el área de penetración de una bola de acero de 100 mm).
3.4.
Propiedades Térmicas
Las capacidades de calor específicas y molares de tres modificaciones de uranio se presentadan en la tabla 5. En las fases y , el uranio es un anisótropo, la expansión térmica depende de la dirección. Así, un cristal de uranio se expande en solo 2 direcciones y se contrae en la tercera. El coeficiente de expansión para el uranio en varias direcciones del cristal son entregadas en la ilustración 3. 7
Tabla 1 Decaimiento radiactivo del U-238
8
Tabla 2 Decaimiento radiactivo de U-235
Ilustración 1 Diagrama de fases del uranio. Muestran las gamas de la modificación alfa, beta, gamma y del líquido
9
Tabla 3 Fuerza mecánica de productos de metal de uranio hechos rodar templados en las regiones alfa o beta antes de la medición
Tabla 4 Dureza del metal de uranio.
Tabla 5 Capacidades caloríficas y molares de tres modificaciones del uranio.
10
Ilustración 2 Cambio dimensional de alfa uranio desde 0 a 300 °C.
Ilustración 3 Coeficiente de expansión lineal del alfa uranio.
11
Para beta uranio en el rango de 959-998 K, los coeficientes de expansión lineal son: Eje z , 4.6 106 K 1 Eje x, 23.0 106 K 1 Eje y, 16.9 106 K 1
El coeficiente de expansión lineal de uranio es el mismo para los tres ejes 6
1
(18 10 K ) .
La conductividad térmica del uranio a 298 K es 27.6 Wm 1 K 1 .
3.5.
Propiedades Eléctricas y Electroquímicas.
La conductividad eléctrica específica del uranio ha sido determinada por varios autores. La variación en el valor de estas es debida a variaciones en la pureza y la historia del metal. Las variaciones de resistencias eléctricas especificas muestran pequeñas distinciones, y estas fueron obtenidas a una temperatura de 30 cm. Estas resistencias aumentan cuando se aumenta la temperatura a 55 cm a 873 K. En los puntos de transformación de uranio a y de uranio a uranio la curva muestra un pequeño decaimiento pero esta luego vuelve a crecer. El coeficiente de resistencia eléctrica específica en el rango de 273-373 K es 2.61 2.76 10 3 .
El uranio es un superconductor a muy baja temperatura, pero la transición de temperatura
T C
es dependiente de la presión. A presión atmosférica el valor de
T C
es bajo, de
aproximadamente 0.2 K, en cambio este crece con el aumento de la presión alcanzando un valor de 2.25 K a 1 Gpa de presión. El potencial eléctrico estándar 0 para la reacción:
2e
2 H
H 2
2U 3
2U
4
2e
a 25 °C con 1 mol/L de solución de iones del metal y un electrodo de hidrogeno, están en agua a -0.414 V, con una solución de 1 mol/L de HCLO4 a -0.631 V, y otra de una solución de 1 mol/L HCL a -0.640 V. El potencial termoeléctrico con cobre es de 5mV . 12
3.6.
Propiedades Magnéticas
El uranio es paramagnético. Esta susceptibilidad paramagnética varía con la temperatura y muestra discontinuidades en los puntos de transformación de fases. La susceptibilidad magnética a 298 K es 1.66 106 cm3 / g .
Ilustración 4 Susceptibilidad magnética del uranio.
4. Propiedades Químicas La superficie del metal recién expuesta tiene un lustre plateado, el cual se oxida rápidamente por el aire. Luego de pocas horas el metal está cubierto de una fina capa de oxido de colores iridiscentes para después volverse de un color negro. La misma masa de metal que es oxidada por el vapor a 593 K es oxidada por el aire a un temperatura por sobre 753 K. La entalpía y las energías libres de formación de óxidos del metal a 298 K son las siguientes: UO2 : H 1084 kJ / mol , G 1029 kJ / mol U 3O8 : H 3565 kJ / mol , G 3360 kJ / mol UO3 : H 1218 kJ / mol , G 1138 kJ / mol
El polvo del metal de uranio se quema o arde sin llama con mucha facilidad en el aire, a veces ocurre espontáneamente si el polvo tiene mucha superficie. Todos los procesos de 13
perforación deben ser llevados a cabo con los adecuados fluidos o aceites para la lubricación evitando así daños en estos y también cumplen la función de refrescar la gravilla formada. Para almacenar la gravilla, esta se humedece con un aceite especial o es quemada controladamente para formar
.
El uranio no reacciona con el hidrogeno a temperatura ambiente, pero se combina fácilmente con este a la temperatura de 498 K pasando a ser UH 3 , el cual se descompone nuevamente a los 709 K. Este comportamiento es utilizado en la fabricación del metal pulverizado en su forma compacta, en la cual UH 3 es producido como elemento intermedio. También, para reducir riesgos en el transporte del gas de tritio, ya que este es absorbido por el polvo de uranio envejecido. El uranio reacciona fácilmente con halógenos y haluros de hidrógeno. Este también se quema con gas de flúor para formar conduce a una hidratación del
UF 4
UF 6
(“reactor de llama”). La reacción con HF acuoso
(UF 4 0.75 H 2O, UF 4 2.5 H 2O). El uranio se quema con
una corriente de cloro para formar UCl 6 y UCl 4 . El bromo y el yodo reaccionan solo a UBr 3 y UI 3 . Con el azufre se forma US 2
grisáceo negro, que es estable hasta 1273 K.
El polvo de uranio reacciona muy enérgicamente con agua, y sobre los 308 K el metal compacto también reacciona con agua. El uranio es atacado con ácidos diluidos, para la formación de sales. Las soluciones más fuertes de álcali también atacan al metal formando uranato.
5. Distribución, Necesidad y Cifras de Producción 5.1.
Distribución
La baja concentración de uranio en la corteza terrestre es de aproximadamente 4
2 10 % . En comparación con otros minerales se asemeja a las concentraciones de cobalto,
plomo y molibdeno en la tierra. La mayor parte del uranio está distribuido extensamente en pequeñas concentraciones, tanto en rocas metamórficas acidas como básicas, en rocas sedimentarias y en menas fosfáticas. La amplia distribución de uranio y los grados bajos de enriquecimiento en menas comparadas con otros metales de abundancia similar es el resultado de su capacidad de formar una amplia gama de complejos químicos.
14
Tabla 6 Minerales de uranio con importancia industrial.
Ilustración 5 Concentraciones minerales en importantes minerales de uranio.
15
Algunos materiales considerados minerales de uranio falsos son el uranio mal definido que contiene productos bituminosos como el kolm (Suecia), tucholita (Suecia, Canadá y Sudáfrica), y el asfalto (Argentina). Un mineral industrialmente importante son los que contienen como acompañante la pechblenda o uraninita, como la monacita. Los grandes depósitos de monacita se encuentran en Brasil e India. Las grandes reservas también están presentes en el mar, debido a su enorme volumen. Sin embargo el nivel de uranio es muy bajo (3 ppb 3 g / L) . Aun así, desde 1950 se han hecho investigaciones con el propósito de extraerlo del mar, pero lamentablemente el enriquecimiento de uranio no es suficiente, hasta ahora se ha alcanzado un enriquecimiento del 105 , sin embargo se necesita que este sea de un 106 para que el proceso sea económicamente rentable. En la ilustración 7 se muestran las concentraciones más importantes de la corteza terrestre. Aproximadamente la mitad de la producción de uranio anual viene de minerales secundarios. Un tercio viene conglomerado con la roca submarina que ha estado sedimentada junto con el uranio oxidado. La producción de uranio restante es de venas o vetas y yacimientos sedimentarios.
5.2.
Recursos, Exigencia y Cifras de Producción
Un informe de 1991 con datos válidos hasta el 1 de enero de 1991, publicado conjuntamente por la agencia de energía nuclear del OECD y la IAEA, entrega datos sobre depósitos, producción y exigencias de uranio para 44 países. Este informe incluía por primera vez países de bloque oriental (estados comunistas). Desde entonces, los datos del antiguo bloque oriental se han hecho con más precisión y han sido evaluados más a fondo. El desarrollo de la oferta y demanda del uranio también ha cambiado considerablemente. Las cantidades de uranio que antes eran procesadas con objetivos militares ahora están disponibles para el uso de energía nuclear civil como consecuencia del desarme nuclear. De ahí OECD/NEA ha reeditado sus informes de existentes. Las perspectivas de mercado han sido estudiadas desde el punto de vista de la diferencia cada vez mayor entre la demanda de uranio y la producción de este, y esta solo puede disminuir con la liberación de las reservas militares.
16
Las fuentes de uranio conocido en el mundo, y los gastos esperados por kilogramo de uranio extraído se muestran en la tabla 7. Las reservas de los países siguientes no son incluidas en la clasificación de OIEA:
sobre la base de informes de reservas estimadas, se asumió que en el mundo las reservas de uranio son de 8 13 106 . Tabla 7 Reservas de uranio en el mundo estimas por la IAEA.
17
Ilustración 6 Producción y demanda de uranio del Mundo Occidental
Producción de uranio países occidentales. La ilustración 6 muestra la producción y demanda del uranio en el occidente en el periodo de 1956 a 1995. En esta parte del mundo la industria del uranio experimentó su primera alza a principios de los 60. En ese tiempo, la mayoría de la producción de uranio era para programas militares del occidente (Inglaterra, Estados Unidos, Francia). La demanda para propósitos civiles vino a fines de los 60 y a principios de los 70, y fue estimulada por programas de expansión los cuales habían sido resultado de la crisis del petróleo de 1973. Entre 1975 y 1980, la producción de uranio creció ya que la demanda aumentó en el sector civil. Al mismo tiempo la producción de uranio como un subproducto de roca de fosfato se comenzó a extraer desde 1989. En 1980 la producción de uranio del mundo occidental era de 44000 t, pero la demanda era sólo de 20000 t. Mientras la demanda de uranio por el programa de energía nuclear comenzaba a crecer en el mundo. La diferencia entre la oferta y demanda fue cubierta por el uranio que estaba en reservas. El desarrollo de precios para el uranio muestra claramente que las cantidades de las cuales se disponían satisfacían la demanda del mercado, ahora ultimo el precio de uranio ha decaído (ilustración 7) a pesar del hecho que la producción ha fallado en encontrar demanda. Hasta 1973 el precio de uranio estaba en 7 $/libra de U, pero entonces aumentó enormemente debido a la crisis petrolera, alcanzando un pico de 45 $/libra de U en 1976. La sobrecapacidad
18
que existe en este tiempo condujo a una baja en los precios y la estabilización eventual en 23 $/libra en 1982. Por las razones dadas anteriormente el precio del uranio decayó gradualmente hasta 1994 y actualmente se ha mantenido en ese bajo precio.
. Ilustración 7 Precios del uranio para compradores europeos
Producción de uranio del antiguo bloque oriental. En la ex-Unión Soviética, y China se han producido 630000 t de uranio desde los años 1940 (ilustración 8). Antes de la liberación política y económica de Bloque Oriental en 1989/90, la mayoría del uranio producido en la Unión soviética fue transportada
como material
estratégico. Sólo Rumania conservó mil toneladas para su programa CANDU reactor. El uranio producido en la Unión Soviética e importado fue solo hasta 1994, probablemente 450000 t de U fue con objetivos militares, y 115000 t de U fue usada para el programa nuclear del reactor de la Unión Soviética y Europa Oriental. Así, hoy Rusia debería contar con un stock de 75000 t de uranio en forma natural y enriquecida. La ilustración 9 muestra la producción de uranio del CIS desde 1991. Dos de los productores más grandes, Kazajstán y Uzbekistán, no tienen esencialmente ningún programa de energía nuclear, de modo que la producción de estos se hizo disponible para exportaciones. Producción de Uranio de hoy en día. La producción de uranio mundial en 1995 era de 34200 t, el 75 % vino de los países Occidentales y el 25 % de Europa Oriental, CEI, y China (ilustración 10). Los tres productores de
uranio
occidentales
más
grandes---Cogemá,
Cameco,
y
Uranerzbergbau---eran
responsables del 44 % de producción de uranio mundial. La ilustración 11 muestra la producción de uranio de 1994 dividida según los productores. 19
Ilustración 8 Producción de uranio del Bloque oriental y uso del material (1945-1994)
Ilustración 9 Producción de uranio de CEI (1991-1996)
20
Ilustración 10 Producción de uranio mundial en 1995.
Ilustración 11 Producción mundial de uranio dividida en empresas productoras.
Ilustración 12 Consumo de uranio de reactores nucleares.
21
Ilustración 13 Contribución de uranio fresco o de stocks para futuros requerimientos (1996--2010).
El futuro de la oferta y la demanda La ilustración 6 muestra la demanda de uranio y la producción de uranio hasta 1996. La ilustración 12 muestra una estimación de OCDE/IAEA de la futura demanda de uranio que comienza en 1991. La demanda de uranio mundial en 1991 era 49300 t la U, y esto fue distribuido entre los continentes como es mostrado en la ilustración 12. Sobre la base de la capacidad generadora de energía nuclear, una demanda de uranio de 77700 t U se esperan en el año 2010. Las nuevas investigaciones de varios argumentos de referencia del Instituto de Uranio dan valores entre 70000 y 80000 t U. Schreiber asume una demanda de menos de 60000 t la U y predice la situación de suministro de uranio mostrada en la ilustración 13. La demanda de uranio mundial aumentará lentamente durante aproximadamente una década, después de lo cual puede esperarse una tendencia a decaer si se asume que las centrales nucleares son removidas y no substituidas cuando sus licencias expiren. Esta predicción está basada en la proyección política que se está generando en cuanto a al uso de energía nuclear.
22
En la ilustración 13 se compara la demanda de uranio mundial con la capacidad de producción máxima que se puede lograr. La capacidad de producción es dividida en potenciales proyectos, minas con reservas sustentables, y plantas en operación o para las cuales existen proyectos concretos. La ilustración 13 muestra que la producción de uranio mundial podría doblarse al 2002, pero también, que aunque se operen y planifiquen proyectos con potencial, aun así no serán suficientes para cubrir el uranio que exigirán las centrales nucleares. De ahí, la importancia del los stocks de uranio existentes a causa del desarme del bloque oriental, se predice que para la futura demanda estos serán cruciales para satisfacerla.
6. Usos El producto intermedio "torta amarilla " es un producto de la mena de uranio. El producto final industrial más importante es el UO2 , el cual es el único combustible nuclear usado en reactores de central eléctrica, aunque el carburo de uranio ( UC ) a veces es usado en reactores generadores de alta velocidad enfriados por sodio. El UC es usado debido a su densidad más alta y la conductividad térmica superior en comparación con el UO2 . El metal de uranio es usado como el combustible en reactores y reactores Magnox. A causa de su alta densidad, también es usado en la forma agotada para ajustar pesos en un avión de grandes proporciones. Un avión Boeing contiene 360 kilogramos del metal de uranio agotado. La alta densidad del metal de uranio también se utiliza para proteger materiales contra fuentes de radiación (ejemplo: en el equipo portátil para la radiografía de soldadura y equipos de rayo X). Las aleaciones de U-Zr son usadas como combustible nuclear en reactores marítimos en investigación. La aleación U-Zr Hidrogenada ( UZrHx ) es usada como moderador de combustibles combinados en reactores de naves espaciales. La sílice de uranio era usada en un principio como combustible en un reactor ligero de agua. Sin embargo, se dejo de utilizar por reacciones indeseadas con el agua. Aleaciones de aluminio de uranio son usadas en pruebas de materiales y reactores de investigación. Las sales de uranio rara vez son añadidas a productos de cerámica por sus efectos de colores luminosos debido a los problemas de radiación que implican.
23
7. Producción 7.1.
De Mena Ordinaria a Torta Amarilla
Las menas comunes y corrientes están preparadas para ser lixiviadas luego de un previo chancado y molienda respectivas. El proceso de lixiviación químico es seleccionado según la naturaleza mineralógica de la mena. Las menas ácidas son tratadas con H 2 SO4 diluido, y las menas alcalinas con una solución acuosa que contiene carbonato de sodio y el bicarbonato de sodio. Las menas fosfáticas son tratadas con ácido. La separación sólido-líquido de lixiviación de la mena es realizada por procesos estándar como la filtración, decantación gradual, y la separación por hidrociclón; el uranio es recuperado de la solución por el cambio de ión o la extracción por solvente. La combinación de estas dos técnicas, (como en el proceso de Eluex), es también ventajosa. La torta amarilla se produce por la precipitación del ácido con el amoníaco o Mg (OH ) 2 o por la precipitación del alcalino con NaOH . El uranio es obtenido como subproducto del elemento que acompaña, normalmente en menas fosfáticas, en las cuales el contenido de uranio es bajo. Luego del tratamiento con acido, el uranio es purificado y recuperado por un proceso de extracción. El uranio es precipitado como carbonato de amonio de uranilo (AUC).
7.2.
De la Torta Amarilla al
En el proceso de tratamiento húmedo, la torta amarilla es disuelta en
y luego
purificada por extracción por solvente. Para luego ser tratada la solución resultante de uranio en acido nítrico, esta puede reaccionar químicamente a la forma de
o
usando diuranato
de amonio (ADU) o el proceso AUC, o removiendo el nitrógeno por evaporación. El
es convertido en ; luego el
por dos etapas: primero el
es convertido en
es producido por tratamiento con
por tratamiento con flúor gaseoso. En un principio, la
torta amarilla también puede ser procesada en seco. Luego de reducción de tamaño y purificación preliminar la torta amarilla es calcinada para formar a
, para luego ser convertido
tal cual fue descrito el proceso anteriormente. Sin embargo, el
obtenido debe ser
purificado por destilación fraccionada.
24
7.3. El
De
a el Combustible Nuclear
para ser convertido al combustible combustibl e nuclear
de reactores ligeros de agua,
debe realizarse un proceso de enriquecimiento previo ya que el contenido del isótopo debe estar entre 2 y el 6 %. Los procesos de enriquecimiento comúnmente usados incluyen el proceso de difusión, de inyección, y centrifugación. El
enriquecido puede ser procesado por métodos húmedos, por métodos secos,
por conversión directa, por conversión general eléctrica seca (GECO), para obtener el polvo . Después de la conversión química y antes de la peletizacion, el polvo debe ser pretratado (excepto en el caso de precipitación por el proceso de AUC). Sólo después de que el pretratamiento hace varios pasos de pelletizacion (compresión, aglomeración, y molienda) dan un producto final con las propiedades deseadas.
7.4. 7.4.1 7.4.1..
Descripción Detallada del Proceso
Digesti ón y lixiv iación de la men a.
Antes de la digestión digestión de la mena, es esencial un apropiado pretratamiento. pretratamiento. Estos incluyen reducción de tamaño, por lo cual el material tendrá que pasar por diferentes etapas. En la primera etapa el material con 1 m de diámetro es pasado a través de un chancador giratorio o un triturador de mandíbula el cual tiene un consumo de 250-350 kW de energía. Este reduce el mineral a 200 mm de diámetro. En la segunda etapa se usa chancadoras de cono con un consumo de poder de 30-40 kW de energía, entregando tamaños de aproximadamente 65 mm de diámetro. En la tercera etapa se obtienen tamaños menores a 10 mm usando trituradores de cono o trituradores giratorios los cuales consumen de 15-20 kW de energía. Esta reducción de tamaño se adecua a la mayoría de las menas de uranio, para las cuales es mucho más usual el proceso de acido sulfúrico. Una granulometría más fina es solo necesaria para tratamientos alcalinos. Aquí se usan sucesivamente molinos de barras o molinos de bolas hasta lograr aproximadamente una granulometría de 0.5 mm. La consideración de costos del proceso completo de molienda y el tratamiento químico debe incluir la pregunta de que si es beneficioso el retiro preliminar de material sin valor (ganga). Sin embargo, ningún proceso industrial hasta ahora ha sido usado. Un experimento en escala piloto en el Lago Elliot, Canadá, arrojó los siguientes resultados:
25
Tabla 8 Métodos de separación: cantidad de ganga removida y su consecuencia en pérdidas de uranio.
Menas ácidas El acido sulfúrico diluido siempre es usado en el tratamiento de menas. Si la mena contiene feldespatos y arcilla, no se deben usar concentraciones muy altas de acido ya que este disolvería a los silicatos de aluminio. Si el uranio tetravalente esta presente, se debe agregar un agente oxidante a la mezcla, con hierro disuelto para que actúe como catalizador. Las siguientes reacciones ocurren en el proceso de disolución: 2
UO3
2 H UO2
UO2
Fe 2 Fe
UO22
3
SO4
2
UO2
2
H 2 O
2Fe
2
UO2 SO4
Mientras más acida sea la concentración se forman también iones complejos como 4
[UO2 (SO4 ) 3 ] , pero estos no causan problemas en el proceso.
Menas Alcalinas Las menas alcalinas requieren tratamiento con soluciones alcalinas. La lixiviación alcalina es considerablemente más lenta que la lixiviación acida, pero es más eficaz para menas en las cuales los materiales de ganga contienen componentes de calcio u otros consumidores de ácido. Para el tratamiento alcalino la mena debe ser de granulometría fina. Y ya que la solución de carbonato no ataca este tipo de ganga, el uranio es disuelto mas selectivamente que cuando se usan soluciones ácidas, y la etapa de concentración siguiente es
26
más fácil. La disolución de uranio es debido a la formación de un complejo tricarbonato: UO3
NaHCO O3 Na4 [UO2 (CO3 ) `3 ] H 2 O Na2 CO3 2 NaHC
La proporción de carbonato al carbonato de hidrógeno se debería mantener. Si el uranio tetravalente está presente, el oxígeno es usado como un oxidante, y se aplican temperaturas y presiones más altas de lo habitual. Esta oxidación es catalizada por el sulfato de cobre y el amoníaco. Digestión de Roca Fosfatada El uranio está presente en rocas de fosfato en una concentración de 100-150 mg/kg. En Florida, por ejemplo, contiene 110 mg/kg de uranio. La mayoría de las rocas fosfatadas son miembros del grupo de las apatita, teniendo la composición Ca10 ( PO4 , CO3 ) 6 (OH , F , Cl ) 2 , en el cual el calcio es reemplazado por una pequeña porción de U 4 , el cual es de similar tamaño ( U 4 , 0.097 nm; Ca 2 , 0.099). La
presencia de uranio en los depósitos de fosfato es debido su formación con agua de mar, el cual contiene 3 g / g / L de uranio. En presencia de agentes reductores orgánicos o iones de Fe(II), U(VI) se reduce a U(IV), el cual se incorpora en la estructura de la apatita. Cuando la apatita es tratada con acido sulfúrico diluido a 80-135 °C para formar acido fosforito crudo, el uranio también va en la solución. Sin embargo, si la apatita es tratada por el método en seco o con acido sulfúrico para formar un superfosfato, el uranio no se disuelve pero permanece en el producto. Solo en Israel, el uranio es primero disuelto con acido clorhídrico cuando se usa el método en seco. La extracción por oxidación y la extracción por reducción son los dos procesos que se han puesto en práctica para extraer el uranio. 7.4.2 7.4.2..
Tratamiento de la Soluc ión.
El uranio puede ser removido de la solución por cambio iónico, extracción por solvente, o la combinación de los dos procesos, lo cual es conocido como Proceso Eluex. Los sólidos insolubles, los cuales pueden tener un efecto perjudicial, generalmente son removidos al principio, por sedimentación, decantación, o con hidrociclones, filtros, o centrifugas. Mientras pequeñas cantidades de sólidos en suspensión son tolerables para el proceso de cambio de ion, la solución debe ser purificada antes de agregar el agente de extracción por solvente, ya que este puede ser adsorbido por los sólidos. 27
Recuperación de uranio por cambio iónico Los complejos aniónicos del uranio están presentes tanto en soluciones acidas como básicas de uranio. Los de base fuerte son generalmente usados para extraer estos complejos: 4 RX RX [UO2 (SO4 ) 3 ]4
R4 [UO2 (SO4 ) 3 ] 4 X
4
R4 [UO2 (CO3 ) 3 ] 4 X
4 RX RX [UO2 (CO3 ) 3 ]
donde R es la matriz del complejo y X es el grupo funcional básico. El pH para el proceso de cambio iónico es ajustado entre 1.5-2 en soluciones de acido sulfúrico y de 9-10 en soluciones alcalina. Este proceso se puede llevar a cabo en forma continua o cerrada (batch). Proceso batch En este proceso, una columna cilíndrica de 2-3 m de diámetro y 4-5 m de altura contiene de 10-30 m 3 de resina. La resina de intercambio iónico es cargada a un caudal de 520 m3 / h y extraída a 1-5 m3 / h . Para cada solución, se desarrollo el proceso resina en pulpa (RIP), en el cual los granos de resina más grande son puestos en un tamiz para luego por movimientos de estos separar los granos más grandes de los mas pequeños. Proceso de intercambio iónico continuo Se han desarrollado varios tipos de columnas para este proceso de intercambio iónico continuo. Por ejemplo la columna Higgins, la cual operó exitosamente en Texas y Wyoming desde 1955. La resina es cargada lentamente a través de la columna. Estas son lavadas desde el sobretamaño hasta el tope. Columnas similares fueron exitosas en minas de Bureau en Dakota del Sur. En 1977, la Columna Himsley fue instalada en Ontario, Canadá y la columna Cloete-streat en Sudáfrica. La columna Porter que fue instalada en Namibia en 1978, la cual hacia que las soluciones de uranio fluyeran desde el sobre tamaño a una segunda columna de intercambio iónico de un nivel ligeramente inferior. La resina con carga se retira de la parte inferior por medio de aire comprimido y se alimenta a través de un depósito intermedio en columnas de elución. Aunque las resinas de intercambio iónico han mejorado considerablemente considerablemente en años recientes, la tendencia actual es hacia la extracción por solvente o una combinación entre 28
intercambio iónico y extracción por solventes, porque este proceso da una mejor selectividad, por lo tanto, una más alta pureza del producto. Recuperación de uranio por extracción por solvente Tipos de disolventes de extracción que se utilizan: alquilados ácidos fosfóricos y ácidos pirofosfóricos; aminas alifáticas. Ambos tipos se disuelven en hidrocarburos inertes, sobre todo el queroseno de alta pureza. El mecanismo de extracción se basa en el intercambio de iones en la fase líquida. El fosfato de tributilo (TBP), que se utiliza en la producción de uranio de alta pureza, no se puede utilizar para la extracción de líquido-líquido de las soluciones de ácido sulfúrico debido a que la extracción de los medios de comunicación no son adecuados para soluciones de sulfato de uranilo. Extracción por solventes con ácido fosfórico Los siguientes tres ácidos fosfóricos se han encontrado adecuados para la extracción de uranio:
En el proceso de extracción, los átomos de hidrógeno del ácido fosfórico se sustituyen por el ión uranilo. El intercambio por tanto, también depende del pH de la solución. Los complejos formados son solubles en la fase orgánica, en contraste con la extracción con antifúngicos organofosforados neutral, el anión de la sal de uranilo no se extrae al mismo tiempo: 29
2
UO2
( aq)
2( RO) 2 PO2 H ( org ) UO2 [ PO2 (OR) 2 ]2( org ) 2H ( aq)
La extracción puede ser mucho mejor mediante la adición de fosfato de tributilo de ácido fosfórico (efecto sinérgico). Loa ácidos minerales concentrados o soluciones de carbonato de sodio se utilizan de solvente orgánico para el uranio . Extracción por solventes con aminas Las nuevas plantas de procesamiento de uranio utilizan principalmente aminas como solventes de extracción. Estos son generalmente mezclas comercialmente, las cuales pueden ser de di alquilaminas de cadena ramificada o tri alquilaminas de cadena lineal. Las soluciones de estas aminas en los hidrocarburos tienen una fuerte afinidad con el sulfato de uranilo y forman complejos del tipo
( R3 NH ) 2 [UO2 (SO4 ) 22 ] , que son solubles en solventes
orgánicos. El uranio puede ser despojado de estas soluciones mediante el intercambio de iones simples con las soluciones del nitrato o cloruro de sodio o amonio. También se pueden utilizar soluciones de carbonato de sodio, las cuales deben ser lo suficientemente básicas para convertir la sal de amina en base libre. Técnica de extracción por solvente Pocos tipos de columna son adecuados para la extracción por solventes, los cuales incluyen la columna disco giratorio y la columna Scheibel. Sin embargo, el tipo más adecuado es el mezclador de los sedimentos en sus diversas formas. Un mezclador continuo de los sedimentos se compone de una cámara de mezcla y una cámara de sedimentación. La cámara de mezcla está provista de un agitador para mezclar las dos fases (acuosa y orgánica). La fase orgánica se alimenta por gravedad desde el procedimiento de sedimentacion en la parte superior de la cámara de mezcla, mientras que la fase acuosa de la cámara de sedimentación siguiente entra en la cámara de mezcla desde abajo. Las fases mixtas pasan a través de una toma de corriente a una altura intermedia en la cámara de sedimentación en el que las dos fases se separadan. Por lo tanto, las fases del flujo en contracorriente, y cada mezclador-sedimentador constituye una etapa del proceso . El mezclador de cuatro etapas, sedimentadores de los diseños Varius se utilizan para la extracción por solvente a escala industrial. Por ejemplo, en el Davy Power gas mezcladorsedimentador, las fases mezcladas fluyen de forma centralizada en dirección hacia arriba. El mezclador-sedimentador de Israel Mining
contiene laminas internas para promover una
30
separación rapida de fases, los cuales permiten tasas mejores tasas de rendimiento. El sedimentador Lurgi MultiTray está dirigido a un resultado similar. Proceso Eluex En el proceso combinado Eluex, el uranio es separado por medio de una resina de intercambio iónico, seguida de extracción por solventes. La resina de intercambio iónico ha sido diseñada con el fin de Tolerar la "nubosidad" tanto como sea posible, y el uranio se recolectado casi cuantitativamente. Es aceptable el paso de los iones de ajenos, ya que estos se eliminan fácilmente en la segunda etapa (extracción por solvente). En este proceso combinado, la primera etapa tiene el efecto útil de aumentar la concentración de uranio, con la consiguiente reducción en el flujo de masa. Permite que la segunda etapa sea menor con un factor de 20-30, y también el efecto de la purificación de este paso como la concentración de uranio en el alimento es mayor. Una ventaja adicional es que el proceso se puede utilizar con concentraciones de uranio relativamente bajo en el líquido de lixiviación (mineral de uranio de bajo grado). Así, por ejemplo, las fases de intercambio iónico aumentan la concentración de una solución de partida que contiene 0,02-0,5 g / L U3O8 a 9.12 g / L y reduce el flujo de masa por el mismo factor. Cuatro plantas de procesamiento industrial de 1000-1200 t/d de mineral están operando en los estados unidos. En Sudáfrica, la técnica fue desarrollada en 1963 bajo el nombre de " proceso NuMex ", y siguió a la operación a gran escala. 7.4.3. Produc ción de con centrado de uranio
De la precipitación a la torta amarilla La solución obtenida por la intervención de los procesos anteriores contiene uranio en forma de complejo de sulfato o carbonato Na [UO2 (CO3 ) 3] . El uranio es precipitado aquí como uranato por la adición de la base, se filtra y se seca. El uranio concentrado obtenido, conocido como "torta amarilla" debido a su color y forma, es el material básico para la producción de combustibles nucleares. La precipitación se lleva a cabo en recipientes grandes, agitados.
31
El agente precipitante para la solución ácida, que contiene sulfato es el amoníaco o , mientras que los complejos carbonato se precipitan con una solución al 50% de NaOH. Procesamiento de solución de fosfato y la precipitación de las AUC Proceso de re-extracción de óxidos En la re-extracción de óxidos, el U (VI) es convertido primero en U (IV) agregando sales de Fe (II) al acido fosfórico. El uranio es luego extraído del acido orto fosfórico por mono- y di octil fenilester mezclado con kerosén. La re-extracción es por tratamiento oxidativo con acido fosfórico y clorato de sodio (NaClO 3 ). El U (VI) es de nuevo extraído de la solución extraída a 40-50º C, esta vez con oxido de tri fosfina de octilo (TOPO) y fosfato de 2-etil hexil (DEHPA) disuelto en kerosén; es entonces despojado de este extracto por la adición de Fe (II). Reciclajes múltiples de la solución de extracción dan un factor de enriquecimiento de 40. La solución extraída es entonces re-oxidada y se extrae con DEHPA-TOPO-queroseno. El acido fosfórico se elimina del extracto, que luego se extrae con una solución de (NH4 ) 2 CO3 . El exceso de carbonato de amonio se añade en frió a la solución de sal compleja obtenida, precipitando carbonato de uranilo y amonio. (NH4 )4UO2 (CO3 ) 3 . Esta se filtra, se lava, y se calcina para dar UO2 x
Proceso de reducción por extracción La reducción por extracción procede de manera casi idéntica, salvo de que un solo medio de extracción es utilizado (DEHPA-TOPO-QUEROSENO). Por lo tanto el uranio de la primera etapa no es reducido sino que extraído como U (VI). Por lo tanto las dos etapas de extracción son reductoras. El uranio no requiere una purificación adicional en estos casos y suele ser más pura que la torta amarilla normal. 7.4.4. Purifi cación final del con cent rado de uranio
Disolución de la torta amarilla La torta amarilla producida por las empresas mineras no es una sustancia química única, sino una mezcla de uranatos. Su composición depende de los minerales extraídos, como se mencionó anteriormente, y de la química del proceso de tratamiento adecuado para los minerales. El contenido de uranio y la naturaleza y concentración de impurezas varían.
32
Sin embargo la fabricación de combustible nuclear requiere un producto de alta pureza y composición constante, los procesos de purificación están destinados a lograr este objetivo. A escala industrial, se utilizan principalmente los procesos húmedos para tratar la torta amarilla, que primero debe ponerse en solución. Esto se logra con ácido nítrico caliente, que disuelve el uranio como nitrato de uranilo. Las impurezas se asientan en cierta medida, o también pueden ser disueltas como los nitratos. Purificación extractiva En la fase purificación extractiva, el uranio se separa de las impurezas que lo acompañan en la medida que sea posible. La eliminación de elementos como el boro, tierras raras, el cadmio y el litio es especialmente importante. La purificación se lleva a cabo mediante la disolución de los concentrados de uranio en ácido nítrico, extrayendo el uranio con disolventes selectivos. Actualmente, TBP diluido con hidrocarburos se utiliza en casi todas las plantas de purificación conocidas. El complejo es formado de acuerdo a: UO22(aq)
2 NO3( aq) 2TBP ( org ) UO2 ( NO3 ) 2 2TBP ( org )
El complejo es neutro, anhidro, y no disociado, y tiene mayor solubilidad en la fase orgánica que en la fase acuosa. Las soluciones de nitrato de uranilo contienen un exceso de ácido nítrico libre (a veces los nitratos de metales alcalinos, metales alcalinotérreos, o de aluminio son agregados), que tiene un efecto de salazón y mejora el coeficiente de distribución entre las fases orgánicas e inorgánicas. La solución de fosfato de tributilo entonces se trata con agua pura, y el nitrato de uranilo se transfiere de nuevo a la fase acuosa. El coeficiente de distribución depende de la temperatura, y se prefiere agua caliente (5060 º C) para este proceso de extracción. Otros nitratos de metales pesados también pueden formar complejos con TBP. La mayor cantidad de fosfato de tributilo presente en solución esta unido al UO2 (NO3 ) 2 , se extraen en menor grado los nitratos de metales pesados. Por lo tanto, es necesario un alto grado de saturación de fosfato de tributilo con nitrato de uranilo. Para reducir la densidad de fosfato de tributilo (que es similar a la del agua) y para reducir su viscosidad relativamente alta, se diluye con un material inerte, hidrocarburos saturados. El queroseno y n-hexano se utiliza generalmente, dando soluciones que por lo general contienen 25 - 35% TBP. Las impurezas en soluciones de uranio incluyen sílice y yeso soluble, que puede ser depositado en el aparato de extracción por solvente reduciendo la eficiencia de la extracción. 33
También, algunos aniones, especialmente sulfato y fosfato, causan problemas al formar complejos con el uranio. Estos complejos no se extraen y por lo tanto dan lugar a pérdidas de uranio. Fluoruros y cloruros en presencia de ácido nítrico puede causar corrosión severa del material del recipiente. El fosfato de tributilo también contiene impurezas que interfieren con la extracción. Algunos de estos están presentes en el producto comercial suministrado, mientras que otros están formados por los ataques químicos y por radiación. Las impurezas principales son los ácidos fosfóricos de dibutilo y monobutilo. A pesar de que los ácidos fosfóricos de dibutilo extraen uranio con mayor eficacia, es menos selectivo que el fosfato de tributilo (es decir, las impurezas se extraen al mismo tiempo). Esto hace la extracción del uranio más difícil. Los ácidos pueden ser eliminados mediante un lavado fuera del fosfato de tributilo (por ejemplo, con una solución de hidróxido de sodio) Técnica de extracción por solvente El concentrado se disuelve en ácido nítrico, y la concentración de uranio y ácido nítrico en la solución filtrada se ajusta a los valores deseados, por lo general 250-350 g / L de uranio y 1.3 mol / L de ácido nítrico libre. Antes de ser alimentada a la planta de extracción por solventes, la solución se filtra en algunas plantas. Varios tipos de extractores (ilustración 14) se utilizan en plantas de extracción por solvente. Las columnas de tamizado en bandeja pulsado son las más populares, pero en algunos casos son usados los mezcladores de sedimentos. Las columnas pulsadas y el mezclador de sedimentos se utilizan tanto para la extracción por solventes y para el lavado y re-extracción. Las columnas contienen placas de acero inoxidable perforadas a 50 mm de distancia. Los agujeros son de 3-5 mm de diámetro, y el área total de todos los agujeros es de 23-25% del área de toda la placa. En la primera columna, el nitrato de uranilo es extraído por el disolvente (25% TBP en queroseno). La relación de volumen en las dos fases se establece tal que la saturación máxima de la fase orgánica con el nitrato de uranilo, junto con la extracción casi cuantitativa (> 99,9%) se alcance. En la segunda columna (columnas de lavado), la fase orgánica se lava con una pequeña cantidad de agua desionizada para eliminar las impurezas extraídas al mismo tiempo. Una proporción de volumen de la fase orgánica: agua = 10:1 es la adecuada. En este proceso de lavado, el uranio es también en parte transferido al agua de lavado. Esta solución es por lo tanto reciclada al proceso. Después que la fase orgánica se lava, se pasa a la columna de extracción, donde se elimina el nitrato de uranilo por agua caliente (60 º C) desionizada. Después del tratamiento del solvente orgánico con Na 2 CO3 para eliminar los productos de la hidrólisis de fosfato de tributilo y el uranio restante
34
(este paso no siempre se incluye en el proceso), la solución orgánica se alimenta de nuevo a la primera columna.
Ilustración 14 Esquema de una planta de extracción por solvente: (a) columna de extracción; (b) Columna de lavado; (c) columna de extracción; (d) Filtro diatomita.- solución impura de que contiene 275 g / L de U, 3 mol / L de ;- solución empobrecida (0,1 g / LU) que pasa en las columnas de extracción; solución de nitrato de uranilo o en programas de duración determinada; - solución empobrecida ( 1-3 g / LU) de nitrato de uranilo en TBP, el agua, solución acuosa de
7.4.5. Prod uc ción de UO3 y UO2 de la sol uci ón purific ada de nitrato de uranilo
Dos métodos diferentes se han desarrollado para la producción de UO3 y UO2 de una solución de nitrato de uranilo. En el primero de ellos, la solución de nitrato de uranilo hexahidratado se evapora hasta que el nitrato de uranilo está totalmente cristalizado, y este se convierte en trióxido de uranio por descomposición térmica. Alternativamente, el uranio se precipita en forma de un compuesto insoluble, y este precipitado (por lo general una sal de amonio) se convierte en trióxido de uranio. Ambos procesos tienen en común la reducción del trióxido de uranio UO3 obtenido en dióxido de uranio UO2 . Los dos procesos se comparan en la ilustración 15. Evaporación de la solución de nitrato de uranilo y desnitrificación por descomposición térmica
35
Las soluciones de nitrato de uranilo hexahidratado hasta que se evaporan nitrato de uranilo, UO2 (NO3 ) 2 6H2 O , comienzan a cristalizar. La evaporación conduce a la liberación de óxidos de nitrógeno y agua: UO2 ( NO3 ) 2 6 H 2 O UO3
NO NO2 O2 6 H 2 O
Esta descomposición y el diagrama de fase del nitrato de uranilo hidratado se han investigado a fondo. El diagrama de fase (figura16) muestra que el hexahidrato y trihidrato tienen puntos de fusión incongruentes a 60 º C y 113 º C, respectivamente. El sistema de agua del nitrato de uranilo, es estable a 184 º C, el punto de fusión del dihidrato. Encima de esta temperatura, la descomposición de trióxido de uranio se produce con la liberación de óxidos de nitrógeno. Esta reacción se vuelve mucho más rápida por encima de 300 º C. desde el trióxido de uranio pierde oxígeno por encima de 430 º C, 400 º C se considera la temperatura óptima para la producción de UO3. Esta reaccion se vuelve mas rápida cerca de los 300°C, ya que el trioxido de uranio pierde oxigeno cerca de los 430°C, 400° es considerada la temperatura óptima para producir UO3. Con el fin de no reducir la reactividad de UO2 en los pasos del proceso posterior (reducción, sinterización, o hidrofluoración), evitando las altas temperaturas, a la que podría ser formada la fase de U3O8, es deseable. Evaporación El diseño de plantas de evaporación depende de la concentración inicial de las soluciones que se evaporará. Puesto que el ácido nítrico se manipula en concentración baja (hasta 0,05 mol / L), el material de construcción es de acero inoxidable. Evaporadores verticales de tubos y tanques de evaporación calentados por conductos de vapor internos son de uso común. La concentración final de nitrato de uranilo para la etapa de desnitrificación posterior se establece por medio del control de la temperatura. Por lo tanto, una temperatura de 120 º C corresponde a una concentración de uranio de 1.000 g / L, y 143 º C a 1.285 g / L, la solución de alimentación de la etapa de desnitrificación se produce a una concentración entre estos dos. El punto de fusión de la solución menos concentrada es de 60 º C, y la de la solución más concentrada 116 º C. Ya que estos puntos de fusión son relativamente altos, se debe tener cuidado para evitar el derretimiento de solidificación en cualquier parte del sistema (por ejemplo, al calentar la tubería). Solución concentrada de nitrato de uranilo es almacenado en tanques calentados antes de ser bombeado a la etapa de desnitrificación. Desnitrificación 36
La desnitrificación lotes se llevó a cabo en ollas de acero inoxidable que contiene bastante agitadores de gran alcance pero el proceso por lotes se utiliza raramente hoy.
Ilustración 15 Métodos de producción de
.
Desnitrificación continua El horno de funcionamiento continuo se utilizó por primera vez en 1956 en una planta en Hanford (Washington) consiste en un canal horizontal con un dispositivo central de agitación. El nitrato de uranilo es alimentado por rotometros a través de las entradas a la pila de descomposición, y los flujos de UO3 formado a lo largo de una presa en un recipiente receptor de polvo. La temperatura en el lecho de polvo determina en gran medida el agua y el nitrato contenido en el polvo. El contenido de nitrato varía entre 1,1% a 242 º C y 0.02% a 454 º C. A estas temperaturas, el contenido de agua son 2,6 y 0,1%, respectivamente. También en este caso, el aumento de temperatura de lecho conduce al polvo con una menor reactividad.
37
El diámetro medio de partícula del polvo es de 150 µm. En comparación con el polvo de UO3 fabricado por otros procedimientos, todo el polvo producido por la descomposición térmica del nitrato de uranilo tiene una densidad relativamente alta (3,5 a 4,3 g / cm³) (es decir, las partículas individuales son muy densas). En el curso del trabajo de desarrollo de equipo, el laboratorio nacional de Argonne comenzó a desarrollar un horno de desnitrificación de lecho fluidizado ya en 1953. Hornos de lecho fluidizado se utilizan ahora ampliamente no sólo en esta etapa, sino también en la de reducción, por ejemplo.
Ilustración 16 Diagrama de fases del
-
La desnitrificación se lleva a cabo rociando solución de nitrato de uranilo en un lecho fluidizado de partículas calientes de UO3 . El aire transportado se introduce desde abajo a través de un filtro de metal poroso y en el tubo de reacción donde se fluidifica el lecho de polvo. Los productos de la reacción gaseosa pasan a través de los cartuchos de metal sinterizado en la parte superior del tubo de la reacción, y los óxidos de nitrógeno son posteriormente absorbidos en agua. El diámetro medio de partícula es de 150-200 µm. Un reactor de lecho fluidizado de un tipo todavía a menudo se utiliza en la actualidad se ilustra en la ilustración 17. Precipitación de uranio por los procesos ADU y el AUC
38
Los compuestos poco solubles diuranato de amonio (ADU), (NH4 ) 2U2 O 7 , tetra amonio dioxicarbonato uranato (AUC), (NH4 ) 4 [UO2 (CO3 ) 3] y el peroxido de uranio, UO4 2H2 O , se pueden usar para precipitar uranio. Los tres compuestos forman trióxido de uranio en la descomposición térmica del aire, aunque la precipitación de peróxido de uranio es ahora rara vez utilizad industrialmente.
Ilustración 17 Un lecho fluidizado de 10 pulgadas para la desnitrificación de (equipo de laboratorio): (a) válvula de seguridad; (b) para cambiar. (c) La boquilla de descarga. (d) Compensador de presión. (e) Placa de filtro poroso (acero). (f) Detector de nivel malo. (g) Filtro poroso. (h) Separación de placa. (i) Termopar. (j) Tubo de reacción. (k) Elemento de calefacción. (l) Termopares. (m) Dispositivo de muestreo. (n) Receptor.
El proceso ADU: Fue el primero en operar a escala industrial y todavía se utiliza ampliamente hoy en día. La precipitación de uranio de la solución acuosa de amoniaco da un precipitado no estequiométrico cuya composición no corresponde con la fórmula química. En cambio, la proporción molar de NH3 : U varía entre 0,3 y 0,45. Las propiedades del diuranato de amonio y del dióxido de uranio producido de ella se pueden influir dentro de los límites al cambiar las condiciones de operación. Parámetros importantes que determinan el 39
tamaño de las partículas y la distribución de tamaño de partículas se encuentran la temperatura, el tiempo de la precipitación, la concentración inicial, y la intensidad de la agitación. Un tamaño relativamente grande de partículas aglomeradas se obtiene mediante el uso de la urea como agente de precipitación o presencia de una mezcla de NH3 y aire en la solución. Dependiendo de la planta, las precipitaciones pueden llevarse a cabo continuamente, o por lotes. El precipitado se separa del licor madre con las ayudas de filtros continuos y centrifugadoras. Proceso AUC: El proceso de AUC se ha desarrollado, para precipitar el uranio del flúor que contiene la solución (a partir de la hidrólisis de UF ), ya que el flúor contenido en el 6
precipitado de AUC (producido por la adición de NH3 y CO 2 ) puede ser eliminado casi por completo lavado, en contraste con diuranato de amonio precipitado por NH3 . Por el polvo de UO2 de alta calidad obtenido a partir del producto precipitado, este proceso también se utilizó
para las soluciones de nitrato de uranilo. Las ecuaciones de estas reacciones son las siguientes: UF 6
5 H 2 O 10 NH 3 3CO2 ( NH 4 ) 4 [UO2 (CO3 ) 3 ] 6 NH 4 F
UO2 ( NO3 ) 2
3 H 2 O 6 NH 3 3CO2 ( NH 4 ) 4 [UO2 (CO3 ) 3 ] 2 NH 4 NO3
Amoníaco y dióxido de carbono se pasan a través de un sistema de chorros en un tanque de reacción lleno de agua, y la solución de nitrato de uranilo, se añade al mismo tiempo a una velocidad controlada. La solución acuosa se bombea alrededor de un sistema de circulación por todo el período durante el cual se agregan reactivos. La temperatura del agua y la suspensión aumentan debido a la liberación de calor de solución y reacción. Cuando llega a 60 º C, la suspensión se enfría para evitar la descomposición excesiva de carbonato de amonio formado. Después de enfriar a temperatura ambiente, la suspensión se alimenta a un disco de filtro giratorio, y después de lavar el precipitado con agua, el agua residual se elimina por vacío hasta que el contenido de humedad es de 8%. Si lo desea, el producto puede ser secado aún más por el lavado con alcohol. El filtro se descarga girando mientras un cuchillo fijado a un brazo móvil recorre desde el centro hacia el borde del filtro durante un período de hasta 3-4 horas, removiendo la torta filtrada en una capa delgada. El polvo es alimentado por un dispositivo de succión neumática a través de la bolsa de aire del horno de lecho fluidizado. Reducción del producto precipitado del polvo de UO2
40
El diuranato amonio o carbonato de uranilo de amonio pueden ser reducido a dióxido de uranio, ya sea inmediatamente o después de secarse. La temperatura de reducción es de 500 700 º C. Hidrógeno o amoniaco craqueado (es decir, una mezcla de N 2 - H 2 ) se puede utilizar como agente reductor. La mayoria de los hornos de reducción de hoy son hornos de lecho fluidizado operados continua o discontiuamente. Proceso por lotes Un horno de lecho fluidizado de operado discontinuo se utiliza en el proceso AUC (ilustración 18). El producto precipitado en forma de polvo se alimenta en pequeñas porciones, de 0,5 Kg a través de una compuerta de rueda celular hacia el horno, donde se descompone en dióxido de uranio en la atmósfera reductora caliente del horno. Los gases liberados pasan a través de cartuchos de filtro del metal poroso. El vapor de agua se utiliza como gas portador de fluidización, y el hidrógeno es el gas reductor, que son alimentados a través de una placa de metal sinterizado.
Ilustración
2
Horno
de
lecho fluidizado para la reducción de o : (a) Alimentación. (b) Horno de lecho fluidizado. (c) Calefacción eléctrica. (d) Cono de metal sinterizado. (e) Bobina exterior para el vapor y (f) Recipiente de descarga.
Plantas continuas: Por lo general se componen de varios lechos fluidizados. El producto es alimentado por el alimentador de tornillo en el primer reactor en el que sólo la 41
reducción parcial se lleva a cabo, el polvo pasa entonces por un desbordamiento al segundo reactor donde se completa la reducción. Horno de lecho móvil, donde ejes cilíndricos se calientan eléctricamente mediante el cual un material en polvo, granulado emigra constantemente hacia abajo desde arriba, producen un polvo heterogéneo debido a las grandes gradientes de temperatura en el horno, que son ahora rara vez utilizado. Sin embargo, los hornos rotativos se emplean a veces y, como los hornos de lecho fluidizado, son de uso generalizado de otras etapas del proceso en el del Tratamiento térmico o compuestos de uranio. 7.4.6. Prod uc ción de
Hexafluoruro de uranio siempre ha sido producido en escala industrial a través intermediario de
UF4 ,
que se produce en un proceso en seco por la reacción de UO2 con
fluoruro de hidrógeno anhidro. Si el UO3 es el material de partida, primero se reduce a UO2 . El hexafluoruro de uranio entonces se produce por la reacción de
UF4
con flúor elemental.
Hidrofluoración del La reacción: UO2
4 HF UF 4 2 H 2 O
H 298 1783 kJ
mol
Se lleva a cabo a 300-600 º C, dependiendo de la reactividad del polvo de
UO2
y la
densidad deseada del producto UF4 . Se han encontrado algunas dificultades a causa de la naturaleza reversible de la reacción de hidrofluoración y la posibilidad de que las mezclas eutécticas UO2 - UF4 , se puedan formar, lo que puede conducir a un flujo plástico y, por tanto, la sinterización a altas temperaturas. El tetrafluoruro de uranio siempre contiene una pequeña proporción de UO2 F2 formado a partir de la reacción del trióxido de uranio con HF: UO3
2 HF UO2 F 2 H 2 O
Los hornos de lecho fluidizado y hornos rotativos se utilizan generalmente para llevar a cabo la reacción. El reactor LC, que se desarrolló en Francia, es de un tipo especial (figura 19), parte del cual se asemeja a un reactor de lecho móvil (a) en el que el trióxido de uranio granulado se reduce a dióxido de uranio. Este último es convertido en
UF4
pasando fluoruro de
42
hidrógeno anhidro sobre él en la siguiente parte del equipo (d), que cuenta con secciones verticales y horizontales. El polvo fluye por gravedad a través del lecho móvil y es propulsado hacia adelante en la sección horizontal por un alimentador de tornillo. Hidratación y hidrofluoración de En un proceso desarrollado por British Nuclear Fuels Limited (el proceso BNFL), la solución de nitrato de uranilo se concentra de forma continua y desnitrada para formar UO3 . La reducción del UO3 en UO2 se llevó a cabo anteriormente en reactores de lecho fluidizado semicontinuo y la hidrofluoración de UO2 en
UF4 en
reactores de lecho fluidizado de operación
discontinua. Por razones económicas y técnicas, se hizo un cambio de hornos rotatorios continuo.
43
Ilustración 19 Reactor LC para la producción de Refrigeración. (d) sección de Hidrofluoración.
: (a) Sección de reducción. (b) Calefacción. (c)
El proceso llamado UTK (tetrafluoruro de uranio en los hornos) tiene tres etapas principales (figura 41.20):
Hidratación exotérmica: UO3
xH 2 O UO3 xH 2 O
Deshidratación endotérmica y la reducción exotérmica: UO3 H 2 O H 2 UO2
2 H 2O
44
Hidrofluoración exotérmica: UO2
4 HF UF 4 2 H 2 O
El trióxido de uranio se produce por desnitrificación en el lecho fluidizado y consiste en partículas esféricas duras con baja superficie y porosidad interna. Para el aumento de ambos parámetros y con ello garantizar la rápida difusión de los gases de reacción, el UO3 se hidrata en recipientes con camisa de acero especial. Estos contienen alimentadores de tornillo que operan de forma intermitente, para que el polvo entre en contacto con cantidades medidas de vapor. El control cuidadoso del tiempo de contacto y la temperatura se asegura de que el producto sea un polvo seco, de flujo libre. Polvo de UO3 hidratado se reduce en hornos rotativos de acero inoxidable (b) que contiene un sistema de empujadores y anillos de retención para proporcionar un contacto íntimo con el flujo a contracorriente de hidrógeno. El
UO2 formado
es alimentado neumáticamente en
atmósfera de nitrógeno en el tanque de alimentación (c) de la etapa hidrofluoración. La temperatura de reacción en toda la longitud del horno debe ser controlada cuidadosamente para asegurar la reducción completa de los productos sin ningún tipo de disminución de su reactividad química durante la deshidratación endotérmica y la reducción exotérmica. Los gases residuales que salen del horno contienen nitrógeno, vapor y el exceso de hidrógeno, que se pasan primero a través de filtros que eliminan las partículas suspendidas de polvo y luego a través de condensadores enfriados por agua y una llama. Los gases se descargan a la atmósfera. El UO2 se convierte en
UF4 en
un horno rotatorio (h) con equipos similares de
alimentación en polvo, el material de construcción está en Conel. Los gases de desperdicio (nitrógeno y pequeñas cantidades de exceso de HF) se filtran y limpian con solución de hidróxido de sodio antes de ser liberados a la atmósfera. Las soluciones de NaF producidas se tratan con cal hidratada. Producción de
a partir de
Descripción del proceso Los procesos utilizados a escala industrial implican el uso de flúor elemental. El tetrafluoruro de uranio reacciona con el flúor de acuerdo a:
45
UF 4( s)
F 2( g ) UF 6( g )
H 298 246 kJ
mol
La reacción se produce con bastante rapidez por encima de 250 º C. Temperaturas de reacción de 400 º C se utilizan para la fluoración en reactores de lecho fluidizado, mientras que los reactores a 1100 º C. Si la conversión en
UF4
está incompleta, el producto contendrá UO2 y UO2 F2 , que
también reacciona con el flúor elemental. Grandes cantidades de flúor se consumen en estas reacciones, por lo que la concentración de estos compuestos en
UF4
deben mantenerse
bajos. Todas las impurezas metálicas reaccionan para dar fluoruros en el cual los metales se encuentran en su estado máximo de oxidación. Los fluoruros no volátiles (por ejemplo, FeF3 , AlF3 , y ThF4 ) se quedan con el
UF4
sin reaccionar, el compuesto volátil
UF6
contiene
impurezas de fluoruro volátiles ( MoF6 ,
VF6 ,
eliminar mediante la destilación del
o la condensación como un sólido. Para ello, se utilizan
UF6
SiF4 , CF4 , SF6 , etc.) estas impurezas se pueden
varios condensadores en serie. Fluoruros volátiles de otros elementos que figuran como impurezas (C, P, Si, B y S) se puede quitar sin ningún problema durante la cristalización de UF6 ;
fluoruros no volátil se quedan como sólidos en la parte inferior del reactor. La mayor parte
del
UF6
se puede recuperar entre 5 y -15 º C en condensadores relativamente grandes, el resto
de
UF6
se recoge en los condensadores más pequeños a -50 º C. hexafluoruro de uranio se
funde fuera del recipiente lleno de condensación y son recolectados en cilindros de almacenamiento. Las superficies de intercambio de calor del condensador consisten en placas acanaladas que se corrigen con los bafles a las tuberías de refrigeración y tuberías de vapor para dar un buen contacto. Los tubos son de forma de U para reducir el estrés térmico al mínimo y permitir que el contenido del condensador sea fácil de sacar. Reactores químicos Lechos fluidizados se pueden utilizar para todas las etapas del proceso, es decir, la producción de UO3 y su reacción a UO2 , UF4 , y UF6 . Todas estas son reacciones gas-sólido a las que el reactor de lecho fluidizado está muy bien adecuado, proporcionando una rápida mezcla de los componentes y con sólo pequeñas gradientes de temperatura en el volumen de lecho. 46
Ilustración 20 Diagrama de flujo de la planta de producción de en Sprinfield, Reino Unido: (a) recipiente de almacenamiento . (b) Hidratante de . (c) Recipiente de almacenamiento de . (d) Tornillo alimentador. (e) Horno rotatorio para la reducción. (f) Recipiente almacenamiento intermedio de . (g) Depósito de almacenamiento UO2. (h) Horno rotatorio para hidrofluoración. (i) Depósito de almacenamiento intermedio para UF4. (j) Receptor UF4
Ilustración 21 Reactor de la llama para la fluoración de de expansión. (c) Receptor de ceniza.
: (a) bobinas de enfriamiento. (b) Compensador
Reactores de llama, desarrollado por Union Carbide nuclear Corp. también se utilizan. Estos reactores (ilustración 21) consisten en un tubo vertical monel rodeado por una bobina de enfriamiento, con un dispositivo en la parte superior para dar una buena distribución de UF4 , que es alimentado por un alimentador de tornillo. El flúor, que está en exceso, se alimenta a través de boquillas en la parte superior del reactor.
47
La reacción de los dos componentes produce una temperatura de 1100 º C en el interior del reactor. En la parte superior del reactor, donde la mayor parte de la reacción se produce, debe ser enfriado para dar una temperatura de pared entre 450 y 540 º C. este tanto minimiza la corrosión de los materiales estructurales y previene la formación de fluoruros de uranio de baja valencia. Eliminación del exceso de flúor del Para lograr la fluoración completa de uranio, se debe utilizar el exceso de flúor, por lo tanto, este todavía estará presente en los gases de reacción después de que ha pasado a través del condensador. El flúor comprende un 20-40% de los gases de reacción y debe ser eliminado en un reactor químico adicional. Esto es similar a la fluoración del reactor y opera con un exceso de UF4 . No sólo es formado UF , sino también intermedios de menor valencia 6
como UF5 , U 2 F9 y U4 F17 . 7.4.7. Planta com pleta para la prod ucc ión de UF6 a partir del nitrato d e uranilo
Proceso de francés en pierrelatte La solución de nitrato de uranilo (figura 22) se bombea en un vaso de precipitación (a) junto con el amoniaco y el agua, que reaccionan para formar diuranato amonio. Temperatura y pH son controlados durante la precipitación. El precipitado se filtra al vacío utilizando filtro de tambor (b) y se transfiere de este a un mezclador (c), que lo convierte en una mezcla bombeable mediante la utilización de las propiedades tixotrópicas del material. El diuranato de amonio se calcina en UO3 en el primer horno rotatorio (d) y reduciéndose luego en un flujo a contracorriente de hidrógeno más abajo en este horno. El dióxido de uranio pasa a través de un sello en un segundo horno rotativo donde se produce hidrofluoración. Un tercer horno que contiene un tornillo alimentador completa esta reacción. El HF requerido para la fluoración se alimenta desde el extremo de la salida del tercer horno rotatorio en el flujo en contracorriente a la sólida. El
UF4
formado es acondicionado en la batería y luego quemado en un reactor de
nombre (tubo vertical monel 4,40 m de longitud) para formar UF5 y U2 F9
UF6
. Los productos sólidos
, que se forman en cantidades muy pequeñas, se quitan con un tornillo y se recicla
en la parte superior del reactor.
48
Ilustración 22 Proceso francés para la producción de : (a) Precipitación. (b) filtros. (c) Mesa de mezclas. (d) Calcinación y reducción. (e) hidrofluoración. (f) Reactor de llama. (g) cristalizador primario. (h) Cristalizador secundario. (i) Receptor de .
Proceso químico aliado A diferencia de los procesos descritos arriba, los procesos químicos aliados no incluyen purificación final de nitrato de uranilo por extracción líquido-líquido. En cambio, el purifica por destilación a una presión y temperatura por encima del punto triple del C a 151,1 kPa). Esquemas de las plantas de producción de
UF6
UF6
UF6 se
(64.05 º
y destilación se muestran en
las ilustraciones 23 y 24, respectivamente. 7.4.8. Enriq uecim iento del
Tres procesos industriales se utilizan actualmente para el enriquecimiento de uranio: el proceso de difusión, el proceso de ultracentrifugación, y menos importante el proceso de toberas de chorro. El enriquecimiento químico, la separación por láser, el proceso plasma se utilizan experimentalmente o a escala de laboratorio. Los tres procesos industriales emplean
49
UF6
gaseoso. El enriquecimiento químico requiere uranio en solución. Dos procesos de
separación con láser están en competencia unos con otros. Uranio metálico se utiliza en una de estas, y
UF6
gaseoso en el otro.
El uranio metálico también se utiliza en el proceso de plasma. Proceso de difusión La separación por difusión se produce porque isótopos los cuales se difunden a través de una membrana semipermeable a un ritmo diferente, debido al efecto de
m . Un diagrama
esquemático del proceso se da en la figura 25. El factor de separación es pequeño (1.002-1.004 por etapa). Se disponen muchas etapas de separación (1000-1500) en serie en cascada para dar un efecto de separación integral. Para un mejor mantenimiento y facilidad en los repuestos se combinan 5, 8, 16 ó 20 células de separación como un módulo. La fracción pesada (agotada en U-235) que no difusa se devuelve a la etapa anterior. El corazón de la célula de la separación es la membrana de difusión, que generalmente tiene una forma tubular. La difusión se acelera por una diferencia de concentración entre el exterior y el interior, la cual es inducida por una presión. La diferencia de presión es 1.10 kPa, dependiendo del material de la membrana, y las presiones que opera una célula es de 10-30 kPa. Muchos materiales han sido probados como materiales de membrana, incluidos los Al 2 O3
Au
,
Ag
,
Ni , Al , Cu
, Monel, teflón, y
. Los detalles de las membranas se mantienen en secreto. Deben ser lo más fina posible
y tienen un tamaño de poro de 10 nm, sino que también deberá tener una estabilidad mecánica suficiente para soportar la diferencia de presión durante años. Uno de los métodos de producción de los poros es disolver un componente de láminas de aleación ( Ag Zn , Au Ag ) de forma selectiva. Las membranas de Al 2O3 se producen a partir de papel de aluminio (13 a 30 m de espesor) por oxidación anódica hasta tener de un 5-10% de ácido sulfúrico y después un tratamiento térmico a 500-530 ° C. El agua evoluciona, y una membrana porosa se forma con una permeabilidad de 0,1 cm3cm 2 s 1 . En la planta de EURODIF en Tricastin,
Francia, difusores (celdas de difusión) y los compresores se han unido para formar una sola unidad. La principal desventaja del proceso de difusión es el requisito de alta energía para el trabajo de compresión. Por ejemplo, la planta EURODIF, que prevé 10.800 t USW / a (toneladas
50
de trabajo de separación de uranio por año), requiere de 3.000 MW de potencia eléctrica, de los cuales se han construido cuatro centrales nucleares, cada una de 925 MW de capacidad.
Ilustración 23 Diagrama de flujo de una planta química productora de : a) Torre de reacción; b) Filtro; c) Condensador; d) Depurador; e) Fluoración; f) Molino; g) Tratamiento de ceniza.
Ultracentrífuga En 1942, P. Harteck y Groth W. utilizó por primera vez la tecnología centrífuga para separar los isótopos de uranio. La centrifugadora contracorriente se muestra en la ilustración 26. El factor de separación de 1,2 que antes se alcanzaba ahora es mayor, alcanzando 1.5 en los equipo moderno de este tipo. En Alemania en 1970, un proyecto trilateral de centrífugas, entre el Reino Unido, los Países Bajos y Alemania Occidental se inauguró (fundación de UENCO), y la construcción de tres plantas cada una con una capacidad de enriquecimiento de 200 t USW / a. Las plantas alemanas y holandesas están en Gronau, Baja Sajonia, y Almelo. Los Países Bajos, respectivamente; la planta británica de Capenhurst, Reino
51
Unido. Durante el largo período de funcionamiento, el 99% disponibilidad de la planta se ha logrado. Las plantas Ultracentrífuga de capacidad superior a 100 t USW / a son competitivas con las plantas de difusión y tienen dos ventajas importantes:
Ilustración 24 Diagrama de flujo de purificación fina de
a través de un proceso químico: a) Columna I:
para bajo punto de ebullición; b) Evaporador; c) Columna II para un alto punto de ebullición; d) Enfriador ; e) Receptor
.
Ilustración 25 Esquema de una celda de difusión.
52
Ilustración 26 Sección transversal de la centrífuga: (a) la vivienda, (b) vacío, (c) dispositivo de sujeción magnética, (d) rotor, (e) accionamiento eléctrico; (f)rodamiento de agujas.
Ilustración 27 Esquema del sistema de toberas brasileña:(a) compresor; (b) doble sistema de deflexión.
El consumo específico de energía mediante la técnica de centrifugado es de 200 kWh / kg.
53
La cascada para un bajo grado de enriquecimiento (por ejemplo, para los reactores de agua ligera) tiene sólo 15 a 20 etapas de separación, pero el equipo de difusión necesita 1.200 etapas (EURODIF). una planta con la técnica de ultracentrifugacion se puede ampliar fácilmente por el método modular con conexiones en paralelo.
Proceso de tobera Este proceso, el cual fue desarrollado por E. W, Becker en Karlsruhe, es el único en que las restricciones secretas no se aplican. Se describe una tobera moderna con datos dimensionales. El efecto de separación se ha mejorado por la adición de un gas ligero. El principio de la boquilla se ilustra en la figura 27. Una mezcla de
UF6 gaseoso
del 4% y 96% de un gas portador de luz (por
ejemplo, H 2 o He ) se expande en el primer chorro. Debido a la desviación del flujo de vapor en el transporte los isótopos más pesados de uranio son enriquecidos en la región de flujo exterior. Posteriormente, la región de flujo externo se separa por la geometría de separación diseñada especialmente en la región de flujo interno. El segundo chorro funciona de forma similar y se utiliza para mejorar la eficiencia de la etapa. La producción de uranio enriquecido para los reactores de agua ligera, requiere de varios cientos de etapas en cascada, es decir, el efecto de separación (0.015-1.026) es mejor que la obtenida por la difusión y peores que los obtenidos por ultracentrifugación. El requerimiento de energía es comparable a la del proceso de difusión desde que son necesarias altas energías de compresión. El proceso es operado a escala industrial en Brasil y Sudáfrica (el proceso Helikon)
Ilustración 28 Esquema de la planta de enriquecimiento químico Japonés: a) Bomba) b) Válvula c) Detector d) Columna de enriquecimiento e) Reactores de regeneración.
54
Enriquecimiento químico El principio de enriquecimiento químico se basa en el hecho de que en algunos procesos de intercambio químico (por ejemplo, X + Y = UY + X), los diferentes isótopos de uranio tienen tendencias diferentes para unirse a sustancias X e Y. este mecanismo se basa en pequeñas diferencias en los estados de oxidación de isótopos particulares en el medio de reacción dada. Para la operación industrial, la reacción debe ser rápida, el factor de separación para la reacción debe ser Aceptable, y la reacción inversa debe ocurrir fácilmente. Una planta piloto de operación en Japón depende, en principio, del equilibrio entre
U
4
y UO22 en solución acuosa
en presencia de un material de intercambio iónico. En este entorno, la valencia preferida de 238U es 4 y la de 253U es de 6. El material de intercambio iónico no tiene preferencia por alguno de isótopos, pero preferentemente absorbe los isótopos de uranio hexavalente. Por lo que el Efecto general es un ligero
aumento
en
la
concentración
de
235U.
Ya que el factor de enriquecimiento es muy pequeño (1.001 a 1.0014), son necesarias muchas etapas en secuencia. La integración de muchas etapas de operación continuas se logró en la planta piloto con el desarrollo de la auto-generación (reacción addox) entre los agentes redox desactivados. Una regeneración del 70% se realiza en una planta semi-comerciales. La figura 28 muestra un diagrama esquemático de la planta. En la columna las zonas están migrando continuamente de arriba a abajo. En la zona de adsorción el intercambiador de iones se carga con 235U. Si la zona de adsorción llega a la válvula, el adsorbente se quita junto con el uranio enriquecido. La zona aceptor contiene el uranio empobrecido. El uranio y el material de intercambio iónico regenerado se introducen en la zona donante. Los agentes redox se regeneran en la zona fronteriza addox. El Hidrógeno y el oxígeno se alimentan en el área de la válvula para completar la regeneración del agente redox.
En Francia, el equilibrio entre U 3 y U 4 es utilizado. Se produce una separación entre la
fase acuosa de ácido clorhídrico reteniendo el
238
U trivalente y la eliminación de un compuesto
órgano fosforado, conservando 235 UCL4 . El factor de enriquecimiento es 1.025. Este proceso también requiere de varios miles de etapas. Proceso de separación láser La separación láser de isótopos se basa en el hecho de que existen pequeñas diferencias entre los espectros de absorción del
y
. Mediante el uso de un láser de 55
longitud de onda adecuada, un isótopo se puede excitar selectivamente. Se han investigado dos métodos, en uno de los cuales se aplica la excitación selectiva del vapor de uranio metálico, y en el otro con gas
. El primero de ellos es conocido como proceso de separación láser de
isótopos en vapor atómico (AVLIS) en el cual, el átomo de uranio excitado selectivamente es ionizado y luego separado electrostáticamente de la corriente de vapor metálico. En el proceso de separación molecular isotópica por láser (MLIS), moléculas de se disocian en inversa. El
excitadas selectivamente
. El flúor debe ser enlazado con rapidez para suprimir la reacción puede ser separado de la corriente de moléculas. Ambos procesos requieren
diversas etapas a pesar del alto factor de separación. El proceso AVLIS es considerado actualmente como el más prometedor porque la secuencia de sus etapas se puede combinar sin problemas. Sin embargo, en el proceso MLIS, el
debe convertirse de nuevo en
después de cada etapa. Por esta razón, la investigación en los Estados Unidos se concentró primero en el proceso AVLIS. En la ilustración 29 se ilustran dos posibles métodos para incorporar el proceso AVLIS en la serie de operaciones para convertir el mineral de uranio en el combustible nuclear.
Ilustración 29 Ejemplo de la incorporación del proceso AVLIS en la cadena del proceso químico de la producción del elemento combustible.
Procesos Plasma Dos convenientes efectos para la separación del isótopo están bajo investigación. El primero utiliza el hecho de que el plasma de uranio gira en campos magnéticos y alcanza velocidades rotatorias considerablemente más altas que los producidos por la centrifuga. Así, los isótopos de uranio se pueden separar por gravedad. El segundo utiliza el efecto de que en un campo magnético homogéneo la frecuencia del ciclotrón de iones en el plasma depende 56
solamente de la fuerza de campo magnético y de la masa iónica. Por lo tanto, los isótopos tienen diversas trayectorias de circulación en el ciclotrón. Así, los isótopos se separan en un plasma giratorio y son recogidos por separado por diversos dispositivos. Por lo tanto, los isótopos tienen diferentes trayectorias 7.4.10. Prod ucc ión de pellets de
Conversión de
a partir de
a
Los procesos industriales más importantes para la producción de pastillas de partir de
a
se pueden dividir en procesos húmedos y secos.
Procesos húmedos. Los procesos húmedos incluyen la precipitación de ADU y de AUC, según lo descrito en la sección 7.4.5 para obtener el convertir
a
del nitrato de uranilo de alta pureza. El aparato para
se muestra en las ilustraciones 30 y 31. La diferencia de los procesos
descritos en la sección 7.4.5 es que la materia prima es
. Ocurren las dos reacciones
siguientes: Proceso ADU
Proceso AUC
La subsecuente conversión del di uranio de amonio o del carbonato de uranilo de amonio a polvo
es realizada por procesos similares a los descritos. Sin embargo, puesto
que las condiciones en la etapa de la calcinación afectan perceptiblemente a las características del polvo en las posteriores operaciones finales, las características son optimizadas controlando esas condiciones. Procesos secos Las ecuaciones de reacción para los procesos secos se dan abajo en forma simplificada.
57
Ilustración 30 Conversión de UF6 en AUC a) Evaporación de UF6 b) Fuente de NH3, CO2 c) Tanque de reacción d) Filtro rotatorio para la colección de AUC
Ilustración 31 Conversón de AUC en polvo de UO2 a) Cama fluidizada b) Estabilización c) Contenedor de almacenamiento d) Homogeneizador
Sin embargo, estos procesos secos varían considerablemente con respecto a detalles del proceso y el diseño de los reactores químicos. En los más procesos más viejos, eran requeridos hasta cuatro compartimientos separados para la reacción, mientras que en los procesos modernos, utilizan uno o a lo más dos compartimientos de la reacción. Un diagrama esquemático del proceso de la conversión directa (D.C.) se da en la ilustración 32 . Los materiales de construcción se deben elegir muy cuidadosamente debido a las características 58
corrosivas del ácido hidrofluórico gaseoso caliente producido. Sin embargo, la experiencia satisfactoria en planta demuestra que han sido alcanzadas soluciones confiables a estos problemas gracias a la tecnología de materiales.
Ilustración 323 Esquema de proceso de conversión directa a) Reactor b) Cama Fluidizada c) Compartimento de la alimentación d) Horno rotatorio e) Filtro f) Condensador
Posibles progresos futuros en la conversión de
a polvo de
Los procesos húmedos de ADU y de AUC se utilizan por todo el mundo para convertir al polvo de
para la producción de pellets, combustible nuclear para los reactores de
agua ligera. La combinación de procesos se ha optimizado dentro de los parámetros limitados de proceso para permitir a las pelotillas ser un producto económico y de acuerdo con las especificaciones de calidad. Los standards establecidos son aplicables a todos los progresos posteriores de la producción, especialmente los procesos de conversión secos. Sin embargo, la evaluación de los procesos húmedos demuestra que son necesarias las siguientes mejoras fundamentales:
Evitar la manipulación al aire libre del polvo las etapas del proceso.
Reducción de los residuos radiactivos secundarios tratando los residuos de proceso y purificando los materiales del proceso del uranio.
Futuros procesos 59
En la producción de pellets de
, se pueden evitar productos intermedios en forma de
polvo mediante el uso de procesos húmedos. Un posible enfoque consiste en utilizar el proceso sol-gel en el que
se disuelve en una solución acuosa de nitrato de uranilo y se mezcla con
poli (alcohol vinílico). Esta solución a continuación se rocía en un segundo líquido con una tensión superficial muy diferente, y se añade el amoníaco. Esto provoca el endurecimiento de las gotitas para formar partículas, que se lavan en solución acuosa de subproducto indeseado
para eliminar el
. Luego un proceso de calcinación en aire descompone el poli
(alcohol vinílico) y el diuranato de amonio a
. Las partículas sólidas se pueden entonces
comprimir directamente en pellets. El proceso se lleva a cabo de tal manera que los de sean de calidad similar y tengan propiedades similares a los producidos por procesos convencionales. Sin embargo, el análisis de este proceso muestra que muchas etapas de purificación y lavado, y el considerable volumen de materiales utilizados conducen a un gran volumen de proceso y de residuos que deben ser limpiados y eliminados. Aunque es muy poco el polvo que se produce, el costo de la limpieza y eliminación de residuos es alta. Por esta razón, el interés principal en el desarrollo del proceso se ha vuelto a procesos en seco como IDR, DC, y GECO, donde la manipulación industrial de polvos y aerosoles han mejorado mucho. Todos esos procesos convierten el
a
a través de las siguientes reacciones:
Estas dos etapas de reacción se pueden combinar en un proceso realizado por el proceso BNFL IDR. Siemmens prefiere un procedimiento de dos pasos. En un reactor forma junto con pequeñas cantidades de se convierte en
se
. En un horno rotatorio posterior la mezcla de
que contiene insignificantes impurezas de flúor. Una
característica común de todos los procesos es proporcionar un polvo de
con un bajo
contenido de F. Reducir el contenido de flúor requiere un tratamiento de hidrógeno a una temperatura más alta (500 a 800
), que se traduce en una optimización del agotamiento del
flúor. Químicos y residuos de los procesos AUC u CC La tabla 10 muestra cómo el tratamiento (no se presentan en detalle aquí) de procesamiento de productos químicos y los residuos se integra de tal manera que sea compatible con el principal proceso de conversión de
. Los materiales están
debidamente vinculados entre sí para minimizar el consumo de materias primas y productos 60
químicos de procesamiento, y para reciclar los materiales reutilizables. Al mismo tiempo, los pasos individuales del proceso deben ser optimizados continuamente para garantizar el cumplimiento constante de la disminución de los límites de contaminación. Tabla 9 Tratamiento de materiales de proceso y residuos en el proceso AUC (simplificado)
En el proceso DC, los materiales procesados son cantidades correspondientes a las cantidades de
y
. Además, se forma HF en
tratadas. Las corrientes de gases que
pasa por los recipientes de reacción son filtradas varias veces para eliminar los sólidos. Después de la condensación de HF, el gas es reciclado en la medida que se pueda usar como material de proceso. El gas residual es pasado bajo las trazas de HF reaccionan para formar
para remover el HF completamente,
. El gas obtenido se quema para eliminar
corriente de gas residual puede ser liberada a una que solo contiene introducido en el proceso en la forma de puro. Las pequeñas cantidades de
y
, y la El flúor
se puede reutilizar en forma de ácido fluorhídrico en
pueden ser descargadas sin el tratamiento
adicional. Una comparación del proceso húmedo con AUC y el proceso seco de DC pone en manifiesto que para la misma calidad del producto, el proceso en seco tiene ventajas considerables en el tratamiento de materiales de proceso y residuos. En consecuencia, el proceso DC se hace cada vez más importante, lo que demuestra como los esfuerzos en curso para reducir la contaminación también pueden conducir a procesos de racionalización. Pelletización de polvo de U
61
Algunos procesos requieren una preparación del polvo para la compactación y granulación. Cuando se utiliza el proceso AUC, el polvo de
obtenido puede ser
comprimido y sintetizado sin pasos intermedios. 7.4.11. Pro du cc ión de ur anio m etálic o
La necesidad de uranio metálico es limitada, para la generación de energía solo los reactores Magnox necesitan uranio metálico como combustible. El uranio metálico es necesario también para la producción de U-Zr, hidruro de U-Zr, siliciuro de uranio y aleaciones de uranio aluminio. Si los procesos de enriquecimiento láser tal como el proceso AVLIS alcanzan mayor importancia industrial, la necesidad del uranio elemental aumentará. El uranio metálico se produce a partir de Reducción de
por una reducción en dos fases, el producto intermedio es
.
a
Hay dos caminos principales:
Reducción de
por
en fase gas.
Reducción de
con hidrocarburos clorados (principalmente insaturados).
Reducción con hidrógeno El rendimiento y el grado de enriquecimiento necesario son consideraciones importantes al seleccionar un proceso. La reducción de
por hidrogeno en los llamados reactores de
pared caliente y pared fría fue mostrado en la Conferencia de Ginebra de 1598. La reacción es exotérmica:
El calor de esta reacción no es suficiente para la conversión cuantitativa. Por lo tanto, la pared caliente del reactor cuenta con calefacción externa para dar una temperatura de pared de 630
.La pared fría del reactor obtiene su energía de la reacción altamente exotérmica del flúor
(mezclado directamente con
) con exceso de hidrogeno.
Reducción con tetracloroetileno La reacción de
con tetracloroetileno
en un horno de lecho fluidizado fue
desarrollado por United Nuclear Corp.:
62
La temperatura de reacción está entre 260-295
. Se adhiere nitrógeno al
tetracloroetileno para que actúe como un portador de gas. Reducción de
a uranio metálico
El calcio, magnesio y sodio son agentes adecuados termodinámicamente para la reducción de
a uranio metálico, pero solo el calcio y el magnesio tienen importancia en la
práctica – el calcio en pequeñas cantidades debido a su alto calor de reacción, y el magnesio en grandes cantidades debido a que es el material más barato. Reducción con calcio El calor de reacción de la reducción con calcio es muy grande:
Con un exceso de calcio de un 15% y a condiciones adiabáticas durante la reducción, la temperatura de reacción de la mezcla puede aumentar a 1800
. Esta temperatura es lo
suficientemente alta para derretir la escoria formada (punto de fusión de
1418
). Se
usan gránulos de calcio, los cuales debe ser muy puros. Mucho contenido de magnesio puede causar una reacción violenta debido a que la temperatura de reacción es más alta que el punto de ebullición del magnesio.
Ilustración 4 Reactor para reducir
con calcio.
63
Una mezcla de
y calcio se carga dentro de un recipiente de acero para la reacción
cuyas paredes interiores están cubiertas de
de alta pureza. Este recubrimiento interior
evita que el material del recipiente reaccione con el metal de uranio fundido. Antes de la reducción, el aparato de donde ocurre la reacción es evacuado y llenado con argón. La mezcla de reacción se enciende eléctricamente con un pellet de ignición, y la reacción se completa en unos pocos segundos. El uranio fundido se acumula en la parte inferior del recipiente de reacción y se puede separar fácilmente de la escoria después que se enfría. La producción de metal es aproximadamente un 98-99% de la teoría. Reducción con magnesio La reducción de uranio a gran escala (varios cientos de kilogramos de metal) se realiza generalmente con el magnesio más barato. También, al ser su masa relativa solo la mitad de la del calcio, la cantidad de magnesio que se requiere es menor. Sin embargo, la ventaja del precio se ve descompensado en parte por su bajo calor de reacción.
Lo que hace necesario tener que calentar la mezcla a unos 600
aproximadamente. Si
la mezcla está a temperatura ambiente cuando se enciende, el punto de fusión del metal de uranio y de la escoria
(1263
) no se alcanza. Utilizando un exceso del 15% de
magnesio, la temperatura alcanzada es sólo 900
aproximadamente en condiciones
adiabáticas. Las paredes interiores del reactor se han forrado con dolomita. Para obtener un buen rendimiento, la densidad aparente del
debe ser relativamente alta
, para dar
una buena conductividad térmica. Es ventajoso fabricar briquetas de la mezcla de reacción antes de cargarla al recipiente del reactor. Fabricación de polvo de uranio El polvo de uranio se puede obtener por reducción del
, electrolisis de sales
fundidas, o descomposición de hidruro de uranio. Reducción de
64
La reducción de
con calcio o magnesio no ha sido ampliamente establecida en la
industria debido a que la separación de la escoria del producto es difícil. Asimismo, la demanda del polvo de uranio es limitada. Reducción con calcio
El mejor agente reductor del de gránulos de calcio y mezcla se calienta a 1200
es el calcio. Una mezcla cuidadosamente preparada
se carga a un reactor, cuyas paredes están cubiertas de CaO. La en una atmósfera de argón y se mantiene a esta temperatura
durante al menos 30 min. La temperatura debe alcanzar el punto de fusión del uranio 1132 pero no debe causar que el CaO se funda. Las partículas de uranio por lo tanto se incrustan en el CaO. El exceso de calcio, que tiene baja solubilidad en CaO, actúa como un acelerador del crecimiento del grano del uranio. Después de la reacción, la mezcla, que contiene uranio y CaO, junto con un exceso de calcio, se rompe y se suspende en agua. Después de una adición cuidadosa de ácido acético (para amortiguar la solución a pH 5,5 mediante la formación de acetato de calcio), ácido nítrico diluido se añade para lixiviar el calcio. En este proceso de lixiviación no se debe superar una temperatura mayor a 30
, ya que a temperaturas más altas causan la oxidación de la
superficie del polvo metálico. Reducción con magnesio
La temperatura durante la reducción con magnesio debe mantenerse bajo 1270 embargo, debe estar por encima de 1133
, sin
, superior al punto de ebullición del magnesio, de
modo que se formen partículas de metal suficientes. El polvo metálico producido por la reducción con magnesio es mucho más fino que el obtenido por la reducción con calcio. A menudo se añade cloruro de magnesio a la mezcla para que actúe como un flujo. Electrólisis de sales fundidas La electrobtención del polvo metálico se lleva a cabo en fluoruro fundido y sales de cloruro. 20%
o
es disuelto en una mezcla de sales fundidas compuesta por 80%
, y se electroliza a 900
y
en un crisol de grafito, que forma el ánodo. Al retirar el
cátodo de la sal fundida, se deben tomar las precauciones adecuadas para evitar la quema del polvo metálico adherido a él. Después del enfriamiento, los cloruros solubles pueden ser retirados del metal lavándolo con agua.
65
Descomposición de hidruro de uranio El hidrógeno reacciona muy fácilmente con el uranio metálico, formando hidruro de uranio ( el hidruro
). La temperatura óptima es 220 y el metal
. Debido a la gran diferencia de densidad entre , el hidruro que es frágil se rompe durante la
reacción en un polvo pirofosfórico fino. Este se descompone térmicamente a 300
con la
aplicación de un vacío para extraer hidrogeno. El polvo metálico obtenido es muy pirofórico y puede ser manejado sólo bajo una atmósfera de gas inerte.
8. Compuestos 8.1 Halogenuros Los halogenuros más importantes (Tabla 11) son los fluoruros, polímeros tales como y
no están incluidos en esta tabla porque tienen poca importancia técnica. Tabla 10 compuestos halogenados de uranio (con exclusión de los compuestos poliméricos)
8.1.1 Halogenu ros Trivalentes
En general, los halogenuros trivalentes se pueden preparar a través de la reducción de compuestos tetravalentes de hidrogeno.
66
A 950 en
no reacciona todo el
, sobre 1080
, se produce una desproporción de
y uranio. La preparación de cloruros, bromuros y yoduros implican problemas
similares. Trifluoruro de uranio El
forma cristales de color rojo violeta. Es estable al aire húmedo a temperatura
ambiente, pero se convierte en óxido de fluoruro al calor y se oxida a 900
. Es insoluble en agua fría, pero se oxida lentamente en
por encima de
. En agua hirviendo, se
produce la oxidación a fluoruro de uranilo. Tricloruro de uranio , forma agujas muy higroscópicaa de color rojo oscuro, con un punto de fusión de 842
. En solución acuosa de HCl, se transforma rápidamente en un compuesto verde
tetravalente, y se libera hidrógeno de acuerdo a la siguiente reacción:
Tribromuro y triyoduro de uranio El tribromuro de uranio
, con un punto de fusión de 730
, con un punto de fusión de 506
, y el triyoduro de uranio
, se forman de manera similar al
, y también son
solubles en agua.
8.1.2. Tetrahalogenuro de Uranio El tetrafluoruro de uranio es un medio muy importante en la producción de
en
plantas de enriquecimiento (ver sección 7.2) y para la producción del metal. Es un polímero de color verde que funde entre 1034 y 1036 sólidos
. El gas
es un monómero. La estabilidad de los
se explica por su compleja red cristalina (etructura
oxidación se produce en un flujo de oxígeno a 700-850
). Sin embargo, la
:
El tetrafluoruro de uranio es casi insoluble en agua y se disuelve sólo por los ácidos oxidantes y algunos ácidos concentrados. El
hidratado también puede ser preparado por
precipitación a partir de U (IV) con soluciones de acido fluorhídrico. A temperatura ambiente se forma
de color verde pálido, pero entre 80 a 100
se forma el compuesto verde
67
hierba
. Ambos pueden ser convertidos en
anhidro a través de una
cuidadosa deshidratación al vacío. Otros halogenuros El tetracloruro de uranio (punto de fusión 569 (punto de fusión 706
),
(punto de fusión 518
), y
) pueden ser producidos por el calentamiento de una mezcla de óxidos
de uranio y carbono en una corriente de halógeno. El tetracloruro de uranio se disuelve muy fácilmente en agua, con desprendimiento de calor, el
y el
se comportan de manera
similar. 8.1.3. Pentafluor uro de Uranio
La reacción de
con
intermediario en la producción de
forma
, que se forma junto con
(ver sección 7.4.7). El
y
como un
ahora también es importante
como un producto intermedio formado durante el enriquecimiento de uranio por láser (ver sección 7.4.9). Otros pentahalogenuros se conocen, pero tienen solo un interés teórico. 8.1.4. Hexafluoru ro de Uranio
Muchos métodos posibles pueden usarse para producir
, las más importantes están
listadas abajo: (Reacción peligrosa) (a 340
) Exceso de
(a 500
)
(a 400
) (a 360
(a 350
de 50%
)
)
(a 550
(a 50-125
)
68
La única vía industrial es a través de en la ilustración 34.El
puro. El diagrama de fases del
a presión normal sublima a 56.54
se muestra
y funde sólo a una presión de
1.517 105 Pa a 64.05 Las
constantes
críticas
; de
del
;
;
son = 0.256
. Los sólidos
tienen similitudes al fósforo blanco, un color amarillento y un aspecto de ser fácil de
cortar en pedazos. Sin embargo, en contraste con el fósforo, este reacciona rápidamente con la humedad, hidrolizándose incluso con la humedad del aire formando el compuesto azulado , el cual se asemeja mucho al humo del cigarrillo:
Este humo azulado permite saber si hay pequeñas fugas de aumentar las temperaturas, el gas
en la tubería. Al
reacciona violentamente con sustancias orgánicas, pero
el metal y el vidrio no son atacados en ausencia de humedad.
Ilustración 5 Diagrama de fases del
8.2. Carburos Los tres carburos
y
son estables hasta su punto de fusión; los 1800
en
dismutando en
y
. El
aparecen en el diagrama de fases del U-C.
y
es una fase intermedia que dismuta por encima de es un carburo inestable por debajo de 1275-1500
y carbono. Sobre los 1800
, el
tiene la composición 69
U/C=1.86 0.02 (radio atómico) y una estructura cúbica, mientras que una forma tetragonal existe entre 1600 y 1800 es de 2350
, y el de
con una composición U/C=1.96 0.04. El punto de fusión del con la composición U/C de 1.9 es de 2475
.
Los carburos reaccionan muy violentamente con el agua, y por lo tanto no se utilizan en reactores nucleares refrigerados por agua debido a daños secundarios que podrían ocurrir en el caso de una barra de combustible defectuosa. Sin embargo, pueden ser utilizados como combustible nuclear si el enfriamiento es sodio gaseoso, dos generaciones de reactores que podrían ser importantes en el futuro. Por lo tanto, los combustibles de carburo no están en el mercado aún a menos que sea para propósitos de prueba. En elementos de combustible experimental, el
se utiliza principalmente en forma de pellets, barras o partículas
recubiertas. El carburo de uranio es producido por tres métodos principales: Reacción del uranio metálico con carbono UC estequiométrico se obtiene cuando una mezcla de polvo de uranio con carbono se comprime a 800-1000
. El material producido de esta manera tiene una densidad del 98% del
valor teórico y una dureza Vickers de 700 obtener al sinterizar UC a 2000
, cifras que normalmente sólo se pueden
. UC de densidad un poco más baja se forma al comprimir
uranio en polvo con carbono a 700-800
y luego sintetizando pellets a 1100
UC muy puro y denso se obtiene se obtiene por medio de la fundición del uranio y el carbono al vacío. Este método brinda densidades del 98-99.5% de la teórica. Reacción del uranio metálico con alcanos Polvo de uranio muy fino (producido por la descomposición de hidruro de uranio) se hace reaccionar con el metano a 600-900
para dar UC muy puro y denso. El tiempo de
reacción es entre 0.5 y 2 horas. El propano también ha sido utilizado con éxito. Reacciones de óxidos de uranio con carbono Las siguientes reacciones pueden ocurrir: (a 1800
)
(a 2400
)
70
(a 1800-1900
)
Los combustibles nucleares son producidos por este método en un horno al vacío o bajo un gas protector desde que el UC es pirofórico. Producción de barras de combustible de UC Las barras de carburo de uranio se producen al fundir UC a aproximadamente 2500
y
moldearlo en forma de barra. De los posibles procesos de fusión (por ejemplo fusión a través de un haz de electrones, fusión por inducción y fusión al arco), sólo el último ha sido desarrollado a escala industrial. La fusión por inducción es particularmente inadecuada porque se produce una reacción con las paredes del crisol de grafito, donde
se convierte en
.
El proceso de fusión de UC en un horno eléctrico al arco se conoce como fusión de cráneo; una capa sólida de UC se forma entre el crisol de cobre enfriado con agua y la fusión, previniendo que el UC fundido reaccione con la placa de metal. Esto garantiza la pureza que debe tener el combustible nuclear. Para poder emitir el fundido, se utilizan hornos inclinados u hornos de fundición centrifuga.
8.3. Nitruros Los nitruros
,
densidad teórica de 14.32 a 2800
y
son análogos a los carburos. El mononitruro tiene una . Bajo
a presión normal (100 kPa), el
en una rica fusión de uranio con liberación de
. Si la presión de
Pa, la temperatura de descomposición se reduce a 2080
. Sobre
se descompone se reduce a 10 , el
funde sin descomponerse. A presiones de nitrógeno superiores a la atmosférica y 1300 se descompone en
se ,
con una disminución del 13% en volumen.
El mononitruro es producido por 3 métodos principales: 1. Reacción de uranio metálico con nitrógeno
2. Reacción de
con nitrógeno
3. Reacción de óxido de uranio con carbono e hidrógeno 71
Si se utiliza el método 3, el nitruro siempre contendrá algo de carbono y oxigeno. Los nitruros aún no han cobrado importancia como combustibles nucleares para reactores de alta potencia, pero las propiedades de los nitruros de uranio han sido investigadas recientemente de nuevo en detalle con el fin de utilizarlos como combustibles nucleares para reactores especiales (por ejemplo aplicaciones en el espacio)
8.4. Óxidos Los siguientes óxidos de uranio son conocidos:
Monóxido de uranio,
, descubierto a través de rayos X, no tiene importancia
industrial.
Dióxido de uranio,
, un importante combustible de reactores.
, sólo es estable sobre los 500
, con una estructura cristalina tetragonal.
, tiene una estructura cristalina tetragonal.
, formado como producto intermedio del
, monoclínica red cristalina, de color rojo marrón.
, es estable a toda temperatura
, estable hasta los 300 Peróxido de uranio,
a altas temperaturas. es de color negro.
, de color naranjo.
, luz amarillo.
8.4.1. Dióxido de Uranio
La producción de dióxido de uranio más importante industrialmente hablando se describe en la sección 7.4.5. Algunas propiedades físicas importantes son:
Densidad teórica
10.96
Punto de fusión
2869 70.5
Conductividad térmica a 500
4.3
a 1100
2.6
a 1650
2.15
a 2200
4..3
Coeficiente de expansión lineal (4-2800
)
1.1 72
Capacidad de calor específico
La red cristalina del
237.4 J
es del tipo cúbico centrado en las caras. El polvo de
estequiométrico es pirofórico y se oxida en el aire a los productos intermedios ( oa
y
)
. El polvo de
con una gran área de superficie específica se enciende por sí mismo.
Por lo tanto, el manejo de polvos de
con superficies BET
2
requieren medidas
especiales de precaución, por ejemplo, controlar de alguna manera la superficie de oxidación. 8.4.2. Trióxido de Uranio
La descomposición normal a 300
de productos intermedios obtenidos durante la
producción de uranio siempre conduce a
de color naranja. A temperaturas mayores a
400
, este comienza a cambiar a
negro. El trióxido de uranio se produce de 5 formas:
se forma por la cuidadosa descomposición de
a 450-500
.
se forma a través de la lenta descomposición de nitrato de uranilo
hexahidratado ( 4 horas a 550
)
es rojo y se forma por deshidratación de
es de color rojo ladrillo y se forma en unos minutos por la oxidación del con
a 350
en aire a 375
.
.
es un polvo marrón producido por la descomposición rápida de nitrato
de uranilo hexahidratado en presencia de 0,6% de ácido sulfámico. La existencia de este compuesto no es segura. El trióxido de uranio puede ser un intermediario en la producción de combustible nuclear, pero el mismo no se utiliza. 8.4.3. Octaóxido de Triuran io
El polimorfismo del
es extremadamente complejo, y los datos están hasta cierto
punto en conflicto. Un resumen se da a continuación: A una presión normal, existen cuatro modificaciones denotadas por esas
y
son rómbica centrado en la base,
hexagonal. Las formas
,
,
´´ y
. De
es romboidal centrado en el cuerpo y
´´ es
son estables a bajas temperaturas (temperatura ambiente) y la forma
a altas temperaturas (>730
). A 50
, la forma
cambia a forma
a altas presiones o
73
bajo fuerzas de cizallamiento a 110-1500 embargo,
, en presencia de oxígeno atmosférico. Sin
tiene una baja densidad y vuelve a
a 50
. Por lo tanto, las
transiciones de fase dichas dependen de la temperatura, presión, y reacciones redox, que causan cambios en la densidad. Las interrelaciones entre las diferentes fases son, pues, muy complejas. Se ha descrito otra fase de aproximadamente a 627
(o
), que se forma sólo ha altas presiones y
y tiene una estructura cúbica centrada en las caras. Se dice que la
combinación de la presión y el stress de corte son muy importantes para la formación de esta fase. Por lo tanto,
cúbicos se obtienen de
a través de la molienda prolongada
en un molino de bolas, la conversión es casi completa después de una semana. Cantidades considerables de agua se recogen durante la molienda. Por lo tanto, para obtener un producto puro, el
debe ser primero molido por 72 horas; se obtiene una mezcla de
cúbico que es calentada a 750
y
; esta es molida otra vez en ausencia de humedad.
Después de molerla otras 30 horas en contacto con el oxígeno atmosférico, se forma una variedad amorfa de
.
De cuatro posibles modificaciones, la existencia de dos está bastante bien establecida: se dice que se forma a 940 4.63
0.06 kJ/mol. A 120
es de 4.40
a partir de
con un calor de reacción de
, esta se vuelve irreversiblemente a
0.21kJ/mol. La modificación
se forma sobre 1050
, el calor de reacción . Este cristaliza en
una estructura rómbica con dimensiones de la unidad de celda de a=0.0670 nm , b=1.246 nm , y c=0.851 nm . Se dice que la densidad es 7.86 Oxigeno está involucrado cuando el puede determinar; el
se derrite, por lo que el punto de fusión no se
vaporiza a 925-1525
, con la formación principal de monómeros
gaseosos de La susceptibilidad magnética específica del Curie Weiss; esto indica que el eléctrica del
no obedece la ley de Curie o la ley de
debe ser escrito como
. La conductividad
depende en gran medida de la temperatura y la relación de O:U, por lo que
un valor de validez general no se puede dar. El óxido
es un semiconductor tipo n. Se cree
que la conducción ocurre por los electrones y los agujeros. Debido a sus propiedades de óxidos mixtos, se asume que el trasporte de electrones va desde U(V) a U(VI).
74
Propiedades químicas
El octaóxido de triuranio se disuelve fácilmente en ácidos oxidantes y se oxida al estado hexavalente e hidroliza en sales de uranilo (ejemplo uranilo,
, se forma al pasar gas
) en la fase acuosa. Cloruro de
en
a 700
insoluble en agua y se oxida rápidamente a
. El octaóxido de triuranio es
(peróxido de uranio) por el peróxido de
hidrógeno; se reduce por el hidrógeno o amoníaco a
a > 500
.
8.4.4. Peróxidos
De los óxidos de uranio que contienen un grupo de peróxidos, la existencia de dos está bien establecida.
(Cristalización con dos o cuatro moléculas de agua) y
con o sin
agua de cristalización. El hidrato
se puede precipitar fácilmente de las soluciones acuosas de
nitrato de uranilo a temperatura ambiente mediante la adición de
:
Esta precipitación puede llevarse a cabo continuamente, y el precipitado se seca para dar un polvo con buenas propiedades de flujo. Un polvo de
con buenas propiedades de sinterización se prepara con una solución
de nitrato de uranilo (90-120 nitrato de amonio (80
) en 0.5
de
a la cual se añade una solución de
). Se produce una precipitación de uranio a pH 1.5 y 40
con peróxido de hidrogeno es de 1:3. El polvo de a esférica con un tamaño máximo de partícula de 50 son de aproximadamente 20
: la relación
formado es una aglomeración esferoidal , aunque la mayoría de las partículas
. Al calcinar este polvo se obtiene un producto con buenas
propiedades de sinterización. El hidrato
es de color amarillo pálido; el
a una temperatura de precipitación <50
, el
cuidadosa deshidratación al vacío a 130
nos da
liberación de oxígeno por encima de 150 La estructura del
es el principal producto a temperaturas más altas. Una
hidratado, que se descompone con la
.
aun no ha sido establecida, pero el
probablemente
tenga la siguiente estructura:
75
Se trata de un ladrillo higroscópico de color rojo a anaranjado.
8.5. Nitratos El uranio y sus óxidos se disuelven en ácido nítrico para formar nitrato de uranilo.
El hexahidrato cristaliza a partir de soluciones sobresaturadas ligeramente ácidas, pero los tri y di hidratos se pueden obtener en concentraciones más altas de
(ilustración 35).
Sobre la evaporación de soluciones de nitrato de uranilo a mayores de 450 (punto de fusión a 60 una solución de ebullición a 120 y el dihidrato a 184
de uranio, el
) cristaliza al enfriarse. El contenido de uranio de
es aproximadamente 1000
. El trihidrato funde a 113
,
. No se produce descomposición hasta esta temperatura, pero la
desnitrificación comienza por encima de 300 relativamente alta (3.5 a 4.3
. El
producido tiene una densidad aparente
) y, después de la reducción a
, no es muy propicio para
la producción de comprimidos y pellets sinterizados. El nitrato de U(IV), U
, puede ser
obtenido por tratamiento de nitrato de uranilo con agentes reductores tales como hidracina, hierro (II) formato o
, o por reducción electrolítica. El nitrato de uranio (IV) es una sustancia
verde, en marcado contraste con
amarillo. Se oxida fácilmente a U(VI) en aire.
8.6. Sulfatos Los sulfatos de uranio son importantes porque los minerales suelen ser digeridos con ácido sulfúrico (véase la sección 7.4.1), que generalmente conduce a la formación de sulfato de uranilo,
. La naturaleza de los hidratos formados dependen de la concentración del (ilustración 36). Los sulfatos de uranio tetravalente son más estables que los nitratos.
Los siguiente sulfatos son conocidos:
,
,
y
.
76
Ilustración 35 Sistema
Ilustración 6 Sistema
8.7. Tricarbonatodioxiuranato Tricarbonatodioxiuraranato,
, se forma por digestión alcalina y en el
proceso AUC. La sal de amonio de este anión (AUC) se descompone por encima de 80 liberando y formando diuranato de amonio.
9. Seguridad Las precauciones normales de seguridad adoptadas en la industria química cuando se manejan sustancias tóxicas, líquidos volátiles, y gases, deben ser observadas también en el caso del uranio, pero además debe incluirse protección contra la radiación y una seguridad crítica. Esto afecta las plantas y el diseño del equipo y puede ser necesario el uso de aparatos con dimensiones que no se emplean generalmente en la tecnología química (ver sección 9.3),
77
pero que refleja todas las consideraciones en cuanto a protección química, nuclear y radiológica.
9.1.
Protección Contra la Radiación
El manejo del uranio natural que no ha sido irradiado no presenta especiales problemas. El peligro de emisiones de radiación inaceptable es generalmente pequeña, sin embargo, todos los procesos generalmente son resguardados. Se debe prestar especial atención a la limpieza de los cilindros con con
, porque puede ocurrir la acumulación de
. Después de la evaporación de
, que está en equilibrio
, el cilindro todavía contiene residuos en forma de
productos de desintegración del uranio. Sin embargo, no es difícil proporcionar protección contra la intensa radiación
emitida por estos residuos que se están tratando. Además, el
contenido de uranio en la atmósfera y la contaminación del lugar de trabajo son medidos y controlados para proteger al personal de la captación o contaminación de uranio. Si se superan los límites legales, debe ser proporcionada protección respiratoria. Los trabajadores también deben ser examinados con un monitor de pulmón a intervalos regulares, y se debe determinar el contenido de uranio en la orina. Si se sospecha la absorción de uranio, se debe llevar a cabo mediciones en todo el cuerpo. Tabla 11
Concentraciones máximas permitidas de uranio en el lugar de trabajo (con cifras de otros elementos tóxicos para la comparación)
Las concentraciones máximas permitidas de uranio en el aire en el lugar de trabajo y en la forma de contaminación superficial se dan en el cuadro 12.
9.2.
Seguridad Contra Criticalidad Incontrolada
La seguridad contra la criticalidad incluye todas las medidas técnicas y organizativas tomadas para evitar una reacción en cadena descontrolada. El uranio con su composición 78
isotópica natural se convierte en crítico sólo bajo condiciones especiales en el reactor. Esto significa que una reacción en cadena espontánea a las condiciones de procesamiento del uranio es imposible. Sin embargo, a diferencia del uranio de composición isotópica natural, el uranio enriquecido puede tener una configuración crítica en circunstancias mucho más simples (por ejemplo durante la fabricación o almacenamiento de elementos combustibles). La masa crítica depende fundamentalmente del grado de enriquecimiento del
, la composición del
material, y el efecto moderador de la configuración geométrica. En Alemania, por ejemplo, las plantas de tratamiento de combustibles nucleares, sólo pueden funcionar si están registradas bajo la ley número 7 de la Ley de Energía Atómica, que especifica los criterios esenciales para la seguridad nuclear del personal y del medio ambiente. Normas similares se aplican en otros países. En las plantas más viejas, la observación de los valores límites se garantizaba principalmente con medidas bajo el control de personal de la planta, pero en las nuevas plantas esto ha sido sustituido por el control automático y es en gran medida independiente del error humano. Códigos de computadora exactos y aprobados y validados por la ley permiten una reducción de los márgenes de seguridad adicional para que los recipientes de mayor tamaño se puedan utilizar con el conocimiento que son geométricamente seguros con respecto a las dimensiones de criticalidad permitida. Además, cálculos más precisos de las interacciones entre los recipientes de neutrones individuales se pueden realizar con estos métodos; por lo tanto es posible un ahorro de espacio-disposición de los componentes.
9.3.
Recipientes Geométricamente Seguros
El grueso de un material para que posea seguridad nuclear se alcanzada al aumentar la superficie del recipiente, aumentando así la pérdida de neutrones al medio ambiente y la prevención de la población de neutrones necesarios para alcanzar una condición crítica. La geometría segura se determina de la siguiente manera: Un reflector hipotéticamente óptimo de neutrones se supone que estará presente en el recipiente, independiente de si esta suposición es real o no. Este reflector se supone que reduce considerablemente la pérdida calculada de neutrones, y, por tanto, provoca un incremento estimado en la actividad superior a la de la disposición real. Así se pueden encontrar las dimensiones más pequeñas del recipiente en donde se pueda producir una reacción en cadena, sobre la base de los efectos combinados de la concentración de material fisionable, el grado de moderación, y la pérdida de neutrones por la fuga utilizando este método
79
de cálculo conservado. De estas dimensiones conservadoras críticas más pequeñas para sistemas ideales de uranio agua, se puede deducir la mayor de las dimensiones subcríticas para
, incluyendo los factores de seguridad (Tabla 13). La cantidad máxima de
seguridad de uranio en todos los casos se enumeran en las columnas 2 y 3 de la tabla 13. Las dimensiones geométricas en las columnas 4-6 se aplican a las cantidades de uranio, que tengan una densidad menor a 3.5
9.4.
.
Aparatos con Absorbedores de Neutrones Heterogéneos
Las dimensiones de los recipientes de seguridad son a menudo demasiado pequeñas para permitir rendimientos que se desean obtener. En estos casos, se puede obtener un considerable beneficio mediante la incorporación en el equipo de amortiguadores heterogéneos de neutrones (venenos nucleares), como el carburo de boro o cadmio. Su efecto es muy dependiente de la disposición espacial de la absorción o de las paredes intermedias del recipiente. Por ejemplo, se proporcionan hornos de lecho fluidizado con un veneno nuclear formado por una barra de carburo de boro central con una superficie cubierta o revestimiento que consiste en hojas de cadmio bien conectado. Lo que garantiza la seguridad nuclear, incluso si el agua penetra en el lecho fluidizado o mezclador rotatorio (seguridad accidente).
Tabla 12 Masas y geometrías seguras de las sales de uranio y las soluciones en función del grado de enriquecimiento para una densidad total < 3,5
.
80
9.5.
Interacciones de Neutrones en Plantas de Fabricación de
Una planta de producción de combustible nuclear contiene muchas estaciones de transformación individual. Por lo tanto demostrar que éstas seguirán siendo subcríticas como unidades individuales no es suficiente. Igual de importante es asegurar que ningún aumento de la criticidad es causado por las interacciones del sistema, planta y equipo debido a la forma en que se disponen. Todo el diseño de las operaciones de procesamiento y almacenamiento por lo tanto debe estar en la forma de la geometría subcrítica.
9.6.
Transporte
Las plantas para la extracción de mineral, el procesamiento, y la concentración están por lo general geográficamente alejadas de las de producción de los elementos combustibles; por lo tanto, el uranio y sus compuestos deben ser transportados entre estas plantas. Ya que los materiales que se transportan a menudo son fisionables y radiactivos, se deben adoptar precauciones especiales y observar las normas. Por esta razón, IAEA ha emitido directrices que se actualizan continuamente de acuerdo a los últimos conocimientos (Disposiciones para el transporte seguro de materiales radiactivos, IAEA, Viena), en la que las regulaciones nacionales de seguridad también se consideran. En sus publicaciones de “Serie de Seguridad", IAEA incluye recomendaciones para los métodos de transporte de materiales radiactivos, teniendo en cuenta normas internacionales y nacionales. Ya que los envíos a menudo cruzan las fronteras internacionales, es necesaria la armonización internacional de normas y procedimientos de concesión de licencias. Esto se controla en el marco de la ONU. El objetivo de las recomendaciones, directrices y reglamentos son para proteger al público en general, las cooperativas de transporte, y la propiedad privada tanto de los directos y los efectos retardados de la radiación durante el transporte. Esta protección está garantizada por:
La restricción de la naturaleza y la actividad de los materiales radiactivos, que deben ser transportados únicamente en envases de un tipo especificado.
Especificación de los criterios de diseño para cada tipo de envase.
Normas para la manipulación y almacenamiento durante el transporte.
Las normas tienen por objeto impedir la liberación y absorción de los materiales radiactivos en el organismo humano, para la protección contra la radiación emitida por los materiales que son transportados, y para asegurar que no se produzcan los acontecimientos imprevistos de criticidad. 81
Estos objetivos se logran en la práctica por:
Contención del material que se transporta, el diseño y la robustez de los envases en función de la actividad y la naturaleza de este material.
Limitación de la dosis máxima en la superficie externa del objeto de transporte, teniendo en cuenta el contenido y las técnicas de embalaje y almacenamiento utilizados en el sistema de transporte.
Protección de los contenedores de transporte de los efectos externos de un accidente, de nuevo teniendo en cuenta la naturaleza y la actividad del material que se transporta.
La prevención de un evento de la criticidad a partir de supuestos muy restrictivos con respecto a los artículos que son transportados y las condiciones que podrían derivarse de un accidente.
Las experiencias con el transporte de mercancías radiactivas han justificado las prácticas utilizadas a nivel internacional. En los países occidentales industrializados, ningún caso de lesión o muerte ha dado lugar debido a la liberación de material radiactivo en un accidente de transporte. Esto es apoyado por los datos de los siguientes países: Estados Unidos: Un estudio detallado de 811 casos notificados entre 1971 y 1981. Reino Unido: Un estudio de 330000 envíos de radioisótopos. Alemania: Un estudio de los traslados hasta 1984. Las posiciones se subrayaron a la hora de evaluar el incidente de Mont-Louis. En agosto de 1984, el carguero Mont-Louis, con una carga de 350 t de
, se hundió en 15 metros de
agua. Al plazo de 40 días, todos los contenedores se recuperaron en buen estado de los restos sin ningún tipo de liberación de material radiactivo.
10.
Efectos del Uranio sobre la Salud
Las personas siempre estamos expuestas a cierta cantidad de uranio en la comida, el aire, el suelo y el agua , ya que está presente en éstos de forma natural. La comida, tal como los vegetales, y el agua nos proporcionarán pequeñas cantidades de uranio natural y respiraremos concentraciones mínimas de uranio en el aire. La concentración de uranio en el marisco es normalmente tan baja que puede ser tranquilamente ignorada.
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Las personas que viven cerca de vertederos de sustancias peligrosas o cerca de minas, las que trabajan en la industria del fosfato, las que comen cultivos que crecieron en suelo contaminado o las que beben agua de un lugar de vertido de uranio pueden experimentar una exposición más elevada que otras personas. Los vidrios de uranio están prohibidos, pero algunos artistas que todavía los usan para trabajos con vidrio experimentarán una exposición mayor de lo normal. Debido a que el uranio es una sustancia radioactiva los efectos de éste sobre la salud han sido investigados. Los científicos no han detectado ningún efecto dañino en las radiaciones de los niveles naturales de uranio. Sin embargo, se pueden dar efectos químicos después de la toma de grandes cantidades de uranio y estos pueden provocar efectos tales como enfermedades del hígado. Cuando las personas están expuestas a los radionucleidos del uranio que se forman durante la desintegración radioactiva por un largo periodo de tiempo, pueden desarrollar cáncer. Las posibilidades de tener cáncer son mucho más elevadas cuando las personas son expuestas al uranio enriquecido, porque es una forma más radioactiva del uranio. Esta forma de uranio emite radiación dañina, lo que puede provocar que las personas desarrollen cáncer en unos años. El uranio enriquecido puede causar efectos en la reproducción durante los accidentes en las centrales nucleares. Si el uranio puede tener efectos en la reproducción humana o no es actualmente desconocido.
11.
Efectos Ambientales del Uranio
El uranio puede encontrarse en el medioambiente de forma natural en muy pequeñas cantidades en rocas, suelo, aire y agua. Los humanos añaden metales de uranio y compuestos, porque son eliminados durante los procesos de minería y textiles. El uranio es un material radioactivo que es muy reactivo. Como resultado de esto no puede encontrarse en el ambiente en su forma elemental. Los compuestos del uranio que se han formado durante la reacción del uranio con otros elementos y sustancias se disuelven en el agua. La solubilidad en agua de un compuesto de uranio determina su movilidad en el medio ambiente, así como su toxicidad. En el aire las concentraciones de uranio son muy bajas. Incluso en concentraciones en el aire más altas de lo normal, hay tan poco uranio presente por metro cúbico que menos de un
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átomo se transforma cada día. El uranio en el aire existe como polvo que caerá en el agua superficial, en plantas o en suelos a través de la sedimentación o el agua de lluvia. Entonces se hundirá en los sedimentos o a las capas de suelo más inferiores, donde se mezclará con el uranio que ya está presente. En el agua la mayor parte del uranio es uranio disuelto que deriva de las rocas y el suelo sobre el cual el agua corre. Parte del uranio está en suspensión, de forma que el agua toma una textura de barro. Solo una parte muy pequeña de uranio en agua sedimenta del aire. Las cantidades de uranio en el agua potable son generalmente muy bajas. El agua que contiene bajas cantidades de uranio es normalmente segura para beber. Debido a su naturaleza, no es probable que se acumulen peces o vegetales y el uranio que es absorbido será eliminado rápidamente a través de la orina y las heces. El uranio se encuentra en los suelos en diversas concentraciones que son normalmente muy bajas. Los humanos añaden uranio al suelo a través de las actividades industriales. Los compuestos en el suelo se combinarán con otros compuestos, que pueden permanecer en el suelo durante años sin moverse hacia el agua subterránea. Las concentraciones de uranio son normalmente más altas en suelo rico en fosfato, pero esto no tiene por qué ser un problema, porque las concentraciones normalmente no exceden los rangos normales de los suelos no contaminados. Las plantas absorben uranio a través de sus raíces y lo almacenan allí. Los vegetales de raíz tales como los rábanos pueden contener por tanto concentraciones de uranio más altas de lo normal. Cuando los vegetales se lavan el uranio será eliminado. La erosión causada por la minas puede provocar que mayores cantidades de uranio sean liberadas al medio ambiente.
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12.
Conclusión
El uranio es un elemento muy común en la corteza terrestre y lo podemos encontrar en diferentes concentraciones alrededor de todo el mundo. Posee diversas especies mineralógicas debido a su alta reactividad. Se encuentra de manera natural en forma de Isotopo 234, 235 y 238 siendo éste último el menos abundante y más radiactivo. Lo podemos utilizar para diversas labores, pero las más importantes son su uso en armamentos gracias a su alta densidad y para la producción de energía nuclear. En este último tiempo hemos podido observar una creciente demanda de energía de parte de los países desarrollados y en un futuro próximo esta demanda crecerá con el desarrollo de más naciones. Además debemos añadir que los combustibles fósiles, los cuales hoy en día abastecen gran parte de la energía, son recursos limitados. Aparte de los combustibles fósiles existen otros tipos de energía tales como eólica, solar, etc. pero ninguna de éstas es tan efectiva como la energía nuclear. Pero también debemos mencionar la contraparte que es el daño que le puede hacer el uranio al organismo y al medio ambiente. Hemos podido ver muchos casos de cáncer por efecto de la radiación de uranio, algunos que afectan a niños pequeños. También lugares que se han visto completamente destruidos por efectos de la radiación. Por lo tanto podemos pensar que trabajar con un elemento tan peligroso como el uranio no da lugar al error humano debido a las 85
