hidrometalurgia del uranio
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PONTIFICIA UNIVERSIDAD CATÓLICA DE VALPARAÍSO
FACULTAD DE INGENIERÍA
ESCUELA DE INGENIERÍA QUÍMICA
HIDROMETALURGIA
METALURGIA DEL URANIO
Rafael Romero Profesor: Jorge Santana
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1. Introducción ........................................................................................................... 4
2. Historia .................................................................................................................. 4
3. Propiedades Físicas .............................................................................................. 6
3.1. Radioactividad ................................................................................................... 6
3.2. Modificaciones ................................................................................................... 6
3.3. Propiedades Mecánicas ..................................................................................... 7
3.4. Propiedades Térmicas ....................................................................................... 7
3.5. Propiedades Eléctricas y Electroquímicas. ....................................................... 12
3.6. Propiedades Magnéticas .................................................................................. 13
4. Propiedades Químicas ........................................................................................ 13
5. Distribución, Necesidad y Cifras de Producción ................................................... 14
5.1. Distribución ...................................................................................................... 14
5.2. Recursos, Exigencia y Cifras de Producción .................................................... 16
6. Usos .................................................................................................................... 23
7. Producción .......................................................................................................... 24
7.1. De Mena Ordinaria a Torta Amarilla ................................................................. 24
7.2. De la Torta Amarilla al ............................................................................. 24
7.3. De a el Combustible Nuclear ........................................................... 25
7.4. Descripción Detallada del Proceso ................................................................... 25
8. Compuestos ............................................................................................................. 66
8.1 Halogenuros ........................................................................................................ 66
8.1.2. Tetrahalogenuro de Uranio ............................................................................. 67
8.2. Carburos ............................................................................................................. 69
8.3. Nitruros ............................................................................................................... 71
8.4. Óxidos................................................................................................................. 72
8.5. Nitratos ............................................................................................................... 76
3
8.6. Sulfatos ............................................................................................................... 76
8.7. Tricarbonatodioxiuranato..................................................................................... 77
9. Seguridad ............................................................................................................ 77
9.1. Protección Contra la Radiación ........................................................................ 78
9.2. Seguridad Contra Criticalidad Incontrolada ...................................................... 78
9.3. Recipientes Geométricamente Seguros ........................................................... 79
9.4. Aparatos con Absorbedores de Neutrones Heterogéneos ................................ 80
9.5. Interacciones de Neutrones en Plantas de Fabricación de ...................... 81
9.6. Transporte........................................................................................................ 81
10. Efectos del Uranio sobre la Salud ........................................................................ 82
11. Efectos Ambientales del Uranio ........................................................................... 83
12. Conclusión ........................................................................................................... 85
13. Bibliografía .......................................................................................................... 86
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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 electrónicas de , , y
, , y es un miembro de las actínidos en las cuales se completa el orbital , el orbital es
llenado por neptunio hasta . El uranio natural consiste en tres isótopos cuyas
concentraciones en diversos recursos son generalmente iguales, incluso hasta el cuarto
decimal: , 99.2762%; , 0.7182%; , 0.0056. Sin embargo, el uranio en un
depósito en Gabón (mina Oklo) es excepcional, ya que la proporción de es más baja.
El porcentaje algo más bajo de en el depósito de Oklo llevó al descubrimiento 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
abundancia de fisible era de aproximadamente 3%. Gracias a que la vida media 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
2UO . 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
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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.
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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 tdGW /*36 y un
enriquecimiento inicial de los elementos combustibles de 3.5%.
223232 ;74;71.0: ThamediavidaUtoneladapormgiónconcentracU
2295233 ;10*5.2;4.7: ThamediavidaUtoneladapormgiónconcentracU
2305233 ;10*5.2;137: ThamediavidaUtoneladaporgiónconcentracU
2327236 ;10*4.2;4490: ThamediavidaUtoneladaporgiónconcentracU
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 debe ser incrementada en un 0.15% para compensar la captura
neutrónica por el 0.45% .
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.
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coortorrómbiKTUranio ,942,
Katnmcnmbnm 15.2984955.0,5876.0,2858.0
tetragonalKTUranio ,1049942,
Katnmcnm 9425656.0,0759.1
cubiccenteredbodyKTUranio ,14081049,
Katnm 10493524.0
El punto triple de las tres modificaciones es a GPa2.06.3 y K31078 . 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.
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Tabla 1 Decaimiento radiactivo del U-238
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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
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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.
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Ilustración 2 Cambio dimensional de alfa uranio desde 0 a 300 °C.
Ilustración 3 Coeficiente de expansión lineal del alfa uranio.
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Para beta uranio en el rango de 959-998 K, los coeficientes de expansión lineal son:
16106.4, KzEje
16100.23, KxEje
16109.16, KyEje
El coeficiente de expansión lineal de uranio es el mismo para los tres ejes
)1018( 16 K .
La conductividad térmica del uranio a 298 K es 27.6 .11 KWm
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 cm55 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 31076.261.2 .
El uranio es un superconductor a muy baja temperatura, pero la transición de
temperatura CT es dependiente de la presión. A presión atmosférica el valor de CT 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:
222 HeH
eUU 222 43
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 4HCLO 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
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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 ./1066.1 36 gcm
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:
molkJGmolkJHUO /1029,/1084:2
molkJGmolkJHOU /3360,/3565:83
molkJGmolkJHUO /1138,/1218:3
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
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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 3UH , 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 3UH 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 6UF (“reactor de llama”). La reacción con HF acuoso
conduce a una hidratación del 4UF ).5.2,75.0( 2424 OHUFOHUF El uranio se quema con
una corriente de cloro para formar 6UCl y 4UCl . El bromo y el yodo reaccionan solo a 3UBr y
3UI . Con el azufre se forma 2US 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
%102 4 . 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.
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Tabla 6 Minerales de uranio con importancia industrial.
Ilustración 5 Concentraciones minerales en importantes minerales de uranio.
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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 )/33( Lgppb .
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 510 , sin embargo se necesita que este sea de un
610 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.
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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 610138 .
Tabla 7 Reservas de uranio en el mundo estimas por la IAEA.
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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
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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.
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Ilustración 8 Producción de uranio del Bloque oriental y uso del material (1945-1994)
Ilustración 9 Producción de uranio de CEI (1991-1996)
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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.
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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.
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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 2UO , 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 2UO .
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.
24
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 42SOH
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 2)(OHMg 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 por dos etapas: primero el es producido por tratamiento con
; luego el es convertido en 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 , para luego ser convertido
a tal cual fue descrito el proceso anteriormente. Sin embargo, el obtenido debe ser
purificado por destilación fraccionada.
25
7.3. De a el Combustible Nuclear
El para ser convertido al combustible 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. Descripción Detallada del Proceso
7.4.1. Digestión y lixiviación de la mena.
Antes de la digestión de la mena, es esencial un apropiado 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:
26
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:
OHUOHUO 2
2
23 2
22
2
3
2 22 FeUOFeUO
42
2
4
2
2 SOUOSOUO
Mientras más acida sea la concentración se forman también iones complejos como
4
342 ])([ SOUO , 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
27
más fácil. La disolución de uranio es debido a la formación de un complejo tricarbonato:
OHCOUONaNaHCOCONaUO 23̀3243323 ])([2
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 263410 ),,(),( ClFOHCOPOCa , en el cual el calcio es reemplazado por una
pequeña porción de 4U , el cual es de similar tamaño (
4U , 0.097 nm;2Ca , 0.099). La
presencia de uranio en los depósitos de fosfato es debido su formación con agua de mar, el
cual contiene Lg /3 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. Tratamiento de la Solución.
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.
28
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:
XSOUORSOUORX 4])([])([4 3424
4
342
XCOUORCOUORX 4])([])([4 3324
4
332
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 10-303m de resina. La resina de intercambio iónico es cargada a un caudal de 5-
20 hm /3 y extraída a 1-5 hm /3
. 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 en años
recientes, la tendencia actual es hacia la extracción por solvente o una combinación entre
29
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:
30
)()(2222)(22)(
2
2 2])([)(2 aqorgorgaqHORPOUOHPOROUO
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 ])([)( 2
24223
SOUONHR , 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 mezclador-
sedimentador, las fases mezcladas fluyen de forma centralizada en dirección hacia arriba. El
mezclador-sedimentador de Israel Mining contiene laminas internas para promover una
31
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. Producción de concentrado 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 ] )(CO [UO Na 332 . 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.
32
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 ).(NaClO3 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 324 CO)(NH . El exceso de
carbonato de amonio se añade en frió a la solución de sal compleja obtenida, precipitando
carbonato de uranilo y amonio. 3324 )(CO)4UO(NH . Esta se filtra, se lava, y se calcina para dar
x2UO
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. Purificación final del concentrado 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.
33
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:
)(232)()(3
2
)(2 2)(22 orgorgaqaq TBPNOUOTBPNOUO
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 (50-
60 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 232 )(NOUO , 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.
34
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
32CONa para eliminar los productos de la hidrólisis de fosfato de tributilo y el uranio restante
35
(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. Producción de UO3 y UO2 de la solución purificada de nitrato de uranilo
Dos métodos diferentes se han desarrollado para la producción de y UOUO 2 3 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 3UO obtenido en dióxido de uranio 2UO . Los dos procesos se comparan en la
ilustración 15.
Evaporación de la solución de nitrato de uranilo y desnitrificación por descomposición
térmica
36
Las soluciones de nitrato de uranilo hexahidratado hasta que se evaporan nitrato de
uranilo, , O6H)(NOUO 223 2 comienzan a cristalizar. La evaporación conduce a la liberación
de óxidos de nitrógeno y agua:
OHONONOUOOHNOUO 22232232 66)(
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
37
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 3UO 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.
38
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 3UO . 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
39
Los compuestos poco solubles diuranato de amonio (ADU), 724 O2U )(NH , tetra amonio
dioxicarbonato uranato ] )(CO [UO )(NH (AUC), 33244 y el peroxido de uranio, O2HUO 24 ,
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 U:NH3 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
40
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 3NH 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 6UF ), ya que el flúor contenido en el
precipitado de AUC (producido por la adición de 3NH y 2CO ) puede ser eliminado casi por
completo lavado, en contraste con diuranato de amonio precipitado por 3NH . Por el polvo de
2UO 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:
FNHCOUONHCONHOHUF 4332442326 6])([)(3105
3433244232232 2])([)(363)( NONHCOUONHCONHOHNOUO
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
41
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 22 H-N ) 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
42
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. Producción de
Hexafluoruro de uranio siempre ha sido producido en escala industrial a través
intermediario de 4 UF , que se produce en un proceso en seco por la reacción de 2UO con
fluoruro de hidrógeno anhidro. Si el 3UO es el material de partida, primero se reduce a 2UO . El
hexafluoruro de uranio entonces se produce por la reacción de 4 UF con flúor elemental.
Hidrofluoración del
La reacción:
molkJHOHUFHFUO 178324 298242
Se lleva a cabo a 300-600 º C, dependiendo de la reactividad del polvo de 2UO y la
densidad deseada del producto 4UF . Se han encontrado algunas dificultades a causa de la
naturaleza reversible de la reacción de hidrofluoración y la posibilidad de que las mezclas
eutécticas 42 UF-UO , 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 22F UO formado a partir de la reacción del trióxido de uranio con HF:
OHFUOHFUO 2223 2
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 4 UF pasando fluoruro de
43
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 3UO .
La reducción del 3UO en 2UO se llevó a cabo anteriormente en reactores de lecho fluidizado
semicontinuo y la hidrofluoración de 2UO en 4UF en reactores de lecho fluidizado de operación
discontinua. Por razones económicas y técnicas, se hizo un cambio de hornos rotatorios
continuo.
44
Ilustración 19 Reactor LC para la producción de : (a) Sección de reducción. (b) Calefacción. (c) Refrigeración. (d) sección de Hidrofluoración.
El proceso llamado UTK (tetrafluoruro de uranio en los hornos) tiene tres etapas
principales (figura 41.20):
Hidratación exotérmica:
OxHUOOxHUO 2323
Deshidratación endotérmica y la reducción exotérmica:
OHUOHOHUO 22223 2
45
Hidrofluoración exotérmica:
OHUFHFUO 242 24
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 3UO 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 3UO 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 2UO 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 2UO se convierte en 4UF 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:
46
molkJHUFFUF ggs 246298)(6)(2)(4
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 4UF está incompleta, el producto contendrá 222 Fy UO UO , 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 4UF 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, 3FeF ,
3AlF , y 4ThF ) se quedan con el 4UF sin reaccionar, el compuesto volátil 6UF
contiene
impurezas de fluoruro volátiles ( 6MoF , 6VF , 644 SF ,CF ,SiF , etc.) estas impurezas se pueden
eliminar mediante la destilación del 6UF o la condensación como un sólido. Para ello, se utilizan
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
6UF ; fluoruros no volátil se quedan como sólidos en la parte inferior del reactor. La mayor parte
del 6UF se puede recuperar entre 5 y -15 º C en condensadores relativamente grandes, el resto
de 6UF 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 3UO y su reacción a 642 y UF , UF,UO . 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.
47
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 : (a) bobinas de enfriamiento. (b) Compensador de expansión. (c) Receptor de ceniza.
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 4UF , 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.
48
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 4UF . No sólo es formado 6UF, sino también intermedios de menor valencia
como 174925 Fy U F U,UF.
7.4.7. Planta completa para la producción de UF6 a partir del nitrato de 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 3UO 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 4UF formado es acondicionado en la batería y luego quemado en un reactor de
nombre (tubo vertical monel 4,40 m de longitud) para formar 6UF. Los productos sólidos
925 Fy U UF, que se forman en cantidades muy pequeñas, se quitan con un tornillo y se recicla
en la parte superior del reactor.
49
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 6UF se
purifica por destilación a una presión y temperatura por encima del punto triple del 6UF (64.05 º
C a 151,1 kPa). Esquemas de las plantas de producción de 6UF y destilación se muestran en
las ilustraciones 23 y 24, respectivamente.
7.4.8. Enriquecimiento 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
50
6UF 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 6UF 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 Au , Ag , Ni , Al , Cu , Monel, teflón, y
32OAl.
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 ( ZnAg , AgAu )
de forma selectiva. Las membranas de 32OAl 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 0,1123 scmcm . 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
51
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
52
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.
53
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.
54
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 6UF gaseoso del 4% y 96% de un gas portador de luz (por
ejemplo, He o H2 ) 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.
55
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 4U y UO2
2
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
3U y
4U es utilizado. Se produce una separación entre la
fase acuosa de ácido clorhídrico reteniendo el U238trivalente y la eliminación de un compuesto
órgano fosforado, conservando 4
235UCL . 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
56
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 excitadas selectivamente
se disocian en . El flúor debe ser enlazado con rapidez para suprimir la reacción
inversa. El 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
57
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. Producción de pellets de a partir de
Conversión de a
Los procesos industriales más importantes para la producción de pastillas de a
partir de 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 del nitrato de uranilo de alta pureza. El aparato para
convertir a 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.
58
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
59
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
60
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 para eliminar el
subproducto indeseado . 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 se
forma junto con pequeñas cantidades de . En un horno rotatorio posterior la mezcla de
se convierte en 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
61
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 y . Además, se forma HF en
cantidades correspondientes a las cantidades de 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 para remover el HF completamente,
las trazas de HF reaccionan para formar . El gas obtenido se quema para eliminar , y la
corriente de gas residual puede ser liberada a una que solo contiene y El flúor
introducido en el proceso en la forma de se puede reutilizar en forma de ácido fluorhídrico
puro. Las pequeñas cantidades de 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
62
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. Producción de uranio metálico
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 por una reducción en dos fases, el producto intermedio es .
Reducción de 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.:
63
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.
64
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
65
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 es el calcio. Una mezcla cuidadosamente preparada
de gránulos de calcio y se carga a un reactor, cuyas paredes están cubiertas de CaO. La
mezcla se calienta a 1200 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 , sin
embargo, debe estar por encima de 1133 , 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. o es disuelto en una mezcla de sales fundidas compuesta por 80% y
20% , y se electroliza a 900 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.
66
Descomposición de hidruro de uranio
El hidrógeno reacciona muy fácilmente con el uranio metálico, formando hidruro de
uranio ( ). La temperatura óptima es 220 . Debido a la gran diferencia de densidad entre
el hidruro y el metal , 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 Halogenuros Trivalentes
En general, los halogenuros trivalentes se pueden preparar a través de la reducción de
compuestos tetravalentes de hidrogeno.
67
A 950 no reacciona todo el , sobre 1080 , se produce una desproporción de
en 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 por encima de
900 . Es insoluble en agua fría, pero se oxida lentamente en . 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 , y el triyoduro de uranio
, con un punto de fusión de 506 , 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 . El gas es un monómero. La estabilidad de los
sólidos se explica por su compleja red cristalina (etructura ). Sin embargo, la
oxidación se produce en un flujo de oxígeno a 700-850 :
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
68
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 518 ), y
(punto de fusión 706 ) 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. Pentafluoruro de Uranio
La reacción de con forma , que se forma junto con y como un
intermediario en la producción de (ver sección 7.4.7). El 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. Hexafluoruro de Uranio
Muchos métodos posibles pueden usarse para producir , las más importantes están
listadas abajo:
(Reacción peligrosa)
(a 340 ) Exceso de de 50%
(a 500 )
(a 400 )
(a 360 )
(a 350 )
(a 550
(a 50-125 )
69
La única vía industrial es a través de puro. El diagrama de fases del se muestra
en la ilustración 34.El a presión normal sublima a 56.54 y funde sólo a una presión de
1.517 105 Pa a 64.05
Las constantes críticas del son
; ; ; = 0.256 . Los sólidos
de 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 en la tubería. Al
aumentar las temperaturas, el gas 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 aparecen en el diagrama de fases del U-C. y
son estables hasta su punto de fusión; es una fase intermedia que dismuta por encima de
los 1800 en y . El es un carburo inestable por debajo de 1275-1500
dismutando en y carbono. Sobre los 1800 , el tiene la composición
70
U/C=1.86 0.02 (radio atómico) y una estructura cúbica, mientras que una forma tetragonal
existe entre 1600 y 1800 con una composición U/C=1.96 0.04. El punto de fusión del
es de 2350 , y el de 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 , cifras que normalmente sólo se pueden
obtener al sinterizar UC a 2000 . 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 )
71
(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 , y son análogos a los carburos. El mononitruro tiene una
densidad teórica de 14.32 . Bajo a presión normal (100 kPa), el se descompone
a 2800 en una rica fusión de uranio con liberación de . Si la presión de se reduce a 10
Pa, la temperatura de descomposición se reduce a 2080 . Sobre , el se
funde sin descomponerse. A presiones de nitrógeno superiores a la atmosférica y 1300 ,
se descompone en 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
72
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 a altas temperaturas.
, monoclínica red cristalina, de color rojo marrón.
, es estable a toda temperatura es de color negro.
, estable hasta los 300 , de color naranjo.
Peróxido de uranio, , 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
73
Capacidad de calor específico 237.4 J
La red cristalina del es del tipo cúbico centrado en las caras. El polvo de
estequiométrico es pirofórico y se oxida en el aire a los productos intermedios ( y )
o a .
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 en aire a 375 .
es de color rojo ladrillo y se forma en unos minutos por la oxidación del
con a 350 .
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 Triuranio
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 , , ´´ y . De
esas y son rómbica centrado en la base, es romboidal centrado en el cuerpo y ´´ es
hexagonal. Las formas 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
74
bajo fuerzas de cizallamiento a 110-1500 , en presencia de oxígeno atmosférico. Sin
embargo, 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 (o ), que se forma sólo ha altas presiones y
aproximadamente a 627 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 y
cúbico que es calentada a 750 ; 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 a partir de con un calor de reacción de
4.63 0.06 kJ/mol. A 120 , esta se vuelve irreversiblemente a , el calor de reacción
es de 4.40 0.21kJ/mol. La modificación se forma sobre 1050 . 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 se derrite, por lo que el punto de fusión no se
puede determinar; el vaporiza a 925-1525 , con la formación principal de monómeros
gaseosos de
La susceptibilidad magnética específica del no obedece la ley de Curie o la ley de
Curie Weiss; esto indica que el debe ser escrito como . La conductividad
eléctrica del 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).
75
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 ) en la fase acuosa. Cloruro de
uranilo, , se forma al pasar gas en a 700 . El octaóxido de triuranio es
insoluble en agua y se oxida rápidamente a (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 ) en 0.5 de a la cual se añade una solución de
nitrato de amonio (80 ). Se produce una precipitación de uranio a pH 1.5 y 40 : la relación
con peróxido de hidrogeno es de 1:3. El polvo de formado es una aglomeración esferoidal
a esférica con un tamaño máximo de partícula de 50 , aunque la mayoría de las partículas
son de aproximadamente 20 . Al calcinar este polvo se obtiene un producto con buenas
propiedades de sinterización.
El hidrato es de color amarillo pálido; el es el principal producto
a una temperatura de precipitación <50 , el a temperaturas más altas. Una
cuidadosa deshidratación al vacío a 130 nos da hidratado, que se descompone con la
liberación de oxígeno por encima de 150 .
La estructura del aun no ha sido establecida, pero el probablemente
tenga la siguiente estructura:
76
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 de uranio, el
(punto de fusión a 60 ) cristaliza al enfriarse. El contenido de uranio de
una solución de ebullición a 120 es aproximadamente 1000 . El trihidrato funde a 113 ,
y el dihidrato a 184 . No se produce descomposición hasta esta temperatura, pero la
desnitrificación comienza por encima de 300 . El producido tiene una densidad aparente
relativamente alta (3.5 a 4.3 ) 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
.
77
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),
78
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 , porque puede ocurrir la acumulación de , que está en equilibrio
con . Después de la evaporación de , 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
79
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
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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 .
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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.
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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
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consecuencias fatales que puede provocar. En los países que se utilice el uranio para la
producción de energía nuclear deben tener una rigurosas fiscalización a las empresas que
trabajen con éste elemento las cuales deben ser sumamente responsables y poseer estándares
de seguridad mucho más altos que cualquier otra empresa y por último tener plena conciencia
que es lo que puede provocar un pequeño error en su labor.
13. Bibliografía
Handbook of Extractive Metallurgy, edited by Fathi Habashi Volume III
http://es.wikipedia.org/wiki/Uranio_empobrecido