TIPOS DE MINERÍA DE URANIO

Octubre, 2.010

Capas de arcilla (Impermeable)

INSTALACIONES DE MINERINSTALACIONES DE MINERÍÍA Y FABRICACIA Y FABRICACIÓÓN DE CONCENTRADOS DE URANIO EN PROCESO DE N DE CONCENTRADOS DE URANIO EN PROCESO DE CLAUSURA Y DESMANTELAMIENTOCLAUSURA Y DESMANTELAMIENTO

NOMBRE INSTALACIÓN

UBICACIÓN (PROVINCIA)

SITUACIÓN ACTUAL

HITOS DEL PROCESO

Fábrica de Uranio deAndújar (FUA)

Jaén Fase de vigilancia y mantenimiento

Terminados los trabajos de desmantelamiento y restauración en 1994.En 1995 se inició período de vigilancia.

19 Antiguas minas de uranio

Extremadura y Andalucía

Restauradas Los trabajos de restauración comenzaron en 1997 y terminaron en el 2000

Planta Lobo-G (La Haba)

Badajoz Fase de Vigilancia a largo plazo

Terminados los trabajos de desmantelamiento y restauración. En 2004 se ha obtenido la declaración de clausura

Planta Elefante(Saelices El Chico)

Salamanca Desmantelado Los trabajos de desmantelamiento y restauración comenzaron en el año 2001 y se terminaron en el 2004

Explo. Mineras(Saelices El Chico)

Salamanca Fase de Restauración definitiva

2004. Inicio de obras de restauración definitiva

PlantaQuercus(Saelices El Chico)

Salamanca Parada definitiva de trituración y clasificación

A desmantelar en el año 2008 (ACTUALMENTE, enero 2012, ESTÁPENDIENTE)

Resto antiguas minas de uranio

Salamanca Autorizadas 2 minas y pendiente el resto de minas

A restaurar a partir del año 2006Costes de la clausura de instalaciones (miles de Costes de la clausura de instalaciones (miles de €€ 2006)2006)

CLAUSURA REAL HASTA

31/12/2005

ESTIMADO2006

PRESUPUESTO

2007-2010

ESTIMADO 2011-2070

TOTAL

Instalaciones 1ª parte CC.NN.

100.759 8.215 14.779 6.163 129.916Fuente: 6º PGRR, junio 2.006

Barrera de radón y de filtración: Zahorra 46 cm (9) y Arcilla 60 cm (8).

Drenaje: Gravilla 25 cm (7).

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

Filtro: Zahorra y arena 25 cm (5)

Suelo vegetal: del entorno 50 cm (4)

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

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

Vegetación (1)

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

ESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SESTRUCTURA DE LA COBERTURA DE RESIDUOS SÓÓLIDOSLIDOS

16

CLAUSURA DE LA FUACLAUSURA DE LA FUA

CLAUSURA DE LA HABACLAUSURA DE LA HABA

Los trabajos comenzaron en 2.001 y finalizaron en 2.010.

ETAPAS DE FABRICACIÓN DE ETAPAS DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOS DE URANIO

Octubre de 2.010

Etapas de la fabricación de concentrados de uranio con Disolventes Orgánicos

Trituración y molienda del mineral a < 400 µm

Oxidación:UO2+ 2Fe+++ → UO2

++ + 2Fe++

Disolución:UO2

++ + 3SO4= → UO2(SO4)3

4 –

Filtración para eliminar el residuo insoluble

Extracción con disolventes:Protonación: [R 3N] Fase orgánica + [HCl] Fase acuosa → [R3NH+Cl-] Fase orgánicaExtracción: [UO 2(SO4)3

4 -] acuosa + 4[R3 N H+Cl -] orgánica → [UO2SO44- (R3 NH)4

4+] org+ 4[Cl -]ac

Reextracción:[UO2 (SO4)3

4- (R3 NH)44+ ] Fase orgánica + 2[2Na+ + CO3

=] Fase acuosa 4 [R 3N] Fase orgánica + [UO2(SO4)3

4 -] acuosa + 2[H2O] acuosa + 4[Na+] acuosa + 2 [CO2] gas

Precipitación:2UO2(SO4)3

4 - + 6NaOH + H2O2 → U2O7Na2 + 2Na2SO4 + 4SO4= + 4H2O

Filtración, Secado y Envasado

DIAGRAMA DE BLOQUES DEL PROCESO

PROCESO REACTIVOS Y SERVICIOS

PREPA

RACIÓ

N D

E M

INERAL

MINERAL AGUA

TRITURACIÓN ESCOMBRERA

CLASIFICACIÓN Y ALMACENAMIENTO DE

PULPAS

AGUA

TRATAMIE

NTO D

E PULP

AS

OXIDACIÓN ESTÁTICA

OXIDACIÓN DINÁMICA

ÁCIDO SULFÚRICO

AGUA

LAVADO

FLOCULANTE

disolución

>10mm

<1mm1-10mm

LIXIVIACIÓN DINÁMICA

LIXIVIACIÓN ESTÁTICA

DIAGRAMA DE BLOQUES DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOSDIAGRAMA DE BLOQUES DE FABRICACIÓN DE CONCENTRADOS

CLASIFICACIÓN

CONCENTRACIÓ

N Y PRODUCTO

FIN

AL

ORGÁNICA (QUEROSENO+AMINA+

ALCOHOL)

EXTRACCIÓN

REEXTRACCIÓN SULFATO AMÓNICO+AMONIACO

PRECIPITACIÓN Y FILTRADO

AMONIACO

FLOCULANTE

SECADO Y ENVASADO

PROPANO

CONCENTRADO DE URANO

TRATAMIE

NTO D

E

EFL

UENTES

CAL

NEUTRALIZACIÓN DE

EFLUENTES CLORURO BÁRICO

DIQUE DE ESTERILES

conce

ntración

Fuente: ENUSAFuente: ENUSA

ESCOMBRERA

Clasificación

1-10 mm

Trituración, clasificación y parque de minerales. Mina Fe

LixiviaciónLixiviaciónEstática

ERAS

Lixiviación estática en montones en Mina Fe

Lavado en Contracorriente

Pulpaestéril

Clarificación

ExtracciónExtracción

Refinadode extracción

Precipitación

Aguas madrede precipitación

Secado y Envasado

Producto

Uranato sódico

U2O7Na2

Neutralización,Caustificación

Pulpa estéril

RefinadoAguas madre

Acondicionamientode efluentes

21

PRODUCCIÓN MUNDIAL DE CONCENTRADOS DE URANIO

SUDÁFRICA; 5%NIGER; 15%

AUSTRALIA; 8%

NAMIBIA; 11%CANADA; 18%

RUSIA; 29%

SUDÁFRICA; 5%NIGER; 15%

OTROS; 14%

EVOLUCIÓN DEL PRECIO DEL CONCENTRADO DE URANIO

Fuente: Metal Bulletin, 19.01.2011

1 165 US $/lb U3O8 x ─────── x 1,179 lb U 3O8/lb U x ───────────── = 126,5 € / kg U

1,337 US $/€ 0,453 kg U/lb U

CONVERSIÓN DEL CONCENTRADO A UFUF6

Octubre de 2.010

CONCENTRADOU2O7(NH4)2

IMPORTANCIA DEL HEXAFLUORURO DE URANIO

UF6 + 2H2O→UO2F2 + 4HF

• Método seco(Converdyn, EEUU)– Conversión mediante sucesión de fluoraciones e

hidrofluoraciones.

– Purificación mediante destilación fraccionada del UF6.

• Método húmedo(SFL, Reino Unido; AREVA, Francia; CAMECO, Canadá)

Conversión a UF6

Francia; CAMECO, Canadá)– Disolución ácida (nítrico).

– Purificación mediante extracción con disolventes orgánicos (FTB).

– Conversión a UF6: Calcinación del U2O7Na2 a UO3 → UO2→ UF4 →UF6

MÉTODO SECO

Desde diuranato amónico hasta UO2 sólido (con impurezas).

U2 O 7(NH4)2 (SOLID)+ HEAT → 2UO3 (SOLID) + 2NH3 (GAS) +H2O(GAS)

MÉTODO SECO

Desde UO2 sólido (imp.) hasta UF6 pureza nuclear

8

MÉTODO HÚMEDO

Desde diuranato amónico hasta UO3 puro sólido

9

MÉTODO HÚMEDO

Desde UO3 puro sólido hasta UF6 pureza nuclear

Precio actual de la conversión:5,0 $/kg U (como UF 6) ~3,6 €/kg U

ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO DEL URANIODEL URANIO

Octubre de 2.010

ENRIQUECIMIENTO DEL URANIOENRIQUECIMIENTO DEL URANIO

ISÓTOPOS DEL URANIO

Concentración Concentración relativa en nº de relativa en nº de

átomosátomos

Peso AtómicoPeso AtómicoConcentración Concentración

relativa en pesorelativa en peso

AUMENTO DE LA CONCENTRACIÓN RELATIVA DEL ISÓTOPO U235

(Diferencia en peso entre el U235 y el U238 es de 1.2%)

átomosátomos238 U 99,2745% 238,051 99,2836%235 U 0,7200% 235,044 0,7110%234 U 0,0055% 234,041 0,0054%

100,0000% 238,0291 100,0000%

¿Porqué la fisión con U-235?¿Porqué la fisión con U-235?

La probabilidad de interacción entre un neutrón y u n núcleo, se denomina sección eficaz ,“cross section” en inglés, se mide en barn y se representa por “ σ”

1barn = 10 -24 cm 2

La interacción - absorción del neutrón por el núcleo , puede dar lugar a fisión, σf o captura, σc, seguida de desintegración, de suerte que σa = σf + σc

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

σc = 106 barn (15,3%)σf = 584 barn (84,7%)σ = 690 barn (100 %)σa = 690 barn (100 %)

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

σc = 2,71 barn con σf = 0

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

σc = 360 barn (27,9%)σf = 669 barn (65,0%)σa = 1.029 barn (100 %)

Secciones eficaces de fisión del U-235 y U-238

Balance de la separación isotópica

PLANTA DE PLANTA DE CONCENTRADOSCONCENTRADOS

MINA CONVERSIÓNCONVERSIÓN

FABRICACIÓNFABRICACIÓN SEPARACIÓN SEPARACIÓN ISOTÓPICAISOTÓPICA

REACTOR

Mineral +

Estéril

3.726.500 t de todo uno

ConcentradoU2O7(NH4)2

282 t U < del 0,1% del todo uno

270 t UUF6

52 t U

UF6

35 t U

Combustible, UO2

TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE CICLO DEL COMBUSTIBLE

3.726.218 t

ESTERILES *

11 22

GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD

U Pobre

35 t U

Combustible gastado, UO2

218 t UColas

* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEUTRALIZACIÓN

3344

BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO Producto Enriquecido P (kg)

Alimentación xp (% en U-235) ENRIQUECIMIENTO

F (kg) Producto Empobrecido W (kg)

xf (% en U-235) xw (% en U-235)

Balance global: F = P + W W = F - P Balance en U-235: F xf = P xp +W xw F xf = P xp + (F - P)xw

F(xf - xw) = P(xp -xw) x p - x w

BALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICOBALANCE DEL ENRIQUECIMIENTO ISOTÓPICO

x p - x w

F = P ─────

x f - x w

Ejemplo: P = 35.000 kg (como U) <> 52.000 kg (como UF6) Xp = 2,9% (valor medio) Xf =0,72% Xw = 0,20%

2,9 – 0,2 F = 52.000 ─────── = 270.000 kg 0,72 – 0,20 W = F – P = 270.000 – 52.000 = 218.000 kg x

Concepto de UTS UTS (kg) = P f(X p) +W f(Xw) - F f(Xf) siendo: f(x) = (2x-1) ln ───── 1 - x Con P, W, y F en kg

PROCESOS DE ENRIQUECIMIENTO

Proceso histórico (1.945): - Método electro-magnético

Campo Eléctrico: 1/2mv 2 = 107 ZeV; Campo Magnético: mv 2/r = 0,1 HZev

Procesos actuales: Procesos actuales: - Centrifugación: Con mayor proyección futura

(mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA

- Difusión gaseosa(½ mv 2)LIGERA = (½ mv 2)PESADA

Procesos en desarrollo:- Aerodinámico (tobera) (mv2/r)LIGERA < (mv2/r)PESADA

- Láser (Diferente energía de excitación de los electrones de la capa externa)

TOBERA

CENTRIFUGACIÓN

Fracción

enriquecida

en U235 Fracción

empobrecida

en U235Gas de

alimentación

5% UF6

95% H2

ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO ESQUEMA DE UNA ETAPA DEL ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO EN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSAEN FORMA DE UF6 MEDIANTE DIFUSIÓN GASEOSA

Compresor de la etapa superior

BarreraRefrigerante

Flujo enriquecido

Difusor

Barrera

Flujo enriquecido

Válvula de reglaje

Compresor de la etapa inferiorGas enriquecido

proviene de la etapa superior

Gas enriquecido proviene de la etapa inferior

Flujo entrante

CompresorFlujo empobrecido

Gas enriquecido

proviene de la

etapa superior

Gas empobrecido

proviene de la

etapa inferior

Cascada cuadrada

EURODIFEURODIF ((EUROPEANEUROPEAN GASEOUSGASEOUS DIFFUSIONDIFFUSION URANIUMURANIUM ENRICHMENTENRICHMENT ))

DIFUSORES

COMPRESOR

TRICASTIN

Cascada de centrifugadoras en una planta de enriquecimiento de uranio de Estados Unidos

URENCO Almelo (NL), Capenhurst (UK) y Gronau (D)

10-20 etapas | 3% a 4% U-235

Cascada de UC de URENCO en Gronau (Alemania)

PROCESO DE ENRIQUECIMIENTO DEL URANIOPROCESO DE ENRIQUECIMIENTO DEL URANIO

PLANTAS DE ENRIQUECIMIENTO DE URANIO EN 1985

País Localización Pro pietario Proceso Capacidad x 103 UTS

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

Argentina Pilcaniyeu CNEA Difusión 20 (100 en 1990)

Brasil Resende Nuclebras Aerodinámico 30 (200 en 1990)

China Lanchon Difusión 80

Estados Unidos

Oak Ridge USEC Difusión 7.700Paducah USEC Difusión 11.300Portsmouth USEC Difusión 8.300

Francia Pierrelatte COMURHEX Difusión 400Tricastin EURODIF Difusión 0.800Tricastin EURODIF Difusión 0.800

Japón Ningyo-toge PNC Centrifugación 50 Ningyo-toge PNC Centrifugación 200

Paises Bajos Almelo URENCO Centrifugación 1.000 (1500 en 1990)

Reino Unido Capenhurst URENCO Centrifugación 600 (1.000 en 1990)

Rusia Siberia TENEX Difusión 10.000

Sud África Valindaba UCOR Aerodinámico 300

Resumen capacidad en 1.985:

Difusión 48.680.000 UTS (93,3%)Centrifugación 3.150.000 UTS ( 6,0%)Aerodinámico 380.000 UTS ( 0,7%)TOTAL 52.210.000 UTS (100,0%) ▬► 60.000.000 UTS en el año 2.010

EL FUTURO DEL ENRIQUECIMIENTO DE URANIO

PROCESO 2.010 Proy. 2.017Difusión gaseosa 25% 0Centrifugación 65% 93%Láser 0 3%Láser 0 3%Reprocesado de armas nucleares 10% 4%

NECESIDADES DE URANIO ENRIQUECIDO EN ESPAÑA

Producción de EE: 7.800 MW x 365 d/a x 24 h/d x 0,9 4 = 64.228.320 MWh/a (25% del total)Consumo de EE para enriquecer con difusión gaseosa:900.000 UTS x 2.400 kWh/UTS x 10 -3 MW/kW = 2.160.000 MWh/a (3,4% sobre producción nuclear)

concentrado

LASERLASER

EVOLUCIÓN DE PRECIOS DE LA UTS

US$/UTS

2

3

ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE ENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTOENRIQUECIMIENTO

WHEREWHERE DEPLETEDDEPLETED UFUF6 6 ISIS STOREDSTORED IN IN THETHE UNITEDUNITED STATESSTATES

The UF6 at the three sites is stored in cylinders in large outdoor areas called “cylinder yards” at the three gaseous diffusion plants where it was produced.

DEPLETED URANIUM STOCKS DEPLETED URANIUM STOCKS

t=metric tonne

a)Annual Production = 20.000 tb)Estimate based on: Depleted Uranium from Enrichment, Uranium Institute, London 1996c)As of February 2001d)As of end of 2000Source: OECD NEA 2001(Last updated 21 Apr 2008)

UF6 + 2H2O →UO2F2 + 4 HFgas

•

USOS POSIBLES DEL URANIO EMPOBRECIDO ( DU-Depleted Uranium )

Panorama actual:

En Estados Unidos hay almacenadas unas 500.000 t de UF6 empobrecido en unos 47.000 cilindros de acero de 3,66 m – 12 pies - y 1,22 m de diámetro - 4 pies - con un peso unitario de 12,7 t, distribuidos 29.000 cilindros en Paducah, 13.000 en Portsmouth y 5.000 en Oak Ridge.

Se incrementan a un ritmo de unas 20.000 t/año, y son gestionados por el Departamento de Energía (DoE).

En Europa, Francia tiene almacenadas 135.000 t con un ritmo de crecimiento de 12.000 t/año y en Rusia 430.000 t/año con un incremento de 10.000 t/año.

Posibles usos del DU como U metal, densidad 19 kg/d m3:Posibles usos del DU como U metal, densidad 19 kg/d m3:

UF6 (gas) +H2 (gas) → UF4 (sólido) + 2FH 8gas) UF4 + 2Ca → U(metal) + 2F2Ca

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

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

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

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

- Una carretilla de 2,2 t de capacidad requiere 1,33 m3 de acero para contrapeso, que podrían reducirse a 0,540 m3 con DU

Posible empleo de UF6 empobrecido como contrapeso de grúas

FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLEFABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE

Octubre de 2.010

PLANTA DE PLANTA DE CONCENTRADOSCONCENTRADOS

MINA CONVERSIÓNCONVERSIÓN

FABRICACIÓNFABRICACIÓNSEPARACIÓN SEPARACIÓN ISOTÓPICAISOTÓPICA

REACTOR

Mineral +

Estéril

3.726.500 t de todo uno

ConcentradoU2O7(NH4)2

282 t U < del 0,1% del todo

uno

270 t UUF6

52 t U

UF6

35 t U

Combustible, UO2

TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL C ICLO DEL TRANSPORTE DE MATERIALES EN LA PRIMERA PARTE DEL C ICLO DEL COMBUSTIBLE COMBUSTIBLE

3.726.218 t

ESTERILES *

11 22

GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD

U Pobre

35 t U

Combustible gastado, UO2

218 t UColas

* INCLUYE INSOLUBLES DE LIXIVIACIÓN Y LODOS DE NEU TRALIZACIÓN

3344

FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBAD O FABRICA DE ELEMENTOS COMBUSTIBLES DE ENUSA EN JUZBAD O (Salamanca)(Salamanca)

FABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEARFABRICACIÓN DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

Polvo de UO2Polvo de UO2

PastillaPastilla

BarraBarra

ComponentesComponentes EsqueletoEsqueleto

a) RECONVERSIÓN DEL UFa) RECONVERSIÓN DEL UF66 A UOA UO22

CILINDROS DE TRANSPORTE DE 1.5 TCILINDROS DE TRANSPORTE DE 1.5 T

Según O.I.E.A. ha de resistir:

ØCaída desde 9 m.

ØEnsayo al fuego, 30 minutos a 800 º C

ØEnsayo de presión y estanqueidad al agua

ØGasificación del UF6 sólidoØConversión química del UF6 (GAS) a tricarbonato de amoniaco y uranilo (UAC)

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

ØFiltrado y secado del AUCØConversión del AUC en UO2

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

ØHomogeneización del polvo de UO2

PROCESO AUCPROCESO AUC

Evaporador de UF6

Proceso de reconversión ADUProceso de reconversión ADU

b) FABRICACIÓN DE PASTILLASb) FABRICACIÓN DE PASTILLAS

FABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UOFABRICACIÓN DE PASTILLAS DE UO 22

PROCESO CERÁMICO

UO2 Virgen

MEZCLA DE UO2

(Virgen + Residuos)

PREPENSADOGRANULADO YGRANULADO Y

HOMOGENEIZADO

PRENSADO

SINTERIZADO

RECTIFICADO

Pastilla de UO2

Estearato de Zinc50% de la densidad

teórica (�t)

18 kg/dm3

Residuos

Residuos Tecnológicos: 50 m3/a para una producción de 200 t UO2/aActividad: 0,23 Ci/a

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

Fabricator Location Conversion Pelletizing Rod/assembly

Belgium AREVA NP-FBFC Dessel 0 700 700

Brazil INB Resende 160 160 280

China CNNCYibin 400 400 450

Batou

France AREVA NP-FBFC Romans 1800 1400 1400

Germany AREVA NP-ANF Lingen 800 650 650

India DAE Nuclear Fuel Complex Hyderabad 48 48 48

Japan

NFI (BWR) Kumatori 0 360 284

NFI (PWR) Tokai-Mura 0 250 250

Mitsubishi Nuclear Fuel Tokai-Mura 475 440 440

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

Kazakhstan Ulba Ust Kamenogorsk 2000 2000 0

Korea KNFC Daejeon 600 600 600

RussiaTVEL-MSZ* Elektrostal 1450 1200 120

TVEL-NCCP Novosibirsk 250 200 400

Spain ENUSA Juzbado 0 300 300

Sweden Westinghouse AB Västeras 600 600 600

UK Westinghouse** Springfields 950 600 860

USA

AREVA Inc Richland 1200 1200 1200

Global NF Wilmington 1200 1200 750

Westinghouse Columbia 1500 1500 1500

Total 13433 14558 12662

* Includes approx. 220 tHM for RBMK reactors** Includes approx. 200 tHM for AGR reactors