MXPA99008884A - Materiales de proteccion contra la radiaciony contenedores que incorporan los mismos - Google Patents

Abstract

La invención se refiere a materiales de protección contra la radiación que incorporan dióxido de uranio y/o carburo de uranio y contenedores para materiales radioactivos que incorporan dichos materiales de protección. También se relaciona a métodos para preparar microesferas de dióxido de uranio y carburo de uranio para su uso en los materiales de protección contra la radiación.

Description

MATERIALES DE PROTECCIÓN CONTRA LA RADICACIÓN Y CONTENEDORES QUE INCORPORAN LOS MISMOS ANTECEDENTE DE LA INVENCIÓN La presente invención se refiere generalmente a materiales de protección contra la radiación, contenedores de protección contra la radiación y métodos para preparar los mismos. Más particularmente, la presente invención se refiere a materiales de protección contra la radiación que incorporan dióxido de uranio y/o carburo de uranio y contenedores para materiales radioactivos que incorporan estos materiales de protección. Esta invención también se refiere a métodos para preparar dióxido de uranio y microesferas de carburo de uranio para usarse en los materiales de protección contra la radiación de la presente invención.

El almacenaje, transportación y desecho de material radioactivo, como combustible nuclear usado ("SNF"), desperdicios de alto nivel ("HLW"), desperdicio mezclado y desperdicio de bajo nivel de radiación, es un problema creciente en los Estados Unidos y en el extranjero. En 1995, el Departamento de Energía (DOE) estimó que el inventario de SNF era de aproximadamente 30,000 toneladas métricas de metales pesados iniciales ("MTIHM") y se espera que exceda las 80,000 MTIHM dentro de dos décadas. (1 tonelada = 1 tonelada métrica = 2,205 libras). Agregando el inventario propio de DOE's del SNF y HWL, aumenta el total doméstico a cerca de 90,000 MTIHM.

Desafortunadamente, parece que muchas plantas de energía nuclear de los Estados Unidos no tienen suficiente capacidad de almacenaje existente para acomodar las futuras descargas de SNF. Además, muchos de los DOE's de SNF e inventario de HLW están actualmente localizados en estructura de almacenaje sin licencias. Muchas de estas estructuras de almacenaje tendrán que ser actualizadas o reemplazadas y los SNF y HLW reubicados. De esta manera, existe una necesidad de materiales de protección contra la radiación mejorados y contenedores de protección contra la radiación que incorporen estos materiales de protección para almacenaje, transportación y desecho de materiales radioactivos, incluyendo en particular, el desperdicio de SNF.

Generalmente se usan dos tipos principales de métodos de almacenaje para SNF: seco y mojado. En el almacenaje mojado, el SNF se hunde típicamente en una alberca recubierta llena de agua que desempeña la doble función de proteger y quitar el calor con ayuda y confianza de sistemas activos. El almacenaje mojado de SNF generalmente se requiere para un periodo de tiempo dado (aproximadamente 5 años) después de que el SNF se ha descargado de un reactor nuclear. Después, el SNF se puede poner en almacenaje seco de larga duración. El almacenaje seco abarca un amplio espectro de estructuras que guardan el combustible en un ambiente de gas inerte seco, con un énfasis en diseño y operación de sistemas pasivos. En el almacenaje seco, el material radioactivo es típicamente desechado en bóvedas secas o toneles secos. Las instalaciones de bóvedas secas generalmente utilizan una construcción de concreto u otra estructura de concreto para protección contra la radiación. El almacenaje en tonel seco, por otro lado, utiliza contenedores prefabricados incluyendo un material de protección apropiado. Debido a que el almacenaje en tonel seco se logra usualmente más rápido y más barato, se prefiere generalmente al almacenaje en bóvedas. El almacenaje en tonel también se prefiere en sitios que tienen una infraestructura existente para recibir, examinar y cargar el SNF por razones económicas y de programación.

El diseño y fabricación de un contenedor apropiado para almacenaje seco de SNF involucra varios factores, como (1) asegurar subcríticamente, (2) efectividad de protección, (3) integridad estructural (es decir, contención), (4) desempeño térmico, (5) facilidad de uso, (6) costo, y (7) impacto ambiental. Otros factores que pueden afectar los procesos de selección son si el diseño ha sido previamente aprobado y realmente usado para almacenar SNF, o, si el diseño no ha sido aprobado, su habilidad percibida alcanza normas y estándares aplicables.

El primer factor al diseñar un contenedor de almacenaje, es el mantenimiento de diseño subcrítico. En el almacenaje seco, el diseño subcrítico reside en el control de SNF en rajaduras y espaciamiento, y algunas veces incorpora el uso de materiales que absorben neutrones. El diseño de control subcrítico de contenedores de almacenaje seco es generalmente aceptable y típicamente no suministra los factores de discriminación para seleccionar un diseño sobre otro.

El segundo factor en diseñar un contenedor de almacenaje es la efectividad de la protección.. La efectividad de la protección afecta al trabajador en el mismo sitio de la planta y a las proporciones de dosis públicas durante la carga y subsecuente almacenaje del SNF. La protección contra los rayos gama y los neutrones se deben suministrar y asegurar a través de la duración del sistema de almacenaje. La tecnología de almacenaje seco reside en un número de materiales de protección sólidos, algunas veces en combinación, para reducir los rangos de dosis de rayos gama y neutrones. Los materiales de protección sólida más comunes son diferentes formas de concretos (de baja densidad, alta densidad o hidrogenado), metal (hierro de aleación dúctil, acero de carbón, acero inoxidable, plomo) resina boratada y polietileno (para los neutrones). Con frecuencia, para que funcionen efectivamente, los materiales de protección contra metales se deben combinar con materiales adicionales para aumentar su habilidad para absorber neutrones.

El tercer factor al diseñar un contenedor de almacenaje es la integridad estructural (es decir, la contención). La integridad estructural asegura que los límites de confinamiento alrededor del SNF se mantienen bajo todas las condiciones operacionales y de accidentes postulados. Todas las tecnologías de almacenaje para SNF son requeridas para alcanzar los mismos estándares para integridad estructural de acuerdo a los códigos apropiados. Por lo tanto, la selección de una tecnología de almacenaje apropiada incluirá consideraciones de la integridad del diseño propuesto.

El cuarto factor en el diseño de contenedores es el desempeño térmico. Con la excepción del acero y de la aleación de hierro, la mayoría de los materiales para protección tienen temperaturas limitantes inherentes (es decir, una temperatura máxima permitida que es menor a la temperatura límite de revestimiento de combustible). Los límites térmicos del material de protección incluyen valores absolutos de temperatura y, en el caso del concreto, gradientes de temperatura que crean estrés térmico. La eliminación adecuada de calor de degradación es vital para evitar la degradación de la barrera de revestimiento de combustible para liberar productos de fisura.

Los contenedores de almacenaje seco se soportan en una combinación de conducción, convección (natural o forzada) y mecanismos de transferencia de radiación de calor para mantener las temperaturas de revestimiento de combustible debajo de los límites apropiados de almacenaje de larga duración. En particular, los toneles de metal yacen en una sistema totalmente pasivo para eliminación de calor. El calor de degradación de combustible en un recipiente de atmósfera de gas inerte encapsulado, se transfiere a las paredes del recipiente por una combinación de radiación y transferencia de conducción de calor. Las paredes del recipiente, las cuales están en contacto con la pared del tonel de metal, transfiere este calor por conducción. En la parte externa del tonel de metal, el calor se elimina por conducción y convención natural hacia el ambiente. Los toneles de metal típicamente no son susceptibles a límites térmicos, ya que los metales tienen un límite de temperatura más alto que el del revestimiento del combustible. Sin embargo, En aquellos ejemplares donde los toneles de metal incorporan protección adicional contra electrones, se pueden comprometer sus propiedades favorables de transferencia de calor.

Como en los toneles de metal, los toneles de concreto usan un sistema pasivo de eliminación de calor. Los toneles de concreto, sin embargo, tienen una vulnerabilidad inherente, debido a que la conductividad térmica del concreto es un factor de 10 a 40 menor que el de los metales. De esta manera, para eliminar el calor de degradación del combustible y permanecer debajo de los límites del revestimiento del combustible y temperatura del concreto, los toneles de concreto deben incluir conductos de flujo de aire en laberinto que permitan el manejo natural de convección de aire para entrar a la cavidad cerrando el recipiente dentro del concreto y después salir a través de conductos de elevación más altos en el concreto hacia el ambiente. La necesidad de estos conductos de flujo de aire introduce la posibilidad de un accidente en el cual la eliminación adecuada de calor se reduce o elimina debido a que las entradas y/o salidas que están bloqueadas por restos, nieves, o aún nidos o colmenas. Como resultado, los toneles de concreto requieren vigilancia de sus conductos de flujo de entradas o salidas, incrementando de esta manera los costos de ciclo de vida asociados y exposiciones a la radiación del personal.

El quito factor al diseñar un contenedor de almacenaje es la facilidad de uso, la cual se define como la falta de complejidad involucrada en la operación y mantenimiento del SNF. Como se menciona arriba, la existencia de conductos de aire en laberinto en los toneles de concreto, significa que se requiere operación adicional y mantenimiento. La facilidad de uso, sin embargo, se refiere a la complejidad asociada con la carga, transporte y almacenaje del SNF. De esta manera, el peso y tamaño del contenedor también son de particular importancia. Por ejemplo, ya que muchos sitios de almacenaje existentes están ya equipados con una grúa en las instalaciones de almacenaje y recepción, es recomendable utilizar contenedores con pesos que están dentro de la capacidad típica de la grúa (de 45 a 90 toneladas). Los toneles de metal generalmente no se pueden usar con dichas grúas, debido a que el peso de un tonel de metal completamente protegido cargado con un gran número de elementos SNF, puede exceder fácilmente del límite de 91 toneladas. Así, aunque los toneles de metal tienen características deseables de transferencia de calor, el peso y tamaño adicional asociado con los sistemas de metal limitan su aplicabilidad.

Los límites de peso y tamaño adicionales se imponen cuando se transportan los contenedores. El Departamento de Transportación de los Estados Unidos y las normas de autopistas estatales generalmente limitan el peso bruto del vehículo que lleve los desechos a aproximadamente 80,000 libras. Debido a que un trailer típicamente pesa 30,000 libras aproximadamente, el peso del contenedor de transportación y su contenido no deben exceder las 50,000 libras. Cargas más pesadas se pueden transportar por tren, pero el ancho máximo del contenedor (diámetros) se limita a aproximadamente 9 pies para permitir espacio adecuado entre las pistas. Los reglamentos de la Comisión Reguladora Nuclear de los Estados Unidos requieren que el contenedor proporcione ciertos niveles de protección y sean capaces de aguantar ciertas presiones de impacto sin derramar los desechos. El resultado final de estas normas se debe expandir al proporcionar protección adecuada y una cubierta que pueda soportar las presiones designadas de impacto. El grosor resultante de las paredes del contenedor deja una cantidad de espacio relativamente pequeño en el contenedor para el SNF.

El sexto factor para diseñar un contenedor de almacenaje es el costo. Los toneles de concreto son generalmente menos caros con un costo típico de aproximadamente $350,000 a $550,000, contra 1 millón a 1.5 millones de dólares por su contraparte de los toneles de metal.

El séptimo factor en el diseño de contenedores de almacenaje es el impacto ambiental. Al paso del tiempo, los mecanismos ambientales pueden degradar los contenedores de almacenaje, exponiendo posiblemente el SNF directamente al suelo o al aire. Los contenedores de almacenaje y materiales de protección que minimizan la degradación son preferidos para almacenaje y desecho a largo plazo.

En resumen, los toneles de metal son deseables porque se sabe que proporcionan transferencia de calor efectiva e integridad estructural. Desafortunadamente, los toneles de metal son más pesados y más caros que los toneles de concreto. Además, en la mayoría de las aplicaciones de SNF, los toneles de metal deben incorporar protecciones contra neutrones separadas, las cuales pueden comprometer sus propiedades favorables de transferencia de calor.

Así, existe una necesidad significativa para mejores materiales de protección de bajo peso y alta transferencia de calor y, también, de contenedores para manejar, almacenar y desechar desperdicios radioactivos que son superiores en desempeño, tamaño y costo, mientras proporcionan una fuerza estructural aceptable, efectividad de protección y capacidad de manejo.

A la luz de los defectos asociados con contenedores de almacenaje secos existentes y la necesidad de manejo a largo plazo de inventarios existentes de SNF, el DOE empezó a examinar medios alternos de transportación, almacenaje y desecho de dichos desperdicios. Como resultado de su investigación, El DOE recomienda que el transporte y emplazamiento del combustible comercial usado en un depósito de desperdicios de DOE, se logra usando una clase de contenedores conocidos como el tonel de propósito múltiple (MPC) y Unidad de Propósito Múltiple (MPU). Se pretende que los contenedores MPC/MPU desempeñen las tres funciones de almacenaje, transporte y desecho por emplazamientos directos en un depósito de desechos. El MPC es un contenedor de cubierta delgada, sin protección, el cual una vez que se llena, ya no se puede abrir. Los diseños de MPC/MPU usan recipientes de metal que requieren técnicas de fabricación masiva. Como resultado, los costos estimados son de tres a seis veces mayores que el de los diseños de tonel de concreto. Además, los contenedores MPC soportan aproximadamente el 12% menos de SNF que el de los toneles de almacenaje de concreto. Finalmente, ya que los toneles de MPC no incluyen protección, se deben ajustar con cubiertas de acero de pared delgada y, típicamente, un material separado, que absorba neutrones para dar protección.

Mientras tanto, el DOE está investigando las opciones y alternativas de uso para grandes cantidades de hexafluoruro de uranio disipado ("DUF") almacenado en las plantas de difusión de gas. Entre las varias opciones de desecho consideradas por el DOE está la conversión del hexafluoruro de uranio para metal de uranio, el cual se puede convertir para usarse como un material de protección contra la radiación. Sin embargo, los altos costos de la producción de metal de uranio (alrededor de $10/kg), combinados con el manejo, maquinación y costos ambientales asociados con el uso de metal uranio han limitado históricamente su uso a solo una pocas aplicaciones. En conexión con el diseño del MPC y MPU, por ejemplo, El DOE propone que el metal uranio disipado sea usado como una entrada de protección axial en el MPC y como un material de protección contra los rayos gama para el MPU durante el transporte.

Otras aplicaciones de metal uranio disipado en la fabricación de contenedores de almacenaje incluye un contenedor hecho de un compuesto que contiene una plancha fibrosa de fibras metálicas entrelazadas cubiertas dentro de una mezcla en base a concreto que puede incluir metal uranio disipado. Otra aplicación propuesta incluye un centro de metal uranio disipado para absorber rayos gama y una cubierta de bismuto para evitar la corrosión química y absorción de rayos gama. Alternativamente, se puede poner una hoja de gadolinio entre el centro de metal uranio y la cubierta de bismuto para absorber neutrones. Los contenedores se pueden formar al poner bismuto alrededor de un contenedor de metal uranio pre - formado que tiene una cubierta de gadolinio y que permite que se enfríe el bismuto.

Todavía otra aplicación propuesta incorpora un cable de metal uranio disipado enredado en la cubierta interna de un tonel para crear una protección contra la radicación. Y todavía otra solicitud propuesta utiliza una composición de protección contra radiación hecha de varillas de metal uranio disipado. Los espacios entre las varillas que contienen pequeñas varillas se rellenan con plomo u otro material de alta densidad. Otro diseño utiliza tubos demetal uranio disipado, tungsteno, u otro metal denso, encapsulando centros de polietileno, dispersado en hileras de agujeros concéntricos alrededor de la periferia del cuerpo del tonel. Ninguno de estos diseños existentes, sin embargo, proporciona un solo sistema de protección contra radiación de bajo costo, de poco peso para transporte, almacenaje y desecho de desperdicios radioactivos.

También se han propuesto compuestos de uranio para usarse como materiales de protección. Por ejemplo, algunos investigadores han propuesto que el dióxido de uranio disipado (DUO2), las pildoras son mezcladas con aglutinador de cemento para formar un material conocido como DUCRETE, el cual se puede usar como un material de protección en contenedores de almacenaje seco. Las pildoras de DUO2 reemplazan el agregado de grava normalmente usado en el concreto. Sin embargo, debido a la densidad aumentada de DUO2, se puede reducir el grosor de la capa de protección. De esta manera, un contenedor de almacenaje hecho de DUCRETE tendrá un peso y diámetro bastante reducidos comparado a toneles de concreto convencionales. En un tonel convencional, por ejemplo, el grosor de la cubierta externa se puede reducir de aproximadamente 2.5 pies para concreto a aproximadamente 1 pie con DUCRETE. Como resultado, el diámetro del tonel se reduce a aproximadamente dos terceras partes y el peso se reduce de aproximadamente 123 toneladas a aproximadamente 91 toneladas.

A pesar de estas mejoras, en tamaño y peso, sin embargo, los sistemas de tonel de DUCRETE sufren de desventajas similares a aquellas experimentadas con toneles de concreto. En particular, debido a que el DUCRETE tiene una baja conductividad térmica y bajo límite de temperatura, a los toneles de DUCRETE se les debe incorporar también espacios de ventilación en laberinto. Además, no se espera que el DUCRETE sea capaz se retener las pildoras de dióxido de uranio en su matriz de cemento por un largo periodo de tiempo debido a su alta porosidad de concreto y a la similitud de las reacciones de agua -cemento - dióxido de uranio a altas temperaturas (90 - 300° C). El DUCRETE también puede ser compatible con requerimientos de depósitos esperados. Por lo tanto, el uso de DUCRETE en cantidades significativas para el desecho de SNF es cuestionable.

Las plantas de fabricación de combustible nuclear producen pequeñas partículas de dióxido de uranio y carburo de uranio por procesos metalúrgicos poderosos. Estos procesos generalmente involucran producción de un polvo del rango y tamaño de partícula apropiado, el cual después se comprime en pildoras, se incrusta y se entierra al tamaño. Aunque los procesos con polvo han mostrado éxito, su capacidad es limitada debido a la complejidad mecánica, tamaño de partícula, reactividad y limitaciones de transferencia de masa. En la práctica, las capacidades en línea se limitan a aproximadamente 100 toneladas/año y el tamaño máximo de la planta a aproximadamente 1,000 toneladas/año.

Se ha propuesto que los procesos acuosos se usen para generar dióxido de uranio y carburo de uranio. El trabajo en los procesos acuosos, y en particular en los procesos de gelación acuosa, inicia a finales de los 60's. A mediados de los 70's, se construyeron las instalaciones en escala piloto para la producción de óxido de uranio y carburo de uranio. Los estudios en la planta piloto y experimental se enfocan principalmente en el uso de soluciones de nitrato de uranil. Para la gelación, estas soluciones de nitrato de uranil se dispersan usando boquillas sencillas en columnas de solventes clorinados como tricloroetileno (TCE) y percloroetileno. Las microesferas resultantes después se someten a proceso usando múltiples operaciones de lavado con agua e hidróxido de amonio. Las microesferas resultantes, típicamente de 0.03 a 2 mm de diámetro, se incorporan en pildoras cilindricas. Desafortunadamente, estos procesos acuosos tienen pequeñas salidas y el procesamiento es manualmente intensivo, Así, para capacidades planeadas mayores a 100 toneladas/año, estos procesos son generalmente inadeacuados.

Se prevé que la demanda de materiales de protección de acuerdo a la presente invención, requerirán la producción de 5,000 a 30,000 toneladas/año de dióxido de uranio y/o carburo de uranio. De esta manera, existe una necesidad de procesos mejorados capaces de producir más de 100 toneladas/año, y de preferencia de 5, 000 a 30,000 toneladas/año, de dióxido de uranio y carburo de uranio en plantas de tamaño razonable con equipo barato. Existe una necesidad adicional de un proceso para producir microesferas de dióxido de uranio y carburo de uranio en un amplio rango de tamaños (30 - 1,200 micrones). También existe una necesidad de un proceso de gelación mejorada para producción de dióxido de uranio y carburo de uranio directamente a partir de hexafluoruro de uranio. Finalmente, existe una necesidad de un proceso mejorado de gelación que evite la necesidad de convertir hexafluoruro de uranio a nitrato de uranil para lograr la gelación. La presente invención menciona estas y otras necesidades.

SUMARIO DE LA INVENCIÓN Brevemente, y en términos generales, la presente invención reside en un material de protección mejorado contra la radiación y sistemas de almacenaje para materiales radioactivos que incorporan a los mismos. El material de protección se forma preferentemente a partir de un Compuesto de Uranio PYRolítico ("PYRUC") y suministra protección mejorada contra la radiación en comparación con otros materiales de protección. De acuerdo a la invención, los materiales de protección se pueden usar para formar sistemas de contención, vasos de contención, estructuras de protección y áreas de almacenaje de contención, todas las cuales se pueden usar para guardar desechos radioactivos. Los ejemplares predilectos del sistema de protección están en la forma de un contenedor para almacenaje, transportación y disposición de desechos radioactivos.

El precursor para el material de protección PYRUC es de preferencia una mezcla de un compuesto de uranio y un material aglutinante. En el ejemplar predilecto, el compuesto de uranio es dióxido de uranio disipado (DUO2) o carburo de uranio disipado (DUC o DUC2). El compuesto de uranio está de preferencia en la forma de pequeñas partículas y más preferentemente en la forma de pildoras o microesferas, las cuales pueden estar cubiertas o sin cubrir. La presente invención incorpora varias mejoras sobre los métodos de la técnica anterior para producir microesferas dióxido de uranio y carburo de uranio, donde 5,000 a 30,000 toneladas al año de estas microesferas se pueden producir en plantas de tamaño razonable y con equipo barato. El proceso mejorado de gelación de la presente invención permite el uso de aceite en la columna que forma el gel, transporte deliberado de aceites hacia los pasos de incrustación para proveer carbono e hidrógeno, uso de nitrógeno como el gas de transporte de incrustación y uso de peróxido para gelación de óxidos y carburos de uranio.

En algunos casos, el material precursor simplemente se puede curar para formar un material de protección contra la radiación. Sin embargo, en ejemplares predilectos, las partículas están inmersas en una matriz de un material aglutinante, de manera que el material aglutinante rellena los espacios intersticiales y también suministran protección adicional contra neutrones. De acuerdo a la presente invención, el aglutinante se comprende ventajosamente de (1) un material carbonaceo (como brea); (2) una resina de alta temperatura (como la poliamida); (3) un metal (como polvo de aluminio); y/o (4) un metal -óxido (como alúmina). En adición, se pueden agregar materiales como el hidrógeno, boro, gadolinio, hafnio, erbio y/o indio en sus isótopos no radioactivos, en la mezcla en la forma química apropiada (usualmente el óxido) para dar protección efectiva adicional contra neutrones. Los materiales de protección se forman al aplicar suficiente calor a la mezcla para causar una reacción pirolítica que forma un material sólido.

La presente invención también reside en un método para fabricar contenedores de almacenaje utilizando materiales de protección PYRUC. De acuerdo a la invención, la mezcla precursora se puede verter o extruir en el contenedor y después se piroliza para formar una protección sólida. En un ejemplar particularmente predilecto, los materiales iniciales anteriores se vierten o extruyen en espacios formados por la pared interior y exterior de un contenedor y después se piroliza. El proceso de fabricación suministra máxima flexibilidad en el diseño de formas de protección. Las paredes del contenedor dan la forma, soporte estructural y la protección de envío y también funciona como la barrera de confinamiento secundaria para el uranio disipado. El uso de PYRUC simplifica la fabricación de la protección y evita el fraguado masivo de metal y actividades de maquinación asociadas con toneles de metal.

Los materiales de protección de PYRUC de acuerdo a la presente invención ofrece protección superior contra la radiación de neutrones y rayos gama con las propiedades térmicas deseadas del metal en un grosor, peso y costo por ciclo de vida mucho menores que los materiales convencionales. Además, los materiales de protección de PYRUC se pueden optimizar para circunstancias específicas y términos de recursos. El uso de uranio disipado reduce el nivel de experimento (enriquecimiento) del paquete general, el cual se proporciona para mitigar el estado crítico. Además, debido a que los materiales de protección PYRUC tienen altas conductividades térmicas, se evita la necesidad de conductos de aire en laberinto e inspecciones diarias. De manera similar, los materiales PYRUC tienen conductividades térmicas y límites de temperatura mayores que el concreto o DUCRETE y, de esta manera, no limitan el diseño. En particular, las conductividades térmicas de los materiales PYRUC exceden los valores de DUCRETE por 25 - 100%. Los límites de temperatura de materiales PYRUC carbonaceos exceden los 1,000° C. Además, la alta conductividad térmica y los altos límites de temperatura del material de PYRUC eliminan la necesidad de un contenedor interno separado para contener el SNF. Como resultado, los materiales de protección PYRUC se pueden usar en contenedores de SNF con contacto directo entre los anillos internos de la cubierta y la canasta que contiene el SNF, el cual además reduce el tamaño y el peso.

Se cree que los contenedores de SNF protegidos con PYRUC costarán aproximadamente $600,000 a $700,000 cada uno, con el componente PYRUC en aproximadamente $200,000 del costo. El contenedor PYRUC, aunque tiene un costo de capital inicial ligeramente mayor al tonel de concreto, se espera que sea significativamente menos caro al tiempo que tiene ventajas similares. Se esperan también costos menores de ciclo de vida para el contenedor PYRUC como se compara con los contenedores de concreto o DUCRETE, ya que las propiedades superiores de transferencia de calor del PYRUC, evitarán la necesidad de frecuentes inspecciones y subsecuentes actividades de mantenimiento. Así, Los contenedores de PYRUC deben ser competitivos en cuanto a costo con los contenedores tradicionales.

El PYRUC es también preferible ambientalmente debido a que utiliza un producto de desperdicio de la industria nuclear (uranio disipado) y, en una forma, un producto de desecho de la industria petroquímica (material carbonaceo aglutinante) y convertirlo a formas estables ambientalmente. El material de protección de PYRUC también es deseable ambientalmente debido a que está microencapsulado y macroencapsulado y tiene resistencia de filtración mejorada. Como resultado, el material es potencialmente estable para periodos de tiempo geológicos. Así, en virtud de su composición y comportamiento esperado en un ambiente de desecho, el PYRUC es un material amigable ambientalmente.

De esta manera, la presente invención satisface la necesidad de un material de protección que tiene desempeño de protección combinado, resistencia a altas temperaturas, alta conductividad térmica y características ambientales deseables, y por contenedores más pequeños y más ligeros para almacenaje, transportación y desecho de materiales radioactivos. Mientras que las primeras aplicaciones para PYRUC son contenedores para almacenaje, transporte y desecho de SNF y HLW, los materiales de protección de PYRUC también se pueden utilizar en contenedores radiofarmacéuticos, resinas de intercambio de iones, protección para cavidad de reactor y materiales activados (es decir, hechos radioactivos por absorción de neutrones) entre otros.

BREVE DESCRIPCIÓN DE LAS FIGURAS Y TABLAS La presente invención se entenderá más claramente al leerla de la siguiente descripción detallada junto con las Figuras y Tablas anexas.

FIGURAS La Figura 1 es una vista transversal de un contenedor para almacenaje, transporte y desecho de material radioactivo el cual incluye un material de protección de PYRUC de acuerdo a la presente invención; La Figura 2 es una vista transversal de un contenedor mostrado en la Figura 1 a lo largo de la línea 2 - 2 de acuerdo a la presente invención; La Figura 3 es un diagrama de flujo que expone el proceso general para la fabricación de un contenedor que incorpora materiales de protección de PYRUC de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.1 es una vista general en forma de bloque del proceso de gelación para producir microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4. la es una vista general en forma de bloque del proceso de gelación para producir microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.2 es un diagrama de flujo del proceso en general, material y balance de energía para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.2a es un diagrama de flujo del proceso en general, material y balance de energía para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.3 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de recepción y volatización de hexafluoruro de uranio disipado de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.4 es un diagrama de flujo del proceso para la estación de producción de UO2F2 de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.5 es un diagrama de flujo del proceso para la estación de formación de nitrato de uranil de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.6.1 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de formación de suspensión de carbono en conexión con los productos de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.6.2 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de ajuste de solución de nitrato de uranil para la fabricación de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.6.2a es un diagrama de flujo del proceso para una estación de ajuste de solución de carburo de uranil para la fabricación de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.7 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de preparación de una solución en gel de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.8 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de formación de gel para la producción de 1 - 200 microesferas de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.9 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de formación de gel para 300 microesferas de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.10 es un diagrama de flujo del proceso para un sistema de purificación de aceite de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.11 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de fijación/lavado de esferas de 1,200 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.12 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de fijación/lavado de esferas de 300 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.13 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de secado de esferas de 1,200 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.14 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de secado de esferas de 300 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.15 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de conversión e incrustación de esferas de 1,200 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.16 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de conversión e incrustación de esferas de 300 micrones de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.17 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de reconstitución de nitrato de calcio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.18 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de purificación de solución de hidróxido de amonio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.19 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de purificación de gas por calentamiento de tubo vertical de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.20 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de reconstitución de hidróxido de amonio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.21 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de recuperación de urea y HMTA de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.22 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de descontaminación de cilindro de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.23 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de manejo de desechos de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.24 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de incrustación de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Figura 4.25 es un diagrama de flujo del proceso para una estación de cubierta de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; y La Figura 5 es un diagrama de flujo del proceso para una ruta de grafito para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; y La Figura 6 es un diagrama de flujo del proceso para un proceso de gelación de peróxido de acuerdo a la presente invención.

TABLAS La Tabla 1 expone las propiedades de los materiales y costos estimados para varios materiales de protección; La Tabla 2 expone las propiedades de protección para varios materiales de protección; La Tabla 4.1 expone la lista de suposiciones para los procesos de gelación ejemplar de la presente invención; La Tabla 4.2 expone el material en general y balances de energía para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.2a expone el material en general y balances de energía para la producción de microesferas de carburo de uranio denso de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.3 expone el material y balances de energía para la estación de recepción y volatilización de hexafluoruro de uranio disipado para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.3 a expone el material y balances de energía para la estación de recepción y volatilización de hexafluoruro de uranio disipado para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.4 expone el material y balances de energía para la estación de producción de fluoruro de uranil para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.4a expone el material y balances de energía para la estación de producción de fluoruro de uranil para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.5 expone el material y balances de energía para la estación de formación de nitrato de uranil para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.5a expone el material y balances de energía para la estación de formación de nitrato de uranil para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.6.1 expone el material y balances de energía para la estación de formación de suspensión de carbono para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.6.2 expone el material y balances de energía para la estación de ajuste de solución de nitrato de uranil para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.6.2a expone el diagrama de flujo del proceso para una estación de ajuste de solución de nitrato de uranil para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.7 expone el material y balances de energía para la estación de preparación de solución de gel para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.7a expone el material y balances de energía para la estación de preparación de solución de gel para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.8 expone el material y balances de energía para la estación de formación de gel para la producción de esferas de 1,200 micrones de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.8a expone el material y balances de energía para la estación de formación de gel para la producción de esferas de 1,200 micrones de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.9 expone el material y balances de energía para la estación de formación de gel para la producción de esferas de 300 micrones de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.9a expone el material y balances de energía para la estación de formación de gel para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.10 expone el material y balances de energía para la estación de purificación de aceite para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.10a expone el material y balances de energía para la estación de purificación de aceite para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.11 expone el material y balances de energía para la estación de fijación/lavado de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.11a expone el material y balances de energía para la estación de fijación/lavado de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.12 expone el material y balances de energía para la estación de fijación/lavado de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.12a expone el material y balances de energía para la estación de fijación/lavado de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.13 expone el material y balances de energía para la estación de secado de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.13a expone el material y balances de energía para la estación de secado de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.14 expone el material y balances de energía para la estación de secado de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.14a expone el material y balances de energía para la estación de secado de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.15 expone el material y balances de energía para la estación de conversión e incrustación de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.15a expone el material y balances de energía para la estación de conversión e incrustación de esferas de 1,200 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.16 expone el material y balances de energía para la estación de conversión e incrustación de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.16a expone el material y balances de energía para la estación de conversión e incrustación de esferas de 300 micrones para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.17 expone el material y balances de energía para la estación de reconstitución de nitrato de calcio para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.17a expone el material y balances de energía para la estación de reconstitución de nitrato de calcio para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.18 expone el material y balances de energía para la estación de purificación de solución de hidróxido de amonio para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.18a expone el material y balances de energía para la estación de purificación de solución de hidróxido de amonio para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.19 expone el material y balances de energía para una estación de purificación de gas por calentamiento de tubo vertical para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.19a expone el material y balances de energía para una estación de purificación de gas por calentamiento de tubo vertical para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.20 expone el material y balances de energía para una estación de reconstitución de hidróxido de amonio para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.20a expone el material y balances de energía para una estación de reconstitución de hidróxido de amonio para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.21 expone el material y balances de energía para una estación de recuperación de urea y HMTA para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.21a expone el material y balances de energía para una estación de recuperación de urea y HMTA para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.22 expone el material y balances de energía para una estación de descontaminación de cilindro para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.22a expone el material y balances de energía para una estación de descontaminación de cilindro para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.23 expone el material y balances de energía para una estación de manejo de desechos para la producción de microesferas de dióxido de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.23a expone el material y balances de energía para una estación de manejo de desechos para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; La Tabla 4.24 expone las propiedades del material y balances de energía para una estación de incrustación de carburo de uranio para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención; y La Tabla 4.25 expone el material y balances de energía para la estación de cubierta de carburo de uranio para la producción de microesferas de carburo de uranio de acuerdo a la presente invención.

DESCRIPCIÓN DETALLADA DE LOS EJEMPLARES PREDD ECTOS Con referencia ahora a las ilustraciones de los ejemplos y particularmente a las Figuras 1 -2, se muestra, transversalmente, un contenedor 10 de acuerdo a la presente invención. El contenedor incluye una tapa 12, una base 14 y un cuerpo 16 que definen una cavidad central 18. El contenedor 10 se usa para almacenar material de desecho, incluyendo, en particular, materiales radioactivos de desecho, como SNF. En este aspecto, una variedad de ensambles de reactor de agua presurizada ("PWR") que guardan material de desecho, se acomodan dentro del ensamble de canasta 20 dispuesto dentro del contenedor 10, como se ve mejor en la Figura 2. El contenedor 10 puede tener una variedad de geometrías. En los ejemplares mostrados en las Figuras 1 y 2, el contenedor es cilindrico, teniendo una sección circular cruzada. Alternativamente, el contenedor puede tener una sección de cruce que puede ser cuadrada o hexagonal, entre otras geometrías para facilitar varias configuraciones de empaque y almacenamiento.

El cuerpo 16 incluye una pared interna 22a está dispuesta dentro de la cavidad 26a. El material de protección absorbe ventajosamente neutrones de materiales de desecho que emiten neutrones y rayos gama de los materiales de desecho que emiten rayos gama. Como se describe en detalle, abajo, durante la fabricación del contenedor, se prepara y se vierte o extruye el material precursor de PYRUC dentro de la cavidad entre la pared interna y externa del cuerpo y después se piroliza para formar una protección sólida contra la radiación. Alternativamente, la protección sólida contra la radiación se puede formar por varias piezas fundidas secuenciales, formando ejes sucesivos y cadenas radiales, permitiendo de esta manera que la protección se ajuste a una variedad de requerimientos. Por ejemplo, puede ser deseable aconsejar el utilizar dos capas radiales de diferentes materiales de protección PYRUC, como una capa interna más densa la cual absorberá neutrones más efectivamente en combinación con una capa externa menos densa que absorberá los rayos gama. La capa interna 22a y la capa externa 24a se forman de acero forjado de aproximadamente 0.10 a ...ilegible... de aproximadamente 0.5 mm a aproximadamente 1 pulgada de espesor. Los ejemplares predilectos mostrados en las Figuras 1 y 2, es un MPU diseñado para sostener 24 ensambles PWR. En este ejemplar en particular, el cuerpo 16 es de 160 pulgadas de alto, el diámetro de la cavidad central 18 formado por la pared interna es de 65.8 pulgadas, el diámetro externo de la pared externa es de 81.8 pulgadas y la pared interna 22a y la pared externa 24a del cuerpo 16 definen una cavidad de 8 pulgadas 26a. Se entenderá, sin embargo, que el grosor de las paredes interna y externa 22a y 24a y el tamaño de las cavidades 18 pueden variar de acuerdo a los requerimientos de fuerza y protección del contenedor 10 y el tamaño del desecho que se va a contener. El acero forjado es deseable porque es económico, fácil de hacer y razonablemente buen conductor de calor. De manera alternativa, se pueden usar otros materiales como el acero de carbono, acero inoxidable, titanio, aluminio o similares. Mientras que el acero inoxidable sería generalmente más caro, proporciona la ventaja adicional de resistencia a la corrosión.

La tapa 12 y la base 14 se unen al cuerpo 16 y cada uno incluye una pared interna 22b y 22c y una pared externa 24b y 24c lo cual define una cavidad 26b y 26c, respectivamente. En este ejemplar en particular, ambas cavidades son de 13 pulgadas e incorporan materiales de protección PYRUC 28b y 28c. La tapa y base se construyen de los mismos materiales con que se construye el cuerpo.

El contenedor 10 o cualquiera de sus componentes, cuerpo 12, base 14 y tapa 16, se pueden fabricar con una pared interna 22 y paredes externas 24 que son cubiertas. Las cubiertas pueden ser usadas, a manera de ejemplo, para disminuir la permeabilidad o para aumentar las características de absorción de radioactividad del contenedor o para resistencia a la corrosión. Las cubiertas de permeabilidad típicas incluyen cubiertas de vidrio, cubiertas epóxicas y cubiertas inorgánicas (como aquellas que contienen sílice), materiales galvanizados (zinc) y zirconia, entre otros. El grosor de la cubierta es típicamente de 1.0 a 2,000 micrones. Como se ve mejor en la Figura 1, un forro 30 se localiza adyacente a la pared interna 22a. Este forro 30 puede ser una placa de soporte perforada construida de materiales como acero, plomo y similares.

Volviendo ahora a los detalles de la canasta 20, como se muestra en la Figura 2, la canasta 20 tiene las dimensiones para sostener múltiples ensambles PWR. La cavidad central 18 está equipada con un mecanismo (no mostrado), como una punta de bloqueo, la cual asegura la canasta en una posición centrada, hacia arriba. La canasta es una estructura con compartimentos removibles, de preferencia hechos de metal, la cual está diseñada para sostener ensambles del material radioactivo en una manera segregada. En un ejemplar predilecto, un número de canastas que tiene diferentes configuraciones son intercambiables, de manera que se pueden acomodar los ensambles largos (24 o 21 PWR) y pequeños (12 PWR). También es recomendable equipar el contenedor 10 con un muñón de elevación 34 unido al cuerpo 16. Este muñón de elevación facilita ventajosamente el manejo del contenedor 10.

Durante el uso, la base 14 se une al contenedor 10 y el contenedor se llena con SNF por los métodos secos o mojado. Después de agregarlo, la tapa se sella soldándola al cuerpo 10 del contenedor. Alternativamente, ambas cerraduras con sellado flexible, elastomérico o sello metálico en cadena o/ onda (no mostradas), se pueden usar para sellar la tapa. Si el contenedor se carga bajo el agua, el agua se elimina por una válvula de drenado (no mostrada) y el contenedor se seca con nitrógeno en gas caliente por circulación a través de una ventilación superior (no mostrada). Subsecuentemente, el nitrógeno o helio introducido, así como la ventilación y el drenado son sellados al contenedor 10.

En algunos ejemplares, se agrega material granulado apropiado para llenar los espacios 36 entre la canasta y la pared interna 22 del contenedor 10, mejorando de esta manera la transferencia de calor y protección. Para aplicaciones de almacenaje, este material granular incluye esferas de carbono y arena, particularmente arena colemonite, el cual incluye borón y agua de unión. Para el MPC y aplicaciones relacionadas, se pueden agregar el óxido de uranio y el carburo de uranio, aunque pueden ser necesarios ajustes para contar las variantes en el límite de peso en la grúa en sitios de desecho o almacenaje en particular.

Refiriéndonos ahora a la Figura 3, se muestra una vista general del proceso para la preparación de los materiales de protección con PIRUC. De acuerdo al ejemplar predilecto de la invención, el hexafluoruro de uranio disipado es convertido por un proceso mejorado de gelación , que se comenta más adelante en microesferas de un compuesto de uranio pirolítico, de mayor preferencia en dióxido de uranio, monocarburo de uranio, y/o microesferas de dicarburo de uranio (colectivamente ""carburo de uranio" o "UC"). En algunos ejemplares, se usan al menos dos tamaños de esferas para promover densidades de espacio mayores. También, en algunos ejemplares, las partículas se cubren con materiales, como carbono, sílice, brea, metal o similares. Durante el proceso de gelación, se incorporan otros materiales que contienen uranio, como metal de uranio y U3Us se pueden incorporar y procesar para producir microesferas.

Los materiales de aglutinación son medidos y clasificados parta que coincidan con el tamaño de las microesferas. Se pueden usar dos tamaños de material de enlace para maximizar la densidad y minimizar el volumen de poro de los materiales de protección. Las microesferas y materiales de enlace se mezclan entonces y se homogeneizan para formar una mezcla precursora. La mezcla precursora se vierte o se extruye dentro de la cavidad 26 definida por la pared interna 22 y la pared externa 24 del contenedor 10. El tratamiento por calor y presión se usan ventajosamente para pirolizar las microesferas y formar una material de protección sólido. Las inspecciones y sellado completan el ensamble del contenedor 10.

La mezcla precursora contiene de aproximadamente 5 al 100% del compuesto de uranio pirolítico particulado. Las mezclas predilectas contienen microesferas de dióxido de uranio y/o carburo de uranio. El tamaño de las partículas puede ser el mismo (uniforme), se pueden distribuir sobre un rango de tamaños (distribuido) o se pueden clasificar en varios rangos de tamaños discretos (clasificado). Los tamaños de partículas predilectas van de 0.030 mm a 2.0 mm. Se pueden usar pequeñas partículas, pero generalmente muy finas para un fácil manejo y crear intereses ambientales. Las partículas mayores también se pueden usar, pero requieren largos tiempos para la densificación, como por incrustación y no empacan también.

La forma de partícula predilecta es esférica, pero las partículas pueden ser de cualquier forma apropiada, incluyendo cilindrica, rectangular y/o irregular. Los ejemplares predilectos usan partículas esféricas de rangos de tamaño discretos: de 300 a 500 micrones y de 1,000 a 1,300 micrones de diámetro, incluyendo, en particular, una mezcla de esferas de 300 y 1,200 micrones. Se cree que estas partículas proveen una combinación apropiada de empaque, manejo, requerimientos ambientales y de densificación. En un ejemplar predilecto particularmente, la mezcla del precursor contiene 80% de microesferas de uranio pirolítico. Varios aglutinadores o aditivos cubren la porción restante del material. Las microesferas, a su vez, están compuestas preferentemente del 70% de monocarburo de uranio cubierto con carbono pirolítico como una partícula de 1,000 a 1,300 micrones de diámetro, y 30% de dióxido de uranio cubierto con carbono pirolítico como una partícula de 300 a 500 micrones.

Como se nota anteriormente, en ejemplares predilectos, se agregan los materiales aglutinantes para llenar los espacios intersticiales, proporcionando protección adicional y aumenta el desempeño en general del material de protección. Los materiales aglutinantes generalmente constituyen hasta el 95% de la mezcla precursora. Típicamente, un material aglutinante se selecciona al establecer el espectro de radiación del material que requiere protección.

Las principales categorías de mezclas de precursores de acuerdo a la presente invención se clasifican por el material aglutinante utilizado en su producción: (1) aglutinantes carbonaceos; (2) aglutinantes de resina; (3) aglutinantes metales; (4) aglutinantes de óxido de metal. Los aglutinantes carbonaceos apropiados se forman por la pirólisis a baja temperatura (calentamiento) de brea, alquitrán, polivinil alcohol y compuestos relacionados, grafito coca por producto y similares. La forma predilecta de los aglutinantes carbonaceos es el brea, debido a que se mezcla bien con el compuesto uranio pirolítico y forma una estructura continua durante la pirólisis. Los aglutinantes carbonaceos de preferencia se pirolizan a la fórmula empírica más predilecta C Ho. 2, con C?H0. 5. Una ventaja de esta combinación es que forma un material de protección inerte ambientalmente. Cuando el dióxido de uranio pirolítico se mezcla con un aglutinante carbonaceo, es preferible que el dióxido de uranio se cubra primero con, por ejemplo, carbono pirolítico para una mejor adhesión del carbono - dióxido de uranio.

Los aglutinadores de resina son polímeros que incluyen mezclas de polímeros, como polietileno, polipropileno, poliuretano, poliamidas y polimidas. Los aglutinantes de resina proporcionan la ventaja excelente de protección contra neutrones, aunque con algunas deficiencias de transferencia de calor. Los aglutinadores de resina pueden ser una resina termoplástica, como polietileno, polipropileno o poliuretano, que se puede fundir y extruir como una pasta o líquido viscoso. Ventajosamente, sin embargo, los aglutinadores de resina están compuestos de aglutinadores de resina no termoplástica, delineada en el presente documento como resinas termorreguladores, el cual no se funde inmediatamente, sino que se pega cuando la mezcla del precursor se calienta y/o presiona. Ejemplos de dichas resinas incluyen politetrafluoroetileno (vendido bajo el nombre comercial de TEFLON), poliamidas, polimidas, análogos de teflón, FEP (etileno - propileno fluorinado, el cual es un copolímero de clorotrifluoroetileno y etileno (vendido bajo el nombre comercial de KYNAR) y el copolímero clorotrifluoroetileno y etileno (vendido bajo el nombre comercial de HALAR) y PFA (perfluoroalcoxi), entre otros. Las poliamidas incluyen materiales como nylon - 6 y nylon - 6, 6. Las poliamidas por otro lado, tienen una estructura ptalimida y se forman típicamente de dianhidridos y diamidas que contienen grupos aril. Las poliamidas generalmente tienen una alta fuerza, estabilidad y resistencia térmica, en algunos casos mayor de 500° C. Poliamidas típicas incluyen los productos de la reacción del dianhidruro tetracarboxílico benzofenona (BTDA) y 4, 4' - diaminometiléter (DAPE) (vendidos bajo las marcas comerciales de KAPTON, TORAY, PYRO - ML y PYALIN), un derivado de BDTA/m - fenilenodiamina (MPD) (vendida bajo el nombre comercial de MELDIN y SKYBOND), y anhídrido trimetílico (TMA)(MPD (vendido bajo el nombre comercial de KERIMID, KERMEL e ISOMID). En adición, se cree que ambas resinas termoplásticas y polifuncionales termorreguladores serán ventajosamente utilizadas de acuerdo a la presente invención. Las resinas polifuncionales contienen al menos dos grupos funcionales químicos en cada unidad de polímero de repetición. En adición al poliuretano y las poliamidas y polimidas identificadas anteriormente, otras resinas polifuncionales apropiadas incluyen estireno butadieno acetonitrilo (ABS), sulfuro de polifileno (PPS), polisulfonas, poliésteres (incluyendo poliésteres tipo dacron), plásticos fenólicos y combinaciones plásticas reforzadas de fibra de vidrio. La resina predilecta es termorreguladora y polifuncional. En el Ejemplar predilecto, el aglutinante de resina es una resina poliimida al 100%.

Los materiales aglutinantes de metal apropiados incluyen cobre, zinc, níkel, lámina, aluminio, mezclas de boro/aluminio, debido a que exhiben transferencia de calor y efectividad de protección contra neutrones.

Los aglutinantes de óxido de metal incluyen materiales de cerámica y refractarios. Los óxidos de metal apropiados incluyen alúmina, magnesia, sílice, hafnia, hematita, magnetita, sílice y zirconia entre otros. Un material de alúmina maleable adicionado con ácido bórico al 6%, es el más predilecto, debido a su efectividad en la protección contra neutrones y adhesión al dióxido de uranio.

Mientras uno o cualquier combinación de los materiales aglutinantes se pueden usar, el uso de un material aglutinante será predilecto por simplicidad y mayor robustez mecánica. A manera de ejemplo, el desecho de carga de alto calor es ventajosamente protegido usando un material de protección que contiene un aglutinante que tiene altas propiedades de transferencia de calor, como el aglutinante de metal, En contraste, los desechos de uranio - óxido de plutonio mezclados son ventajosamente protegidos por un material de protección que contienen un aglutinador optimizado para protección contra neutrones.

La composición de la mezcla de precursores varía con la categoría de material aglutinante usado y aplicación. Mientras los precursores pueden contener hasta 100% de material de uranio (esencialmente paquetes de cierre de las microesferas o pildoras), el peso de protección óptimo se logra con uranio pirolítico del 55 - 80% y 45 - 20% de aglutinador; basado en el peso de la mezcla del precursor.

La mezcla del precursor también incluye ventajosamente aditivos, que comprenden típicamente hasta 20% de material de aglutinación, para protección aumentada, transferencia de calor o estabilidad. Los aditivos típicos incluyen hidrógeno, boro, gadolinio, hafnio, erbio, indio y similares. Estos aditivos están incluidos en las formas químicas apropiada. Por ejemplo, un aglutinador de alúmina puede combinarse con ácido bórico y/o óxido de gadolinio. Un aditivo particularmente predilecto es boro - 10 el cual se puede agregar como ácido bórico granular y se convierte a B2O3 cuando la mezcla precursora se piroliza, Alternativamente, se puede usar borato de sodio. En adición, para el gadolinio, hafnio, erbio e indio, la forma de óxido es generalmente predilecta. Los aditivos mecánicos como lances de acero o cuantas de cristal también se pueden agregar a la mezcla de PYRUC. De manera alternativa, los aditivos como gadolinio, hafnio, erbio, e indio se pueden agregar al paso que forma el gel en el proceso de gelación, de manera que residen dentro de las esferas de dióxido/carburo de uranio, como sus respectivos óxidos.

Una vez que los componentes de la mezcla precursora han sido seleccionados, se combina y después se homogeneizan. La mezcla se logra ventajosamente ya sea por partidas o métodos continuos, como extruidores de barrena de vuelta doble y se puede aplicar ligero calentamiento.

La mezcla homogeneizada se pone dentro de la cavidad 26a formada por la pared interna 22a y la pared externa 24a del cuerpo 16 por extrusión/bombeo (de preferencia por combinaciones de aglutinador viscoso) y/o métodos vibradores /predilectos para mezclas en polvo). Se pueden aplicar ligero calor y presión. Después de rellenar, se aplica suficiente calor (100 - 1000° C) y presión (0.20 atmósferas) al contenedor, para pirolizar y formar un material sólido de protección. Un cierre en el extremo se une al cuerpo 16 por mecanismos apropiados, como soldado por gas inerte de tungsteno para sellar el cuerpo 16. Después, el contenedor 10 se cepilla y se pule. La radiografía gama y otros métodos de exámenes no destructivos (NDE) se usan para verificar el cuerpo 16 antes de usarlo. La tapa 12 y la base 14 pueden fabricarse similarmente.

En aquellos ejemplares donde una combinación de materiales aglutinantes carbonaceos se emplean, se mezclan uranio pirolítico, polvo de carbono, aditivos y brea en un extruidor. El extruidor después deposita una primera capa anular de la mezcla precursora dentro de la cavidad 26a. La siguiente capa se piroliza en una atmósfera inerte de nitrógeno, argón o gases similares para formar el material de protección sólido. La pirólisis típica requiere de 0.1 a 24 horas a temperaturas de aproximadamente 300 - 800° C. Después, el material precursor de las capas anulares adicionales se extruyen y se pirolizan bajo condiciones similares. Cada capa es de 1 a 4 metros de grueso. Así, la protección, típicamente consiste de un paso. Si el polvo de carbono se usa por si mismo como material aglutinante, entonces la mezcla se alimenta en seco dentro de la cavidad 18a. El calor se aplico como se hizo anteriormente y el material se comprime, formando así la protección. En el Ejemplar predilecto, el calor se aplica por inductancia de resistencia eléctrica o por radiación. El calor también se puede aplicar por equipo de fuego directa o indirectamente.

A partir de los materiales PYRUC de base - resina, las resinas en polvo se mezclan en seco por medios mecánicos y vibratorios con la forma de uranio y se carga por mecanismos vibratorios dentro de la cavidad 18a. El calentamiento eléctrico se usa de preferencia para calentar el material a 400 - 600°, típicamente durante 0.1 a 24 horas, para formar el monolito de PYRUC. Si se usan resinas térmicas, se mezclan en un extruidor bajo calor. Después, la mezcla se extruye dentro del contenedor 10 como un líquido viscoso. Después se aplican calor y presión para formar el monolito sólido de manera similar a las formas de los carbonos.

Para materiales PYRUC base - metal, el contenedor 10 se calienta eléctricamente o por un calentamiento por fuego bajo una cubierta de gas inerte hasta el punto de fusión del aglutinador metal. Para los citados metales típicos, esta temperatura bajará entre 400 y 1000° C, de preferencia debajo del punto de fusión de los materiales de construcción del contenedor. Después, se agrega una cantidad inicial de aglutinador de metal fundido al contenedor 10 para formar una capa de 1 cm a 4 m de espesor, seguido de una cantidad inicial de material de uranio precalentado. Debido a su densidad, el material de uranio se hundirá al fondo de la capa de metal fundida, formando una cama de las partículas con el metal llenando los punto intersticiales. El proceso se repite hasta que la cavidad 18a se llena. Después, se elimina la fuente de calor y las protecciones se enfrían y se solidifican. De manera alternativa, donde hay un metal en polvo, como cobre o níquel en polvo, se usa, el polvo en metal, la forma de uranio . y cualquier aditivo se mezclan en seco por medios mecánicos y vibratorios y se cargan vibratoriamente dentro de la cavidad 18. El calentamiento se usa para fundir el polvo, haciendo que la matriz se funda en un monolito. Es particularmente predilecto calentar el material por inducción, utilizando bobinas de inducción. Como antes, se requieren temperaturas de 400 - 1,000° C y tiempos de 0.1 a 4 horas.

Para materiales PYRUC de metal - óxido, el óxido de metal y la forma de uranio se pueden combinar con agua (0.40 peso %), se mezcla y después se bombea dentro de la cavidad 18a. Se cree que el agua hidrata el aglutinador de óxido de metal y, por lo tanto, ayuda a la unión del material. El material de preferencia se deja endurecer de 2 a 96 horas y después se trata con calor de 0.1 a 24 horas a temperaturas de más de 400° C. En el ejemplar predilecto, el material de protección se forma en capas secuenciales parta facilitar la transferencia de calor y masa. Alternativamente, la pared interna del cuerpo 16 se puede eliminar y reemplazar con una pared temporal de combustible (por ejemplo, fabricados de productos de madera) para fundir como antes. Esto permite que el número de fundiciones se reduzca significativamente, en algunos casos, permitiendo un solo paso. El paso térmico consume el combustible de la pared interna.

La decisión, mezcla y arreglo de los materiales de protección usados en la mezcla PYRUC variarán con el tipo y cantidad de material radioactivo siendo transportado o almacenado. Así, el grosor, diámetro, número y arreglo de los materiales de protección variarán para proporcionar protección óptima contra los neutrones y la radiación por rayos gama emitidos por el tipo y cantidad en particular de material radioactivo.

El uso de dióxido de uranio y carburo de uranio facilita ventajosamente más fácil y menos caro la fabricación de rutas para el material de uranio y tonel de protección. Esencialmente involucra el fundido directo del material PYRUC de un mezclador o un extruidor en la cavidad formada entre las dos paredes metálicas del tonel. Solo se involucran bajas temperaturas y la fundición y maquinación del metal de uranio se eliminan. Finalmente, el dióxido de uranio y el carburo de uranio cubierto tienen buena transferencia de calor y características térmicas. Así, su uso elimina la necesidad de conductos de aire frío en laberintos presentes en los contenedores de almacenaje de protección de concreto, reduciendo de esta manera los requerimientos y costos de monitoreo.

La tabla 1 presenta una comparación de propiedades de materiales y costos estimados para varios materiales de protección, incluyendo PYRUC. Como se resume en la Tabla 1, el PYRUC es un material de protección que suministra conductividad térmica superior y límites de temperatura a un costo competitivo, mientras que ofrece protección superior contra neutrones y rayos gama, De manera similar, la Tabla 2 presenta una comparación de las propiedades del PYRUC con otros materiales de protección. Como se muestra en la Tabla 2, los toneles que incluyen PYRUC típicamente, ofrecen desempeño térmico y capacidades de protección contra los rayos gama cercanos al del metal. Por lo tanto, los materiales PYRUC proveen facilidad de fabricación de baja temperatura y formas no reactivas químicamente las cuales no son susceptibles a la combustión o interacción química debajo del piso o en un repositorio de SNF.

Otras aplicaciones potenciales para PYRUC incluyen contenedores radiofarmacéuticos, resinas de intercambio de iones, protección en la cavidad del reactor y materiales activados. El PYRUC también puede tener utilidad en otras aplicaciones como material de protección para utilidad de protecciones de resina, cavidades re reactores, reactores navales, naves espaciales y materiales Mayores Que la Clase C (GTCC).

Como se menciona anteriormente, en los ejemplares predilectos se aconseja utilizar substancialmente dióxido de uranio esférico o partículas de carburo de uranio generalmente menores de 1,300 micrones. Existen varios tipos de procesos conocidos en la técnica que se pueden usar para producir dichas partículas; (1) Procesos Metalúrgicos de Polvos (Procesos de Granulación); (2) Procesos de Fusión (Barnizado de Arco, barnizado por quemado de plasma, fusión de suspensión, barnizado de sales de hidrato); y (3) Procesos de Líquidos (condensación de resina sintética, procesos de Emulsión, Procesos de gelación). De acuerdo a la presente invención, las pequeñas partículas de dióxido de uranio y carburo de uranio se pueden generar por cualquier mecanismo apropiado.

En el pasado, sin embargo, solo los procesos metalúrgicos de energía has proporcionado las bases por producción comercial y solo para producción comercial de partículas de dióxido de uranio. Los procesos para la producción de dióxido de uranio y carburo de uranio también se describen en Controlled Nuclear Chain Reaction; The first 50 Years, American Nuclear Society, 1992, La Grange Park, Illinois y M. Benedict, T. Pigford y H, Levi, Nuclear Chemical Engineering, Segunda edición, McGraw - Hill, Nueva York, 1981, incorporado en la presente como referencia.

Dichos procesos son mecánicamente intensos. Típicamente empiezan con un polvo de dióxido de uranio de baja densidad, producido en un horno giratorio, de hexafluoruro disipado, seguido de mezclado, granulación, compresión en una pildora y molido de pildora ara producir partículas de dióxido de uranio denso. Además, las plantas con base de proceso en polvo son generalmente operaciones completamente pequeñas modulares. Así, para escalar los requerimientos para materiales de uranio contemplados para usarse de acuerdo a la presente invención, se necesitarían cientos de líneas de proceso.

Otros métodos no líquidos para la fabricación de dióxido de uranio se investigaron a finales de los 70' s y principios de los 80\ lo cual evita los procesos en polvo intensivos mecánicamente. Estos procesos alternativos se describen en S. M. Tiegs, et sal., "El Proceso de Esfera - Cal: fabricación de pildoras de combustibles a partir de Microesferas de gel", ORNL/TM - 6906, Septiembre, 1979; Reciclado y Desarrollo de Combustible", (FRAD) Revisión de programa, Battelle Northwest, septiembre 13 - 15, 1978 y J. M. Pope, "Spherical UC Fuel Via Gel - Precipitation", American Nuclear Society, Annual Meeting, Miami, junio 7 - 11, 1981, incorporado en la presente como referencia. Información adicional está disponible en "Fuels Refabrication and Development (FRAD) Revisión de programa, Battelle Northwest, Laboratories, septiembre 13 - 15 1978 "NPR - MHTGR Programa de Desarrollo de Combustible", Idaho National Engineering Laboratory (INEL), EGG - NPR - 8971, junio 1990; y R. H. Perry y C. H. Chilton, Chemical Engineers' Handbook, quinta edición, Nueva York, 1973, también incorporado en la presente como referencia.

Además, los procesos de granulación so apropiados para partículas de carburo de uranio denso, pero no puede producir partículas densas de óxido de uranio. Los procesos de fusión tienen el inconveniente de ser caros y produce un rango excesivamente grande de tamaños de partículas.

Por lo tanto, por razones económicas y de capacidad, es preferiblemente más deseable generar las partículas de uranio usando procesos de gelación, Una vista general de la conversión del hexafluoruro de uranio disipado en A. P. Murray, S, Mirsky, P. Hogroian y S.Krill, "Conversión por Gelación de Hexafluoruro de Uranio Disipado en Microesferas de Dioxido de Uranio Denso", "Tercera Conferencia de Procedimientos con Hexafluoruro de Uranio, noviembre 28, 1995, Paducah, Kentucky", incorporado en la presente como referencia. Estos procesos incluyen variadamente como soluciones en gel, precipitación de gel, gelación interna, gelación externa, partículas de combustible, microesferas y procesos de precipitación de solución. En los Procesos de gelación, la hidrodinámica se usa para formar esferas de diuranato de amonio /¿("ADU') las cuales subsecuentemente se curan, se secan y se incrustan en microesferas de dióxido de uranio que típicamente van de 30 a 1,500 micrones de tamaño. Además, , para un tamaño específico, se puede obtener la distribución de tamaño angosto.

Los procesos de gelación se basan en el hecho de que la solución coloidal ("solución " o "caldo") del precursor de dióxido de uranio, (por ejemplo, nitrato de uranil) se dispersa e un líquido con el cual no se mezcla o solo se mezcla levemente, se forman dropletas esféricas las cuales solidifican por gelación (por lo tanto, el "gel"). La parte crítica de los procesos ocurre cuando la solución coloidal se dispersa en el líquido. Para promover la gelación, mientras se mantiene la integridad de la dropleta, es necesario quitar la carga positiva en las dropletas para un mayor mezclado y precipitación potencial. Esto se puede lograr ventajosamente por (a) extracción de agua; (b) extracción de ácido; o (c) adición de álcali.

Los métodos de gelación generalmente se clasifican n rutas de gelación externa o interna. En las rutas internas de gelación, se producen microesferas de dióxido de uranio o de carburo de uranio al introducir dropletas de una solución de nitrato de uranil en una columna que contiene amoniaco en gas. Como las dropletas caen a través del gas, los efectos de la tensión de la superficie los hacen que formen esferas de ADU. Debido a que el tamaño afecta la transferencia de masa, la gelación externa generalmente requiere cuidadoso diseño para la producción de esferas mayores de 800 micrones. En contraste, la gelación interna usa solubilidad de fase acuosa en un líquido orgánico sobre la base de la formación de esferas. Los formadores de gel en la gelación interna son típicamente aceites orgánicos o solventes que contienen compuestos que liberan amoniaco como aminas que liberan amonio (por ejemplo, hexametilenetetramina ("HMTA"). Debido a la mejor transferencia de masa, la gelación interna típicamente puede producir mayores microesferas más uniformes. Además, debido a que es mejor la transferencia de calor entre la solución con formador de gel y la dropleta, se pueden usar columnas más cortas con tiempos de residencia mayores. Así, en la presente invención, se prefiere la gelación interna.

FABRICACIÓN DE DIÓXIDO DE URANIO DENSO Y PROCESOS DE EJEMPLOS La Figura 4.1 proporciona una vista general del proceso de gelación predilecto para producir microesferas de dióxido de uranio (UO2) de acuerdo a la presente invención a partir de hexafluoruro de uranio agotado ("DUFe"), El gas de hexafluoruro de uranio agotado se hace reaccionar con vapor ("H2O") para producir fluoruro de uranil ("UO2F2") y fluoruro de hidrógeno gaseoso ("HF"). El fluoruro de hidrógeno en gas se recupera en la forma de anhídrido y el fluoruro de uranil sólido se recolecta, se apaga y se disuelve en agua, Después, cualquier residuo de fluoruro de hidrógeno en la solución de fluoruro de uranil se puede quitar opcionalmente por destilación. Sin embargo, como se discute con detalle a continuación, la solución de fluoruro de uranil resultante se puede usar directamente en el proceso de gelación para la producción de microesferas de dióxido de uranio. La presencia de fluoruro de hidrógeno residual no afecta significativamente los pasos de gelación, y cualquier fluoruro de hidrógeno residual se puede quitar partir del producto de fluoruro de dióxido de uranio final en los pasos subsecuentes de envejecimiento y lavado. Alternativamente, el fluoruro de uranil así producido se puede hacer reaccionar adicionalmente y convertirse en nitrato de uranil el cual a su vez se usa para hacer dióxido de uranil. Como se muestra en la Figura 4, la conversión de fluoruro de uranil se logra al agregar nitrato de calcio ("Ca(NO3)3") a la solución de fluoruro de uranil acuoso, precipitando de esta manera fluoruro de calcio ("CaF2") y formando nitrato de uranil acuoso ("U?2(N?3)2")- Antes de la gelación, la solución e nitrato de uranil resultante se ajusta por evaporación, se agrega urea y se enfría la solución.

En las rutas de gelación interna predilectas, de acuerdo a la presente invención, se usan boquillas vibratorias para dispersar la solución de nitrato de uranil en dropletas las cuales se introducen en una columna vertical de un aceite no mezclable de la solución que forma el gel. El tamaño de la boquillas y la frecuencia de vibración determina el tamaño de las dropletas, y así, los tamaños de las microesferas. Como las dropletas de nitrato de uranil caen verticalmente dentro de la solución que forma el gel, la transferencia de calor entre la solución que forma el gel y las dropletas hacen que el nitrato de uranil forme ADU a partir del amoniaco producido por la descomposición de hexanetileneracémina ("HMTA"). De preferencia, la solución que forma el gel fluirá en la dirección contraria de las dropletas para disminuir el descenso de la dropleta y permita tiempo adicional para que la solución de nitrato de uranil forme microesferas con suficiente fuerza para evitar la deformación de la esfera en el fondo de la columna. Al calentar la columna a 50 - 100° C, se incrementa ventajosamente la formación de ADU. Las esferas de gel ADU se recolectan en el fondo de la columna. Típicamente, las esferas de gel son frágiles y requieren manejo cuidadoso para evitar que se rompan.

Las esferas de gel se envejecen en una solución de hidróxido de amonio. Después del envejecimiento, las esferas de gel "verdes" se secan a bajas temperaturas para quitar el agua y exceso de amoniaco. Subsecuentemente, un quemador de tubo vertical convierte e incrusta a las microesferas bajo una atmósfera de hidrógeno en gas inerte. Mientras que el argón y el helio son gases inertes aceptables, es preferible utilizar nitrógeno debido a que es bajo en costo y tiene buena disponibilidad. Además, debido a que el nitrógeno es ligeramente reactivo, formará ventajosamente nitruros de uranio en concentraciones de hasta 10,000 ppm y más típicamente en el rango de 300 a 1,000 ppm, lo cual también funcionará como un material de protección contra la radiación.

Al final, las esferas incrustadas tienen densidades individuales que usualmente exceden el 95% de la densidad teórica para el dióxido de uranio. Las microesferas burdas (por ejemplo de aproximadamente 1,000 micrones de diámetros) pueden proveer densidades espaciales del 80 - 85% de la teoría. Como resultado, fracciones de dos o tres tamaños son predilectas típicamente para lograr densidades espaciales cercanas al 90%. Por ejemplo, una fracción del 60% de peso de esferas de 1,000 micrones, una fracción del 20% de peso de esferas de 300 micrones de tamaño, y fracciones del 20% de peso de esferas de 30 micrones se pueden usar para lograr densidades espaciales en el rango del 90 - 95%.

Cada uno de los siguientes pasos se describen ahora en más detalle: A. Recepción y volatilización del hexafluoruro de uranio; B. Producción de Fluoruro de uranil por Reacción de hexafluoruro de uranio y vapor; C. Recolección de fluoruro de uranil, apagado y adición de agua para formar una solución de fluoruro de uranil acuoso; D. Destilación de la solución de fluoruro de uranil para ajustar la concentración residual de fluoruro de hidrógeno; E. Formación de la solución de nitrato de uranil por adición de nitrato de calcio y precipitación de fluoruro de calcio; F. Ajuste de la solución de nitrato de uranil por la adición de urea e incremento en la acidez; G. Preparación de la solución en gel y adición a la solución de nitrato de uranil; H. Formación de la esfera de gel por técnicas de gelación interna; I. Purificación del aceite; J. Envejecimiento de la esfera de gel al poner/lavar con hidróxido de amonio; K. Secado de la esfera de gel y liberación de amoniaco y agua; L. Conversión e incrustación de la esfera de gel; M. Recolección de la esfera de gel; Los siguientes pasos adicionales se llevan a cabo ventajosamente con relación al diseño del proceso en general: N. Reconstitución del nitrato de calcio; O. Purificación de la solución de hidróxido de amonio; P. Purificación del gas por quemado de tubo vertical; Q. Reconstitución del hidróxido de amonio; R. Recuperación de urea y HMTA; S. Descontaminación del cilindro y T. Manejo de desperdicio.

A. Recepción y Volatilización del Hexafluoruro de Uranio. La Figura 4.3 representa la hoja de flujo para la estación de recepción y volatilización del hexafluoruro de uranio reducido. El hexafluoruro de uranio reducido se obtiene de plantas de enriquecimiento en cilindros estándar de 14 toneladas; un cilindro típico de 14 toneladas contiene aproximadamente 12.5 toneladas de hexafluoruro de uranio sólido. El espacio extra da lugar a la expansión cuando se calienta el hexafluoruro de uranio. Estos cilindros de hexafluoruro de uranio 1 se reciben por camión o tren en la estación de envío y recepción de cilindros y se almacenan hasta que sea necesario. Se desea utilizar una construcción de almacenaje que tenga capacidad para suficientes cilindros para la operación de un mes (es decir, aproximadamente 300 cilindros) y capacidad adicional para almacenaje de un número equivalente de cilindros vacíos 4 mientras esperan su envío a las instalaciones de desecho de cilindros. Antes de usarse, los cilindros de hexacloruro de uranio se transfieren a la estación de almacenaje temporal de cilindros llenos.

Una alimentación de hexafluoruro de uranio en gas se obtiene al calentar los cilindros de hexafluoruro de uranio en un autoclave. El calentamiento hace que el hexacloruro de uranio se sublime, de manera que el vapor de hexacloruro de uranio presurizado arriba de la fase se pueda extraer. El calentamiento de los cilindros se logra al calentar el aire dentro del autoclave con vapor 5 desde la planta de vapor. El homo se calienta a una temperatura suficiente para causar la sublimación, pero debajo de la temperatura de licuefacción para el hexacloruro de uranio (arriba de 150° F). El rango de calentamiento se selecciona de preferencia para mantener el hexafluoruro de uranio debajo de la presión subatmosférica. En un ejemplar predilecto, el homo se calienta a aproximadamente 140° F en una hora. A esta temperatura, la temperatura del hexafluoruro de uranio será menor, por ejemplo 125° C y la correspondiente presión del cilindro estará debajo de la presión atmosférica, por ejemplo 10 psi. A esta presión, se evita el estrés de los cilindros.

La presión del hexafluoruro de uranio en gas 4 se aumenta ligeramente (5 - 10 psi) a algo parecido a las condiciones atmosféricas usando un compresor de alimentación. Este incremento en la presión también hace que la temperatura del hexafluoruro de uranio en gas se incremente a aproximadamente 212° F. El hexafluoruro de uranio alimentado 4 se envía directamente a las instalaciones de Producción de UO2F2 para procesamiento adicional. En el proceso del ejemplo expuesto en la Figura 4.3, los rangos de alimentación de hexafluoruro de uranio está en aproximadamente 28,000 toneladas al año, es decir se emplean 3,200 kg/hora. En estos rangos de alimentación, aproximadamente se pueden procesar 88 toneladas de hexafluoruro de uranio diariamente, requiriendo aproximadamente 7 cilindros de hexafluoruro de uranio vaciado por día. Una planta típica de difusión de gas tiene una estación de alimentación gaseosa que consiste de tres hornos: (1) un primer horno que calienta un cilindro lleno de hexafluoruro de uranio (que requiere aproximadamente 2 horas); (2) un segundo horno que suministra hexafluoruro de uranio gaseoso para las operaciones de enriquecimiento en proporciones típicas de alimentación de 1,500 - 2,000 kg/hora (requiriendo aproximadamente de 4 a 6 horas); y (3) un tercer horno de enfriamiento (que requiere aproximadamente d 1 a 2 horas). De esta manera, una planta típica de difusión de gas puede procesar aproximadamente cuatro cilindros por día. Sin embargo, los rangos de alimentación predilectos de 3,200 kg/h se pueden lograr utilizando 5 hornos, en secuencias como sigue: (1) Horno 1: Calentamiento, dos horas; (2) Horno 2: Alimentación, primeras dos horas; (3) Homo 3: Alimentación, segundas dos horas; (4) Horno 4; Alimentación, terceras dos horas; (5) Horno 5; Enfriamiento, 1 - 2 horas (es decir los cilindros calientes se tienen que enfriar antes de moverlos). Sería deseable tener un homo adicional como repuesto para usarse durante el mantenimiento o en el caso de que uno falle. Agregar dos hornos adicionales, uno como refuerzo para la fase caliente y uno como repuesto para la operación de alimentación también ayuda a asegurar un suministro ininterrumpido de hexafluoruro de uranio en el rango de flujo diseñado.

La exposición expuesto anteriormente representa la alimentación "caliente" de los cilindros, con presiones que exceden los 25 psi. Donde se requiera, existe lo relacionado al rango de presión de los cilindros de hexafluoruro de uranio, se debe evitar la presurización de los cilindros por alimentación "fría" del hexafluoruro de uranio a temperaturas menores de 147° F usando un compresor de expulsor con sublimación del hexafluoruro de sodio sólido. Debido a que la alimentación fría se restringe generalmente a rangos de alimentación bajos, típicamente en el rango de 360 - 450 kg/hora (800 -, 1,000 libras/hora) por cilindro, tomaría aproximadamente 35 horas el vaciar un cilindro que contiene 12.5 toneladas de hexafluoruro de uranio. (El rango de alimentación típicamente cae a 180 - 200 kg/hora aproximadamente 400 libras / hora cuando no se usa un compresor de expulsión). De esta manera, para obtener el rango de alimentación general deseado de 3200 kg/hora a 360 kg/hora por homo, la planta de gelación requeriría alimentación simultánea de aproximadamente 9 cilindros. La siguiente secuencia de hornos sería ventajosa en esta situación: (a) Homo 1, calentamiento dos horas máximo; (b) Hornos 2 - 10; alimentación, probablemente en una secuencia de 3 - 4 horas / cambios programados; (c) Homo 11: Enfriamiento. Una vez más, sería aconsejable tener un horno adicional como refacción para el uso durante el mantenimiento o en el caso en que uno falle.

Para minimizar o evitar la presurización de los cilindros, las hojas de flujo y balances de asa expuestos en este proceso de ejemplo, utilizan el caso de línea base al 100% para alimentación fría de hexafluoruro de uranio usando 13 autoclaves y uno de repuesto.

Después de que se descarga el hexafluoruro de uranio, un compresor "heeling" (no mostrado) se usa para reducir la presión del cilindro vacío a menos de 1 psi y el hexafluoruro de uranio residual queda en 4.5 kg (10 libras). Los requerimientos del compresor heel mostrados en la Tabla 4.3 se estiman como el 10% del compresor principal. Los cilindros vacíos 4 se envían al almacenaje Temporal de Cilindros Vacíos antes de ser enviados al Envío y Recepción de cilindros y, eventualmente, enviados a las instalaciones de desecho de cilindros.

El condensado 6 de las instalaciones del autoclave se alimenta al regreso y reciclado de condensados hacia la planta de vapor. Los desperdicios de las instalaciones 7, como ropa protectora y equipo del personal, se envía a la estación de tratamiento de desechos.

B. Producción de Fluoruro de Uranil por Reacción de Hexafluoruro de Uranio y Vapor. La figura 4.4 representa la hoja de flujo para la estación de producción de UO2F2, incluyendo inter alia, la reacción de hexafluomro de gas agotado con vapor para producir UO2F2. El material y balances de energía para el proceso del ejemplo se muestran en la Tabla 4.4.

El hexafluomro de uranio se hace reaccionar con vapor de acuerdo a la siguiente ecuación: UF6 + 2 H2O - UO2F2 + 4 HF (anh) + 256 KW? En el Ejemplar predilecto, el hexafluomro de uranio en gas 1 de la estación de Recepción y Volatilización de DUF6 y el vapor 2 de la planta de vapor 25, se combinan en un recipiente de reactor, como un reactor de pirólisis o kiln. En el proceso del ejemplo mostrado en la Figura 4.4 el hexafluomro de uranio en gas 1 y el vapor 2 se introducen al mismo tiempo en un reactor de pirólisis a aproximadamente 200 - 300° C. Esta reacción es exotérmica y se acaba espontáneamente. A temperaturas superiores de 150° C, no se requiere exceso de vapor y esta reacción produce esencialmente fluoruro de hidrógeno anhidro. Así, las eficiencias estoiquiométricas se asumen en la hoja de flujo mostrada en la Figura 4.4. Para evitar el escape de la temperatura y suministrar vapor para uso subsecuente en la planta de vapor, el calor de la reacción es ventajosamente usado para generar vapor 4 de la corriente desionizada 3.

El gas 5 que sale del recipiente del reactor consiste primeramente de fluoruro de hidrógeno anhidro en gas con rastros de polvo de fluoruro de uranil introducido. El polvo de fluomro de uranil se elimina hacia abajo del contenedor del reactor usando separadores ciclónicos y filtros. El fluomro de hidrógeno en gas 24 se puede condensar subsecuentemente y recolectar en una instalación de almacenaje de HF. El fluomro de hidrógeno almacenado 9 se puede despachar como un producto sellado.

C. Recolección de Fluoruro de Uranil, Apagado y Formación de una Solución de Fluoruro de Uranil Acuosa La Figura 4.4 representa una hoja de flujo para la estación de Producción de UO2F2, incluyendo, inter alia, la colección de UO2F2 y el subsecuente apagado y formación de una solución de fluomro de uranil acuoso. Los balances de material y energía para el proceso del Ejemplo se muestran en la Tabla 4.4.

El polvo de fluomro de uranil 10 formado en el reactor de pirólisis se recolecta y se quita por un dispositivo de barreno e giro (no mostrado). Debido a que el polvo de fluomro de uranil formado en el contenedor del reactor se descarga a temperaturas elevadas, el polvo 10 de preferencia se apaga con una aspersión de agua y se disuelve en una solución de agua hecha de agua desionizada 23 y agua de lavado 28 de la Estación de Descontaminación de Cilindros. La reacción de hidratación se representa por la siguiente ecuación: UO2F2(t) + 6 H2O - UO2F2 - 6 H2O + 5 kCal, (t) El calor de la hidratación se elimina por la circulación de agua fría 17 a través de bobinas (no mostrado) dispuesto en el sistema de apagado. La solución de fluomro de uranil resultante 13 se transmite a la Estación de Destilación por proceso adicional.

D. Destilación de la Solución de Fluoruro de uranil Para Ajustar la Concentración de Fluoruro de Hidrógeno Residual. La Figura 4.4 representa la hoja e flujo para la Estación de Producción de UO2F2, incluyendo, inter alia, la destilación de la solución de fluoruro de uranil para ajustar la concentración de fluomro de hidrógeno. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.4.

Una pequeña fracción, aproximadamente 5% del fluomro de hidrógeno anhidro producido en el reactor de pirólisis, se puede meter con el polvo de fluomro de uranio y, de esta manera, hidratarse en el Reactor de Apagado. Se espera que el fluomro de hidrógeno hidratado en la solución de fluomro de uranil apagada 13 se pueda quitar por destilación en la Estación de Destilación. El calor para la destilación se suministra por el vapor 26 suministrado desde la Planta de Vapor 25. El producto destilado 14 se puede regresar al reactor de pirólisis como el azeotropo, HF • 2H.O. El tamaño de la columna de destilación mostrada en el proceso de ejemplo en la Tabla 4.6.2, se basa en el transporte del 5% de fluomro de hidrógeno. El desecho de la instalación 6 se envía al Manejo de Desechos.

La solución de Fluomro de uranil destilado 15 se envía a las instalaciones de Almacenaje de UO2F2 donde está disponible para enviarse a la Estación de Precipitación de UO2F2.

E. Formación de la Solución de Nitrato de Uranil Por Adición de Nitrato de Calcio y Precipitación de Fluoruro de Calcio. La Figura 4.5 representa 1 hoja de flujo para la Estación de la Formación de Nitrato de Uranil. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.5 Anteriormente, los métodos de gelación para producir dióxido de uranio denso utilizaban soluciones de nitrato generadas de óxido de uranio como sustitutos químicos para soluciones de nitrato del reproceso del combustibles nucleares. No obstante, se cree que las soluciones de fluomro de uranio se pueden usar directamente para la formación de gel sin procesamiento subsecuente. El uso directo de soluciones de fluomro de uranil usa concentraciones entre 0.1 y 40% y de preferencia del 15 a 25% en fluomro de uranil. Sin embargo, debido a que las soluciones de nitrato habían encontrado previamente aplicación favorable en el pasado, el proceso de ejemplo mostrado en la Figura 4.5 incluye los pasos adicionales para formar la solución de nitrato. Los balances de materiales y energía relacionados a esta conversión están contenidos en la Tabla 4.5 Se combinan, una solución de nitrato de calcio 14 de la Estación de Reconstmcción de Nitrato de Calcio y, cuanto sea necesario, polvo de nitrato de calcio fresco 3, con agua desionizada 4 obtenida del Suministro de Agua Desionizada 2 en un contenedor mezclador.

La solución de nitrato de calcio resultante 7 y la solución de fluomro de uranil 1 de las Instalaciones de Almacenaje de UO2F2 se introducen en un contenedor precipitador.

También se pueden introducir trampas y lavados de agua 6 del lavador/secador de la mezcla, descrito anteriormente, también se puede introducir en el precipitador. El nitrato de calcio acuoso reacciona con la solución de fluomro de uranil para formar una mezcla 8 de nitrato de uranil y fluomro de calcio de acuerdo a la siguiente relación estoiquimétrica: UO2F2(ac) * Ca(NO3)2(ac) - UO2(NO3)2(ac) + CaF2(s) Se espera que el calor de la reacción sea insignificante. La mezcla 8 se transfiere a una ciclona líquida donde se elimina el fluomro de calcio precipitado. Una fracción del fluoruro de calcio se puede hacer volver a circular para funcionar como cristales de semillas en el precipitador.

El fluomro de calcio precipitado 9 se lava y se seca en el lavador/secador de mezcla usando agua desionizada 5 del Suministro de Agua de Desionizada. El producto de fluomro de calcio seco resultante 11 se transmite a las Instalaciones de Almacenaje de CaF2. Debido a que las concentraciones de uranio asociadas con el fluomro de calcio se anticipa que son los suficientemente bajas, el fluomro de calcio almacenado 13 se puede servir como un producto sellado.

La solución de nitrato de uranil 10 se envía a la Estación de Ajuste de Solución de Nitrato de Uranil. El desecho 12 de la Estación de Formación de Nitrato de uranil se lleva hacia el Tratamiento de desechos.

F. Ajuste de Solución de Nitrato de Uranil por la Adición de Urea, Concentrando la Solución e Incrementando la Acidez. La Figura 4.6.2 representa la hoja de flujo para al Estación de Ajuste de Nitrato de Uranil. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.6.2.

Se ha encontrado que la gelación más deseable ocurre si la solución de nitrato de Uranil se ajusta antes a la gelación. En particular, es recomendable disminuir la acidez de la solución de nitrato de uranil y para agregar urea (CO(NH2)2) para estabilizar al ion uranil.

Las urea reciclada 7 de la Estación de Reciclado de Urea, descrita abajo, se combina con agua desionizada 6 obtenida del Suministro de Agua Desionizada en una contenedor de mezclado. La urea se disuelve y, cuanto sea necesario, se agrega polvo de urea 8 para formar una solución que tenga una proporción molar de 1 a 1,5 y de preferencia de 1.25, de urea a uranio.

La solución de Urea 3 se agrega a la solución de nitrato de uranil 1 de la Estación de Formación de Nitrato de Uranil en una Evaporador de Recompresión de Vapor VR. El Evaporador VR suministra los beneficios de evaporación multietapa en una unidad de etapa sencilla y logra eficiencias de evaporación típica de 0.0452 KW - hr por kg de agua (35 BTU/lg de agua evaporada, como se compara a los valores normales de alrededor de 1,000 BTU/lb). El evaporador desempeña ventajosamente tres funciones: (1) mezcla la urea con la solución de uranio para formar el complejo urea/uranio; (2) concentración de solución de uranio; y (3) producción deficiente de la solución ligeramente acida (es decir, que tiene una anión (nitrato y fluomro) a proporción molar de uranio de 1.5 en vez de 2). La solución de nitrato de uranil generada por el Evaporador VR contiene uranio en el rango de concentración de 4.8 - 3.0 molar (La Tabla 4.6.2. utiliza un valor molar de 2.2) y es denso, con una gravedad específica de aproximadamente 4.8. El producto general desarrollado del Evaporador VR se diluye en una solución de ácido nítrico 2 (aproximadamente al 2%) el cual se transfiere a la Estación de Reconstitución de Nitrato de Calcio descrito abajo. Como la solución e nitrato de uranil es generada en el Evaporador VR, se transfiere al Tanque de Almacenaje de Nitrato de Uranil. La solución de nitrato de uranil 4 se enfría entonces a aproximadamente 0° C antes de que la solución fría 9 se transfiera a la Estación de Preparación de Solución de Gel. Debido al elevado punto de ebullición, los datos para esta solución no son fácilmente disponibles, la energía de evaporación mostrada en el balance de material y energía en la Tabla 4.6.2 se estima en 0.1292 KW - hr/kg (100 BTU/lb.

Los desechos de las instalaciones 10 de la estación de ajuste de nitrato de uranil se envían al Tratamiento de Desechos. En el proceso de gelación predilecto, el material que alimenta de uranio se obtiene en la forma de hexafluomro de uranio. Sin embargo, el uranio, y en particular el uranio vaciado está disponible en una variedad de formas como metal de uranio, óxidos de uranio de baja densidad y tetrafluoruro de uranio. De esta manera es deseable incorporar estas formas dentro del proceso de gelación. De acuerdo a la presente invención, la solución de fluomro de uranil asiste de manera benéfica la disolución de materiales de alimentación alternativos. En particular, la solución de fluomro de uranil se puede usar para disolver materiales de alimentación de uranio alternativos. Se cree que esta mta alternativa será particularmente ventajosa debido a que utiliza reactivos menores, requiere menos precipitante y genera menos desperdicio. Así, se espera que el 80 - 100% de su alimentación de uranio total se obtenga como fluomro de uranil, derivado del hexafluomro de uranil, con el restante 0.20% de la alimentación de uranio obtenida de fuentes alternativas de uranio. Podría ser deseable facilitar el proceso al agregar menos de las cantidades estoiquiométricas de ácido nítrica o fluorhídrico y 0.0001 - 0.5 % de un catalizador como ácido fluorobórico (HBF ) como catalizador. Se agrega la urea en una proporción molar de 1 - 1.5 (para el total de uranio) antes de la disolución de la formas de uranio alternativa. Después de la disolución, se agrega 0.01 - 10 % de aluminio, como fluomro o nitrato, para completar el ion fluomro.

G. Preparación de la Solución que forma el Gel y que Tiene un Compuesto que Libera Amoniaco. La Figura 5.7 representa la hoja de flujo para la estación de Preparación del Formador de Gel. Los balances de material y energía para el proceso del Ejemplo se muestran en la Tabla 4.7.

Como se discute anteriormente, en el ejemplar predilecto, la gelación se logra de preferencia usando una técnica de gelación interna. La gelación interna de la solución de nitrato de uranio fría de la Estación de Ajuste de Nitrato de Uranil de preferencia utiliza una solución para formación de gel que comprende un compuesto que libera amoniaco, como hexametilenotetramina ("HMTA"), (CH2)6N4. También se pueden usar otras aminas, como etileno diamina ("EDA").

El polvo de HMTA 4 se disuelve en agua desionizada 2 del Suministro de Agua Desionizada en el Tanque de Mezclado. La solución de HMTA 3 de la Estación de Reciclado de HMTA, que se describe más adelante, se introduce para formar una solución que tiene aproximadamente una concentración molar de 3. La solución de HMTA 5 se enfría subsecuentemente alrededor de 0° C. La solución de HMTA fría 7 se combina con la solución enfriada de urea - nitrato de uranil de la Estación de Ajuste de Nitrato de Uranil en un Mezclador Estático. La resultante HMTA que contiene caldo de urea - nitrato de uranil se enfría a aproximadamente 0° C para evitar la descomposición del HMTA y precipitación prematura de ADU. Aún en estas temperaturas reducidas, sin embargo, la solución tiene un limite de vida de protección del orden de 1 a 3 días. Los estabilizadores, como los surfactantes e hidrocarburos alifáticos se pueden agregar a la solución para extender su vida de protección. Por ejemplo, se puede agregar una baja concentración (0.001 a 1%) de un surfactante a la solución para ayudar a la formación de la esfera y para inhibir la aglomeración de partículas durante la formación del gel.

En el proceso del ejemplo mostrado en la Figura 4.7 y la Tabla 4.7, una primera porción 9 que contiene aproximadamente 70% de la solución del caldo frío 8 se transfiere a una Estación de Formación de Gel de 1,200 micrones, y una segunda porción 10 que contiene aproximadamente un 30% de la solución de caldo fría 8 se transfiere a una Estación de Formación de Gel de 300 micrones, Ambas instalaciones se describen con detalles adicionales más adelante. Como se describe previamente, son deseables un mínimo de dos partículas; un tamaño relativamente vasto (1000 a 2000 micrones y de preferencia de 1000 a 1300 micrones de diámetro) y un tamaño relativamente fino (30 a 1000 micrones, de preferencia de 300 a 500 micrones de diámetro). Esto permite un empaque más ajustado y densidades mayores, resultando en una mejor protección.

El desperdicio de las instalaciones 11 de la Estación de Preparación del Formador de Gel se envía al Tratamiento de desechos.

H. Formación de Esfera de gel del precipitado de Diuranato de Uranio/Amonio Precipitado por Técnicas de Gelación Interna. La Figura 4.8 representa la hoja de flujo para la Estación de Formación de Gel de 1,200 micrones. Los balances de material y energía parta el proceso del ejemplo de 1,200 micrones se muestran en la Tabla 4.8.

En la Estación de Formación de Gel, las esferas de dióxido de uranio se forman de preferencia por un proceso de gelación interno. En este proceso, se dispersan pequeñas gotas de la solución del caldo enfriado 1 de la Estación de Preparación de Gel, usando boquillas de alimentación de vibración (no mostradas) en la Columna de Formación de Gel que contiene aceite. En el pasado, la gelación se lograba usando columnas de solventes clorinados como tricloroetileno (TCE) y percloroetileno. El ejemplar predilecto, sin embargo usa un aceite, como el queroseno o los aceites combustibles números 1, 2, o 3 los cuales son relativamente no tóxicos y no flamables. Estos aceites también tienen bajos contenidos de cenizas y residuos y menos goma que otros aceites, como los aceites que transfieren el calor. Además, el uso de aceites elimina la producción de gases ácido que se asocia con el uso de solventes que contienen halógeno. Además también, cuando de usa aceite, las operaciones de lavado se pueden escalar ventajosamente, debido a que cualquier aceite que se lleve durante el paso de incmstación se puede consumir. Alternativamente, el aceite que se lleva durante el proceso de incmstación se puede pirolizar a carbono para producción de carburo, disociado en una cubierta, o reformado en gas de hidrógeno.

Mientras que la técnica anterior usa boquillas de alta velocidad o de impacto de aire/ choque, como boquillas ultrasónicas, las cuales reducen el consumo de energía, reducen el manejo de gas, reducen la deformación, aumentan la homogeneidad y proveen mejor control con rangos operacionales más amplios. Las boquillas de vibración fragmentan la solución de caldo enfriada en dropletas de 0.1 - 6 mm de diámetro en un espacio de aire arriba de las columnas que forman el Gel. La fragmentación de la solución de caldo enfriado puede llevarse a cabo opcionalmente usando una purga de nitrógeno 2. Los rangos de flujo de las boquillas varían, pero son relativamente pequeñas, del orden de litros de solución por hora. Como las dropletas que no se disuelven caen a través del aceite, los efectos de tensión de la superficie forman cada dropleta en una esfera, el diámetro de la cual se determina por el tamaño y frecuencia de vibración de las boquillas de alimentación. La temperatura más alta del aceite, que va de 50 a 100° C, inicia la disociación de los compuestos que liberan amoniaco (HMTA) y la formación de un precipitado de uranio/similar al ADU. Típicamente, las esferas de gel "verdes" formadas en la Estación de Formación de Gel son de aproximadamente tres veces el diámetro deseado del producto final. Por lo tanto, para un diámetro final de microesfera de dióxido de uranio de 1,200 micrones, el diámetro de la esfera de gel verde debe de ser de aproximadamente 3,600 micrones.

El tiempo de duración de caída libre mínimo para la formación de esferas de gel en la columna de formación de gel está en el rango de los 20 - 30 segundos, después de lo cual las esferas de gel están lo suficientemente bien formadas para evitar que se peguen o se deformen. Esta duración de tiempo se logra al tener una columna lo suficientemente alta por flujo de contra corriente del aceite, o por una combinación de ambos. Los ejemplares predilectos usan ambos.

En el proceso del ejemplo descrito en la Tabla 4.8, se utilizan las siguientes características del sistema: (1) rango de flujo de la boquilla: 4 litros/min; (2) diámetro de la esfera verde: 3,600 micrones; (0.36 mm); (3) tiempo de caída libre de estancia en la columna: un minuto. La altura de la columna se calcula en el tiempo de estancia de un minuto, lo cual lo traslada en una altura activa de aproximadamente 22 metros sin cualquier crédito para el flujo de aceite. Usando una velocidad de flujo de aceite hacia arriba de 30 cm/seg (1 pie/seg) produce una altura de columna de 4 metros (13 pies). Para conexiones de tubos y plomería, las secciones de desconexión de flujo y envejecimiento de la esfera, la Tabla 4.8 utiliza una altura de 6.1 m. (20 pies). Un diámetro de 4 pulgadas representa el diámetro de columna de longitud completa requerido por boquilla (es decir, sin secciones de convergencia/divergencia). El tiempo de estancia es de 60 minutos. Así, un diámetro de columna nominal de 30 cm (1 pie) acomodaría aproximadamente siete boquillas, teniendo un rango de alimentación acuoso de aproximadamente 28 litros por hora (0.12gpm) y un rango de flujo de aceite de 79.500 litros por hora (350 gpm). En contraste, el diámetro nominal de columna de 51 cm (20 pulgadas acomodaría 19 boquillas, teniendo un rango de alimentación acuoso de 76 litros por hora (0.33 gpm) y el rango de flujo de aceite de 223,000 litros por hora (980 gpm). Estos análisis asumen un diámetro nominal de columna de 31 cm (es decir, 7 boquillas) para producir las esferas de gel de 1,200 micrones.

Después de que las esferas de gel verdes se han formado y caído al fondo de la columna, desarrollarán suficiente fuerza para resistir la deformación bajo su propio peso. Estas esferas de gel verdes permanecen en aceite caliente de 30 a 40 minutos para establecerse. Aún después de establecerse, sin embargo, solo aproximadamente 1% del HMTA típicamente se descompondrá, y de esta manera, solo aproximadamente el 5% de la reacción de precipitación se habrá completado. Hasta 30 cm de la cama estática de las esferas verdes se acumulará en el fondo de la Columna que Forma el Gel durante el proceso de fijación. Estas esferas de gel verdes 5 se eliminan de la Columna que Forma el Gel y se transfieren a la Estación de Envejecimiento/Lavado de esferas de 1,200 micrones.

El aceite del sobreflujo de la columna hacia un Tanque de Sobreflujo de Aceite, una parte 7 del aceite 8 del Tanque de Sobreflujo de Aceite se hace circular nuevamente a través de un intercambio de calor y el aceite calentado 6 se regresa a la Columna que Forma el Gel. Ya que el aceite en la Columna que forma el Gel absorbe algo de agua de las esferas de gel (hasta su limite de saturación), una fracción del aceite 10 se envía a la Estación de Purificación de Aceite, descrito abajo, para eliminar el agua y el aceite purificado 4 regresa a la Columna que Forma el Gel.

El desecho de las instalaciones 13 de la Estación de formación de Gel de 1,200 micrones se envía al Tratamiento de Desecho.

La Figura 4.9 representa la hoja de flujo para la Estación de Formación de Gel de 300 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 300 micrones se muestran en la Tabla 4.9.

La columna de formación de gel para las esferas de 300 micrones se miden de la misma manera que las esferas de 1,200 micrones, solo los rangos de flujo de las boquillas son diferentes a los valores establecidos para el caso de 1,200 micrones.

Para un diámetro final de 300 micrones, el diámetro de esfera de gel verde sería aproximadamente de 900 micrones (0.09 cm). Esto resulta en una velocidad terminal de aproximadamente 18.3 cm/seg. Asumiendo la misma velocidad de la dropleta como en la columna de 1,200 micrones (6.6 cm/seg), después la velocidad del aceite hacia arriba tendría que ser de 14.7 cm/seg. Esto se traduce en un rango de flujo de aceite de 31,000 litros por hora (136 gpm) y 86,300 litros por hora (380 gpm) para las columnas de 31 y 51 cm, respectivamente. El número de boquillas y los rangos de almentación acuosa sería el mismo que para el caso de los 1,200 micrones. Para simplificar y para limitar el caso, las columnas para las esferas de 300 micrones de diámetro son de la misma altura que las columnas para las microesferas del, 200 micrones. Un diámetro de columna de 51 cm se usa como base debido a que proporciona similares características de rango de flujo que las columnas de 1,200 micrones, y, por lo tanto, requiere el mismo tamaño de equipo. Este tamaño de columna se traduce en 19 boquillas.

I. Purificación de Aceite La Figura 4.10 representa la hoja de flujo para la Estación de Purificación de Aceite. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo se representa en la Tabla 4.10.

Como se mencionó anteriormente, el aceite usado en las Columnas de Formación de Gel absorberán agua de las esferas de gel hasta el límite de solubilidad de agua en el aceite. Mientras que los límites exactos no se definen, la formación de gel precede más ventajosamente con aceites que no son saturados en agua. Por lo tanto, se aconseja secar el aceite.

El secado se puede lograr por varios métodos. El enfriamiento del aceite seguido de la fase de separación, es el método más directo, pero requiere equipo y entubamiento. Alternativamente, cedazos moleculares y otros absorbentes pudrían usarse para eliminar agua del aceite, pero requeriría un sistema de regeneración y manejo de la trampa de aceite. Los sistemas de membrana también podrían ser usados, pero probablemente no serían efectivos en costo. Por lo tanto, en el ejemplar predilecto, se usa el enfriamiento seguido de la fase de separación para secar el aceite.

La corriente de aceite 1 de la Estación de formación de Gel de 1,200 micrones, la corriente de aceite 2 de la Estación de formación de Gel de 300 micrones y la corriente de aceite 3 de la estación de Secado/Fijación del Hidróxido de Amonio, que se describe más adelante, son alimentadas por la Estación de Purificación de Aceite. Las corrientes de aceite 1 - 3 probablemente contendrán alrededor de 1,000 ppm de agua disueltas, un valor típico para aceites de alrededor de los 70° C. Las corrientes de aceite 1 - 3 se combinan en una corriente sencilla 4 la cual se introduce en un intercambiador de calor y se enfría. El aceite 5 pasa entonces a través de un sistema de enfriamiento y se enfría a aproximadamente 5° C. A esta baja temperatura, la solubilidad del agua es de solo 100 ppm. Como resultado, ocurre la separación de fase. La mezcla resultante de aceite / agua 6 se envía a un separador de aceite/agua el cual se funde y se recupera el agua. El aceite seco 7 se vuelve a calentar usando el intercambiador de calor. Se agrega aceite cubierto 9al aceite calentado y seco. La mezcla resultante 11 se divide en una primera porción 12 que se regresa a la Estación de Formación de Gel de 1,200 micrones y una segunda porción 13 que se regresa a la Estación de Formación de Gel de 300 micrones. El agua 8 la cual está saturada con aceite, se bombea hacia el tratamiento de desechos.

J. Envejecimiento de la Esfera de Gel al Establecer / Lavar con Hidróxido de Amonia La Figura 4.11 representa la hoja de flujo para la Estación de Establecer/Lavar esferas de 1,200 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 1,200 se muestran en la Tabla 4.14.

El amoniaco adicional necesario para completar la reacción de precipitación similar a ADU se suministra al lavar las esferas en una solución de fijación de la solución de hidróxido de amonio al 10%. La estoiquiometría para esta reacción es: 2 UO2 (NO3) + 2 U, OH + H2O - (Ní U2 O7 + 4 HNO3 Durante este proceso, las esferas 1 se descargan periódicamente de la Columna de formación de Gel de 1,200 micrones en una columna de establecimiento/lavado que tiene el mismo diámetro que la columna de formación (31 cm). Una solución de fijación 4 de hidróxido de amonio se forma por combinación de la corriente del hidróxido de amonio 3 de la Estación de Purificación de Hidróxido de Amonio, que se describe más adelante y una porción 8 del hidróxido de amonio 6 del Tanque de Sobreflujo de Hidróxido de Amonio, haciendo que se endurezca. Los tiempos típicos de lavado son de aproximadamente de una hora. Los rangos típicos de flujo están en el orden de 5 a 10 veces el rango de alimentación de la solución del caldo inicial hacia la columna. Se cree que las temperaturas ambientes proporcionan suficiente calor para la reacción.

Durante el lavado, las impurezas como la urea y el HMTA se eliminan de las esferas por lixiviación (es decir, absorción preferencial en la fase acuosa), típicamente con eficiencias del 90 - 95%, debido a las termodinámicas favorables.

Aproximadamente el 95% del aceite atrapado que se lleva de la Estación de Formación de Gel, se desnata del Tanque de Sobreflujo de Hidróxido de Amonio. Este aceite 10 se recicla después hacia la Estación de purificación de aceite. Se cree que una parte de este aceite se disuelve en una solución de hidróxido de amonio, aproximadamente 100 ppm, mientras que el resto permanece unido a las esferas. El hidróxido de amonio también causa la reformación de cualquier HMTA que reaccione inicialmente con el ADU.

Después de lavarlo, una mayoría 7 del hidróxido de amonio 6 recolectado en el Tanque de Sobreflujo de Hidróxido de Amonio se envía al sistema de Purificación de Hidróxido de Amonio para eliminar las impurezas (es decir, 1 urea y el HMTA) y permite su reciclado. La solución de hidróxido de amonio purificado 3 se regresa entonces a la Estación de Fijación/Lavado de las esferas de 1,200 micrones y se combina con una minoría 8 de la solución de hidróxido de amonio 8 recolectada del Tanque de Sobreflujo de Hidróxido de Amonio.

Como se establece en los balances de material y energía en la Tabla 4.11, se cree que el restante 95% de la reacción de precipitación ocurre en este paso. Además, se cree que el aceite que se transporta es equivalente al espacio vacío en el volumen de las camas de las esferas. La proporción de recirculación se calcula sobre la base de cinco veces la alimentación de la solución de caldo hacia una columna de 31 cm de diámetro; esto corresponde a aproximadamente 2.3 litros por minuto (0.62 gpm) por columna.

Después de que se termina la fijación y lavado de las esferas (es decir, que el uranio está convertido completamente a ADU y no reacciona más hidróxido de amonio), las esferas envejecidas 9 se transfieren a la Estación de Secado de 1,200 micrones para su proceso adicional. Los desechos de las instalaciones 11 de la Estación de Fijación/Lavado de las esferas de 1,200 micrones, se envían al Tratamiento de desechos.

La Figura 12 representa la hoja de flujo para la Estación de Fijación/Lavado de las esferas de 300 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 300 micrones se muestran en la Tabla 4.12.

La Estación de Fijación/Lavado de las esferas de 300 micrones es idéntica a la Estación de Fijación/Lavado de las esferas de 1,200 micrones. Al igual que las esferas de 1,200 micrones, el restante de amoniaco requerido para completar la reacción de precipitación como ADU, se suministra al lavar las esferas en una solución al 10% de hidróxido de amonio. Además, al igual que las partículas de 1,200 micrones, los tiempos típicos de lavado son del orden de una hora y los rangos típicos de flujo están alrededor de cinco veces el flujo de la solución del caldo inicial alimentado hacia la columna. Estas condiciones corresponden a un gran exceso de hidróxido de amonio, ya que solo alrededor del 10% realmente se consume por las reacciones de fijación. Por lo tanto, las reacciones son rápidas.

K. Secado de Esfera de Gel y Liberación de Amoniaco y Agua La Figura 4.13 representa la hoja de flujo para la Estación de Secado de Esferas de 1,200 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 1,200 micrones se muestran en la Tabla 4.13.

En el Ejemplar predilecto, las esferas se someten a secado lento con bajas temperaturas para eliminar las especies volátiles como el agua, ácido nítrico y amoniaco, mientras se evita el rompimiento. Las especies no volátiles como la urea y el HMTA no se eliminan en este proceso. De preferencia, las esferas envejecidas 1 de la Estación de Lavado/Fijación de esferas de 1,200 micrones se introducen en una charola comercial para secar. La charola para secar está equipada con una pantalla móvil la cual proporciona un arreglo de contacto para secar con nitrógeno caliente en gas. El nitrógeno caliente en gas 7 se purifica en un Secador/Condensador comercial de nitrógeno y se recicla. Se asume un secado adiabático.

El condensador/Secador de nitrógeno usa refrigeración para condensar especies volátiles 9 las cuales se transfieren a la Estación de Purificación de Hidróxido de Amonio.

Un intercambiador de calor de recuperación (no mostrado) disminuye el consumo de energía. Una cama absorbente de cedazos moleculares (no mostrada) también se usa para secado adicional del nitrógeno. Los cedazos moleculares son regenerados periódicamente por una purga de corriente de aire (no mostrada). Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo en la Tabla 4,13 utilizan el 99% de condensación del agua en la charola para secar y el 100% de condensación de ácido nítrico e hidróxido de amonio en agua. El restante 1% de agua se elimina por la cama absorbente. Aunque se ha alcanzado comercialmente la operación libre de derrames, los análisis en la Tabla 4.13 utilizan una corriente de cubierta de nitrógeno 4 que representa la corriente de nitrógeno reconstituido. La corriente 5 es el suministro de aire usado para regenerar y purgar al secador y se convierte en corriente 8.

Las esferas secas 6 se eliminan de la charola para secar y se transfieren a la Estación de Conversión/Incrustación de la esfera de 1,200 micrones.

El desecho de las instalaciones 10 de la Estación e Secado de Esferas de 1,200 micrones se envía al tratamiento de desechos.

La Figura 4.14 representa la hoja de flujo para la Estación de Secado de Esferas de 300 Micrones. Los balances de material y energía para el proceso del Ejemplo de 300 micrones se muestran en la Tabla 4.14.

La estación efectúa el secado para el producto del tamaño de 300 micrones. Aparte de los rangos de flujo, las operaciones son idénticas a aquellas para las esferas de 1,200 micrones expuestas en la sección 4.4.14. La Figura 4.14 muestra la hoja de flujo y la Tabla 4.14 resume los balances de masa y energía.

L. Conversión e Incrustación de la Esfera de Gel por Calentamiento. La Figura 4.15 representa la hoja de flujo para la Estación de Conversión e Incmstación de Esferas de 1,200 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 1,200 micrones se muestran en la Tabla 4.15.

Las esferas secas 1 obtenidas de la Estación de Secado de 1,200 micrones se introducen en un tubo vertical de quemado (VTF) donde las esferas se convierten a dióxido de uranio y se incmsta (es decir, se hace denso). Las esferas secas reaccionan en el VTF de acuerdo a la siguiente ecuación: (NH4)2 U2O7 + 2 H2O + 3 H2O + 2 NH3 El VTF consiste de un tubo vertical que contiene una cama que se mueve lentamente de esferas ADU dentro de un homo calentado eléctricamente. Las esferas secas 1 se agregan en la parte superior del VTF mientras una válvula de descarga toma el producto denso 3 desde el fondo.

Los tiempos típicos de estancia en el VTF se acerca a las doce horas a temperaturas máximas de 1,100 - 1,300° C. En conversión e incrustación normal, se agrega hidrógeno a un diluyente de argón, típicamente a concentraciones de 3.5 - 4 ppmv y la mezcla de gas 2 convertida a dióxido de uranio e incmstado (es decir densificado), se hace circular hacia arriba a través de VTF. Aproximadamente el 50% del hidrógeno se consume en este proceso, y el gas restante se envía a la Estación de Purificación de Gas para reciclarlo. Las concentraciones de hidrógeno en la mezcla de argón/hidrógeno, están debajo de los límites de flamabilidad mínima por el hidrógeno en el aire, y, así, se evita el peligro de fuego por hidrógeno dentro del mismo sistema VTF.

Mientras tanto, la urea, HMTA, hidróxido de amonio, ácido nítrico y el aceite, se rompen y reforman térmicamente en el VTF como sigue: CO(NH2)2 + H2O - CO2 + 2 NH3 (urea) (CH2)6N4 + 12 H2O - 4 NH3 + 12 H2 + 6 CO2 (HMTA) 2 HNO3 + H2 - 2 NO2 + 2 H2O (CH2)?o + 20 H2O - 10 CO2 + 30 H2.

El balance enthalpy expone en la Tabla 4.15 el proceso del ejemplo que utiliza un valor de 30 KW por VTF, basado en los valores promedio reportados en la literatura. Este enthalpy es aproximadamente dos veces lo que se requiere para a volatilización de las especies químicas. Para los rangos de flujo del dióxido de uranio de 15,00 toneladas/año, se requieren aproximadamente 20 VTF's. A diferencia de las operaciones normales de conversión e incmstación, existe una producción neta de hidrógeno generada por el rompimiento y reformación de los restos de impurezas. También, debido a que las reacciones resultan en un consumo neto de agua, se agrega vapor (no mostrado) al diluente de argón en la alimentación de VTF. Alternativamente, el vapor se puede agregar internamente dentro del VTF. Esta producción de hidrógeno y carbono causa acumulación del transporte de aceite residual sobre las esferas. Los rangos de flujo de argón se basan en el mantenimiento de una concentración de hidrógeno al 4% en argón a la salida del VTF.

Los ejemplares predilectos usan nitrógeno en lugar de argón debido a su bajo costo y nitrógeno residual en el uranio denso (como nitmro de uranio) suministra protección adicional contra neutrones.

El desecho de las instalaciones 5 de la Estación de Conversión e Incrustación de Esferas de 300 micrones, se envía al Tratamiento de Desechos.

La Figura 4.16 representa la hoja de flujo para la Estación de Conversión e Incrustación de Esferas de 300 micrones. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo de 1,200 micrones se muestran en la Tabla 4.16.

La conversión e Incmstación de las partículas de 300 micrones ocurre de una manera análoga a las esferas de 1,200 micrones. Se requieren aproximadamente 8 VTF's para las esferas de 300 micrones.

M. Recolección de Esferas de Gel Como se comenta previamente, las esferas densas finales son de aproximadamente el 30% del tamaño de lasa dropletas iniciales (esferas de gel). Es recomendable tener al menos 2 rangos de tamaños para un mejor empaque, densidades de espesor mayores, y, consecuentemente, mejor protección. Estos rangos de tamaños son de 1 a 2 mm para la fracción burda y de 0.030 - 1 para la fracción fina. Las esferas burdas contienen la mayoría del uranio sobre la base de masa.

N. Reconstitución del Nitrato de Calcio para la Estación de Reconstitución del Nitrato de calcio La Figura 4.17 representa el diagrama de flujo para la Estación de Reconstitución de Nitrato de calcio. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.17.

El producto general 3 consiste de una corriente de ácido nítrico diluido de la Estación de Ajuste de Solución de Nitrato de Uranil se agrega a un tanque de mezclado junto con la lima seca 2para formar nitrato de calcio. Se agrega ácido nítrico adicional a la salida 3 del Tanque de mezclado, y la mezcla 4 se envía al Evaporador de Recompresión de vapor (VR) donde el exceso de agua 5 se elimina y se envía al Sistema de Agua Desionizada. El producto reconstituido 6 del evaporador VR que contiene nitrato de calcio se transfiere a la Estación de Formación de Nitrato de Uranil para reutilizarse O. Purificación de la Solución de Hidróxido de amonio La Figura 4.18 representa la hoja de flujo para la Estación de Purificación de Solución de Hidróxido de Amonio. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo se muestra en la Tabla 4.18.

La solución de hidróxido de amonio de la Sección de Fijación/Lavado de 300 micrones 2 se envía a los separadores de Aceite/ Agua, el cual quita cualquier exceso de aceite de las respectivas soluciones de hidróxido de amonio. Las porciones de aceite separadas 3 y 4 se envían a las Estaciones de Formación de Gel de 300 micrones, respectivamente. En una planta grande, se esperarían cantidades significativas de aceite para ser llevadas debido al tamaño del equipo. A continuación, las corrientes de hidróxido de amonio de los separadores de agua/aceite se unen en una sola corriente 6 y se combinan con el condensado 15 formado por las combinaciones de los condensados 13 y 14 de la Estación de Secado de 1,200 micrones y la Estación de Secado de 300 micrones, respectivamente. Se agrega una solución de hidróxido de sodio 5 a la mezcla del condensado / hidróxido de amonio 16 para neutralizar el ácido nítrico, desplazar el amoniaco y elevar el pH de la solución arriba de 10. Un Evaporador VR procesa la mezcla resultante 7. La corriente general 8 del Evaporador VR es un diluido, una solución de Hidróxido de amonio al 10%, la cual se envía a la Estación de Reconstitución de Solución de Hidróxido de Amonio, descrita más adelante, para proceso adicional. Los fondos 9 del evaporador VR contienen nitrato de sodio, urea y HMTA, con una concentración total de sólidos disueltos cercana al 40%. Los restos de aceite se eliminan de los fondos 9 por carbono activado en una cama para guardar el carbono. Un sistema de membrana, como una membrana de osmosis reversible, separa el permeato de nitrato de sodio 10 de la urea y HMTA en la solución sin aceite 17. El permeato de nitrato de sodio 10 se envía al tratamiento de desechos, mientras se retoman los reportes a la Estación de Recuperación de urea y HMTA, que se describen más adelante. Un diseño optimizado para esta porción del sistema de preferencia evaporaría menos agua y usaría limites de solubilidad hacia la mejor ventaja. El desecho de las instalaciones 12 de la Estación de Purificación de Solución de Hidróxido de sodio se envía al tratamiento de desecho.

P. Purificación de Gas por Horno de Tubo Vertical La Figura 4.19 representa el diagrama de flujo para la Estación de Purificación de Gas por Estufa de Tubo Vertical (VTF). Los balances de masa y energía para el proceso del Ejemplo se muestran en la Tabla 4.19.

Los gases calientes 2 y 3 de las VTF's en la Estación de Conversión e Incmstación de 1,200 micrones y 300 micrones, respectivamente, se juntan en una sola corriente 4 y se filtran (Aunque se espera que poco o ningún material sea capturado debido a su tamaño, la distribución de diámetro estrecho y densidad de las microesferas). El gas filtrado pasa después a través de un intercambiador de calor donde se enfría. Después, el gas enfriado 10 pasa a una torre de aspersión. La torre de aspersión condensa el amoniaco y el dióxido de nitrógeno en una solución acuosa 11 la cual se envía a la Estación de Purificación de Hidróxido de Amonio, para proceso adicional.

Se diluye una solución al 50% de hidróxido de sodio 8 en un tanque de mezclado con agua desionizada 7 desde el Suministro de Agua Desionizada 5. La solución resultante 9 que tiene un pH de 10 - 13.5 se introduce a una torre de Depuradora de CO2 donde se usa para depurar el bióxido de carbono de la corriente de gas 12 surgiendo de la Torre de Aspersión, de acuerdo a la siguiente ecuación: 2 NaOH + CO2 - Na2CO3 + H2O La Solución del Producto de Carbonato de Sodio 14 que se descarga de la Torre Depuradora de CO2 se envía al Tratamiento de desechos para desecharla.

Se filtra la mezcla de gas inerte de hidrógeno (nitrógeno en la mta predilecta) 13 que sale de la Torre Depuradora de C?2.Un sistema de membrana se usa entonces para separar el exceso de hidrógeno 15 de la restante mezcla 13 de hidrógeno y argón en gas. Esta separación se logra con relativa facilidad debido a las grandes diferencias de peso molecular entre el hidrógeno y el argón como gases y la selectividad de las membranas; el hidrógeno se difunde rápidamente a través de las membranas y los otros gases no se difunden en lo absoluto. Las membranas típicas incluyen polisulfona y los relacionados diseños de fibra por orificio. El exceso de hidrógeno fluye hacia la constmcción de Suministro Utilitario donde se puede usar como combustible en el incinerador. La mezcla purificada de hidrógeno - argón 16 se enriquece con argón adicional 20 del Suministro de Argón y pasa a través del Intercambiador de Calor. La mezcla de hidrógeno - argón 17 enriquecida y calentada se divide en dos porciones 18 y 19 que son enviadas a los VTF' s en las Estaciones de Conversión e Incmstación de 1,200 y 300 micrones, respectivamente. Se agrega vapor para reformar (destmir) el aceite atrapado en hidrógeno, metano y carbono. La hoja de flujo asume un sistema cerrado, pero incluye una mejora del 10% por año para el argón.

El desecho de las instalaciones 21 de la Estación de Purificación de Gas de VTF se envía al Tratamiento de Desechos.

Q. Reconstitución del Hidróxido de Amonio. La Figura 4.20 representa el diagrama de flujo para la Estación de Reconstitución de Hidróxido de Amonio. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Table 4.20.

La solución de hidróxido de amonio 1 de la Estación de Purificación de Hidróxido de Amonio se reconstituye al mezclar en un Tanque Mezclador una solución de hidróxido de amonio fresco al 50% 2 y agua desionizada 3. La solución resultante al 10% de hidróxido de amonio 4 se divide en dos fracciones 5 y 6 que se envían a las Estaciones de FijaciónLavado de 1,200 y 300 micrones, respectivamente.

R. Recuperación de Urea y HMTA. La Figura 4.21 representa el diagrama de flujo para la Estación de Recuperación de Urea y HMTA. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo se muestran en al Tabla 4.21.

Debido a que la urea y el HMTA funcionan efectivamente como agentes de complemento y catalizan al ejemplar predilecto, están presentes en cantidades que se pueden medir. Por lo tanto, es deseable separar y reciclarlos. En particular, se desea tener un producto de urea que esté relativamente libre de HMTA para evitar la precipitación de dióxido de uranio. Se nota, sin embargo, que el HMTA recuperado puede contener urea sin efectos significativos durante el proceso en general.

Es bien conocido que la urea y el HMTA forman cristales de soluciones concentradas, Así, esta propiedad es usada frecuentemente en su fabricación y purificación. La urea posee una solubilidad de aproximadamente el 50% a 17° C en agua y del 17% a 20° C en alcohol. Para el HMTA, la solubilidad es de aproximadamente de 45% a 15° C en agua y del 3% a 15° en alcohol. Sin embargo, la urea posee mejores propiedades de cristalización, incluyendo la capacidad de formar cristales tipo clatrato (esencialmente cristales de dobles compuestos) en la presencia de bajas concentraciones de hidrocarburos parafínicos. De esta manera, en los ejemplares predilectos la urea se cristaliza selectivamente a partir de HMTA, vía una combinación de efectos químicos y térmicos, y ambos son reciclados. De manera alternativa, las membranas diseñadas pueden ser efectivas para la separación de urea - HMTA. El proceso de cristalización puede ser operado ventajosamente en el modo de partidas para aumentar la separación.

S. Descontaminación del Cilindro La Figura 4.22 representa el diagrama de flujo para la Estación de Descontaminación de Cilindra. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo se muestran en la Tabla 4.22.

La estación de descontaminación de cilindro elimina el uranio residual ("heel") del cilindro vía una operación de tres pasos. En el primer paso, los cilindros vacíos 1 se rellenan continuamente enjuagándolos con agua desionizada 2 del Suministro de Agua Desionizada 3 durante aproximadamente cuatro horas. Debido a que la mayoría de los restos de fluoruros de uranio y oxifluoruros se disuelven en este paso de enjuagado, bajos factores de descontaminación (DF's) de 10 - 20 (es decir, eliminación del 90 - 95%) y se espera una producción del fluomro de uranil altamente soluble. El agua de enjuague 6, la cual se vuelve un diluido de fluomro de uranil, se recicla periódicamente hacia la Estación de Formación de Fluomro de Uranil, como parte de los requerimientos de agua para apagar reacciones. En el segundo paso, los cilindros vacíos se llenan y se enjuagan con una solución diluida de ácido nítrico (5%)4 durante dos horas. La solución de ácido nítrico 4 permite recuperación por intercambio de iones del uranio en una columna lateral, regenerando de esta manera el ácido y permitiendo su uso posterior. Esto suministra muy altos DF's de 50 - 1,000. Finalmente, en el tercer paso, los cilindros vacíos se llenan y se enjuagan con agua desionizada 5 desde el Suministro de Agua Desionizada 3 durante aproximadamente 4 horas, para quitar los químicos residuales y restos de uranio. Esto suministra un DF adicional de 2 - 10.

Los desechos de las instalaciones 11 de la Estación de Descontaminación de Cilindro se envía al manejo de Desechos.

T. Manejo de Desechos La Figura 4.23 representa la hoja de flujo para la Estación de Manejo de Desechos. Los balances de material y energía para el proceso del ejemplo se muestran en la Tabla 4.23.

Los chorros de desperdici líquido 9 de la Estación de Purificación de Aceite y la Estación de Purificación de Gas VTF son filtrados en carbón para quitar los rastros de aceite y orgánicos. El chorro de desperdicio filtrado 9 se pasa después a un intercambio de iones para quitar los restos de especies iónicas. Mientras tanto, se filtra el chorro de desperdicio líquido 10 de la osmosis reversible. El permeato producido en la Estación de reciclaje de HMTA se filtra similarmente. Los chorros de desechos 9 y 10 se juntan entonces en un solo chorro 14 el cual es esencialmente agua pura, y se descarga hacia Trabajos de Tratamiento Poseídos públicamente ("POTW") o Sistema de Eliminación de Descarga de Contaminación Nacional ("NPDES"). No se genera ningún desperdicio radioactivo líquido por este proceso.

Los desechos sólidos de las operaciones se recolectan y se clasifican. La incineración se usa para tratar desechos combustibles, mientras que el desecho no combustible se compacta y se solidifica.

FABRICACIÓN DE CARBURO DE URANIO Y PROCESO DE EJEMPLO En el ejemplar predilecto, se utilizan microesferas de carburo de uranio agotado como materiales de protección, debido a las altas densidades de cualquier compuesto con uranio. Más particularmente, se prefiere el monocarburo de uranio (UC), debidoa que tiene propiedades físicas ligeramente mejores que el bicarburo de uranio (UC2), incluyendo una densidad mayor y conductividad térmica. De cualquier forma, sin embargo, los carburos de uranio reaccionan lentamente en aire húmedo para formas dióxido de uranio. Así, en el ejemplar predilecto, es aconsejable aplicar una cubierta impermeable a las microesferas de carburo de uranio agotadas que las convertirá en inertes bajo condiciones normales.

Existen dos principales mtas para fabricar materiales de carburo de uranio: (1) reducción de grafito; y (2) gelación. Históricamente, la producción de carburo de uranio se ha logrado usando la reducción de dióxido de uranio con carbono (por ejemplo de grafito). Este proceso se describe en M. Benedict, T. Pigford y H. Levi, Nuclear Chemical Engineering, Segunda edición, McGraw - Hill, Nueva York, N.Y., 1981 incorporada en la presente como referencia. Los materiales iniciales de dióxido de uranio utilizados en el proceso de reducción se pueden fabricar a partir de hexafluomro de uranio o soluciones de nitrato de uranil usando una variedad de métodos conocidos. En el ejemplar predilecto, sin embargo, los materiales de carburo de uranio se fabrican utilizando directamente un proceso de gelación que es sustancialmente similar al proceso de gelación de dióxido de uranio mencionado previamente.

La reducción de grafito y tas de gelación para la producción de carburo de uranio se discuten en detalle más adelante.

A. Ruta del Grafito La figura 5 muestra una vista general de la mta del grafito para la producción de carburos de uranio agotados.

Como se comenta anteriormente, la reducción de dióxido de uranio para formar carburo de uranio, es conocida en la técnica. En el ejemplar predilecto, un dióxido de uranio sólido se mezcla con polvo de carbón y un aglutinante de polietileno para formar una mezcla. Esta mezcla se seca en homo y se muele en bolas hasta partículas de tamaño de la arena (0.03 - 2 mm). Los óxidos se convierten después en carburos en una operación de calentamiento al vacío, en la cual el oxígeno se reemplaza por carbono y, consecuentemente, se liberan el monóxido de carbono y bióxido de carbono. La cantidad de carbono en la mezcla inicial determina si se forma el monocarburo de uranio o el dicarburo de uranio'. Las pequeñas partículas resultantes de carburo de uranio se alimentan a través de una operación de homo del punto de fusión normal del carburo, y se forman las microesferas. Los efectos de tensión de la superficie producen la forma esférica.

Los materiales iniciales de dióxido de uranio agotado usados en el proceso de reducción se pueden generar usando cualquier variedad de métodos conocidos. En el ejemplar predilecto, sin embargo, el dióxido de uranio se produce por gelación. Mientras la mta de gelación para la producción de dióxido de uranio se puede usar ventajosamente para generar carburo de uranio por reducción de microesferas de dióxido de uranio, es más deseable producir los carburos de uranio directamente en el proceso de gelación como se describe en detalle más adelante.

Una vez que las microesferas de carburo de uranio agotado han sido producidas, es deseable aplicar una cubierta la cual aislará efectivamente el carburo de uranio del ambiente a nivel microscópico. Mientras las cubiertas multi - capa con conocidas en la técnica, el ejemplar predilecto utiliza una cubierta sencilla de carbono. Esta cubierta se puede aplicar en un homo de cama fluidizada en la cual una corriente de gas inerte (usualmente argón) se introduce dentro del homo para levantar y calentar las microesferas de carburo. Después, se introduce una mezcla de hidrocarburos dentro de la corriente de gas. Los hidrocarburos se disocian cuando entran en contacto con la superficie extema de las microesferas, y forman una capa de carbono pirolítico densa.

B. Ruta de Gelación La Figura 4.1a representa el diagrama de flujo modificado para la fabricación de microesferas de carburo de uranio agotado por gelación. Los balances generales de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4. la.

Como es fácilmente aparente de la figura 4.1a, el proceso para la producción de microesferas de carburo de uranio es sustancialmente similar al proceso para la producción de dióxido de uranio mostrado en la Figura 4.1. Existen cuatro cambios principales para el proceso de gelación cuando las microesferas de carburo de uranio son el producto final deseado: (1) se prepara una solución en polvo/surfactante de carbono en la Estación de Formación de Suspensión de Carbono (Figura 4.6.1 y la Tabla 4.6.1); (2) la solución de polvo/surfactante de carbono se agrega a la solución de nitrato de uranil en la Estación de Ajuste de la Solución de Nitrato de Uranil (Figura 4.6.2a y tabla 4.6.2a) (3) la incmstación de las esferas de carburo de uranio en la Estación de Cubierta de Carburo de Uranio se logra usando un proceso de incmstación de dos pasos (Figura 4.24 y Tabla 4.24); y (4) las microesferas de carburo de uranio se cubren en una Estación de Cubierta de Carburo de Uranio (Figura 4.25 y Table 4.25).

Como se muestra en la Figura 4.1a, se hace reaccionar hexafluomro de uranio agotado con vapor para producir fluomro de uranil y fluomro de hidrógeno; este último se recupera en forma de anhídrido. El fluomro de uranil sólido se recolecta, se apaga y se disuelve en agua. El ajuste de la concentración del fluomro de hidrógeno residual se lleva a cabo opcionalmente utilizando métodos de destilación. Como en el proceso de gelación del dióxido de uranio, el fluomro de uranil se puede utilizar directamente para la formación de microesferas. No obstante, en una propuesta conservadora, el fluomro de uranil se convierte a nitrato de uranil usando nitrato de calcio para precipitar el fluomro y formar nitrato de uranil en solución. Mientras tanto, se forma una suspensión de carbono en una Estación de Formación de Suspensión de Carbono. La Figura 4.6.1. representa la hoja de flujo para la Estación de Formación de Suspensión de Carbono. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.6.1.

La fabricación de microesferas de carburo de uranio requiere la adición de carbono para convertir el dióxido de uranio producido por el proceso de gelación en carburo de uranio. En el ejemplar predilecto, el carbono se introduce a las soluciones de uranio, antes de la gelación como parte de una suspensión acuosa de partículas finas de carbono. Como se muestra abajo, el carbono sustituye al oxígeno en el dióxido de uranio y genera dióxido de carbono: UO2 + 2C - UC + CO2 La cantidad requerida de carbono se estima a partir de la estoiquiometría de las reacciones de conversión e incmstación; el monocarburo requiere menos carbono que el bicarburo. Para el caso de capacidad al 100%, se requerirían 1,900 ton/año para el monocarburo y 2,850 ton/año para el dicarburo. Es preferible la forma particulada de carbono, como el carbono negro o grafito fino debido a su pequeño tamaño, consistencia y facilidad para hacer una suspensión. La cantidad de carbono agregada depende del carburo final deseado (monocarburo o dicarburo) y está usualmente entre el 14% y 25% de la solución del caldo (en base a peso). Consecuentemente, se agregan los surfactantes a la solución para estabilizar las partículas y mantenerlas en suspensión. La suspensión de carbono/surfactante se agrega a la solución de nitrato de uranio en la Estación de Ajuste de Nitrato de Uranil, como se muestra en la Figura 4.6.2a y la Tabla 462a.

En el ejemplar predilecto, una suspensión con 20% de carbono se prepara al combinar cantidades apropiadas de pigmento de carbono 1 y agua desionizada 3 en un tanque de mezclado. Se agregan aproximadamente 1000 ppm de surfactante 2 al tanque de Mezclado pasra facilitar la dispersión de las partículas finas de carbono en el agua. Un calentamiento ligero de la suspensión a aproximadamente 50° C. usando un Intercambiador de Calor también ayuda a la dispersión. La suspensión resultante 5 se bombea hacia la Estación de Ajuste de Solución de Nitrato de Uranil. La Figura 4.6.2a representa la hoja de flujo para la Estación de Ajuste de Solución de Nitrato de Uranil para producción de carburo de uranio. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.6.2a.

El ajuste de la solución de nitrato de uranil para la producción de carburo de uranil es virtualmente idéntico para el proceso del dióxido de uranio descrito previamente. En el proceso modificado, sin embargo, la suspensión de carbono/surfactante 14 de la Estación de Formación de Suspensión de Carbono se introduce en el Evaporador VR junto con la solución de nitrato de uranil 1 y la solución de urea 3. La solución resultante se procesa de la misma manera que se hace anteriormente.

Como las mtas de dióxido de uranio, las que contienen carbono, se usa una solución de nitrato de uranil ajustado para la formación de esferas de gel. En el ejemplar predilecto, las mtas de gelación interna son preferidas. Siguiendo la formación de esferas de gel, las esferas de gel se envejecen en una solución de hidróxido de amonio. Después del envejecimiento, las esferas de gel se secan a temperaturas similares para eliminar el agua y el exceso de amoniaco.

Subsecuentemente, un horno de tubo vertical ("VTF") incmsta las microesferas bajo una atmósfera de argón. En el Ejemplar predilecto, un homo de dos zonas con un gas inerte, como nitrógeno, se usa para evitar la sobre - reducción del uranio. La Figura 4.24a representa la hoja de flujo para la Estación de Incmstación de carburo de Uranio. Los balances de material y energía para el proceso de ejemplo se muestran en la Tabla 4.24a.

El proceso de incmstación para las esferas de carburo de uranio es sustancialmente el mismo que para la incmstación de dióxido de uranio, excepto que un VTF de Dos Zonas se utiliza para evitar la sobre - reducción del carburo de uranio. Demasiado hidrógeno causa conversión de carburo de uranio en metal uranio y metano. La primera zona del VTF utiliza un gas para cubrir de argón 2 que contiene hidrógeno de 2 - 4%. Durante esta etapa del proceso de incmstación, ocurre la mayoría de la reacción y generación de monóxido y dióxido de carbono. Se debe notar que la incmstación de las esferas de carburo de uranio producen sustancialmente más monóxido de carbono y dióxido de carbono que con el dióxido de uranio. La segunda zona del VTF opera a altas temperaturas, usando solo argón como gas para cubrir, y resulta en la incmstación y alta densidad deseados. Las esferas finales incmstadas tienen densidades usualmente que exceden del 95% de la densidad teórica para los carburos de uranio. Si se producen dos o tres tamaños de esferas, entonces se pueden obtener las densidades espaciales que exceden el 90% de la teoría por métodos de carga vibratoria.

Subsecuentemente, como con la mta del grafito, hornos de cama fluidizada aplican cubiertas a las microesferas las cuales aislan efectivamente el carburo de uranio del ambiente a nivel microscópico. Mientras los balances de masa y energía en la Tabla 4.24 se establecen para dos cubiertas, se espera que sea preferida una sola cubierta.

GELACION CON PERÓXIDO La gelación con peróxido es un proceso de gelación alternativo contemplado de acuerdo a la presente invención. La Figura 6 da una vista general del proceso de gelación con peróxido. Como se muestra en la Figura 6, el hexafluomro de uranio se vaporiza y se desfluorina para producir fluomro de hidrógeno anhidro y polvo de fluomro de uranil. Sin embargo, el vapor requerido para la reacción viene de una fuente de reciclado 1 que contiene el azeotropo (HF . 2H2O) mas restos de fluomro de uranil, ácido nítrico y nitrato de aluminio. El polvo de fluomro de uranil se apaga y se disuelve en ácido nítrico acuoso diluido y se usa para disolver metal uranio y materiales de alimentación de óxido de baja densidad. La disolución se complementa por una corriente reciclada de ácido nítrico 2.E1 ácido fluorbórico y la urea se pueden agregar a la solución en el paso de apagar/disolver. El nitrato de aluminio se puede agregar en la proporción molecular de 0.01 - 1.25 para facilitar la complementación de los iones fluomro. La corriente se enfría de 0° a 25° C y se dispersa usando boquillas dentro de la solución de un baño o columna de una solución de peróxido de hidrógeno. La solución de peróxido tiene una concentración de entre 0.5 a 50% y se mantiene entre 0.45° C. El peróxido de uranil (UO22H2O) se precipita como una microesfera. Los sólidos se separan por lavados con pantallas y filtros con una corriente de peróxido diluido (0.001 a 5 M), se seca en nitrógeno caliente y se incmsta bajo nitrógeno para producir microesferas de dióxido de uranio denso.

Los carburos de uranio se pueden fabricar al agregar una suspensión de carbono a la corriente de uranio antes de enfriar y formar la dropleta. La partícula precipitada de peróxido de uranil retiene el pigmento de carbono, pero permite que las especies solubles como nitratos fluoruros y urea, se difundan dentro de toda la solución. El procedimiento de incmstación de dos pasos, descrito previamente, se usa para producir los carburos densos, pero no se necesita hidrógeno.

La solución de peróxido se recicla entre el precipitador y el filtro/separador. La solución reciclada contiene fluomro de hidrógeno, ácido nítrico, nitrato de aluminio, ácido fluorbórico y restos de fluomro de uranil y peróxido. Una vez que se consume el peróxido por reacción o se agota por descomposición, la corriente es periódica o continuamente retirada y destilada. El producto de los fondos de la destilación que contiene el fluomro de hidrógeno - agua azeotrópica )punto de ebullición de 110° C) con nitrato de aluminio, ácido fluorbórico y restos de fluomro de uranil/nitratos. Esta corriente se recicla hacia el desfluorinador. El producto destilado contiene ácido nítrico a temperaturas de 50 a 75° C. Los cedazos moleculares, destilación o mecanismos relacionados se pueden usar para eliminar el exceso de agua antes de reciclar la corriente de ácido nítrico 2 hacia el apagador.

Aunque se ha ilustrado y descrito una forma particular de la invención, será apreciado por aquellos con habilidad ordinaria en la técnica que se pueden hacer varias modificaciones, alteraciones y sustituciones a partir del espíritu y alcance de la invención. Por lo tanto, el alcance de la presente invención no se limita a los ejemplares en particular mencionados anteriormente, sino que solo es para definir las siguientes Reivindicaciones.

Claims (101)

1. REIVINDICACIONES 1. Un precursor de material de protección, que comprende: un compuesto de uranio particulado; y un material aglutinante resinoso termofraguado.
2. 2. El precursor de la de la Reivindicación 1, donde el compuesto de uranio comprende al menos el 5% de peso del precursor.
3. 3. El precursor de la de la Reivindicación 1, donde el compuesto de uranio comprende aproximadamente del 55% al 80% de peso del precursor.
4. 4. El precursor de la de la Reivindicación 1, donde el material aglutinante resinoso es una poliimida.
5. 5. El precursor de la de la Reivindicación 1, donde el material aglutinante resinoso es una poliamida.
6. 6. Un precursor de material de protección, que comprende: un compuesto de uranio particulado; y un material aglutinante resinoso; donde el material aglutinante resinoso es polifüncional.
7. 7. El precursor de la de la Reivindicación 6, donde la resina es una poliimida.
8. 8. El precursor de la de la Reivindicación 6, donde la resina es una poliamida.
9. 9. El precursor de la de la Reivindicación 4, donde la resina es poliuretano.
10. 10 Un precursor de material de protección, que comprende: un compuesto de uranio particulado; y un material aglutinante metal.
11. 11. El precursor de la Reivindicación 10, donde el material aglutinante metal se selecciona del gmpo que consiste de cobre, zinc, níquel, latón, aluminio, boro y mezclas de los mismos.
12. 12. Un precursor de material de protección, que comprende: un compuesto de uranio particulado; y un material aglutinante metal - óxido.
13. 13. El precursor de la Reivindicación 8, donde el metal -óxido se selecciona del gmpo que consiste de alúmina, ácido bórico, magnesia, sílice, hafnia, hematita, magnetita y zircoma.
14. 14. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el compuesto de uranio está cubierto.
15. 15. El precursor de la Reivindicación 14 donde el compuesto de uranio está cubierto con carbón.
16. 16. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el precursor además comprende un aditivo de protección.
17. 17. El precursor de la Reivindicación 16 donde el aditivo protector comprende hasta el 20% de peso del precursor.
18. 18. El precursor de la Reivindicación 16, donde el aditivo de protección se selecciona del gmpo que consiste de hidrógeno, ácido bórico, borato de sodio, óxido de gadolinio, óxido de hafnio, óxido de erbio y óxido de indio.
19. 19. El precursor de la Reivindicación 16 donde el aditivo de protección es carga de acero.
20. 20. El precursor de la Reivindicación 16 donde el aditivo de protección son cuentas de cristal.
21. 21. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el compuesto de uranio es dióxido de uranio.
22. 22. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el compuesto de uranio es monocarburo de uranio.
23. 23. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el compuesto de uranio es bicarburo de uranio.
24. 24. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde las partículas del compuesto de uranio son microesferas formadas por gelación.
25. 25. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde las partículas del compuesto de uranio tienen diámetros de 30 a 2000 micrones.
26. 26. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde las partículas del compuesto de uranio están dentro de al menos dos rangos discretos de tamaños de partículas.
27. 27. El precursor de la Reivindicación 26 donde el rango de tamaño de la primera partícula es de aproximadamente 300 a 500 micrones y el rango de tamaño de la segunda partícula es de aproximadamente 1000 a 1300 micrones.
28. 28. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 12 donde el compuesto de uranio comprende una mezcla de partículas de monocarburo de uranio y de dióxido de uranio.
29. 29. El precursor de la Reivindicación 28, donde las partículas de monocarburo de uranio están cubiertas.
30. 30. El precursor de la Reivindicación 28, donde las partículas de dióxido de uranio están cubiertas.
31. 31. El precursor de la Reivindicación 29, donde las partículas de monocarburo de uranio están cubiertas con carbono.
32. 32. El precursor de la Reivindicación 30, donde las partículas de dióxido de uranio están cubiertas con carbono.
33. 33. El precursor de la Reivindicación 28, donde el monocarburo de uranio comprende hasta el 70% de peso de la mezcla del compuesto de uranio.
34. 34. Un precursor de la Reivindicación 33, donde las partículas de monocarburo de uranio tienen diámetros dentro del rango de 1000 a 1300 micrones y donde las partículas de dióxido de uranio tienen diámetros dentro del rango de aproximadamente 300 a 500 micrones.
35. 35. El precursor de las Reivindicaciones 1, 6,10 o 17 donde el compuesto de uranio comprende una mezcla de partículas de dicarburo de uranio y dióxido de uranio.
36. 36. El precursor de la Reivindicación 35 donde las partículas de dicarburo de uranio y dióxido de uranio están cubiertas.
37. 37. Un precursor de la Reivindicación 35 donde las partículas de dióxido de uranio están cubiertas.
38. 38. Un precursor de la Reivindicación 37 donde las partículas de dicarburo de uranio están cubiertas con carbono.
39. 39. Un precursor de la Reivindicación 37 donde las partículas de dióxido de uranio están cubiertas con carbono con carbono.
40. 40. El precursor de la Reivindicación 35 donde el dicarburo de uranio comprende hasta el 70% de peso de la mezcla del compuesto de uranio.
41. 41. Un precursor de la Reivindicación 40, el dicarburo de uranio comprende partículas que tienen un rango de tamaño donde el diámetro de las partículas es de 1000 a 1300 micrones y donde las partículas de dióxido de uranio tienen un rango de tamaño donde el rango de las partículas es de aproximadamente 300 a 500 micrones.
42. 42. Un método para formar un material de protecciónmonolítico, que comprende: combinar un compuesto de uranio particulado, un aglutinador de óxido de metal y agua para formar una mezcla; curar la mezcla a una temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico.
43. 43. El método de la Reivindicación 42, donde el agua comprende hasta el 40% de peso de la mezcla.
44. 44. El método de la Reivindicación 42, donde la mezcla se cura a temperatura y presión ambiente.
45. 45. El método de la Reivindicación 42, donde la mezcla se cura al calentar la mezcla.
46. 46. El método de la Reivindicación 42, donde la mezcla se cura al calentar la mezcla a una temperatura de 100° a 400° C aproximadamente.
47. 47. El método de la Reivindicación 42 o 45, donde el curar la mezcla además incluye aplicar presión a la mezcla.
48. 48. El método de la Reivindicación 42, donde para curar la mezcla se aplica presión a aproximadamente 20 atmósferas.
49. 49. El método de la Reivindicación 42, donde el curar la mezcla incluye suministrar un material combustible en la proximidad de la mezcla y el calentamiento de la mezcla donde se consume la pared combustible.
50. 50. Un método para formar un material de protección monolítico, que comprende: combinar un compuesto de uranio particulado y un aglutinador metal para formar una mezcla precursora; y curar la mezcla a una temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico.
51. 51. El método de la Reivindicación 50, donde la mezcla se cura por calentamiento.
52. 52. El método de la Reivindicación 50, donde la mezcla se cura al calentar lamezcla a una temperatura de 400 a 1000° aproximadamente.
53. 53. El método de la Reivindicación 51, donde la mezcla se cura por inducción de calor.
54. 54. El método de las Reivindicaciones 50 o 51, donde el curar la mezcla incluye también aplicar presión a la mezcla.
55. 55. El método de la Reivindicación 50, donde la mezcla se cura a una presión de hasta 20 atmósferas.
56. 56. Un método para formar un material de protección monolítico, que comprende fundir un material metal aglutinante; agregar un compuesto de uranio al aglutinador fundido para formar una mezcla; enfriar la mezcla para formar un material de protección monolítico.
57. 57. El método de la Reivindicación 56, donde el material de metal aglutinante se selecciona del gmpo que consiste de cobre, zinc, boro, y mezclas de los mismos.
58. 58. Un método para formar un material de protección monolítico, que comprende combinar un compuesto de uranio particulado y unn aglutinante de resina termofraguada para formar un precursor de mezcla; y curar la mezcla a una temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico a temperatura y presión ambiente.
59. 59. El método de la Reivindicación 58, donde la mezcla se cura por calentamiento.
60. 60. El método de la Reivindicación 59, donde la mezcla se cura al calentar la mezcla a una temperatura de aproximadamente 400 a 600° C.
61. 61. El método de la Reivindicación 59, donde la mezcla se cura por calentamiento.
62. 62. El método de las Reivindicaciones 58, 59, o 60 donde el curar la mezcla incluye además aplicar presión a la mezcla.
63. 63. El método de la Reivindicación 62, donde la mezcla se cura al aplicar presión hasta de 20 atmósferas.
64. 64. Un método para formar un material de protección monolítico, que comprende: combinar un compuesto de uranio particulado y una resina polifuncional para formar una mezcla precursora; y curar la mezcla a temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico.
65. 65. El método de la Reivindicación 64, donde la mezcla se cura por calentamiento.
66. 66. El método de la Reivindicación 65, donde la mezcla se cura por calentamiento de la mezcla a una temperatura de aproximadamente 400 a 600° C.
67. 67. El método de la Reivindicación 65, donde la mezcla se cura por inducción de calor.
68. 68. El método de las Reivindicaciones 64, 65, 66 o 67 donde curar la mezcla además incluye aplicar presión a la mezcla.
69. 69. El método de las Reivindicaciones 64, 65, 66 o 61 donde curar la mezcla además incluye aplicar presión de hasta 20 atmósferas.
70. 70. Un material de protección monolítico, que comprende un compuesto de uranio pirolizado y un material aglutinante de una resina termofraguada.
71. 71. Un material de protección monolítico, que comprende un compuesto de uranio pirolizado y un material aglutinante de una resina polifuncional.
72. 72. Un material de protección monolítico, que comprende un compuesto de uranio pirolizado y un material metal aglutinante.
73. 73. Un material de protección monolítico, que comprende un compuesto de uranio pirolizado y un material aglutinante de óxido de metal.
74. 74. Un contenedor para material radioactivo, que comprende: un cuerpo que define una primera cavidad adaptado para acomodar el material radioactivo; y el material de protección de las reivindicaciones 70, 71, 72 o 73 dispuesto dentro del cuerpo.
75. 75. Un contenedor de acuerdo a la Reivindicación 74, donde el cuerpo además comprende: un cuerpo que define la primera cavidad. una segunda superficie, espaciada aparte de la primera superficie donde la primera y segunda superficies definen una segunda cavidad; y donde el material de protección se dispone dentro de la segunda cavidad.
76. 76. Un contenedor de acuerdo a la Reivindicación 74 donde el cuerpo además define una apertura para introducir el material radioactivo dentro de la primera cavidad.
77. 77. Un contenedor de acuerdo a la Reivindicación 74 donde recipiente además comprende una cubierta que se sella sobre la apertura, donde la cubierta incluye un material de protección.
78. 78. Un contenedor de acuerdo a la Reivindicación 77 donde la cubierta además comprende una superficie que define una cavidad interior y donde el material de protección comprende una base unida al cuerpo.
79. 79. Un contenedor de acuerdo a la Reivindicación 74, donde el cuerpo además comprende una base unida al cuerpo.
80. 80. Un contenedor para material radioactivo, que comprende: un recipiente que define una primera cavidad para acomodar el material radioactivo donde los recipientes incluyen paredes que forman una segunda cavidad; y los materiales de protección de las Reivindicaciones 70, 71, 72 o 73 dispuestos dentro de las paredes del recipiente.
81. 81. Un contenedor para contener material radioactivo que comprende: una cubierta interna que define una cavidad adaptada para recibir el material radioactivo: una cubierta extema dispuesta adyacente a la cubierta interna y que define una cavidad entre ellas; y un material que absorbe radiación dispuesto dentro de la cavidad donde el material que absorbe comprende un material de protección de acuerdo al método de las Reivindicaciones 2 - 46, 48-53, 55-61, 64 - 66 o 67.
82. 82. Un método para producción de microesferas de dióxido de uranio, que comprende: dispersar una solución de fluomro de uranil en peróxido de hidrógeno donde el peróxido de uranil se precipita como una microesfera; convertir las microesferas de peróxido de uranil en microesferas de dióxido de uranio.
83. 83. El método de la Reivindicación 82, donde la conversión de la microesfera de peróxido de uranil a microesferas de dióxido de uranio, comprende: secar el precipitado de peróxido de uranil; incrustar el precipitado para producir microesferas de dióxido de uranio.
84. 84. Un método de producción microesferas de dióxido de uranio, que comprende Un contenedor para contener material radioactivo que comprende: una cubierta interna que define una cavidad adaptada para recibir el material radioactivo: una cubierta externa dispuesta adyacente a la cubierta interna y que define una cavidad entre ellas; y un material que absorbe radiación dispuesto dentro de la cavidad donde el material que absorbe comprende un material de protección de acuerdo al método de las Reivindicaciones 2 - 46, 48-53, 55-61, 64 - 66 o 67.
85. 85. Un método para formar un material de protección monolítico, que comprende combinar un compuesto de uranio particulado y unn aglutinante de resina termofraguada para formar un precursor de mezcla; y curar la mezcla a una temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico a temperatura y presión ambiente.
86. 86. El método de la Reivindicación 84 donde el hexafluomro de uranio desfluorinado comprende la combinación de hexafluomro de uranio en gas con vapor para prtoducir fluomro de hidrógeno y fluomro de uranil.
87. 87. El método de la Reivindicación 85 donde el el vapor incluye un azeotropo de HF - 2H2O, fluomro de uranil y nitrato de aluminio.
88. 88. El método de la Reivindicación 84 o 85 donde el método además incluye disolver óxidos de uranio en la solución de nitrato de uranil.
89. 89. El método de la Reivindicación 84 o 85 donde el método además incluye disolver óxidos de uranio en la solución de nitrato de uranil.
90. 90. El método de la Reivindicación 82, 83 u 84 donde la solución de fluomro de uranil se enfría a una temperatura de 0° a 25° CV.
91. 91. El método de la Reivindicación 82, 83 u 84 donde la solución de fluomro de uranil se dispersa en una solución de peróxido en concentraciones de 0.5 y 50%.
92. 92. El método de la Reivindicación 82, 83 u 84 donde la solución de fluomro de uranil se dispersa en una solución de peróxido en temperaturas de 0 y 45° C.
93. 93. El método de la Reivindicación 82, 83 u 84 donde la solución de fluomro de uranil se dispersa en una solución de peróxido en concentraciones de 0.001 a 5 mmol.
94. 94. El método de la Reivindicación 83 u 84 donde el precipitado se seca con nitrógeno.
95. 95. El método de la Reivindicación 83 u 84 donde el precipitado incmsta bajo nitrógeno.
96. 96. El método de la Reivindicación 83 u 84 donde se agrega ácido fluorbórico a la solución apagada.
97. 97. El método de la Reivindicación 83 u 84 donde la urea se agrega a la solución apagada.
98. 98 El método de la Reivindicación 83 u 84 donde la urea se agrega a la solución apagada.
99. 99. El método de la Reivindicación 98 donde el nitrato de aluminio tiene una concentración de 0.001 - 1.25 mol.
100. 100. Un método para producción de microesferas de carburo de uranio, que comprende: combinar un compuesto de uranio particulado y un aglutinante de resina termofraguada para formar un precursor de mezcla; y curar la mezcla a una temperatura y presión suficientes para formar un material de protección monolítico a temperatura y presión ambiente.
101. 101. El método de la Reivindicación 100, donde la conversión de las microesferas de peróxido de uranil a microesferas de carburo de uranio comprende: secar las microesferas de peróxido de uranil que contienen carbón; y incmstar el precipitado de peróxido de uranil para producir microesferas de carburo de uranio.