CA1178784A - Peroxyde d'uranium sous forme de particules spheriques ayant une bonne coulabilite et son procede d'obtention - Google Patents
Peroxyde d'uranium sous forme de particules spheriques ayant une bonne coulabilite et son procede d'obtentionInfo
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Abstract
Peroxyde d'uranium de manutention aisée caractérisé par la forme sphérique de ses grains, le diamètre moyen de ceux-ci étant compris entre 30 et 130 microns et plus particulièrement entre 40 et 80 microns, leur masse volumique apparente non tassée étant comprise entre 1,9 à 2 g/cm3 et leur coulabilité mesurée dans l'échelle de CARR étant supérieure ou égale à 95 et une teneur en ions sodium inférieure à 300 ppm. Le procédé de fabrication de ce peroxyde d'uranium en lit fluidisé par précipitation d'une solution de peroxyde d'uranium est obtenue par réaction d'une solution choisie dans le groupe constitué par les solutions de sulfate d'uranyle et les solutions de nitrate d'uranyle ayant une concentration en uranium comprise entre 0,5 et 300 g/l, et une solution de peroxyde d'hydrogène ayant une concentration comprise entre 5 et 70 % en poids à un pH compris entre 2,5 et 4 et une température comprise entre 0 et 60.degree.C. Le peroxyde d'uranium selon l'invention qui est un intermédiaire pour la fabrication des combustibles nucléaires présente une grande sûreté de manipulation et a une teneur en sodium très réduite.
Description
'7~
La presente invention concerne un peroxyde d'uranium ameliore et son procede d'obtention à partir de solutions uraniferes. L'invention se rapporte plus particu-lièrement à un peroxyde d'uranlum sous orme de particules sensiblement spheriques, de granulometrie bien déterminée, ayant une masse volumique apparente élevée et une tres bonne coulabilité ainsi qu'à un procede d'obtention de ce peroxyde d'uranium par cristallisation et agglomeration à partir de solution uranifère.
Le peroxyde d'uranium est un concentre uranifère qui peut être utilise dans les usines de conversion des con-centres uranif~res en fluorure ou oxyde d'uranium necessaire à la fabrication des combustibles nucleaires. Son grand interêt par rapport aux concentres classiques comme l'uranate de sodium est qu'il ne contient pas d'ions sodium. Ces der-niers sont en effet de plus en plus proscrits dans les usines de raffinage des concentrés uranifères.
L'obtention de concentrés uranifères ne contenant pas de sodium est une nécessité qui va se géneraliser dans les prochaines a~nées. La transformation des concentrés ura-nifères constitués d'uranate de sodium, produits actuellement par un certain nombre d'usines de traitement de minerai dlura-nium, en peroxyde d'uranium est un moyen d'éliminer l'ion sodium. Après dissolution de l'uranate de sodium dans l'acide sulfurique, la solution uranifère obtenue peut etre traitée par l'eau oxygénée pour precipiter le peroxyde d'uranium.
Selon la technique d'extraction classique decrite par exemple dans la référence R. MERRIT, The extraction metal-lurgy of uranium, library of Congress Catalog p. 240 - 246, l'uranium contenu dans les minerais uranifères est récupéré
apres attaque du minerai, purification et concentration de la solution uranifère, sous forme de liqueurs acides, en milieu SO4 par exemple. Le concentré uranifère peut être obtenu à partir de ces solutions par précipitation à l'aide de 117 ~ f~'~
peroxyde d'hydrogène sous forme de peroxyde d'uranium.
C'est une opération bien connue qui est également décrite dans le brevet des Etats~Unis n 2.770.521. Elle n'est appliquée industriellement qu'~ des solutions relativement concentrées provenant de l'élution de l'uranium d'une résine ou d'un solvant d'extraction de l'uranium, c'est~à-dire à
des solutions contenant au moins lO g/l d'uranium environ.
Lors du traitement des solutions uranifères par le peroxyde d'hydrogène des procédés de l'art antérieur, la précipitation a lieu dans des cuves agitées placées en série.
Le pH est maintenu entre 2,5 et 4 et la température entre 30 et 65C. Le précipité de peroxyde d'uranium obtenu est très fin, difficile à filtrer et à sécher. Les particules ont une taille comprise entre 0 et lO ~m, une forme irrégu-lS lière, ce qui entralne une mauvaise coulabilité. La manipu-lation d'un tel produit engendre des problames d'hygiene et de sécurité dus à l'émission de poussi~res riches en uranium, tant dans l'usine de fabrication du concentré uranifère, lors du séchage et de la mise en fût du solide, que dans les usi-nes de raffinage qui reprennent ces concentrés uranifèrespour les purifier et les transformer en oxyde, fluorure et métal.
Il existe donc un besoin industriel de disposer d'un procédé de traitement des solutions uranifères condui-sant à un concentré uranifère sous forme de peroxyde d'ura-nium ne contenant pas d'ions sodium et qui présente une grande facilité de filtration et une grande sécurité de manipulation, sans émission de poussières riches en uranium.
La présente invention répond à un tel objet et fournit un procédé permettant la récupération quantitative de lluranium a partir de solutions uranif8res sous forme de peroxyde d'uranlum de puret~ conforme aux spéclflcatlons commerciales de s concentr~s uranifères.
Les solutions uranifères sont en général des solu-tions de sulfate d'uranyle mais les solutions de nitrated'uranyle peuvent être également traitees selon l'invention.
L'invention utilise la technique du lit fluidisé
decrite dans le brevet français n~ 1 187 352 de la Demande-resse.
Cette technique consiste ~ former des agglomérats polycristallins par précipitation d'une solution sursaturée en présence d'un support solide représenté par les grains en fluidisation issus de la nucléation et de la croissance du soluté. Les germes formés croissent et se soudent soit entre eux, soit sur les agglomérats déjà existants. Ces fines particules et ces agglomérats sont maintenus en suspension à
l'aide d!un débit donné de solution uranifère à précipiter ou d'eaux-mères recyclees. L'état de sursaturation demeure constant par un apport continuel de substance à cristalliser.
La solution uranifère ainsi que la solution de peroxyde d'~ydrogène sont réparties judicieusement à diffé-rents niveaux du lit fluidisé afin d'obtenir une precipita-tion totale de l'uranium. Le pH de precipitation du peroxyde d'uranium est compris entre 2,5 et 4, preférentiellement entre 3 et 3,5.
Le pH est maintenu entre 3 et 3,5 par une addition automatique d'une solution alcaline par l'intermédiaire d'une électrode et d'un régulateur de pH. La solution alcaline peut ~tre une solution d'hydroxyde de sodium ou de potassium ou une solution d'ammoniaque. Elle permet de neutraliser les ions H+ libérés lors de la précipitation du peroxyde.
La concentration de la solution de peroxyde d'hy-drogène introduite est comprise entre 5 et 70 % en poids.
Dans le cas où l'on traite des solutions de sulfate d'uranyle l'excès d'eau oxygénée dans les eaux-mères épuisées en ura-nium après precipitation du peroxyde est fonction de la teneur en ions SO4 de la solution uranifère initiale. Pour obtenir une precipitation quantitative de l'uranium, l'excès de pero-h~
xyde d'hydrogene dans les eaux-mères peut varier de 0,2 g/l pour des solutions uraniferes faibles en ions SO4 à 2 ou 3 g/l pour des solutions uranifères chargées en ions La perte par decomposition du peroxyde d'hydrogène lors de la reaction de precipitation du peroxyde d'uranium peut etre abaissee par l'emploi de stabilisants bien connus du peroxyde d'hydrogène en milieu acide, comme par exemple, entre autres, l'acide dipicolinique ou l'acide ethylènedia-minetetraacetique.
La temperature de precipitation est comprise entre 0 et 60C, de preférence entre 20 et 40C.
L'invention permet de traiter des solutions urani-fères de concentration initiale très différente en uranium.
Le procede de l'invention s'applique en effet aux solutions uraniferes provenant de l'elution de l'uranium d'une resine ou d'un solvant d'extraction de l'uranium c'est-à-dire à des solutions contenant de 10 à 50 g/l en uranium. Il s'appli-que également aux solutions uranifères directement issues de l'attaque sulfurique du minerai qui contiennent de l'ordre de 0,5 à 1 g/l en uranium. Ces solutions d'attaque sulfuri-que du minerai uranifère doivent être d'abord traitées par un agent alcalin choisi parmi l'hydroxyde de calcium, le carbonate de calcium, leur mélange, et un mélange d'hydroxyde de sodium avec un sel soluble de calcium à un pH compris entre
La presente invention concerne un peroxyde d'uranium ameliore et son procede d'obtention à partir de solutions uraniferes. L'invention se rapporte plus particu-lièrement à un peroxyde d'uranlum sous orme de particules sensiblement spheriques, de granulometrie bien déterminée, ayant une masse volumique apparente élevée et une tres bonne coulabilité ainsi qu'à un procede d'obtention de ce peroxyde d'uranium par cristallisation et agglomeration à partir de solution uranifère.
Le peroxyde d'uranium est un concentre uranifère qui peut être utilise dans les usines de conversion des con-centres uranif~res en fluorure ou oxyde d'uranium necessaire à la fabrication des combustibles nucleaires. Son grand interêt par rapport aux concentres classiques comme l'uranate de sodium est qu'il ne contient pas d'ions sodium. Ces der-niers sont en effet de plus en plus proscrits dans les usines de raffinage des concentrés uranifères.
L'obtention de concentrés uranifères ne contenant pas de sodium est une nécessité qui va se géneraliser dans les prochaines a~nées. La transformation des concentrés ura-nifères constitués d'uranate de sodium, produits actuellement par un certain nombre d'usines de traitement de minerai dlura-nium, en peroxyde d'uranium est un moyen d'éliminer l'ion sodium. Après dissolution de l'uranate de sodium dans l'acide sulfurique, la solution uranifère obtenue peut etre traitée par l'eau oxygénée pour precipiter le peroxyde d'uranium.
Selon la technique d'extraction classique decrite par exemple dans la référence R. MERRIT, The extraction metal-lurgy of uranium, library of Congress Catalog p. 240 - 246, l'uranium contenu dans les minerais uranifères est récupéré
apres attaque du minerai, purification et concentration de la solution uranifère, sous forme de liqueurs acides, en milieu SO4 par exemple. Le concentré uranifère peut être obtenu à partir de ces solutions par précipitation à l'aide de 117 ~ f~'~
peroxyde d'hydrogène sous forme de peroxyde d'uranium.
C'est une opération bien connue qui est également décrite dans le brevet des Etats~Unis n 2.770.521. Elle n'est appliquée industriellement qu'~ des solutions relativement concentrées provenant de l'élution de l'uranium d'une résine ou d'un solvant d'extraction de l'uranium, c'est~à-dire à
des solutions contenant au moins lO g/l d'uranium environ.
Lors du traitement des solutions uranifères par le peroxyde d'hydrogène des procédés de l'art antérieur, la précipitation a lieu dans des cuves agitées placées en série.
Le pH est maintenu entre 2,5 et 4 et la température entre 30 et 65C. Le précipité de peroxyde d'uranium obtenu est très fin, difficile à filtrer et à sécher. Les particules ont une taille comprise entre 0 et lO ~m, une forme irrégu-lS lière, ce qui entralne une mauvaise coulabilité. La manipu-lation d'un tel produit engendre des problames d'hygiene et de sécurité dus à l'émission de poussi~res riches en uranium, tant dans l'usine de fabrication du concentré uranifère, lors du séchage et de la mise en fût du solide, que dans les usi-nes de raffinage qui reprennent ces concentrés uranifèrespour les purifier et les transformer en oxyde, fluorure et métal.
Il existe donc un besoin industriel de disposer d'un procédé de traitement des solutions uranifères condui-sant à un concentré uranifère sous forme de peroxyde d'ura-nium ne contenant pas d'ions sodium et qui présente une grande facilité de filtration et une grande sécurité de manipulation, sans émission de poussières riches en uranium.
La présente invention répond à un tel objet et fournit un procédé permettant la récupération quantitative de lluranium a partir de solutions uranif8res sous forme de peroxyde d'uranlum de puret~ conforme aux spéclflcatlons commerciales de s concentr~s uranifères.
Les solutions uranifères sont en général des solu-tions de sulfate d'uranyle mais les solutions de nitrated'uranyle peuvent être également traitees selon l'invention.
L'invention utilise la technique du lit fluidisé
decrite dans le brevet français n~ 1 187 352 de la Demande-resse.
Cette technique consiste ~ former des agglomérats polycristallins par précipitation d'une solution sursaturée en présence d'un support solide représenté par les grains en fluidisation issus de la nucléation et de la croissance du soluté. Les germes formés croissent et se soudent soit entre eux, soit sur les agglomérats déjà existants. Ces fines particules et ces agglomérats sont maintenus en suspension à
l'aide d!un débit donné de solution uranifère à précipiter ou d'eaux-mères recyclees. L'état de sursaturation demeure constant par un apport continuel de substance à cristalliser.
La solution uranifère ainsi que la solution de peroxyde d'~ydrogène sont réparties judicieusement à diffé-rents niveaux du lit fluidisé afin d'obtenir une precipita-tion totale de l'uranium. Le pH de precipitation du peroxyde d'uranium est compris entre 2,5 et 4, preférentiellement entre 3 et 3,5.
Le pH est maintenu entre 3 et 3,5 par une addition automatique d'une solution alcaline par l'intermédiaire d'une électrode et d'un régulateur de pH. La solution alcaline peut ~tre une solution d'hydroxyde de sodium ou de potassium ou une solution d'ammoniaque. Elle permet de neutraliser les ions H+ libérés lors de la précipitation du peroxyde.
La concentration de la solution de peroxyde d'hy-drogène introduite est comprise entre 5 et 70 % en poids.
Dans le cas où l'on traite des solutions de sulfate d'uranyle l'excès d'eau oxygénée dans les eaux-mères épuisées en ura-nium après precipitation du peroxyde est fonction de la teneur en ions SO4 de la solution uranifère initiale. Pour obtenir une precipitation quantitative de l'uranium, l'excès de pero-h~
xyde d'hydrogene dans les eaux-mères peut varier de 0,2 g/l pour des solutions uraniferes faibles en ions SO4 à 2 ou 3 g/l pour des solutions uranifères chargées en ions La perte par decomposition du peroxyde d'hydrogène lors de la reaction de precipitation du peroxyde d'uranium peut etre abaissee par l'emploi de stabilisants bien connus du peroxyde d'hydrogène en milieu acide, comme par exemple, entre autres, l'acide dipicolinique ou l'acide ethylènedia-minetetraacetique.
La temperature de precipitation est comprise entre 0 et 60C, de preférence entre 20 et 40C.
L'invention permet de traiter des solutions urani-fères de concentration initiale très différente en uranium.
Le procede de l'invention s'applique en effet aux solutions uraniferes provenant de l'elution de l'uranium d'une resine ou d'un solvant d'extraction de l'uranium c'est-à-dire à des solutions contenant de 10 à 50 g/l en uranium. Il s'appli-que également aux solutions uranifères directement issues de l'attaque sulfurique du minerai qui contiennent de l'ordre de 0,5 à 1 g/l en uranium. Ces solutions d'attaque sulfuri-que du minerai uranifère doivent être d'abord traitées par un agent alcalin choisi parmi l'hydroxyde de calcium, le carbonate de calcium, leur mélange, et un mélange d'hydroxyde de sodium avec un sel soluble de calcium à un pH compris entre
2 et 4, de preference entre 2,5 et 3,5. Il se forme un pre-cipite contenant les sulfates et des impuretes de la solution initiale que l'on separe.
La dissolution sulfurique des concentrés uranifères, du type uranate de sodium, dans le but d'éliminer les ions sodium, conduit a des solutions uraniferes concentrées en uranium, de l'ordre de 100 à 300 g/l en uranium. Dans ce cas, le procedé s'applique egalement. Il peut etre avantageux cependant de diluer la solution uranifère avec des eaux-mères avant son introduction dans le lit fluidise, a~in de limiter la frequence de nucleation du peroxyde d'uranium.
La description qui va suivre de l'invention objet de la presente demande sera faite avec référence aux dessins suivants:
- la figure 1 represente un schema du procede de l'invention;
- la figure 2 est une photographie de grains de peroxyde d'uranium obtenus à l'exemple l; et - la figure 3 est une photographie de grains de peroxyde d~uranium obtenus à l'exemple 2.
Le peroxyde d'uranium obtenu selon l'invention se presente sous forme d'agglomerats sensiblement spheriques tels que ceux représentés à la figure 2, de diamètre moyen compris entre 30 et 130 microns et plus particulièrement 40 à 80 microns, ce qui leur confère une grande coulabilité.
Sa masse volumique apparente non tassée mesurée d'après les normes NF 95-111 de février 1977 est de 1,9 à 2 g/cm . Lors de sa manipulation, il n'y a pas d'émission de fines parti-cules très légères susceptibles de polluer l'atmosphère des locaux et d'incommoder les usagers. La coulabilite selon le test de R. L. CARR decrit dans Chemical Engineering du 18 janvier 1965, page 163, a une valeur superieure ou egale à 95 pour le peroxyd~ d'uranium obtenu selon l'invention alors que le peroxyde d'uranium precipite dans une serie de cuves en cascade selon le procede habituel a seulement une coulabili-te de 30 à 35.
La presente invention permet, en outre, l'obtention de peroxyde d'uranium ayant une très basse teneur en sodium, inferieure à 300 ppm, notamment dans le cas de la transforma-tion des concentres uranifères à base d'uranate de sodium en peroxyde d'uranium alors que dans les procédés classiques la 7~7~
teneur en sodium était en général supérieure a 1 200 ppm.
Le peroxyde d'uranium de la présente invention présente de plus l'avantage de conduire à un oxyde d'uranium UO3 ayant une grande surface spécifique, égale a environ 24 m2/g, très supérieure à celle obtenue en partant d'un peroxyde d'uranium de la technique antérieure.
Les exemples suivants illustrent l'invention sans la limiter.
EXEMPLE 1 (comparatif) ~ne solution de sulfate d'uranyle contenant 25 g/l d'uranium et 80 g/l d'ions SO4 est traitee en continu par du peroxyde d'hydrogène dans une serie de 4 cristallisoirs agites, d'un volume unitaire de 160 ml et places en serie.
Le peroxyde d'uranium precipite est maintenu en suspension par un agitateur tournant à 300 tours/mn. Dans le premier cristallisoir, on introduit un debit de 0,08 l/h de solution uranifère et de 0,006 l/h de solution de peroxyde d'hydrogène à 100 g/l. La temperature de precipitation est de 30C et le pH est maintenu à 3,5 par une addition automatique d'une solution d'ammoniaque. Afin d'ameliorer le taux de precipi-tation, un debit de 0,05 l/h d'une suspension contenant 50 en poids de peroxyde d'uranium issu d'une operation prece-dente est alimente dans le premier cristallisoir.
La concentration en uranium de la solution urani-fère de decroit dans chaque cristallisoir. A la sortie du4ème reacteur, les eaux-mères epuisees contiennent environ 20 à 30 mg/l d'uranium dissous et 1,3 g/l environ de H2O2 en excès. Le peroxyde d'uranium recupere apr8s filtration, lavage et sechage a une granulometrie comprise entre 1 et 15 microns (Figure 2), sa coulabilite, mesuree par le test de CARR est de 30 à 35, sa masse volumique apparente non tassee est de 1,35 g/cm3. Sa teneur en sodium est de 1 300 ppm.
Dans un cristallisoir cylindxo-conique de 0,08 m ~7~
de diametre et de 0,6 m de hauteur, on fait circuler de bas en haut, en circuit fermé, un débit de 16 l/h d'eaux-meres de cristallisation de peroxyde d'uranium identiques à celles de l'exemple 1 (Figure 1). Le cristallisoir est muni d'un agitateur tournant a 25 tours/mn. On alimente le cristalli-soir avec une solution de sulfate d'uranyle contenant 34 g/l d'uranium et 62 g/l d'ions SO4 au moyen des tubulures 1 et
La dissolution sulfurique des concentrés uranifères, du type uranate de sodium, dans le but d'éliminer les ions sodium, conduit a des solutions uraniferes concentrées en uranium, de l'ordre de 100 à 300 g/l en uranium. Dans ce cas, le procedé s'applique egalement. Il peut etre avantageux cependant de diluer la solution uranifère avec des eaux-mères avant son introduction dans le lit fluidise, a~in de limiter la frequence de nucleation du peroxyde d'uranium.
La description qui va suivre de l'invention objet de la presente demande sera faite avec référence aux dessins suivants:
- la figure 1 represente un schema du procede de l'invention;
- la figure 2 est une photographie de grains de peroxyde d'uranium obtenus à l'exemple l; et - la figure 3 est une photographie de grains de peroxyde d~uranium obtenus à l'exemple 2.
Le peroxyde d'uranium obtenu selon l'invention se presente sous forme d'agglomerats sensiblement spheriques tels que ceux représentés à la figure 2, de diamètre moyen compris entre 30 et 130 microns et plus particulièrement 40 à 80 microns, ce qui leur confère une grande coulabilité.
Sa masse volumique apparente non tassée mesurée d'après les normes NF 95-111 de février 1977 est de 1,9 à 2 g/cm . Lors de sa manipulation, il n'y a pas d'émission de fines parti-cules très légères susceptibles de polluer l'atmosphère des locaux et d'incommoder les usagers. La coulabilite selon le test de R. L. CARR decrit dans Chemical Engineering du 18 janvier 1965, page 163, a une valeur superieure ou egale à 95 pour le peroxyd~ d'uranium obtenu selon l'invention alors que le peroxyde d'uranium precipite dans une serie de cuves en cascade selon le procede habituel a seulement une coulabili-te de 30 à 35.
La presente invention permet, en outre, l'obtention de peroxyde d'uranium ayant une très basse teneur en sodium, inferieure à 300 ppm, notamment dans le cas de la transforma-tion des concentres uranifères à base d'uranate de sodium en peroxyde d'uranium alors que dans les procédés classiques la 7~7~
teneur en sodium était en général supérieure a 1 200 ppm.
Le peroxyde d'uranium de la présente invention présente de plus l'avantage de conduire à un oxyde d'uranium UO3 ayant une grande surface spécifique, égale a environ 24 m2/g, très supérieure à celle obtenue en partant d'un peroxyde d'uranium de la technique antérieure.
Les exemples suivants illustrent l'invention sans la limiter.
EXEMPLE 1 (comparatif) ~ne solution de sulfate d'uranyle contenant 25 g/l d'uranium et 80 g/l d'ions SO4 est traitee en continu par du peroxyde d'hydrogène dans une serie de 4 cristallisoirs agites, d'un volume unitaire de 160 ml et places en serie.
Le peroxyde d'uranium precipite est maintenu en suspension par un agitateur tournant à 300 tours/mn. Dans le premier cristallisoir, on introduit un debit de 0,08 l/h de solution uranifère et de 0,006 l/h de solution de peroxyde d'hydrogène à 100 g/l. La temperature de precipitation est de 30C et le pH est maintenu à 3,5 par une addition automatique d'une solution d'ammoniaque. Afin d'ameliorer le taux de precipi-tation, un debit de 0,05 l/h d'une suspension contenant 50 en poids de peroxyde d'uranium issu d'une operation prece-dente est alimente dans le premier cristallisoir.
La concentration en uranium de la solution urani-fère de decroit dans chaque cristallisoir. A la sortie du4ème reacteur, les eaux-mères epuisees contiennent environ 20 à 30 mg/l d'uranium dissous et 1,3 g/l environ de H2O2 en excès. Le peroxyde d'uranium recupere apr8s filtration, lavage et sechage a une granulometrie comprise entre 1 et 15 microns (Figure 2), sa coulabilite, mesuree par le test de CARR est de 30 à 35, sa masse volumique apparente non tassee est de 1,35 g/cm3. Sa teneur en sodium est de 1 300 ppm.
Dans un cristallisoir cylindxo-conique de 0,08 m ~7~
de diametre et de 0,6 m de hauteur, on fait circuler de bas en haut, en circuit fermé, un débit de 16 l/h d'eaux-meres de cristallisation de peroxyde d'uranium identiques à celles de l'exemple 1 (Figure 1). Le cristallisoir est muni d'un agitateur tournant a 25 tours/mn. On alimente le cristalli-soir avec une solution de sulfate d'uranyle contenant 34 g/l d'uranium et 62 g/l d'ions SO4 au moyen des tubulures 1 et
3, respectivement 0,7 et 0,3 l/h. Un volume de 0,080 l/h d'une solutionde peroxyde d'hydrogène à 100 g/l est réparti unifor-mement par les tubulures 2 et 4. Le pH est maintenu ~ 3,5au moyen d'une addition automatique d'une solution d'hydroxyde de sodium 4 N qui est introduite dans le circuit de recyclage des eaux-meres. Les eaux-mères sortant du crista]lisoir pas-sent par le decanteur 5, une partie est evacuée en 6 et le reste recycle par la pompe 7.La temperature est maintenue à 30 - 35 C. Au fur et a mesure de la precipitation du peroxyde d'ura-nium les particules grossissent et atteignent une certaine taille. Lorsque leur taille est considérée comme suffisante, les particules de peroxyde d'uranium sont soutirées a inter-valles réguliers par 8 de manière à maintenir une charge de 1 kg d'uranium environ en permanence dans le cristallisoir.
Le peroxyde d'uranium obtenu a les caracteristiques suivantes (Figure 3) - granulometrie moyenne comprise entre 40 et 70 microns, - masse volumique apparente non tassee: 1,92 g/cm3, - coulabilite - selon le test de CARR: 96, - teneur en Na: 290 ppm.
La concentration en uranium dissous est de l'ordre de 5 à 10 mg/l dans les eaux-mères evacuees pour un excas d'eau oxygenee de 2 à 3 g/l.
On opère comme dans l'exemple 2, mais la solution uranifere contient 130 g/l d'uranium. Elle est obtenue par ~ ~7 ~-t~ ~
dissolution d'uranate de sodium dans une solution d'acide sulfurique. Un débit de 0,6 l/h de solution uranifère est alimenté et réparti par les tubulures 1 et 3, respectivement 0,4 l/h et 0,2 l/h. Ce dernier débit est dilue par 0,8 l/h d'eaux-mères dans la tubulure 3 afin de limiter la frequence de nucleation du peroxyde d'uranium lors de la précipitation.
Les solutions d'eau oxygénée et d'hydroxyde de sodium sont alimentées comme précedemment à un debit permettant de main-tenir environ 2 à 3 g d'exces d'H2O2 dans les eaux-mares ainsi qu'un pH compris entre 3,3 et 3,5.
La concentration en uranium dissous dans les eaux-mères evacuees est de 5 à 10 mg/l.
Le peroxyde d'uranium precipité dans ces conditions a les mêmes caractéristiques que dans l'exemple précédent.
Sa teneur en sodium est de 220 ppm.
On opère comme dans l'exemple 2, mais la solution uranifere est une solution d'attaque de minerai dont les impuretés ont éte prealablement eliminees a l'hydroxyde de calcium à pH = 3,5 selon la technique decrite dans la demande de brevet français n 80/27867 precitee. La solution urani-fère contient 0,9 g/l d'uranium et 14 g/l d'ions SO4 . On alimente 35 l/h de cette solution uranifère par la tubulure 1. Le debit de recyclage des eaux-meres est de 7 l/h. Les solutions d'eau oxygenee et d'hydroxyde de sodium sont ali-mentees comme precedemment à un debit permettant de maintenir environ 0,2 à 0,25 g/l d'H2O2 dans les eaux-mères ainsi qu'un pH compris entre 3,3 et 3,5.
La precipitation de l'uranium est totale, les eaux-mères contiennent moins de 2 mg/l d'uranium en solution.
Les caracteristiques du peroxyde d'uranium obtenu sont les mêmes que celles de l'exemple 2. Les grains sont lisses et sensiblement spheriques. L'absence de petites par-ticules dans ces produits, leur masse volumique apparente ~L~7~'7~i~
élevée et leur bonne coulabilité font que leur manutention est aisée et non dangereuse. Sa teneur en sodium est de 200 ppm.
Le peroxyde d'uranium obtenu a les caracteristiques suivantes (Figure 3) - granulometrie moyenne comprise entre 40 et 70 microns, - masse volumique apparente non tassee: 1,92 g/cm3, - coulabilite - selon le test de CARR: 96, - teneur en Na: 290 ppm.
La concentration en uranium dissous est de l'ordre de 5 à 10 mg/l dans les eaux-mères evacuees pour un excas d'eau oxygenee de 2 à 3 g/l.
On opère comme dans l'exemple 2, mais la solution uranifere contient 130 g/l d'uranium. Elle est obtenue par ~ ~7 ~-t~ ~
dissolution d'uranate de sodium dans une solution d'acide sulfurique. Un débit de 0,6 l/h de solution uranifère est alimenté et réparti par les tubulures 1 et 3, respectivement 0,4 l/h et 0,2 l/h. Ce dernier débit est dilue par 0,8 l/h d'eaux-mères dans la tubulure 3 afin de limiter la frequence de nucleation du peroxyde d'uranium lors de la précipitation.
Les solutions d'eau oxygénée et d'hydroxyde de sodium sont alimentées comme précedemment à un debit permettant de main-tenir environ 2 à 3 g d'exces d'H2O2 dans les eaux-mares ainsi qu'un pH compris entre 3,3 et 3,5.
La concentration en uranium dissous dans les eaux-mères evacuees est de 5 à 10 mg/l.
Le peroxyde d'uranium precipité dans ces conditions a les mêmes caractéristiques que dans l'exemple précédent.
Sa teneur en sodium est de 220 ppm.
On opère comme dans l'exemple 2, mais la solution uranifere est une solution d'attaque de minerai dont les impuretés ont éte prealablement eliminees a l'hydroxyde de calcium à pH = 3,5 selon la technique decrite dans la demande de brevet français n 80/27867 precitee. La solution urani-fère contient 0,9 g/l d'uranium et 14 g/l d'ions SO4 . On alimente 35 l/h de cette solution uranifère par la tubulure 1. Le debit de recyclage des eaux-meres est de 7 l/h. Les solutions d'eau oxygenee et d'hydroxyde de sodium sont ali-mentees comme precedemment à un debit permettant de maintenir environ 0,2 à 0,25 g/l d'H2O2 dans les eaux-mères ainsi qu'un pH compris entre 3,3 et 3,5.
La precipitation de l'uranium est totale, les eaux-mères contiennent moins de 2 mg/l d'uranium en solution.
Les caracteristiques du peroxyde d'uranium obtenu sont les mêmes que celles de l'exemple 2. Les grains sont lisses et sensiblement spheriques. L'absence de petites par-ticules dans ces produits, leur masse volumique apparente ~L~7~'7~i~
élevée et leur bonne coulabilité font que leur manutention est aisée et non dangereuse. Sa teneur en sodium est de 200 ppm.
Claims (7)
1. Peroxyde d'uranium de manutention aisée carac-térisé en ce qu'il est sous la forme de grains sphériques dont le diamètre moyen de ceux-ci est compris entre 30 et 130 microns, leur masse volumique apparente non tassée est de 1,9 à 2 g/cm3 et leur coulabilité mesurée dans l'échelle de CAAR
est supérieure ou égale à 95.
est supérieure ou égale à 95.
2. Peroxyde d'uranium selon la revendication 1, caractérisé en ce que le diamètre moyen des grains est com-pris entre 40 et 80 microns.
3. Peroxyde d'uranium selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il possède une faible teneur en ions sodium.
4. Peroxyde d'uranium selon la revendication 3, caractérisé en ce qu'il possède une teneur en ions sodium inférieure à 300 ppm.
5. Procédé de fabrication de peroxyde d'uranium tel que défini dans la revendication 1, caractérisé en ce qu'il est mis en oeuvre en lit fluidisé par précipitation d'une solution de peroxyde d'uranium obtenue par réaction d'une solution choisie dans le groupe comprenant les solu-tions de sulfate d'uranyle et les solutions de nitrate d'ura-nyle ayant une concentration en uranium comprise entre 0,5 et 300 g/l et une solution de peroxyde d'hydrogène ayant une concentration comprise entre 5 et 70 % en poids à un pH com-pris entre 2,5 et 4 et une température comprise entre 0 et 60°C.
6. Procédé selon la revendication 5, dans lequel le pH est compris entre 3 et 3,5.
7. Procédé selon la revendication 5, dans lequel la température est comprise entre 20 et 40°C.
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