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PROCEDE DE PREPARATION DE CONCENTRES D'URANIUM PAR
PRECIPITATION EN LIT FLUIDISE, ET PREPARATION D'U03 ET
D'U308 PAR SECHAGE/CALCINATION DESDITS CONCENTRES
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
L'invention concerne un procédé de
préparation de concentrés d'uranium par précipitation
en lit fluidisé (ou lit fluide) à partir de solutions
uranifères (uraniées).
L'invention concerne en outre un procédé de
préparation de U03 et de U308 par séchage ou calcination
de concentrés d'uranium obtenus par le procédé tel que
décrit dans la présente ou par tout autre procédé de
préparation de concentrés d'uranium par précipitation
en lit fluide (fluidisé).
Le traitement des minerais d'uranium a pour
but d'extraire l'uranium des minerais, de le purifier
et de le combiner de façon à obtenir un produit appelé
concentré, ou uranate ou encore Yellow Cake riche
en uranium, par exemple comprenant plus de 70% en poids
d'uranium.
Les minerais d'uranium sont tout d'abord
concassés, puis broyés, et ils sont ensuite soumis à
une opération de mise en solution de l'uranium à l'aide
d'une base ou d'un acide, comme par exemple du
carbonate de sodium ou de l'acide sulfurique, appelée
attaque ou lixiviation.
Après purification et concentration des
solutions provenant de la lixiviation du minerai,
l'uranium est récupéré sous la forme de liqueurs,
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solutions, uranifères, uraniées, généralement acides,
en milieu sulfates par exemple.
Ces solutions peuvent aussi être en milieu
chlorure, ammoniacal, nitrate ou carbonate selon
l'étape préalable de purification-concentration.
Le concentré d'uranium est obtenu à partir
de ces solutions liqueurs, uranifères par précipitation
à l'aide de réactifs de précipitation tels que la
soude, la magnésie, l'ammoniac, l'uranyl tricarbonate
d'ammonium, et le peroxyde d'hydrogène H202.
Selon le réactif de précipitation utilisé
le concentré sera ainsi respectivement à base d'uranate
de soude, d'uranate de magnésium, de diuranate
d'ammonium, d'uranyl tricarbonate d'ammonium, ou de
peroxyde d'uranium.
La précipitation de peroxyde d'uranium à
l'aide de peroxyde d'hydrogène à partir d'une solution
de sulfates contenant de l'uranium est notamment
décrite dans le document US-A-2 770 521.
Cette opération de précipitation était
généralement, traditionnellement réalisée dans des
cuves agitées disposées en série mais le précipité
obtenu présentait de nombreux inconvénients quant à la
coulabilité, l'aptitude à la filtration et à l'émission
de poussières riches en uranium.
Afin de remédier à ces inconvénients il a
été proposé de réaliser la précipitation en lit fluide
ou fluidisé.
Ainsi, le document FR-A-2 443 424 concerne
un procédé de cristallisation et d'agglomération d'un
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sel d'uranium, à savoir l'uranate de sodium, à l'aide
de soude, à partir de solutions uranifères.
Le système de ce document est un système
extrêmement particulier, lent, dans lequel la
précipitation se produit mal ; en conséquence, il
subsiste, au sommet du réacteur de fluidisation, de
l'uranate de sodium qui n'a pas précipité ou qui
précipite très lentement en formant des fines. Ces
fines entraînées dans la surverse doivent être gérées,
traitées à l'extérieur du réacteur dans un décanteur
indépendant, séparé, dans lequel on peut en outre
introduire de fines particules d'uranate de sodium. Les
fines particules sont ensuite renvoyées à la base du
réacteur par l'intermédiaire d'une pompe.
La qualité du produit obtenu avec le
procédé de ce document n'est pas satisfaisante : il est
extrêmement difficile de maîtriser la précipitation et
son rendement. La gestion des fines est complexe et
nécessite la présence de décanteurs supplémentaires
placés à l'extérieur du réacteur à lit fluidisé. La
régulation de la formation des fines formées et de la
cinétique globale du procédé est difficile à réaliser.
Enfin le procédé de ce document traite
spécifiquement de la précipitation de l'uranate de
sodium et ne peut être facilement transposé à la
préparation d'autres concentrés d'uranium.
Par ailleurs, il a été évoqué dans le
document FR-A-2 508 025 un procédé de fabrication de
peroxyde d'uranium par précipitation en lit fluidisé à
partir d'une solution de sulfate d'uranyle ou de
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nitrate d'uranyle à l'aide d'une solution de peroxyde
d'hydrogène.
La technique du lit fluidisé mise en oeuvre
dans ce document est celle décrite dans le document
FR-A-1 187 352.
Cette technique consiste à former des
agglomérats polycrystallins 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 recyclées.
L'état de sursaturation demeure constant par un apport
continuel de substance à cristalliser.
La poudre de peroxyde d'uranium obtenue par
le procédé du document FR-A-2 508 025 présente une
bonne coulabilité, une taille de particules importante
et ne comprend pas de fines particules.
Toutefois, ce procédé ne permet pas de
manière simple le traitement de toutes les solutions
uranifères envisageables à l'aide de tous les agents de
précipitation possibles. Le document FR-A-2 508 625 ne
traite en effet spécifiquement que de l'obtention du
peroxyde d'uranium par précipitation à l'eau oxygénée.
Ce procédé ne peut être facilement mis en
oeuvre que dans le cas de solutions à précipiter
relativement peu concentrées en sels et en utilisant le
peroxyde d'hydrogène comme agent de précipitation.
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Ainsi, lorsque les solutions à précipiter sont très
concentrées en sels tels que sulfates ou ammoniums, la
réaction de précipitation est lente, incomplète et
nécessite un prétraitement en cuve.
5 Ce prétraitement consiste en une
précipitation des ions gênants, par exemple par de la
chaux dans le cas d'une forte teneur en sulfates. Un
tel prétraitement, décrit dans le document
FR-A-2 497 236, est préconisé par le document
FR-A-2 508 625.
Cette étape de prétraitement est longue et
onéreuse, génère des déchets solides, et il serait donc
intéressant de l'éviter.
De plus, le procédé décrit dans le document
FR-A-2 508 625 a encore un rendement insuffisant en
termes de quantité d'uranate obtenu.
Le procédé de ce document présente les
mêmes inconvénients que le procédé du document
FR-A-2 443 424 notamment en ce qui concerne la gestion
des fines entraînées dans la surverse dans un décanteur
séparé.
Il est également à noter que dans ce
document, l'injection de fines particules dans le
réacteur à lit fluidisé n'est absolument pas mentionnée
car, si ce document fait mention de l'alimentation
d'une suspension contenant 50% en poids de péroxyde
d'uranium issu d'une opération précédente dans un
cristallisoir, c'est dans le cadre d'un exemple
comparatif dans lequel on met en oeuvre une série de
quatre cristallisoirs agités et non un lit fluidisé.
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En outre, les propriétés des concentrés
obtenus par le procédé de ce document pourraient être
encore améliorées.
En particulier, il serait intéressant de
disposer d'un procédé qui permette d'obtenir des
concentrés d'uranium tels que des concentrés d'uranate
de soude, d'uranate de magnésium, de diuranate de
d'ammonium, d'uranyle tricarbonate d'ammonium, et de
peroxyde d'uranium se présentant sous la forme de
poudres avec des particules sphériques (afin de donner
une bonne coulabilité de la poudre), très peu de fines
particules (afin d'améliorer la radioprotection), une
bonne aptitude à la filtration, une humidité peu élevée
(afin de réduire les coûts de séchage et la
consommation d'énergie fossile) ainsi qu'une densité
élevée (afin de réduire les coûts de transport entre
les mines d'uranium et les usines de conversion).
Cette dernière propriété est
particulièrement importante : en effet, les mines
d'extraction de l'uranium sont dans la plupart des cas
éloignées des usines de conversion. Le transport
représente un coût important, et il est évident que
plus la densité de l'uranate obtenu sera élevée, plus
le coût du transport par unité de masse d'uranium sera
faible.
Il est à noter que le problème de
l'obtention de concentrés d'uranium, par exemple de
peroxyde d'uranium, de densité élevée n'est absolument
pas évoqué dans le document FR-A-2 508 025.
Il serait également intéressant de disposer
d'un procédé, qui à partir de concentrés d'uranium
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obtenus par un procédé en lit fluidisé permette de
préparer de l'U03 ou de l'U308 présentant, de même,
d'excellentes propriétés de coulabilité, d'aptitude à
la filtration, d'absence de fines particules et de
densité élevée.
Le document EP-A1-0 351 334 décrit un
procédé sensiblement analogue au procédé du document
FR-A-2 443 424 étudié plus haut. Il s'agit d'un procédé
de précipitation du péroxyde d'uranium par
précipitation à partir d'une solution uranifère de
nitrate d'uranyle, à l'aide de péroxyde d'hydrogène,
dans un réacteur à lit fluidisé (voir exemple 2 et
figure 1 dudit document).
Le réacteur comporte des alimentations en
solution uranifère (10), et des injecteurs de H202 (12).
Les fines entraînées par la surverse (9)
sont envoyées dans un décanteur (21) puis recyclées en
pied de réacteur par l'intermédiaire d'une pompe de
recyclage (19).
Le procédé de ce document présente les
mêmes inconvénients que le procédé du document
FR-A-2 443 424 notamment en ce qui concerne la gestion
des fines entraînées dans la surverse dans un décanteur
séparé.
Le document GB-A-2 051 028, qui correspond
au document FR-A-2 457 257 décrit un procédé de
préparation d'uranate d'ammonium par précipitation à
partir d'une solution sursaturée. Cette solution est
obtenue par réaction d'une solution de nitrate
d'uranyle avec une solution ammoniacale, dans un lit
fluidisé.
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Les eaux mères sortant de la colonne par
son sommet sont envoyées dans un décanteur 11, une
partie est évacuée en 12 et le reste est recyclé à la
base de la colonne par l'intermédiaire de la pompe 13.
Là encore, le procédé de ce document
présente les mêmes inconvénients que le procédé du
document FR-A-2 443 424 notamment en ce qui concerne la
gestion des fines entraînées dans la surverse dans un
décanteur séparé.
Au regard de ce qui précède, il existe donc
un besoin pour un procédé de préparation d'un concentré
d'uranium par précipitation en lit fluidisé à partir
d'une solution, liqueur uranifère à l'aide d'un agent
de précipitation qui permette de maîtriser la
précipitation et son rendement, qui assure de façon
simple la gestion des fines, et qui garantisse une
excellente régulation de la formation des fines ainsi
que de la cinétique globale de la précipitation.
Il existe aussi un besoin pour un procédé
de préparation d'un concentré d'uranium par
précipitation en lit fluidisé à partir d'une solution,
liqueur uranifère à l'aide d'un agent de précipitation
qui puisse être mis en oeuvre avec un rendement élevé
avec une grande variété de solutions uranifères, quelle
que soit leur nature, leur concentration en uranium et
leur concentration en sels, ainsi qu'avec une grande
variété d'agents de précipitation.
Il existe également un besoin pour un tel
procédé qui soit simple, fiable, facile à mettre en
oeuvre, et peu onéreux.
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Il existe encore un besoin pour un tel
procédé qui permette d'obtenir un concentré sous la
forme d'une poudre sphérique, avec peu de fines
particules, facile à filtrer, et de densité élevée.
Il existe en outre un besoin pour un tel
procédé qui permette d'obtenir des concentrés
comportant une très faible teneur en impuretés, cette
propriété étant la conséquence des caractéristiques
physiques du produit obtenu, puisqu'il peut être mieux
lavé, et ne retient pas de solutions imprégnantes,
contenant les impuretés, dans sa structure, conséquence
des caractéristiques spécifiques au produit obtenu.
En d'autres termes, il existe un besoin
pour un procédé qui permette de diminuer les coûts de
transports en augmentant la densité du concentré
d'uranium ( yellow cake ), de diminuer les coûts de
pénalités en précipitant de préférence un tel produit,
comportant peu d'impuretés, et ensuite qui permette de
disposer d'un produit fini facilement filtrable et ne
générant pas de poussières lors de sa manipulation afin
d'améliorer la radioprotection.
Il existe enfin un besoin pour un procédé
qui permette de préparer de l' U03 ou de 1"U308 à partir
d'un concentré d'uranium obtenu en lit fluidisé tel que
le diuranate d'ammonium, l'uranyl tricarbonate
d'ammonium ou le peroxyde d'uranium, tout en conservant
les excellentes propriétés énumérées plus haut des
concentrés obtenus à l'issue de la précipitation en lit
fluidisé.
Le but de la présente invention est de
fournir un procédé de préparation en lit fluidisé de
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concentrés d'uranium et un procédé de préparation de
U03 et de U308, à partir de certains de ces concentrés
d'uranium préparés par précipitation en lit fluidisé,
qui répondent entre autres aux besoins énumérés ci-
5 dessus et qui satisfassent aux exigences et aux
critères mentionnés plus haut.
Le but de la présente invention est encore
de fournir un tel procédé de préparation du concentré
d'uranium qui ne présente pas les inconvénients,
10 défauts, limitations et désavantages des procédés de
l'art antérieur et qui résolve les problèmes des
procédés de l'art antérieur représenté notamment par le
document FR-A-2 508 025 et par les autres documents
mentionnés plus haut.
Ce but et d'autres encore sont atteints,
conformément à l'invention, par un procédé de
préparation d'un concentré d'uranium sous la forme de
particules solides, par précipitation à partir d'une
solution uranifère, à l'aide d'un agent de
précipitation, dans un réacteur vertical (1) comprenant
une base (7), un sommet, une partie centrale (2), une
partie supérieure (3), et une partie inférieure (6),
les particules solides du concentré d'uranium formant
un lit fluidisé sous l'action d'un courant liquide
ascendant qui circule depuis la base (7) vers le sommet
du réacteur (1) en traversant successivement la partie
inférieure (6), la partie centrale (2) et la partie
supérieure (3) du réacteur (1) et qui est créé par
l'introduction à la base (7) du réacteur (1) d'un
courant liquide de recyclage (11) prélevé à un premier
niveau déterminé (A) dans la partie supérieure du
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réacteur et renvoyé sans être décanté à la base (7) du
réacteur (1), un excès de liquide étant en outre évacué
par l'intermédiaire d'une surverse (10) située à un
deuxième niveau déterminé (B) dans la partie supérieure
(3) du réacteur ; procédé dans lequel la limite
supérieure (C) du lit fluidisé de particules solides
est contrôlée de façon à se situer à un niveau
inférieur au premier et au deuxième niveaux déterminés.
Le procédé selon l'invention n'a jamais été
décrit dans l'art antérieur.
Le procédé selon l'invention se distingue
fondamentalement des procédés de l'art antérieur en ce
que les particules solides, notamment les particules
fines de concentré d'uranium sont maintenues à un
niveau inférieur au niveau du recyclage et au niveau de
la surverse grâce notamment à la régulation du débit de
recyclage. On évite ainsi que les particules solides,
notamment les particules fines de concentré d'uranium
soient entraînées dans la surverse et dans le
recyclage.
Les particules solides sont maintenues dans
le réacteur et l'intégralité de la précipitation et de
la croissance des particules se produit dans celui-ci.
A la sortie du réacteur, le liquide aussi bien de
surverse que de recyclage est peu ou pas chargé en
particules, notamment fines, de concentré d'uranium, et
comporte également peu ou pas d'uranium en solution.
Du fait que les particules de concentré ne
sont pas entraînées dans la surverse et dans le
recyclage, le procédé selon l'invention ne nécessite
pas de décanteur, avec toutes les canalisations et
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pompes afférentes pour traiter, gérer ces particules,
notamment ces particules fines entraînées.
L'installation pour la mise en oeuvre du procédé peut
ainsi être rendue globalement plus compacte.
Généralement, le courant liquide de
recyclage est renvoyé directement à la base du
réacteur, sans passer par un réservoir intermédiaire.
Le réacteur mis en oeuvre dans le procédé
selon l'invention peut être qualifié d'autoporteur,
autosuffisant car l'intégralité de la précipitation se
déroule dans le réacteur lui-même et la gestion des
particules solides, en particulier des particules fines
est réalisée dans le réacteur.
En fait, en maintenant ainsi la limite
supérieure, le niveau supérieur, du lit fluidisé à un
niveau inférieur à celui du prélèvement du courant
liquide de recyclage et à celui de la surverse, on
augmente le temps de séjour de la solution uranifère
dans le réacteur, on augmente également la cinétique de
précipitation et on contrôle parfaitement ce temps de
séjour et cette cinétique.
En d'autres termes, grâce au procédé selon
l'invention en régulant l'interface entre le lit
fluide, la suspension de solides, et le liquide au
dessus de celle-ci, au plus bas niveau possible et dans
tous les cas en-dessous du niveau de la surverse et du
niveau de prélèvement du recyclage, tout entraînement
de solides et en particulier de fines est évité.
Dans les procédés de l'art antérieur, il n'y a aucune
régulation, aucune maîtrise du niveau du lit fluide ou
fluidisé, et des particules solides sont présentes dans
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tout le réacteur, dans le décanteur et dans le
recyclage à partir de ce décanteur. Il est évident
qu'il est ainsi impossible de maîtriser la
précipitation, la croissance des particules solides. En
particulier, dans les réacteurs de l'art antérieur, les
particules solides les plus fines sont entraînées dans
le décanteur.
Le rendement de la précipitation obtenu
avec le procédé selon l'invention est excellent et les
propriétés du concentré obtenu du fait du parfait
contrôle du processus de précipitation sont également
excellentes.
La limite supérieure du lit fluidisé peut
être contrôlée en réglant, régulant, contrôlant,
maîtrisant le débit du courant liquide de recyclage
(que l'on pourrait aussi appeler courant liquide de
fluidisation).
Le débit du courant liquide de recyclage
est le paramètre fondamental qui permet de réguler,
régler, contrôler, maîtriser la limite supérieure, le
niveau supérieur du lit fluidisé dans le réacteur.
En plus du réglage du débit du courant
liquide de recyclage, on peut contrôler, réguler la
limite supérieure du lit fluidisé en agissant sur un ou
plusieurs parmi les paramètres suivants : un ou
plusieurs parmi les niveaux auxquels on introduit dans
le réacteur un courant de solution uranifère et un
courant de solution ou de dispersion d'agent de
précipitation, la concentration de la solution
uranifère, la concentration du réactif, agent de
précipitation, la géométrie et/ou la taille du
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réacteur, la géométrie et/ou la taille d'une ou de
plusieurs parmi la partie supérieure, la partie
centrale et la partie inférieure du réacteur, et dans
le cas où une agitation du contenu du réacteur est mise
en oeuvre, les paramètres régissant cette agitation.
Il s'est avéré qu'un réacteur dans lequel
la partie supérieure (3) est constituée par un tronc de
cône (4) s'évasant à partir d'une partie centrale
cylindrique (2) en une partie cylindrique (5) de plus
grand diamètre que la partie centrale (2), permettait
de grandement faciliter la régulation, le contrôle de
la limite supérieure du lit fluidisé en conjonction
bien sûr avec le réglage du débit du courant liquide de
recyclage.
Une telle forme, que l'on peut qualifier de
forme évasée de la partie supérieure du réacteur
diminue la vitesse du courant ascendant et assure ainsi
un maintien de l'interface entre le lit fluidisé et le
liquide au-dessus de celui-ci, au niveau défini plus
haut.
Il s'est avéré qu'une telle forme évasée
était nettement plus avantageuse notamment en matière
de contrôle de l'interface, de la limite supérieure du
lit fluidisé qu'un réacteur très haut et très fin.
Avec une telle forme évasée de la partie
supérieure du réacteur, on peut considérer que cette
partie joue de manière optimale le rôle de décanteur
(qu'elle joue déjà avec une autre forme) . Le décanteur
qui, dans les procédés de l'art antérieur est séparé du
réacteur, est ainsi intégré, inclus dans le réacteur ce
qui contribue grandement à la compacité du système.
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De préférence, la limite supérieure du lit
fluidisé peut être contrôlée en réglant, régulant le
débit du courant liquide de recyclage ; en mettant en
oeuvre une agitation du contenu du réacteur et en
5 régulant les paramètres régissant cette agitation ; et
en utilisant un réacteur dont la partie supérieure
présente la forme évasée décrite plus haut.
Avantageusement, on introduit directement
dans le réacteur un courant de solution uranifère et un
10 courant de solution ou dispersion d'agent de
précipitation
Avantageusement, on introduit une
suspension de fines particules de concentré d'uranium
dans le réacteur, de préférence dans sa partie
15 supérieure. Par fines particules, on entend
généralement des particules dont la plus grande
dimension -telle que le diamètre- est inférieure ou
égale à 10 m, de préférence de l'ordre de 10 }gym.
Cette addition est particulièrement
avantageuse dans le cas de cinétiques lentes et permet
de surmonter nombre des inconvénients des procédés de
l'art antérieur.
Il est à noter que dans les procédés de
l'art antérieur, une telle introduction, injection de
fines particules dans le réacteur et notamment dans sa
partie supérieure n'est pas nécessaire, ni même
souhaitable puisque la partie supérieure du réacteur
dans les procédés tels que ceux décrits dans les
documents mentionnés plus haut, est remplie d'un
liquide très chargé en solides, alors que selon
l'invention dans la partie supérieure du réacteur, au-
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dessus du niveau supérieur du lit fluide ou fluidisé et
dans la surverse, il existe peu ou pas d'uranium en
solution ou en particules, et on est en présence d'un
liquide très peu chargé en solides.
Dans un premier mode de réalisation de
cette introduction, injection de fines particules,
préalablement à l'introduction, de préférence directe,
des courants de solution uranifère et de solution
d'agent de précipitation dans le réacteur, on prélève
une partie du courant de la solution uranifère et une
partie du courant de la solution d'agent de
précipitation, on injecte les parties des courants
prélevées dans une cuve de précipitation où le
concentré d'uranium précipite pour former une
suspension de fines particules (ou germes) de concentré
d'uranium et on envoie ladite suspension de fines
particules (germes) ayant précipité dans la cuve de
précipitation dans la partie supérieure du réacteur.
Comme on l'a déjà précisé, on surmonte -en
procédant ainsi- certains des inconvénients des
procédés de l'art antérieur, notamment dans le cas de
cinétiques lentes de précipitation.
Le courant de solution uranifère et le
courant de solution d'agent de précipitation peuvent
être introduits indépendamment dans la partie
supérieure, dans la partie centrale, dans la partie
inférieure, ou dans le recyclage du réacteur. De
préférence, le courant de solution uranifère et le
courant de solution d'agent de précipitation sont tous
deux introduits dans la partie centrale du réacteur.
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La partie du courant de la solution
uranifère qui est prélevée, conformément à ce premier
mode de réalisation afin d'être précipitée dans une
cuve de précipitation séparée du réacteur à lit fluide,
fluidisé, représente généralement de 0, 1, 2, 3, 4, 5
ou 10%, à 50% du débit, de préférence de 10% à 20% du
débit du courant de solution uranifère, uraniée, à
précipiter que l'on souhaite traiter dans le lit
fluide, fluidisé. La borne de 0% couvre le cas possible
mais non général où le système fonctionne sans
prélèvement de courant de solution uranifère.
De même, la partie du courant de la
solution d'agent de précipitation qui est prélevée afin
de réaliser la précipitation de la partie du courant de
la solution uranifère prélevée, dans la cuve séparée,
représente généralement de 0, 1, 2, 3, 4, 5, ou 10% à
50% du débit, de préférence de 10% à 20% du débit du
courant de la solution d'agent de précipitation envoyée
dans le réacteur à lit fluide.
De même, la borne de 0% couvre le cas
possible, mais non général, où le système fonctionne
sans prélèvement de solution d'agent de précipitation.
Dans un second mode de réalisation de
l'introduction, injection de fines particules, on
introduit directement dans le réacteur un courant de la
solution uranifère et un courant de la solution d'agent
de précipitation, et on prélève dans le réacteur de
fines particules (ou germes) précipitées du concentré
d'uranium et on les injecte dans la partie supérieure
du réacteur.
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Le courant de solution uranifère et le
courant de solution d'agent de précipitation peuvent
être introduits indépendamment dans la partie
supérieure, dans la partie centrale ou dans la partie
inférieure du réacteur ou encore dans le recyclage du
réacteur. De préférence, le courant de solution
uranifère et le courant de solution d'agent de
précipitation sont tous deux introduits dans la partie
centrale du réacteur.
Les fines particules précipitées du
concentré d'uranium sont de préférence prélevées dans
la partie centrale du réacteur.
L'injection de fines particules précipitées
par exemple selon les premier et deuxième modes de
réalisation décrits plus haut est particulièrement
avantageuse dans le cadre du traitement de solutions à
précipiter très concentrées en sels.
Par concentration très élevée en sels, on
entend généralement une concentration totale en sels
supérieure ou égale à 150 g/l de solution uranifère
sachant que la concentration en sels est généralement
de 30 à 400 g/l.
Ces sels peuvent être notamment choisis
parmi les sulfates, les ammoniums, les nitrates, les
chlorures et les carbonates.
Le procédé selon l'invention lorsqu'il est
appliqué à ces solutions très concentrées en sels
permet notamment d'éviter une étape de prétraitement à
la chaux, longue et onéreuse, et générant des déchets.
En effet, dans les deux modes de
réalisation de l'injection de fines particules du
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procédé selon l'invention, on peut alimenter
directement, sans un tel prétraitement préalable, le
lit fluide généralement situé dans la partie centrale
du réacteur avec la solution uranifère à précipiter.
Cette alimentation directe est possible
dans le premier mode de réalisation de l'injection en
précipitant une petite partie du courant, flux
d'alimentation dans une cuve séparée puis en injectant
la suspension de particules fines (germes) de concentré
d'uranium précipité dans le haut du lit fluide, à
savoir dans la partie supérieure du réacteur ; tandis
que dans le deuxième mode de réalisation de
l'injection, où de même on peut effectuer une
alimentation directe du lit fluide en solution
uranifère à précipiter, on recycle les particules
fines (germes) prélevées dans la partie centrale,
intermédiaire, du réacteur à lit fluidisé puis on
injecte ces fines dans la partie haute, supérieure du
réacteur à lit fluidisé.
La précipitation d'une petite partie du
flux, courant, de solution uranifère dans le premier
mode de réalisation de l'injection, et le recyclage des
fines dans la partie haute du lit fluidisé, qui se
confond avec la partie supérieure du réacteur, dans le
deuxième mode de réalisation, de l'injection permettent
dans les deux cas de favoriser la nucléation ainsi que
le prétraitement de la totalité de la solution.
En effet, dans le premier mode de
réalisation de l'injection, seule une petite portion de
la solution uranifère est traitée dans la cuve séparée,
placée en amont du réacteur et la plus grande partie du
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courant de la solution par exemple 90% est envoyée dans
le réacteur. L'alimentation du réacteur est donc peu
perturbée.
Il est possible avec le procédé selon
5 l'invention, de manière générale, et notamment dans le
cas des premier et deuxième modes de réalisation de
l'injection de fines particules, de traiter sans étape
préalable concernant l'ensemble de la solution
uranifère une grande variété de solutions uranifères
10 avec une grande variété d'agents de précipitation.
Un des problèmes les plus importants des
procédés de préparation par précipitation de concentrés
d'uranium de l'art antérieur est ainsi surmonté et on
peut dire que le procédé selon l'invention est
15 universel aussi bien pour les solutions uranifères que
pour les réactifs, agents de précipitation.
Ainsi la solution uranifère à traiter peut
être une solution contenant des ions choisis parmi les
ions carbonate, ammonium, nitrate, sulfate, et
20 chlorure.
En particulier, cette solution peut être
une solution de nitrate d'uranyle ou une solution de
sulfate d'uranyle.
La concentration totale en ces ions, sels,
est généralement de 30 à 400 g/l.
La teneur en uranium dans la solution
uranifère à traiter est généralement de 1 à 400 g/l, de
préférence de 20 à 100 g/l.
L'agent de précipitation peut être solide
ou liquide.
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De manière étonnante et particulièrement
avantageuse, le procédé selon l'invention permet pour
la première fois la mise en oeuvre d'agents de
précipitation sous forme solide tels que la magnésie,
la chaux, et les peroxydes, percarbonates et perborates
salins sous forme solide. Ces agents de précipitation
solides peuvent être utilisés notamment sous la forme
de suspensions ou dispersions de ces agents aussi
appelées laits tels que le lait de chaux ou le lait
de magnésie.
L'agent de précipitation pourra ainsi être
choisi par exemple parmi la magnésie, la soude, la
chaux, le peroxyde d'hydrogène ; les peroxydes,
percarbonates et perborates salins tels que les
percarbonates, perborates, peroxydes de sodium,
potassium ou magnésium ; l'ammoniac et le bicarbonate
d'ammonium, en fonction du concentré, précipité, que
l'on souhaite obtenir à savoir respectivement l'uranate
de magnésium, l'uranate de soude, le peroxyde
d'uranium, le diuranate d'ammonium ou l'uranyl
tricarbonate d'ammonium.
Il est à noter que, avec le procédé selon
l'invention, on obtient des concentrés d'uranium, à
savoir généralement des concentrés à base des composés
cités ci-dessus, qui présentent toutes les excellentes
propriétés en matière de coulabilité, aptitude à la
filtration, absence de fines, inhérentes à la
précipitation en lit fluidisé.
En outre, les produits obtenus ont une
densité élevée.
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Enfin, les produits obtenus ont une très
faible teneur en impuretés. Cette propriété est la
conséquence des caractéristiques physiques du produit
obtenu, puisqu'il peut être mieux lavé, et ne contient
pas de solutions imprégnantes, contenant ces impuretés,
dans sa structure.
Une suspension de précipité, de concentré
d'uranium est généralement soutirée, extraite dans la
partie inférieure du réacteur puis soumise à une
séparation solide-liquide par exemple par filtration et
le concentré d'uranium est récupéré.
De manière avantageuse aussi bien dans le
premier que dans le deuxième mode de réalisation du
procédé de l'invention de préparation d'un concentré
d'uranium, par précipitation à l'aide d'un agent de
précipitation, dans un réacteur à lit fluidisé, à
partir d'une solution uranifère, la charge ou quantité
de solide, constituée généralement uniquement par le
concentré d'uranium, se trouvant dans le réacteur est
de 0,5 à 3 kg/l.
La quantité d'uranium contenue dans le
réacteur à lit fluide, en d'autres termes la charge en
uranium dans le lit fluide ( Hold Up ), est ainsi
supérieure voire nettement supérieure à la charge
couramment mise en oeuvre dans les réacteurs de
précipitation à lit fluidisés classiques de l'art
antérieur.
De manière surprenante, il a pu être montré
(voir Fig. 4) que la densité (en g/cm3) de certains
uranates notamment de l'uranate de magnésie dépend
directement de la quantité d'uranium contenue dans le
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réacteur et que -en conséquence- en utilisant une
charge en uranium plus élevée, la densité du produit
obtenu tel que l'uranate de magnésie était également
beaucoup plus importante.
Cet accroissement de la densité des
uranates est obtenu sans que les autres propriétés
avantageuses liées à la mise en oeuvre d'un lit fluidisé
pour la précipitation ne soient affectées :
coulabilité, aptitude à la filtration, absence de
fines, faible teneur en impuretés.
Le procédé comprend généralement une phase
de démarrage puis une phase stationnaire et la quantité
de solide (d'uranium) élevée dans le réacteur, ou
charge élevée, est obtenue par exemple :
- en soutirant lors du démarrage moins de
produit à partir du réacteur qu'il n'en est alimenté ;
et/ou
- en réglant lors de la phase stationnaire
le débit de soutirage afin de maintenir la charge dans
la partie inférieure du réacteur.
L'invention concerne également un procédé
de préparation d'une poudre d'U03 ou d'une poudre de
U308 à partir de certains concentrés d'uranium préparés
par un procédé de précipitation en lit fluidisé, en
particulier à partir de certains des concentrés
d'uranium préparés par le procédé décrit plus haut
(aussi bien selon le premier mode de réalisation que le
second mode de réalisation), dans lequel on réalise les
étapes successives suivantes .
a)- on prépare un concentré d'uranium à
base d'U04 ou de diuranate d'ammonium ou d'uranyl
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tricarbonate d'ammonium par précipitation à l'aide d'un
agent de précipitation, dans un réacteur à lit
fluidisé, à partir d'une solution uranifère, de
préférence par le procédé décrit dans ce qui précède
(aussi bien selon le premier mode de réalisation que le
second mode de réalisation) ; puis
b)- on effectue une étape de séchage dudit
concentré après séparation par exemple filtration (on
peut utiliser ici indifféremment le terme précipité
ou bien le terme concentré ) à une température de 60
à 120 C, par exemple de 105 C, pendant une durée de 1 à
8 heures, par exemple de 4 heures ; puis
- on effectue une étape de calcination
dudit concentré à une température de 180 à 350 C par
exemple de 250 C pendant une durée de 15 min à
8 heures, de préférence de 1 heure à 2 heures,
moyennant quoi on obtient une poudre de U03 ; ou bien
(en lieu et place de l'étape b)),
c)- on effectue une étape unique de
calcination (au lieu des 2 étapes successives de
séchage puis de calcination mentionnées ci-dessus en
b)) dudit concentré à une température de 600 à 900 C
par exemple de 700 C, pendant une durée de 15 min à
2 heures par exemple d'une heure, moyennant quoi on
obtient une poudre de U308.
La combinaison d'une précipitation de
concentrés d'uranium en lit fluidisé avec un séchage
et/ou une calcination dans les conditions spécifiques
mentionnées ci-dessus, n'a jamais été mentionnée, ni
suggérée, dans l'art antérieur et en particulier dans
le document FR-A-2 508 025.
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Le séchage des produits issus de la
précipitation en lit fluide tel que le peroxyde
d'uranium dans les conditions spécifiques précisées
plus haut permet d'obtenir une poudre de U03 qui, tout
5 comme la poudre d'uranate précipitée en lit fluide à
partir de laquelle elle est préparée, présente
d'excellentes propriétés de sphéricité, coulabilité,
densité élevée, absence de fines. En outre, le
traitement thermique de séchage permet de réaliser un
10 gain d'environ 10% sur la teneur en uranium tout en
conservant toutes les propriétés avantageuses de la
poudre avant séchage énumérées plus haut.
De même, la calcination des produits issus
de la précipitation en lit fluide tel que le peroxyde
15 d'uranium conduit à une poudre de U308 qui conserve
toutes les propriétés excellentes initiales des poudres
d'uranates précipitées en lit fluide telles que
coulabilité, absence de fines, sphéricité, faible
teneur en impuretés.
20 En particulier, l'U308 obtenu ne comporte
pas de fines, il ne génère pas de poussières, ce qui
est un avantage considérable en termes de
radioprotection. L'U308 obtenu par ce procédé selon
l'invention se comporte en fait comme un sable calibré
25 et non plus comme une farine.
En outre, le traitement thermique de
calcination permet de manière surprenante d'obtenir un
gain de la densité d'environ 40% pour l' U308 tandis que
la teneur en uranium augmente aussi d'environ 10%, les
autres propriétés excellentes initiales de la poudre
d'uranate étant intégralement conservées.
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Enfin, la poudre de U03 préparée par le
procédé de préparation selon l'invention présente
également une excellente aptitude à la fluoration.
Cette excellente aptitude à la fluoration ou
hydrofluoration constitue une des propriétés
étonnantes, inattendues de la poudre préparée par le
procédé selon l'invention. L'aptitude à la fluoration
ou hydrofluoration est une propriété très difficile à
maîtriser et rien ne pouvait laisser prévoir que
d'excellentes aptitudes à la fluoration/hydrofluoration
pourraient être obtenues avec la poudre de U03 préparée
par le procédé de préparation selon l'invention.
En conséquence, la poudre de U03 obtenue
dans ledit procédé peut être soumise en outre à une
étape supplémentaire de fluoration ou
d'hydrofluoration.
L'invention va maintenant être décrite en
liaison avec les modes de réalisation préférés de
celle-ci dans la description qui suit, donnée à titre
illustratif et non limitatif, en référence aux dessins
joints, dans lesquels :
- la figure 1 est une vue latérale en coupe
d'une installation pour la mise en oeuvre d'un procédé
selon l'invention, de préparation d'un concentré
d'uranium dans un réacteur en lit fluidisé par
précipitation à partir d'une solution uranifère, dans
laquelle l'injection de fines particules est réalisée
selon le premier mode de réalisation de celle-ci ;
- la figure 2 est une vue latérale en coupe
d'une installation pour la mise en oeuvre d'un procédé
selon l'invention de préparation d'un concentré
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d'uranium dans un réacteur en lit fluidisé, par
précipitation à partir d'une solution uranifère, dans
laquelle l'injection de fines particules est réalisée
selon le second mode de réalisation de celle-ci ;
- la figure 3 est une vue latérale en coupe
d'une installation pour la mise en oeuvre d'un procédé
selon l'invention de préparation d'un concentré
d'uranium dans un réacteur à lit fluidisé par
précipitation à partir d'une solution uranifère,
- la figure 4 est un graphique qui donne la
densité de la pulpe (g/cm3) (points =) et de la poudre
d'uranate (g/cm3) (points =), ainsi que la charge
d'uranate (g) (points ^) en fonction du temps de
fonctionnement d'un réacteur à lit fluidisé (heures)
voir l'exemple 3 ;
- la figure 5A est une photographie prise
au microscope électronique à balayage d'un uranate
précipité en lit fluide selon l'invention.
Le grossissement est de 1000 et l'échelle
sur la figure est de 20 }gym (voir exemple 7).
- la figure 5B est une photographie prise
au microscope électronique à balayage d'un uranate
précipité en cuve.
Le grossissement est de 1000 et l'échelle
sur la figure est de 20 }gym (voir exemple 7).
- la figure 6 est un graphique qui présente
les résultats obtenus lors d'un test d'aptitude à la
fluoration pour diverses poudres de U03, à savoir :
- une poudre issue d'une précipitation en
cuves de diuranate d'ammonium, référencée U03-ex-
ADU ;
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- une poudre issue d'une précipitation à
partir de nitrate d'uranyle, en cuves, dans une
installation industrielle, référencée U03 TU5 ;
- la même poudre que la poudre précédente
mais légèrement réhydratée, référencée U03 0,5 H20
TU5 ; et
- une poudre U03 lit fluide qui est une
poudre obtenue par précipitation d'uranate en lit
fluide puis séchage selon le procédé de l'invention.
En ordonnée est porté l'avancement de la
fluoration et en abscisse le temps (en seconde).
L'installation selon les figures 1, 2 et 3
peut être utilisée pour préparer des concentrés
d'uranium, à savoir par exemple de tricarbonate
d'uranyl d'ammonium, d'uranate de sodium, d'uranate de
magnésium, de peroxyde d'uranium, ou de diuranate
d'ammonium par le procédé selon l'invention ; ces
concentrés étant soumis ensuite à séchage ou à
calcination selon l'invention, pour obtenir de la
poudre de U03 ou de U308.
L'installation représentée sur la figure 1
comprend en tant qu'élément essentiel un réacteur à lit
fluidisé (1) disposé verticalement et qui comprend
trois parties principales : une partie centrale
verticale cylindrique (2) (dont la section droite est
généralement circulaire), une partie supérieure (3) qui
est constituée par un tronc de cône (4) s'évasant à
partir de la partie centrale cylindrique (2) en une
partie cylindrique (5) de plus grand diamètre que la
partie centrale (2), et enfin une partie inférieure qui
est constituée par un cône (6) convergeant depuis
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ladite partie centrale (2) et dont le sommet (7) forme
la base du réacteur (1).
Le réacteur (1) est alimenté généralement
dans sa partie centrale en solution uranifère par
l'intermédiaire d'une canalisation (8).
Le réacteur (1) est également alimenté
généralement dans sa partie centrale (2) en solution
d'agent de précipitation, par exemple H202, par
l'intermédiaire d'une canalisation (9).
Mais l'alimentation en solution uranifère
et/ou en solution d'agent de précipitation pourrait se
faire dans la partie supérieure ou dans la partie
inférieure ou bien simultanément dans deux parties
quelconques ou dans les trois parties du réacteur. Les
solutions traitées et donc désuraniées (aussi appelées
eaux-mères ) qui sortent du réacteur sont évacuées
en partie par une surverse (10), tandis que l'autre
partie est recyclée par l'intermédiaire d'une
canalisation (11) et d'une pompe (12) à la base (7) du
réacteur (1). Les solutions désuraniées circulent ainsi
du bas vers le haut dans le réacteur (1) et assurent la
fluidisation des particules.
Conformément au premier mode de réalisation
de l'injection des fines particules dans le réacteur,
une petite partie, représentant par exemple 10% du
débit de la solution uranifère circulant dans la
canalisation (8), est prélevée via une canalisation
(13) et envoyée dans une cuve de précipitation (14), de
préférence pourvue d'un agitateur (15), par exemple à
pales, mû par un moteur (16).
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De même, une petite partie, représentant
par exemple 10% du débit de la solution d'agent de
précipitation tel que H202 est prélevée via une
canalisation (17) et envoyée dans la cuve de
5 précipitation (14).
On injecte une partie du contenu de la cuve
(14) constitué par les germes de précipitation, c'est-
à-dire par les fines particules de concentré ayant
précipité, au sommet du réacteur (1) par
10 l'intermédiaire d'une canalisation (18) munie d'une
pompe (19). Le débit de solution circulant dans la
canalisation (18) provenant de la cuve (14), et injecté
au sommet du réacteur (1), représente ainsi également
par exemple 10% du débit total des solutions uranifères
15 et d'agent de précipitation introduites dans la partie
centrale du réacteur.
Le réacteur de la figure 1 est généralement
muni d'un dispositif d'agitation par exemple un
agitateur à pales ou à hélices (20), entraîné en
20 rotation par un moteur (21).
Les paramètres de l'agitation tels que par
exemple la forme des pales ou hélices, la vitesse de
rotation font partie des facteurs sur lesquels on peut
jouer pour contrôler l'interface, la limite supérieure
25 du lit fluidisé.
Le type d'agitateur ainsi que la vitesse
permettent d'agir comme une turbine, et par conséquent
d'augmenter la vitesse de fluidisation.
L'installation représentée sur la figure 2
30 est sensiblement analogue à celle de la figure 1 pour
ce qui concerne le réacteur à lit fluidisé (1), et le
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circuit de recyclage des eaux-mères ainsi que la
surverse.
De même, le réacteur à lit fluidisé (1) est
alimenté directement dans une partie de celui-ci qui
peut être la partie centrale (2) en solution uranifère
et en solution d'agent de précipitation, par
l'intermédiaire des canalisations (8) et (9).
Cependant, on ne prélève pas une partie de ces
solutions comme dans l'installation de la figure 1 et
c'est la totalité du débit de ces deux solutions qui
est injecté dans une partie du réacteur qui peut être
la partie centrale de celui-ci (1).
Dans l'installation de la figure 2 est
prévue une canalisation (22) munie d'une pompe (23) qui
prélève les particules fines de précipité d'uranium
(par particules fines, on entend généralement que ces
particules ont une granulométrie inférieure ou égale à
10 }gym, par exemple voisine de 10 m) dans une partie
qui peut être la partie centrale (2) du réacteur (1) à
lit fluidisé et on les réinjecte dans la partie haute,
supérieure (3, 5) du réacteur.
Le réacteur de la figure 2 est généralement
muni, à l'instar de la figure 1, d'un dispositif
d'agitation (20) entraîné par un moteur (21).
Sur la figure 3, l'installation comprend un
réacteur à lit fluidisé sensiblement analogue à celui
déjà décrit sur les figures 1 et 2. Ce réacteur peut
être, comme les réacteurs des figures 1 et 2, muni d'un
dispositif d'agitation, entraîné par un moteur (21) en
rotation.
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L'installation de la figure 3 peut être
définie en fait comme une installation traditionnelle,
classique qui peut fonctionner de manière classique,
traditionnelle ou qui peut fonctionner pour mettre en
oeuvre le procédé selon l'invention, notamment en
contrôlant la limite supérieure du lit fluidisé de
particules solides de façon à ce qu'elle se situe au
niveau précédemment défini.
Dans l'installation de la figure 3, une
partie des solutions désuraniées ( eaux-mères ) en
excès au sommet du réacteur (1) est évacuée par
l'intermédiaire d'une surverse (10), tandis que l'autre
partie des solutions désuraniées est envoyée, recyclée,
à la base (7) du réacteur (1) par l'intermédiaire d'une
canalisation (11) équipée d'une pompe (12).
La solution uranifère, peut être introduite
(24) dans le réacteur dans une partie de celui-ci qui
peut être par exemple sa partie centrale,
intermédiaire, cylindrique (1).
On peut également introduire dans le
réacteur, dans une partie de celui-ci qui peut être sa
partie centrale (2), la solution d'agent de
précipitation. Le point d'introduction de la solution
d'agent de précipitation peut se situer à un niveau
inférieur (25) à celui du point d'introduction de la
solution uranifère.
Le réactif de précipitation, ou bien un
autre réactif tel qu'une solution de soude, peut aussi
être introduit dans la canalisation (11) en (26) par
exemple en amont de la pompe (12).
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On peut enfin réaliser un prélèvement,
soutirage de la suspension de précipité, de concentré
d'uranium, se trouvant dans le réacteur à l'aide d'un
piquage (27) prévu généralement dans la partie
inférieure de celui-ci. On récupère le concentré
d'uranium généralement après séparation solide-liquide
par exemple filtration de la suspension soutirée.
Un piquage analogue au piquage (27) peut
également être prévu dans les réacteurs des figures 1
et 2 de préférence dans la partie inférieure de ceux-
ci.
Divers capteurs et dispositifs de mesure,
par exemple un dispositif de mesure du pH, peuvent être
installés sur le réacteur à lit fluidisé des figures 1,
2 ou 3, et/ou sur les conduites liées.
Le principe du procédé selon l'invention
peut être explicité de manière non limitative en se
référant à l'une ou l'autre des figures 1 à 3 et en
remarquant que dans le réacteur pour mettre en oeuvre le
procédé de l'invention il existe plusieurs zones.
Exemple 1 (Comparatif)
Dans cet exemple, on réalise la
précipitation de peroxyde d'uranium avec du peroxyde
d'hydrogène à partir d'une solution d'uranium à 70 g.l-1
en présence de 100 g.l-1 de sulfates. La précipitation
est réalisée en mettant en oeuvre une installation
traditionnelle, classique, à lit fluide comme celle de
la figure 3 en la faisant fonctionner de manière non
conforme à l'invention.
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Après 40 heures d'alimentation, la teneur
en uranium dans la surverse est de 1370 + 145 mg.l-1, ce
qui signifie que la précipitation n'est pas totale et
que l'efficacité du procédé est mauvaise.
Pour obtenir une efficacité meilleure, on
devrait donc avoir recours à un prétraitement, à une
précipitation préalable telle que décrite dans le
document FR-A-2 497 236 avec tous ses inconvénients.
Exemple 2 (selon l'invention)
Dans cet exemple, on réalise la préparation
de la même solution uranifère que dans l'exemple 1 avec
du H202 mais par un procédé selon l'invention avec
régulation de l'interface mettant en oeuvre une
installation telle que celle de la figure 1.
On atteint une teneur en uranium de
74 + 18 mg.l-1 en uranium dans la surverse, après
heures de fonctionnement, sans avoir recours à un
prétraitement.
Exemple 3
Dans cet exemple, on étudie l'influence de
la quantité d'uranium contenu dans le réacteur ( Hold
Up ) sur la densité d'un uranate précipité en lit
fluidisé.
L'installation mise en oeuvre est
représentée sur la figure 3.
Le réacteur est muni d'un agitateur (20)
animé d'une vitesse de rotation de 36 t/min.
Le réacteur est alimenté dans sa partie
centrale (24) par une saumure (ayant une teneur en Cl-
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de 120 g/1) uranifère à pH 3, contenant 56 g.l-1
d'uranium, à un débit de 1,1 l . h-1 .
La surverse (10) rejette une partie des
solutions désuraniées ( eaux-mères ) en provenance du
5 sommet du réacteur à un débit de 1, 1 l.h-1 alors que le
reste des solutions désuraniées ( eaux-mères ) est
recyclé vers la base du réacteur (7) à un débit de
l.h-1 par l'intermédiaire de la canalisation (11) et
de la pompe (12).
10 Sur cette canalisation (11) en amont de la
pompe (12), on injecte (26) une solution de magnésie à
100 g.l-1 à un débit de 174 ml.h-1.
Au début du fonctionnement de
l'installation, la charge en uranium est nulle et elle
15 augmente avec la durée de fonctionnement.
Le graphique de la figure 4 montre bien la
corrélation entre d'une part l'augmentation de la
charge en uranate (g) dans le lit fluide (points ^) au
cours du temps, et d'autre part la densité de l'uranate
20 de magnésium précipité (g/cm3) aussi bien en ce qui
concerne la pulpe (points =) qui se trouve dans la
partie basse du réacteur, dans la zone de
précipitation, que la poudre qui en est issue (après
séchage) (points =) .
Exemple 4
Dans cet exemple, on prépare une poudre de
U03 en réalisant tout d'abord, dans une première étape,
la précipitation de peroxyde d'uranium en lit fluidisé
puis en séchant dans une deuxième étape le précipité
obtenu.
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Première étape : précipitation du peroxyde d'uranium
L'installation mise en oeuvre pour réaliser
la précipitation est sensiblement analogue à celle de
la figure 3 mis à part quelques légères modifications.
Il est évident que l'on peut également
utiliser pour réaliser la précipitation, les
installations des figures 1 et 2.
Ainsi, le réacteur est alimenté dans sa
partie centrale (22) par une saumure à pH 3, contenant
35 g.1-1 d'uranium, à un débit de 1,7 l . h-1 .
Sur la canalisation de recyclage (11), on
injecte en amont (24) de la pompe (12) une solution de
NaOH 3,75M à un débit de 105 ml.h-1. Le débit de
recyclage dans la canalisation (11) est de 50 l.h-1.
Dans la partie centrale du réacteur (2), on
injecte également (23) une solution de H202 à 7,5% à
raison de 150 ml.h-1.
La suspension est prélevée dans la zone
inférieure de la partie centrale (25).
Ce prélèvement de la suspension (1 litre)
est filtré, lavé à l'eau puis mis à sécher 12 heures à
105 C.
Une mesure de la teneur en uranium ainsi
que la densité selon la norme DIN ISO 787-11 sont
effectuées sur la poudre.
Deuxième étape : séchage de la poudre précipitée
La poudre est ensuite mise à sécher
conformément à l'invention 8 heures à 180 C, jusqu'à
obtention d'une poudre rouge brique de U03. La teneur
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en uranium, ainsi que sa densité sont mesurées et
reportées dans le tableau 1 ci-après.
TABLEAU 1
U (ô) Densité
U04, 2H20 (105 C) 70,4 2
U03 (180 C) 81,4 1,99
Le traitement thermique à 180 C a permis de
gagner environ 10% sur la teneur en uranium tout en
conservant les propriétés physiques de la poudre,
notamment sa densité élevée.
Exemple 5
Dans cet exemple, la poudre de U04, 2H20
obtenue à l'issue de la première étape de l'exemple 4
est calcinée durant deux heures à 800 C de façon à
obtenir une poudre noire de U308.
Les caractéristiques de l'U308 sont : 85%
d'uranium et densité de 2,8.
Des prélèvements réalisés sur des poudres
obtenues à différentes phases de fonctionnement à
savoir lors du démarrage, et avant le fonctionnement
stationnaire du lit fluide, selon la première étape de
l'exemple 4 ont confirmé la relation entre densité de
l'U04 et densité de 1"U308.
Les résultats de ces mesures sont regroupés
dans le tableau 2 ci-après.
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TABLEAU 2
Densité U3O8
Densité UO4 après calcination Gain de densité
à 800 C
1,34 1,86 + 39%
1,40 1,93 +38%
1,92 2,66 +39%
1,99 2,82 +42%
D'autre part, les poudres de U308 conservent
les propriétés initiales des poudres de U04.
Les exemples 4 et 5 montrent que la
transformation en U03 et/ou U308 d'un peroxyde d'uranium
issu de la précipitation en lit fluide par le procédé
selon l'invention permet d'augmenter sa teneur en
uranium (-10%) tout en conservant les bonnes propriétés
initiales de la poudre (coulabilité, densité, ...).
Exemple 6
Dans cet exemple, on montre que la
calcination d'une poudre d'uranate préparée par un
procédé en lit fluide n'est pas affectée par le
traitement de calcination pour obtenir U308 selon
l'invention, tandis qu'une poudre d'uranate préparée
par un procédé en cuve a des caractéristiques moins
bonnes qui sont en outre encore dégradées par le
traitement de calcination.
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La poudre d'uranate préparée en lit fluide
est la poudre de U04, 2H20 obtenue dans l'exemple 4, et
cette poudre est calcinée dans les conditions de
l'exemple 5.
La poudre de U04 préparée en cuve est
obtenue de la manière suivante : les réactifs de
précipitation sont introduits progressivement dans la
solution uranifère en agitation dans une capacité, tout
en maintenant le pH entre 2 et 4. Après 1 heure
d'agitation la pulpe d'uranate précipité est filtrée,
lavée puis séchée à 105 C.
La calcination de cette poudre est réalisée
dans les mêmes conditions que pour la poudre préparée
en lit fluidisé conformément au procédé selon
l'invention, c'est-à-dire dans les conditions de
l'exemple 5.
Les mesures de granulométrie et de densité
réalisées sur les poudres de U04 et de U308 sont
regroupées dans le tableau 3 suivant
TABLEAU 3
Granulométrie
D10 (pm) D50 D90 Densité
(Pm) (Pm)
Lit U04 27 44 67 1,99
fluide U308 20 41 64 2,82
Cuve U04 0,45 13 32 1,2
U308 0,25 3,7 16 1,7
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Dio = 10% particules de diamètre inférieur à la valeur
indiquée
Ce tableau 3 montre que
- le Dio de la poudre issue d'un lit fluide
5 est plus élevé que celui d'une poudre obtenue en cuve,
ceci est la marque de la quasi-absence de particules
fines dans le lit fluide du procédé selon l'invention.
La calcination du produit issu du lit fluide ne modifie
pas de façon importante le Dio ;
10 - la granulométrie moyenne (D50) est plus
importante pour un produit préparé en lit fluide par le
procédé selon l'invention, que pour la poudre obtenue
en cuve et la calcination, qui n'a pas d'effet sur le
produit obtenu en lit fluide, dégrade le diamètre moyen
15 du produit obtenu en cuve.
Exemple 7
Dans cet exemple, on montre que la
20 morphologie des poudres issues d'une précipitation en
lit fluide par le procédé selon l'invention, confère à
celles-ci une meilleure filtrabilité.
TABLEAU 4
Débit de
filtration
U04 précipité en cuve (Ex. 6) 345 kg sec/m h
U04 précipité en lit fluide (Ex. 4) 960 kg sec/m h
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Soit une amélioration du débit de
filtration d'un facteur 2,8.
L'humidité résiduelle après filtration (eau
interstitielle) est plus faible pour ces mêmes poudres
issues d'un procédé de préparation en lit fluide par le
procédé selon l'invention (Tableau 5).
TABLEAU 5
Teneur en H2O
Cuve Lit fluide
U04 40% 10%
Uranate de 50% 10%
magnésie
L'humidité résiduelle plus faible des
poudres issues d'un procédé de préparation en lit
fluide par le procédé selon l'invention permet de faire
des économies substantielles d'énergie liées au séchage
final du concentré uranifère ainsi obtenu.
Les figures 5A et 5B montrent la différence
de morphologie des poudres obtenues respectivement par
le procédé en cuves ou par le procédé en lit fluide.
La poudre obtenue par le procédé en lit
fluide par le procédé selon l'invention présente des
particules beaucoup plus sphériques .
Exemple 8
Dans cet exemple, on étudie la réactivité à
l'hydrofluoration de l'U03 obtenu après séchage selon
l'invention de U04 précipité en lit fluide par le
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procédé selon l'invention, et on la compare à d'autres
U03 : U03 ex-ADU, U03-TU5 et U03 0, 5H20 TU5.
En effet, les précipités d'uranium sont
destinés à être fluorés (sous forme UF4) à partir de
U03.
Et les produits issus des usines de
traitement du minerai nécessitent une étape de
purification avant fluoration.
Il existe un test d'aptitude à la
fluoration qui permet de déterminer la réactivité
des précipités.
Ce test a été appliqué à une poudre de U03
issue d'un lit fluidisé, calcinée conformément à
l'invention et a donné des résultats identiques aux
produits habituellement destinés à la fluoration (cf.
courbes de la figure 6).
Dans le cas où le précipité d'uranium issu
du lit fluidisé serait suffisamment pur (spécifications
convertisseur), on pourrait même envisager de fluorer
directement le produit et d'éviter ainsi toutes les
étapes de purification.
Le graphe de la figure 6 montre la bonne
réactivité de l'U03 obtenu après séchage de l'U04
précipité en lit fluide conformément à l'invention (UO3
lit fluide).
