Recuperação de urânio de rejeito de mina por meio de lixiviação alcalina

• Main Author: Elizangela Augusta dos Santos
• Other Authors: Ana Cláudia Queiroz Ladeira
• Format: Others
• Language: Portuguese
• Published: CNEN - Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Belo Horizonte 2010
• Subjects: Uranio; Lixiviação; Recuperação; Extração por solvente; Minas; Hidrometalurgia; Uranium; Recovery; Solvent extraction; Mines; Hidrometallurgy; MINERALOGIA
• Online Access: http://www.bdtd.cdtn.br//tde_busca/arquivo.php?codArquivo=130

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior === Um dos principais problemas ambientais ligados as indústrias minerárias é o gerenciamento adequado dos seus resíduos. O armazenamento destes em locais não apropriados à espera de tratamento é uma questão que exige solução. A mina Osamu Utsumi localizada na cidade de Caldas, Minas Gerais, vem enfrentando esse problema. O resíduo desta mina consiste em uma lama alcalina gerada a partir da neutralização do pH da drenagem ácida de mina e é rico em vários metais, dentre os quais encontra-se o urânio. A recuperação do urânio por técnicas hidrometalúrgicas pode ser uma alternativa viável sobre o reaproveitamento desse material. Uma das técnicas mais indicadas para a recuperação do metal desse resíduo é a lixiviação alcalina. O presente trabalho objetivou definir um processo de lixiviação específico para a recuperação do urânio presente na lama e uma forma eficaz de concentrar o metal presente no licor da lixiviação. Estudou-se variáveis como porcentagem de sólidos, tempo, temperatura, seleção dos agentes extratores, concentração dos reagentes e necessidade ou não de se utilizar oxidantes. Os resultados mostram ser possível extrair 100% do urânio presente na lama sendo que as condições experimentais ideais são 10% de sólidos, [Na2CO3] a 0,50 molL-1, [NaHCO3] a 1,00 molL-1, 20 horas de reação à temperatura ambiente. A caracterização química da amostra realizada por espectrometria de raios-X por dispersão em energia (EDX) evidenciou elementos como Ca, S, Mn e Al como majoritários e o teor de U3O8 foi de 0,25%. A identificação das fases cristalinas, feita por técnica de difração de raios-X, mostrou a etringita (Ca6Al2(SO4)3.(OH)12.26H2O) como fase predominante, o gipso (CaSO4.2H2O) como fase maior, a calcita (CaCO3) como menor e a bassanita (CaSO4.0,5H2O) como fase minoritária. A etapa de concentração constou da avaliação das técnicas de precipitação e troca iônica. Para a precipitação utilizou-se solução de hidróxido de sódio a 10 molL-1 até que o pH da polpa chegasse a 12. Precipitou-se 62% do urânio presente no licor e o teor do metal no precipitado foi de 6,5%. A baixa recuperação na precipitação se deve ao excesso de íons carbonato do licor que interferiu tanto na precipitação quanto na troca iônica. Na precipitação o excesso de carbonato dificulta a desestabilização do ânion complexo [UO2(CO3)3]4- e no caso da troca iônica há a competição entre esses ânions e o íon CO32- pelos sítios de adsorção das resinas. Desta forma, para os ensaios de troca iônica, fez-se necessário submeter o licor gerado na lixiviação a ensaios com a finalidade de eliminar o excesso de íons carbonato. Para tal utilizou-se de aquecimento do licor, ou adição de cal para precipitação do carbonato de cálcio ou a diluição do licor com a solução de drenagem ácida de mina. Tais procedimentos visaram à obtenção de um licor com características adequadas para a posterior adsorção do urânio pelas resinas. As resinas testadas foram a DOWEX RPU e IRA 910 U e os carregamentos foram considerados satisfatórios para ambas, sendo esses valores de 65,0 e 60, 0 mg U/g, respectivamente. === Appropriate management of wastes is one of the most important environmental problems, particularly concerning the tailings of mining activities. Interim storage of the tailings at incorrect places pending treatment demands an urgent solution. The Osamu Utsumi Mine located in the city of Caldas, Minas Gerais, has faced such problem. The waste of the mine consists of an alkaline sludge produced during pH neutralization of acid drainage and is rich in several metals, including uranium. The recovery of uranium by a hydrometallurgical technique can be one alternative for the reuse of this material, alkaline leaching is one of the most indicated techniques to attain that purpose. The present work aimed to develop a specific leaching process for the recovery of uranium present in the sludge and to concentrate the metal in the leaching liquor in a effective way. The following parameters were assessed: solid percentages, residence time, temperature, selection of extracting agents, concentration of reagents and evaluating whether or not to apply oxidants. Results show the possibility of extracting 100% of the uranium contained in the sludge. The better conditions to reach the maximum solubilization are: 10% solid content, 0.50 molL-1 Na2CO3, 1.00 molL-1 NaHCO3, and 20 hours reaction time at room temperature. The chemical characterization of the sample by energy dispersive X-ray spectrometer (EDX) indicated Ca, S, Mn and Al as the main constituents of the sludge, and 0.25 % of U3O8. The crystallized phases present in the sample, according the X-ray diffraction, are ettringite (Ca6Al2(SO4)3.(OH)12.26H2O) as a predominant phase followed by gypsum (CaSO4.2H2O), calcite (CaCO3) and bassanite (CaSO4.0.5H2O) as the minority. The concentration step was composed by evaluate of precipitation technique and ionic exchange. In the precipitation stage, 10.0 moL-1 NaOH solution was added to the pulp to reach a pH of 12. The percentage of uranium precipitated from the liquor was 62% and the concentration of metal contained in the precipitate correspond a 6.5%. The low recovery is due to the excess of carbonate ions in the liquor that influenced in the precipitation and ionic exchange. The excess of carbonate in the precipitate hinders the destabilization of the Na4UO2(CO3)3 soluble complex and in the case of ionic exchange there is a competition between CO32- ion and [UO2(CO3)3]4- anion for the adsorption sites of the resins. Based on this fact it was necessary to submit the solution generated in the lixiviation stage to three different tests: heating, lime addition and dilution of the liquor with the acid mine drainage to eliminate the excess of carbonate ions. The aim of this procedure is to obtain a product with suitable characteristics to allow subsequent uranium adsorption by the resin. The adsorption capacities of the two resins used - DOWEX RPU and IRA 910 U were around 65.0 and 60.0 mg U/g of resin, respectively. Both adsorption capacities were considered satisfactory.