FR2551745A1

FR2551745A1 - Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d'une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees

Info

Publication number: FR2551745A1
Application number: FR8412157A
Authority: FR
Inventors: Zdenek Kolarik; Robert Schuler
Original assignee: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Current assignee: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date: 1983-09-13
Filing date: 1984-07-31
Publication date: 1985-03-15
Anticipated expiration: 2004-07-31
Also published as: FR2551745B1; GB8422183D0; GB2149195B; DE3332954C2; DE3332954A1; US4659551A; GB2149195A

Abstract

A.PROCEDE POUR LA SEPARATION DE NEPTUNIUM SE FORMANT A PARTIR D'UNE PHASE ORGANIQUE AU COURS DU RETRAITEMENT DE MATIERES COMBUSTIBLES ETOU FERTILES IRRADIEES. B.PROCEDE CARACTERISE EN CE QUE LA PHASE ORGANIQUE CHARGEE PRINCIPALEMENT D'URANIUM VI, DE PLUTONIUM IV ET DE NEPTUNIUM VI, EST SOUMISE AU TRAITEMENT SUIVANT: A)MISE EN CONTACT DE LA PHASE ORGANIQUE AVEC UNE SOLUTION, PASSANT A CONTRE-COURANT, DE HNO AQUEUX DILUE, D'ALDEHYDE BUTYRIQUE, ET CONTENANT UNE FAIBLE CONCENTRATION D'ACIDE SULFAMIQUE AFIN DE REDUIRE SELECTIVEMENT LE NP VI EN NP V; B)MISE EN CONTACT DE LA PHASE AQUEUSE, CHARGEE DE NP V ET DE QUANTITES PARTIELLES DE TRITIUM ET DE PRODUITS DE FISSION DE A; C)SEPARER LA PHASE AQUEUSE OBTENUE EN B CONTENANT NP V, T ET DES PRODUITS DE FISSION DE LA PHASE ORGANIQUE. C.L'INVENTION S'APPLIQUE A LA SEPARATION DE PRODUITS DE FISSION DE REACTEURS NUCLEAIRES NOTAMMENT DU TYPE PWR AU COURS DU PROCESSUS DE DECONTAMINATION.

Description

Procédé pour la séparation de neptunium se formant à partir d'une phase

organique au cours du retraitement

de matières combustibles et/ou fertiles irradiées ".

L'invention concerne un procédé pour séparer le neptunium d'une phase organique qui se forme au cours du retraitement de matières combustibles nucléaires et/ou fertiles, irradiées, quand celles-ci sont dissoutes dans un acide fort, aqueux, et quand les ions 10 uranium, plutonium et neptunium, ainsi que des quantités partielles de tritium et de produits de fission sous forme d'ions, sont transférés, au moyen d'un agent d'extraction organique, dissous dans un diluant, de la phase aqueuse dans la phase organique, cette dernière étant soumise à une première et à une seconde étape de lavage ou de décontamination en ce qui concerne les ions des

produits de fission.

Les combustibles nucléaires brilés, par exemple ceux des réacteurs nucléaires à eau légère (com20 bustibles LWR) sont retraités par le procédé dit "Purex", dans le but de récupérer les précieuses matières fissiles qui y sont contenues, notamment l'uranium et le plutonium La pureté chimique et radiochimique des produits finaux uranium et plutnium obtenus doit répondre à des 25 exigences très sévères Une des impuretés radioactives qui doit particulièrement être éliminée d'une façon très

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effective est le neptunium.

Dans les combustibles LWR, le neptunium apparaît principalement dans la chaîne de réaction 238 U(n,2 n)237 U(p)237 (Np) Un combustible fortement brû5 lé contient quelques centaines de mg de Np par kg, mais après le retraitement, les produits d'uranium et de plutonium doivent être contaminés par < 1 ppm ou < 1000 ppm de Np au maximum Cela signifie que, pendant l'ensemble des opérations, on doit atteindre pour le neptunium des

facteurs de décontamination de> 500 ou / 50 dans l'épuration de l'uranium et du plutonium.

Une séparation efficace du neptunium d'une part et de l'uranium et du plutonium d'autre part est rendue difficile surtout par le fait que le neptunium peut 15 être présent dans différentes solutions opératoires à deux, voire même trois niveaux, de valence existant à côté les uns des autres, et qui diffèrent largement dans leur possibilité d'extraction avec, par exemple, le phosphate de tributyle (TBP): Le neptunium (V) ne peut prati20 quement pas être extrait, le neptunium (IV) ne l'est que très faiblement, et la possibilité d'extraction du neptunium (VI) est comparable à celle du plutonium (IV) Dans

beaucoup d'opérations d'extraction du procédé Purex, le neptunium a tendance à se répartir plus ou moins unifor25 mément entre le raffinat et l'extrait.

Si l'on ne procéde à aucun essai pour agir sur la possibilité d'extraction du neptunium, une importante proportion de ce dernier (pouvant aller jusqu'à 99 %) sera extraite dans la première opération d'extraction du procédé Purex, c'est-à-dire dans la coextraction de l'uranium et du plutonium de la solution de matières fertiles dans la phase organique avec ces deux éléments (W Ocsenfed, F Baumgârtner, U Bauder, H-3 Bleyl, D Ertel et G Koch, Kf K 2558 ( 1977) (Rapport 35 du Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmb H) Dans l'étape suivante du procédé Purex, c'est-à-dire dans la séparation duneptuniumet de l'uranium le neptuniun se divise en deux portions comparables, qui accompagnent chacune un des deux produits, uranium et plutonium I 1 l serait probablement possible de déplacer la répartition du neptunium entre ces deux produits, au profit du produit uranium ou plutonium, mais on devrait a cet effet contrÈler avec précision la concentration de l'acide nitrique dans le courant organique contenant l'uranium et le plutonium. IO Cela n'est toutefois pas toujours possible dans la pratique et l'on doit aussi tenir compte de ce que les produits uranium et plutonium sont contaminés avec du neptunium, et que la séparation du neptunium ne s'effectue que dans les cycles suivants d'épuration de l'uranium et 15 du plutonium A cet endroit, on doit ensuite atteindre un facteur de décontamination de 200 à 300, ou de 20 à 300 ll est ainsi évident que le problème qui se pose serait résolu de la façon la plus élégante si l'on séparait le neptunium déjà au commencement de la partie extractive du procédé Pures de l'uranium et du plutonium C'est-a-dire que l'on devrait arriver à envoyer le neptunium, au cours de la coextraction de l'uranium et du plutonium, et les eaux de lavage du produit organique qui en résultent, dans le courant du produit raffiné. 25 Le neptunium présente dans la solution mise en oeuvre pour la coextraction (solutions de combustible), principalement sous la forme hexavalenteo Il faut donc trouver un agent réducteur qui ne réduise pas le neptunium (VI) pouvant etre extrait en neptunium (IV) ne pouvant pas ê O tre extrait, mais qui ne réduise pas le plutonium (IV) pouvant être extrait en plutonium (l I 1) ne pouvant pas l'être Il est aussi important que le neptunium (V) ne soit pas réduit jusqu'à arriver au neptunium (IV) dans une certaine mesure pouvant être extrait Il est ex trêmement diffieile de remplir toutes ces conditions, car au cours de la coextraction de l'uranium et du plutonium, il s'établit, dans la phase aqueuse, une concentration

assez élevée d'acide nitrique ( 3 à 4,2 moles par 1).

Cette concentration élevée en acide ralentit la réduction du neptunium (VI) en neptunium (V), et ne favorise pas seulement une continuation de la réduction jusqu'au neptunium (IV) mais aussi un disproportionnement du neptunium (V) par rapport au neptunium IV) et au neptunium

(VI) Le neptunium (IV) qui se forme peut réduire le plu10 tonium (IV) en plutonium (III).

Dans la littérature, il est décrit seulement une possibilité de transformer le neptunium déjà dans le produit raffiné au cours de la coextraction du plutonium et de l'uranium, (W L Poë, A W 3 oyce et R I Martens, Ind Enf Chem Process Des Dev 3, 314 ( 1964) L'agent réducteur utilisé, l'acide nitreux empêche en effet la formation de neptunium (IV) et de plutonium (III), mais ne permet cependant pas de séparer très efficacement le neptunium Dans le rapport de Poe et al, 20 on ne trouve aucune donnée chiffrée, mais on peut se rendre compte d'après le texte, et nos propres expériences ont confirmé, qu'une proportion non négligeable du neptunium est extraite avec l'uranium et le plutonium, et

parvient dans le cycle de purification.

L'invention a pour objet de séparer, dès le commencement des opérations de retraitement, des solutions d'agent d'extraction d'une opération de retraitement de matières combustibles nucléaires et/ou de matières fertiles irradiées, le neptunium indésirable extrait en 30 commun avec les matières fissiles, uranium et plutonium que l'on se propose de récupérer, et de décontaminer ainsi les solutions finales des produits, uranium d'une part, et plutonium d'autre part, dans une très large mesure, en ce qui concerne le neptunium Le neptunium 35 doit être transféré, à partir de la phase organique de coextraction de l'uranium et du plutonium, sélectivement par rapport à U et à Pu, dans une solution de déchets aqueuse, sans qu'il puisse parvenir de l'uranium et/ou du

plutonium dans cette solution de déchets.

Ce résultat est obtenu suivant l'invention du fait que: a) l'on met en contact de la phase organique avec une solution, passant à contre-courant, de HNO 3 aqueux dilué, d'aldéhyde butyrique, et contenant une faible concentration d'acide sulfamique afin de réduire sélectivement le Np(VI) en Np(V), et réextraction sélective (par rapport à l'uranium et au plutonium) du Np(V) de la phase organique dans la phase aqueuse, et que b) l'on met en contact de la phase aqueuse, chargée de Np(V) et de quantités partielles de tritium et de produits de fission de a), avec une solution fraîche d'agent d'extraction avec un débit qui correspond à 1/10 à 1/5 du débit de la phase organique à décontaminer, pour assurer la sélectivité de la ré-extraction 20 du Np(V) par rapport à U et à Pu, et c) séparer la phase aqueuse obtenue en b) contenant Np(V),

T et des produits de fission de la phase organique.

Il y aura avantage à ce que la solution aqueuse de réduction et de réextraction soit utilisée 25 avec une concentration en aldéhyde butyrique de 0,2 à 0,3 mol/l, une concentration en acide sulfamique de 0,002 à 0, 006 mol/l, et une concentration en HNO 3 de 0,5

à 1,2 mol/l.

Un mode de réalisation particulier du 30 procédé suivant l'invention est caractérisé en ce que les débits relatifs et le rapport de ces débits de la solution organique chargée de U(VI), de Pu(IV) et de Np(VI) par rapport à la solution aqueuse contenant de l'aldéhyde butyrique et à la solution d'agent d'extraction organique 35 frais se montent ou se monte à 1: 0,15 jusqu'à 0,25:

0,1 jusqu'à 0,2.

Le schéma connu des écoulements de la coextraction du U et de Pu du procédé Purex peut comprendre un second lavage de la phase organique chargée d'uranium et de plutonium (figure 1) Après que la phase orga5 nique chargée a été lavée dans la partie HS de l'extracteur HA/HS avec une solution concentrée d'acide nitrique, elle subira un lavage supplémentaire dans l'extracteur AS avec une solution d'acide plus diluée afin d'améliorer la décontamination des produits de fission La solution 10 de lavage faiblement acide est ici envoyée de l'extracteur AS dans la partie HS de l'extracteur HA/HS On peut tirer parti de ce second lavage de la phase organique chargée pour la séparation du neptunium, toutefois à deux conditions; la concentration en acide dans le courant d'eau de lavage est abaissée jusqu'à une valeur qui favorise la réduction du neptunium (VI), et le second lavage est découplé du premier lavage, le courant aqueux de lavage sortant de l'extracteur AS étant envoyé non pas

dans l'extracteur HA/HS, mais au déchets après lavage par 20 inversion de courant avec une solution fraiche de TBP.

Une représentation schématique de cette façon de procéder suivant l'invention au cours de la coextraction de U et Pu dans le procédé Purex est donnée par la figure 2, et une comparaison des figures 1 et 2 montre clairement la 25 différence entre le schéma d'écoulement suivant l'invention et celui de l'état antérieur de la technique Dans le schéma antérieur d'écoulement (figure 1), le neptunium (V) extrait par lavage de la phase organique dans l'extracteur AS sous une faible concentration en acide par30 vient dans la partie HA de l'extracteur HA/HA, o il subira partiellement un disproportionnement dans la phase aqueuse en raison de la concentration plus élevée de l'acide qui règne à cet endroit Les niveaux de valence (IV) et (VI) du neptunium qui se forment ainsi seront

ensuite extraits à nouveau Et aussi, l'effet de déconta-

mination du 2 ème lavage pourrait être réduit à néant dans le schéma d'écoulement usuel (figure 1): les produits de fission re-extraits dans l'extracteur AS par l'acide plus faible pourraient être transférés à nouveau 5 dans la phase organique dans l'extracteur HA/HS, en raison de la concentration plus élevée en acide On pourrait arriver ainsi à une accumulation de neptunium et de

produits de fission dans la chaîne HA/HS/AS.

le procédé suivant l'invention qui est li D exposé par exemple dans le schéma d'écoulement de la figure 2 du procédé Purex est sans doute plus complifqué que le schéma d'écoulement de la technique habituelle (figure 1), mais il présente cependant des avantages sensibles: 1) il permet, comme le montre l'exemple, une séparation effective d'une proportion essentielle du neptunium, avant même la séparation uranium-plutonium et avant l'épuration des deux produits, dans lequel ensuite, un plus faible facteur de décontamination ( 5) suffit éventuellement pour l'obtention ultérieure de la pureté exigée 2) si l'on utilise pour le deuxième lavage, une solution d'acide nitrique exempte de tritium, l'opération de lavage sert aussi éliminer le tritium de la phase 2 L organique, chargée d'uranium et de rplutoniumn 3) la phase organique est purifiée supplémentairement de produits de fission tels que le zirconium, qui sont faiblement extractifs quand la concentration d'acide est faible; les produits de fission éliminés par 30 lavage sont ici envoyés directement aux déchets S) la solution de lavage aqueuse, sortant de l'extracteur AS, contenant le neptunium et éventuellement du tritium, peut être stockée séparément du courant de raffinat sortant de l'extracteur NA/HS 7 ainsi l'agent réduc35 teur du neptunium (VI} n'entre pas en contact avec la quantité principale des produits en fission séparés dans l'extracteur HA/HS d'uranium et de plutonium et on évite les réactions toujours possibles, redox ou de précipitations, de l'agent réducteur avec les ions métalliques, ) si, accidentellement, il passe du plutonium dans la solution aqueuse sortant de l'extracteur AS et contenant du neptunium, on n'a pas besoin d'interrompre les opérations. La solution utilisée est obtenue de la façon habituelle, c'est-à-dire par dissolution du combustible nucléaire dans de l'acide nitrique chaud, élimination des matières solides, et ajustement des concentrations en métaux et acide La concentration en acide nitri15 que doit se monter à 2 à 3,5 molli, ou mieux à 3 moli, et celle d'uranium (VI) à 150 à 300 gil, de préférence 240 g/l La concentration en plutonium (IV) est donnée par la combustion du combustible On alimente l'extracteur HA/HS avec cette solution HAF mise en oeuvre suivant 20 le schéma d'écoulement représenté dans la figure 2 Comme extracteur, un mélangeur décanteur à 3 à 24 étages pourra convenir; une colonne pulsée à plateaux tamiseurs ou garnissage, une colonne non-puisée, garnie, une colonne Oldshue-Rushton, etc toujours de 1 à 8 m de haut; un ex25 tracteur centrifuge à plusieurs étages, ou une batterie d'extracteurs centrifuges a un seul étage, montés à la suite les uns des autres, etc Le débit relatif de la solution mise en oeuvre est défini comme représentant 1 pour la comparaison avec les débits d'autres solutions. 30 Dans l'extracteur HA/HS, on met en contact la solution mise en oeuvre, à contre-courant, avec la phase organique HX La phase organique est constituée d'un agent d'extraction et d'un diluant L'agent d'extraction est un composé organique qui contient, dans sa molé35 cule un groupe phosphoryle, mais aucun atome d'hydrogène apte à la dissociation On peut utiliser aussi un triester d'acide phosphorique, un diester d'acide phosphonique, un ester d'acide phosphinique ou un oxyde phosphinique, c'est-à-dire une combinaison du type (RO)3 n Rn PO, o N = O à 3 et R est un groupe alcoyl, aryl, alcoylaryl ou arylalcoyl et les groupes R sont semblables ou différents On utilise de préférence le phosphate de tributyle (TBP) comme agent d'extraction La concentration en agent d'extraction doit être de l'ordre de 0,2 à 10 1,5 mol/l de préférence environ 1,1 mol/1, et sera choisie telle que la viscosité de la phase organique et sa densité soient favorables à la séparation des phases liquides après la mise en contact dans l'extracteur même quand elles sont chargées en uranium, et que les coeffi15 cients de répartition des différents composants soient admissibles pour toutes les opérations d'extraction qui devront être exécutées pendant le traitement L'agent diluant peut être un hydrocarbure aliphatique défini, depuis le pentane jusqu'aux hydrocarbures supérieurs avec 20 un point de fusion à partir de > 10 C, un hydrocarbure alicyclique défini avec ou sans chaine latérale, un alcane halogéné, tel que par exemple le tétrachlorométhane, ou un composé du type Cn F 2 n+ 2 o N > 5, etc Dans tous les cas, la molécule de l'agent diluant peut contenir une chaîne ramifiée ou non On peut en outre utiliser un mélange d'hydrocarbures, par exemple du kérosène, qui contient des hydrocarbures aliphatiques, et à c 8 té d'eux des hydrocarbures alicycliques ou aromatiques La phase organique est alimentée dans l'extracteur HA/HS, suivant le 30 schéma indiqué dans la figure 2, avec un débit relatif de 2 à 4 Le débit de phase organique doit être réglé de telle façon que sa charge quand il quitte l'extracteur HA/HS se situe entre 60 et 80 %, de préférence vers 70 %

de la capacité totale de l'agent d'extraction.

La phase organique chargée d'uranium et n O de plutonium est lavée, dans la partie lavage de l'extracteur HA/HS, avec la solution de lavage HAS qui contient 2 à 4 moles d'acide nitrique par litre, de préférence 3 mol/l La phase organique sort de l'extracteur HA/HS 5 -sous la forme d'un courant HXP, dans lequel l'uranium et le plutonium sont déjà largement débarrassés des produits de fission Immédiatement après avoir quitté l'extracteur HA/HS, le courant HXP est introduit au milieu de l'extracteur AS Il y est mis en contact à contre10 courant avec la solution de lavage ASS qui contient de l'acide nitrique, l'agent de réduction du neptunium (VI) et un agent décomposant l'acide nitreux Comme agent de réduction du neptunium (VI), on utilise de l'aldéhyde butyrique, et ce, à la concentration de 0,2 à 0,3 mol/l dans le courant ASS, et de préférence 0,25 mol/l L'acide nitreux qui se forme dans le système en faibles quantités, entre autres par radiolyse, et qui gêne la réduction du neptunium (VI) en neptunium (V), est décomposé avec de l'acide sulfamique dont la concentration s'élève, dans 20 le courant ASS, à 0,002 à 0,006 mol/l, de préférence 0,04 mol/l La concentration d'acide nitrique dans le courant ASS doit être de l'ordre de 0,5 à 1,2 mol/1 et être de préférence de 0,8 mol/1 Le débit relatif de la solution ASS doit être de 0,45 à 0,55 et de préférence 25 de 0,50 Lors du contact des solutions HXP et ASS dans la partie de droite de l'extracteur ASS, le neptunium (VI) se réduit en neptunium (V) et est transféré dans la solution aqueuse ASS, en commun avec une partie des produits de fission qui n'avaient pas été éliminés dans l'extracteur HA/HS En même temps, il est transféré dans la solution ASS quelques quantités d'uranium et de plutonium qui seront extraites de nouveau de la solution ASS dans la solution organique ASX A cet effet, la solution ASX, qui a la même composition que la solution HX, est mise en contact, dans la partie gauche de l'extracteur AS, à contre- courant avec la solution ASS Le débit relatif de la solution ASX doit se situer dans l'ordre de 0,3 à 0,6 et être de préférence de 0,4 A sa sortie de l'extracteur AS, la solution ASS est envoyée, soit aux dé5 chets fortement actifs, soit plus probablement aux déchets moyennement actifs La solution HXP organique, débarrassée du neptunium, continue sa course, après être sortie de l'extracteur AS, soit vers la séparation uranium- plutonium (traitement dit "early splitting"), soit vers l'ex10 traction du coeur du réacteur d'uranium et de plutonium (traitement dit "late splitting")o

Exemple:

Une solution HAF simulée, qui contient 245 g de U (VI)/1, 4,4 g Pu (IV)/1, 190 mg Np(VI)/l, 2,9 moles d'acide nitrique/l, est alimentée dans le 8 ème étage d'un décanteur-mélangeur de laboratoire à 16 étages, servant d'extracteur HA/HS Le débit de cette solution est de 150 ml/h Pour déterminer l'eficacité de la séparation du neptunium, ce dernier a été marqué avec l'isotope 238 Np, dont la radioactivité gamma a été mesurée, avec un cristal d'iodure de sodium, à un niveau d'énergie de 0,9 à 1,1 Me V On a introduit dans le premier étage du décanteur mélangeur, comme phase organique HX, une solution à 30 % en volume de phosphate de tributyle, dans un mélan25 ge d'aleanes-n (Clo O à C 13) Le débit de la phase organique se monte à 400 ml /h Dans le 16 ème étage du décanteurmélangeur, on a fait arriver une solution de lavage qui confinait 3 mol/l d'acide nitrique et dont le débit était de 40 ml/h La phase organique HXP chargée quittait 30 l'extracteur HA/HS au 16 ème étage et contenait 86 g U (VI)/l, 1,54 g Pu (IV)/i, environ 60 mg de Np(VI)/l, et 0,23 mol/1 d'acide nitrique Le deébit de la phase organique s' élève en raison de l'absorption d'uranium (VI) à environ 415 ml/h Cette phase est envoyée dans le 8 ème 35 étage d'un autre décanteur- mélangeur de laboratoire à seize étages servant d'extracteur AS Dans le 16 me étage de cet extracteur AS, on introduit une solution ASS qui contient 0,2 mole d'aldéhyde butyrique/1 0,004 mole d'acide sulfamique/l et 0,5 mole d'acide nitriquell, avec un débit de 80 ml/h Le ler étage de l'extracteur AS est alimenté d'une solution ASX, qui a la même composition que la solution HX et un débit de 60 ml/h L'efficacité de la séparation du neptunium a été caractérisée par le facteur de décontamination (DF) qui est défini comme étant 10 le rapport entre la quantité totale de neptunium entrant, en une unité de temps, dans le courant HXP dans l'extracteur AS, et la quantité totale de neptunium sortant de l'extracteur AS, dans le courant ASS dans la même unité de temps La valeur du DF a varié pendant la durée de l'essai 15 entre 100 et 360 Comme valeur type, on peut indiquer un DF d'environ 200, qui correspond à une élimination du neptunium du courant HXP de 99,5 % La perte de plutonium dans le courant ASS était d'environ 0,4 % pendant que la perte d'uranium était négligeable ( < 0,1 %) On a observé 20 une certaine accumulation du plutonium dans la phase aqueuse entre les 8 ème et 16 ème étapes de l'extracteur ASS,

mais en ajustant la concentration d'uranium dans le courant HXP et la concentration d'acide dans le courant ASS à des valeurs appropriées, la concentration du plutonium 25 peut être maintenue en-dessous de 3 g/l dans la zone mentionnée de l'extracteur ASS.

Claims

R E V E N D I C A T I O N S

) Procédé pour séparer le neptunium d'une phase organique qui se forme au cours du retraitement de matières combustibles nucléaires et/ou fertiles, 5 irradiées, quand celles-ci sont dissoutes dans un acide fort, aqueux, et quand les ions uranium, plutonium et neptunium, ainsi que des quantités partielles de tritium et de produits de fission sous forme d'ions, sont transférés, au moyen d'un agent d'extraction organique, dis10 sous dans un diluant, de la phase aqueuse dans la phase organique, cette dernière étant soumise à une première et à une seconde étape de lavage ou de décontamination en ce qui concerne les ions des produits de fission, procédé caractérisé en ce que: la phase organique chargée principalement d'uranium (VI), de plutonium (IV) et de neptunium (VI), au lieu de subir la seconde étape de décontamination, est soumise, avant que la phase organique soit envoyée à la séparation de l'uranium et du plutonium ou à l'extraction du coeur du 20 réacteur de l'uranium et du plutonium, au traitement suivant: a) mise en contact de la phase organique avec une solution passant à contre-courant, de HNO 3 aqueux dilué, d'aldéhyde butyrique, et contenant une faible concentration 25 d'acide sulfamique afin de réduire sélectivement le Np (VI) en Np (V), et réextraction sélective (par rapport à l'uranium et au plutonium) du Np (V) de la phase organique dans la phase aqueuse, b) mise en contact de la phase aqueuse, chargée de Np (V) 30 et de quantités partielles de tritium et de produits de fission de a), avec une solution fraiche d'agent d'extraction avec un débit qui correspond à 1/10 à 1/5 du débit de la phase organique à décontaminer, pour assurer la sélectivité de la ré- extraction du Np (V) 35 par rapport à U et à Pu, et î 4 c) séparer la phase aqueuse obtenue en b) contenant

Np (V), T et des produits de fission de la phase organique.
2 ) Procédé suivant la revendication 1, 5 caractérisé en ce que la solution aqueuse de réduction et de ré-extraction est utilisée avec une concentration en aldéhyde butyrique de 0,2 à 0,3 mol/l, une concentration en acide sulfamique de 0,002 à 0,006 mol/l, et une

concentration en HNO 3 de 0,5 à 1,2 mol/l.
3 ) Procédé suivant l'une des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que les débits relatifs ou le rapport entre les débits de la solution organique

chargée de U(VI), Pu(IV) et Np(VI), de la solution aqueuse contenant de l'aldéhyde butyrique, et la solution organi15 que fraiche d'agent d'extraction, se montent ou se monte

à 1: 0,15 à 0,25: 0,1 à 0,2.