FR2840446A1 - Procede de retraitement d'un combustible nucleaire epuise - Google Patents

Procede de retraitement d'un combustible nucleaire epuise Download PDF

Info

Publication number
FR2840446A1
FR2840446A1 FR0300050A FR0300050A FR2840446A1 FR 2840446 A1 FR2840446 A1 FR 2840446A1 FR 0300050 A FR0300050 A FR 0300050A FR 0300050 A FR0300050 A FR 0300050A FR 2840446 A1 FR2840446 A1 FR 2840446A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
uranium
plutonium
nitric acid
acid solution
oxide
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
FR0300050A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2840446B1 (fr
Inventor
Sachiko Miyahara
Yoshikazu Koma
Atsushi Aoshima
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Japan Atomic Energy Agency
Original Assignee
Japan Nuclear Cycle Development Institute
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Japan Nuclear Cycle Development Institute filed Critical Japan Nuclear Cycle Development Institute
Publication of FR2840446A1 publication Critical patent/FR2840446A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2840446B1 publication Critical patent/FR2840446B1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

L'invention concerne le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé.La poudre de combustible est mise en contact avec un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique pour dissoudre et extraire U et Pu. L'agent obtenu est mis en contact avec de l'acide nitrique contenant un agent réducteur pour ré-extraire Pu et laisser U. La solution d'acide nitrique résultante est dénitrée pour récupérer Pu sous forme d'oxyde. L'agent d'extraction contenant U est mis en contact avec de l'acide nitrique pour ré-extraire U et l'acide nitrique obtenu contenant U est dénitré pour récupérer U sous forme d'oxyde.Application : retraitement perfectionné comprenant un plus petit nombre d'étapes.

Description

<Desc/Clms Page number 1>
La présente invention a pour objet un procédé de retraitement pour récupérer des éléments consistant en actinides, tels que l'uranium, le plutonium et des éléments similaires, à partir d'un combustible nucléaire épuisé.
Un combustible nucléaire épuisé contient des substances utiles telles que l'uranium, le plutonium et des éléments similaires et, en conséquence, l'uranium et le plutonium ont été auparavant séparés et récupérés à partir du combustible nucléaire épuisé, et ont été réutilisés.
En ce qui concerne un procédé pour récupérer l'uranium et le plutonium à partir d'un combustible nucléaire épuisé, qui est mis en #uvre dans la pratique à l'heure actuelle, le procédé Purex représenté sur le diagramme de fonctionnement de la figure 2 est utilisé.
Plus précisément, un combustible nucléaire épuisé sous forme d'une masse de combustible est soumis à un cisaillement pour préparer des morceaux produits par cisaillement, puis les morceaux produits par cisaillement sont dissous avec de l'acide nitrique à haute température (étape de dissolution). Puisque cette solution d'acide nitrique préparée en dissolvant le combustible épuisé dans de l'acide nitrique contient des impuretés solides telles que des particules fines insolubles de produits de fission (FP) et de copeaux des tubes de gaine de combustible engendrés lors du cisaillement, ces impuretés solides sont séparées et la concentration en acide nitrique ou un paramètre similaire est ajusté [étape de clarification et d'ajustement]. Puis cette solution d'acide nitrique est mise en contact avec une phase de solvant organique contenant du TBP (phosphate de tri-n-butyle) et un diluant (dodécane, kérosène ou un solvant similaire) pour extraire sélectivement l'uranium et le plutonium présents dans la solution d'acide nitrique dans la phase de solvant organique et laisser les FP dans la phase aqueuse d'acide nitrique pour la séparation sous forme d'un résidu liquide
<Desc/Clms Page number 2>
radio-actif (HAW) à haute teneur [étape de codécontamination].
La phase de solvant organique contenant de l'uranium et du plutonium est mise en contact avec une solution d'acide nitrique contenant un agent réducteur (nitrate d'hydroxylamine, uranium (IV) ou agent similaire) pour entraîner ou ré-extraire le plutonium dans la phase aqueuse d'acide nitrique et laisser l'uranium dans la phase de solvant organique [étape de partage]. La phase de solvant organique contenant de l'uranium résultante est en outre mise en contact avec une solution d'acide nitrique diluée pour ré-extraire l'uranium dans la phase aqueuse d'acide nitrique. La solution d'acide nitrique contenant de l'uranium et la solution d'acide nitrique contenant du plutonium, ainsi obtenues, sont dénitrées en utilisant un appareil de dénitration pour récupérer l'uranium et le plutonium respectivement sous forme d'oxyde d'uranium et sous forme d'un oxyde de plutonium [étape de dénitration].
Le procédé Purex classique décrit ci-dessus est un excellent procédé de traitement en raison de la récupération sélective de l'uranium et du plutonium, de la régulation de criticité, de la sécurité, etc. Cependant, le procédé Purex ne peut être totalement satisfaisant en raison de la quantité de travail due à un grand nombre d'étapes de procédé et, en conséquence, la réduction du nombre d'étapes de procédé est exigée de ce point de vue.
Un objectif de la présente invention consiste donc à proposer un procédé perfectionné pour le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, dont le nombre d'étapes peut être réduit comparativement au procédé Purex classique et qui, en raison de sa réduction, peut être simplifié en ce qui concerne la capacité de mise en #uvre.
Conformément à la présente invention, il est proposé un procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, comprenant :
<Desc/Clms Page number 3>
une étape de dissolution et de codécontamination consistant à mettre une poudre de combustible constituée d'un combustible nucléaire épuisé provenant d'un réacteur nucléaire en contact avec un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique choisi dans le groupe consistant en des amides, la méthylisobutylcétone, l'éther dibutylique de diéthylèneglycol et la P-dicétone, pour dissoudre et extraire sélectivement l'uranium et le plutonium présents dans la poudre de combustible dans l'agent d'extraction ; une étape de partage consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium et du plutonium obtenu dans l'étape de dissolution et de co-décontamination en contact avec une solution d'acide nitrique contenant un agent réducteur pour ré-extraire le plutonium dans la solution d'acide nitrique et laisser l'uranium dans l'agent d'extraction ; une étape de dénitration pour la dénitration de la solution d'acide nitrique contenant du plutonium obtenue dans l'étape de partage afin de récupérer le plutonium sous forme d'un oxyde de plutonium ; et une étape de dénitration consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans l'étape de partage en contact avec une solution d'acide nitrique pour ré-extraire l'uranium dans la solution d'acide nitrique, et de dénitration de la solution d'acide nitrique contenant de l'uranium résultante pour récupérer l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
L'étape de dissolution et de co-décontamination décrite ci-dessus dans le procédé de retraitement de la présente invention correspond à l'étape de dissolution + l'étape de clarification et d'ajustement + l'étape de codécontamination dans le procédé Purex classique. En conséquence, la présente invention permet de réduire le
<Desc/Clms Page number 4>
nombre d'étapes du procédé, comparativement au procédé Purex.
En outre, dans la présente invention, lorsqu'un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique combustible choisi dans le groupe consistant en des amides, la méthylisobutylcétone et l'éther dibutylique de diéthylèneglycol, est utilisé comme agent d'extraction, il est possible de parvenir à la décomposition et l'évaporation thermiques du solvant organique combustible et de récupérer directement l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium, par combustion de l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans l'étape de partage.
En raison de l'utilisation de l'agent d'extraction comprenant le solvant organique combustible, il est possible d'omettre une étape de ré-extraction de l'uranium d'une phase de solvant organique contenant de l'uranium obtenu dans une étape de partage du procédé Purex classique dans une phase aqueuse d'acide nitrique et d'omettre en outre une étape de dénitration de la solution d'acide nitrique contenant de l'uranium obtenue par la réextraction, ce qui permet de réduire le nombre d'étapes du procédé. En outre, puisque le TBP utilisé comme agent d'extraction dans le procédé Purex est un solvant contenant du phosphore, sa combustion est difficile et une température élevée est nécessaire pour sa combustion.
D'autre part, le solvant organique combustible décrit cidessus utilisé dans la présente invention est un solvant ne contenant pas de phosphore et, en conséquence, subit aisément la combustion. Le procédé de la présente invention est également avantageux à ce point de vue.
En outre, dans la présente invention, lorsqu'un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique volatil choisi dans le groupe consistant en la méthylisobutylcétone et la 0-dicétone est utilisé comme
<Desc/Clms Page number 5>
agent d'extraction, il est possible de récupérer l'agent d'extraction sous forme d'un distillat en distillant l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans l'étape de partage et, en outre, de convertir l'uranium en un nitrate d'uranium, puis de dénitrer le nitrate d'uranium résultant pour récupérer l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
Un tel traitement de distillation du solvant organique volatil est avantageux en raison du fait que le traitement peut être effectué à une température relativement basse car la température de distillation n'est pas aussi élevée que la température dans le traitement de combustion décrit ci-dessus du solvant organique combustible.
D'autres caractéristiques et avantages ressortiront de la description détaillée qui va suivre, faite en regard des dessins annexés sur lesquels : la figure 1 est un diagramme de fonctionnement représentant une forme de réalisation du procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, conforme à la présente invention.
La figure 2 est un diagramme de fonctionnement représentant le procédé Purex classique.
Des formes préférées de réalisation de la présente invention sont les suivantes.
La figure 1 est un diagramme de fonctionnement représentant une forme de réalisation du procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, conforme à la présente invention. Un combustible nucléaire épuisé engendré à partir d'un réacteur à eau légère ou d'un réacteur rapide est soumis sous forme d'une masse de combustible à un cisaillement pour préparer des morceaux produits par cisaillement, et les copeaux de tube de gaine de combustible et des éléments similaires sont éliminés de ceux-ci pour préparer une poudre de combustible à base d'oxydes.
<Desc/Clms Page number 6>
En variante, sans effectuer le traitement de cisaillement, le combustible nucléaire épuisé peut également être réduit en poudre en le soumettant au traitement thermique d'oxydation. A ce propos, lorsqu'un combustible nucléaire épuisé est soumis, par exemple, au traitement thermique d'oxydation dans de l'air à une température approximativement supérieure ou égale à 500 C sous forme d'une masse de combustible, le U02 dans le combustible nucléaire épuisé est réduit en poudre par oxydation en U3O8 et, en raison d'une variation de volume à ce moment, les tubes de gaine sont clivés, ce qui fait que la poudre de combustible à base d'oxydes peut être séparée des tubes de gaine.
Puis, la poudre de combustible à base d'oxydes est mise en contact avec un agent d'extraction comprenant un solvant organique, sous forme de poudre solide sans sa dissolution dans une phase aqueuse d'acide nitrique et comme dans le procédé Purex classique, de telle sorte que l'uranium et le plutonium dans la poudre de combustible à base d'oxydes soient sélectivement dissous et extraits dans l'agent d'extraction et la plus grande partie des FP soit séparée sous forme d'un résidu insoluble [étape de dissolution et de co-décontamination].
Des exemples d'agents d'extraction qui peuvent être utilisés dans la présente invention comprennent un solvant organique choisi dans le groupe consistant en des amides, la méthylisobutylcétone, l'éther dibutylique de diéthylèneglycol et la (3-dicétone (thénoyltrifluoracétone (TTA) ) .
Des exemples appréciés des amides qui peuvent être utilisés dans la présente invention comprennent le DOBA et le DOiBA, représentés par les formules structurales suivantes.
<Desc/Clms Page number 7>
Figure img00070001
DOBA DOiBA
En particulier dans la présente invention, un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique, préparé en incorporant préalablement de l'acide nitrique au solvant organique décrit ci-dessus est utilisé. A ce propos, une solution d'acide nitrique est ajoutée au solvant organique décrit ci-dessus et le mélange résultant est agité pour extraire une quantité constante d'acide nitrique dans l'agent d'extraction. A ce moment, la solution d'acide nitrique (phase aqueuse) restant non extraite et l'agent d'extraction (phase de solvant organique) contenant l'acide nitrique extrait sont séparés en deux phases. Ainsi, la solution d'acide nitrique restant non extraite est éliminée et seul l'agent d'extraction contenant l'acide nitrique extrait (dans le présent mémoire, il est désigné sous le nom de agent d'extraction contenant de l'acide nitrique ) est utilisé.
En outre, lorsqu'un agent d'extraction dilué avec du dodécane ou un diluant similaire est utilisé dans la présente invention, la décontamination des FP dans l'étape de dissolution et de co-décontamination peut être améliorée.
L'agent d'extraction contenant de l'uranium et du plutonium (phase de solvant organique) est dilué avec du dodécane, si cela est désiré, et mis en contact avec une solution d'acide nitrique (phase aqueuse) contenant un agent réducteur (nitrate d'hydroxylamine, uranium (IV), etc. ) pour ré-extraire ainsi le plutonium dans la solution d'acide nitrique et laisser l'uranium dans l'agent d'extraction [étape de partage]. L'agent d'extraction contenant l'uranium est en outre mis en contact avec une solution d'acide nitrique diluée pour ré-extraire l'uranium dans la solution d'acide nitrique. La solution d'acide
<Desc/Clms Page number 8>
nitrique contenant du plutonium et la solution d'acide nitrique contenant l'uranium ainsi obtenues sont dénitrées en utilisant des micro-ondes, un four électrique ou un système similaire pour récupérer le plutonium et l'uranium respectivement sous forme d'un oxyde de plutonium et d'un oxyde d'uranium [étape de dénitration].
Dans la présente invention, l'uranium peut également être récupéré par distillation ou combustion de l'agent d'extraction contenant de l'uranium tel quel, sans ré-extraction de l'uranium de l'agent d'extraction contenant de l'uranium.
Plus précisément, lorsque de la méthylisobutylcétone ou de la (3-dicétone, qui est un solvant organique volatil, est utilisée comme agent d'extraction, l'agent d'extraction contenant de l'uranium est distillé tel quel, ce qui permet d'obtenir un nitrate d'uranium, et l'agent d'extraction volatil récupéré par la distillation peut être recyclé et réutilisé dans l'étape de dissolution et de co-décontamination. Le nitrate d'uranium obtenu est dénitré pour récupérer l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
D'autre part, lorsqu'un amide, la méthylisobutylcétone ou l'éther dibutylique de diéthylèneglycol, qui est un solvant organique combustible, est utilisé comme agent d'extraction, l'agent d'extraction contenant de l'uranium est soumis tel quel à une combustion, ce qui permet d'obtenir directement un oxyde d'uranium. L'agent d'extraction subit une décomposition thermique sous forme d'un gaz.
Comme ce qui précède permet de le comprendre, la présente invention permet de réduire le nombre d'étapes du procédé car les étapes correspondant à l'étape de dissolution + l'étape de clarification et d'ajustement + l'étape de co-décontamination mises en #uvre dans le procédé Purex classique peuvent être mises en #uvre en une
<Desc/Clms Page number 9>
étape de l'étape de dissolution et de co-décontamination ; en résultat, l'opération peut être simplifiée.
En outre, dans le procédé Purex classique, les FP sont séparés sous forme d'un résidu liquide radio-actif (HAW) à haute teneur dans l'étape de co-décontamination et, en conséquence, il est nécessaire de mettre en #uvre une étape de concentration, dans laquelle le résidu liquide est concentré dans un évaporateur afin de réduire le volume avant stockage. D'autre part, la présente invention est avantageuse car les FP sont séparés sous forme d'un résidu insoluble dans l'étape de dissolution et de codécontamination et, en conséquence, l'étape de concentration requise pour la concentration d'un résidu liquide radio-actif à haute teneur n'est pas nécessaire lors du stockage des FP.
En outre, dans le procédé Purex, lorsqu'un solvant organique récupéré tel que le TBP est réutilisé, il est nécessaire de soumettre le solvant organique à une étape de lavage de solvant dans laquelle le solvant organique est lavé avec une solution alcaline aqueuse.
D'autre part, la présente invention est avantageuse en raison du fait que, lorsqu'un solvant organique combustible est utilisé comme agent d'extraction, l'étape de lavage du solvant devient inutile car le solvant organique servant d'agent d'extraction est décomposé en un gaz par la combustion et, en conséquence, le solvant organique n'est pas récupéré et n'est pas réutilisé. En outre, l'étape de dénitration qui est nécessaire dans le cas de la récupération d'un oxyde d'uranium à partir de nitrate d'uranium devient inutile car un oxyde d'uranium peut être récupéré directement par combustion de l'agent d'extraction contenant de l'uranium.
Il va de soi que la présente invention n'a été décrite qu'à titre explicatif, mais nullement limitatif, et que de nombreuses modifications peuvent y être apportées sans sortir de son cadre.

Claims (3)

REVENDICATIONS
1. Procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, caractérisé en ce qu'il comprend : une étape de dissolution et de codécontamination consistant à mettre une poudre de combustible constituée d'un combustible nucléaire épuisé provenant d'un réacteur nucléaire en contact avec un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique choisi dans le groupe consistant en des amides, la méthylisobutylcétone, l'éther dibutylique de diéthylèneglycol et la (3-dicétone, pour dissoudre et extraire sélectivement l'uranium et le plutonium présents dans la poudre de combustible dans l'agent d'extraction ; une étape de partage consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium et du plutonium obtenu dans ladite étape de dissolution et de codécontamination en contact avec une solution d'acide nitrique contenant un agent réducteur pour ré-extraire le plutonium dans la solution d'acide nitrique et laisser l'uranium dans l'agent d'extraction ; une étape de dénitration consistant à dénitrer la solution d'acide nitrique contenant du plutonium obtenue dans ladite étape de partage pour récupérer le plutonium sous forme d'un oxyde de plutonium ; et une étape de dénitration consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans ladite étape de partage en contact avec une solution d'acide nitrique pour ré-extraire l'uranium dans la solution d'acide nitrique, et à dénitrer la solution d'acide nitrique contenant de l'uranium résultante pour récupérer l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
2. Procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, caractérisé en ce qu'il comprend : une étape de dissolution et de codécontamination consistant à mettre une poudre de
<Desc/Clms Page number 11>
combustible constituée d'un combustible nucléaire épuisé provenant d'un réacteur nucléaire en contact avec un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique combustible choisi dans le groupe consistant en des amides, la méthylisobutylcétone et l'éther dibutylique de diéthylèneglycol, pour dissoudre et extraire sélectivement l'uranium et le plutonium présents dans la poudre de combustible dans l'agent d'extraction ; une étape de partage consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium et du plutonium obtenu dans ladite étape de dissolution et de codécontamination en contact avec une solution d'acide nitrique contenant un agent réducteur pour ré-extraire le plutonium dans la solution d'acide nitrique et laisser l'uranium dans l'agent d'extraction ; une étape de dénitration consistant à dénitrer la solution d'acide nitrique contenant du plutonium obtenue dans ladite étape de partage pour récupérer le plutonium sous forme d'un oxyde de plutonium ; et une étape de récupération d'oxyde d'uranium consistant en la combustion de l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans ladite étape de partage pour la décomposition et l'évaporation thermiques de l'agent d'extraction et la récupération de l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
3. Procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé, caractérisé en ce qu'il comprend : une étape de dissolution et de codécontamination consistant à mettre une poudre de combustible constituée d'un combustible nucléaire épuisé provenant d'un réacteur nucléaire en contact avec un agent d'extraction contenant de l'acide nitrique obtenu en incorporant préalablement de l'acide nitrique à un solvant organique volatil choisi dans le groupe consistant en la méthylisobutylcétone et la p-dicétone, pour dissoudre et
<Desc/Clms Page number 12>
extraire sélectivement l'uranium et le plutonium présents dans la poudre de combustible dans l'agent d'extraction ; une étape de partage consistant à mettre l'agent d'extraction contenant de l'uranium et du plutonium obtenu dans ladite étape de dissolution et de codécontamination en contact avec une solution d'acide nitrique contenant un agent réducteur pour ré-extraire le plutonium dans la solution d'acide nitrique et laisser l'uranium dans l'agent d'extraction ; une étape de dénitration consistant à dénitrer la solution d'acide nitrique contenant du plutonium obtenue dans ladite étape de partage pour récupérer le plutonium sous forme d'un oxyde de plutonium ; et une étape de récupération d'oxyde d'uranium consistant à distiller l'agent d'extraction contenant de l'uranium obtenu dans ladite étape de partage pour récupérer l'agent d'extraction sous forme d'un distillat et convertir l'uranium en un nitrate d'uranium et à dénitrer le nitrate d'uranium résultant pour récupérer l'uranium sous forme d'un oxyde d'uranium.
FR0300050A 2002-06-04 2003-01-03 Procede de retraitement d'un combustible nucleaire epuise Expired - Fee Related FR2840446B1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2002162436A JP3896445B2 (ja) 2002-06-04 2002-06-04 使用済核燃料の再処理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2840446A1 true FR2840446A1 (fr) 2003-12-05
FR2840446B1 FR2840446B1 (fr) 2006-11-03

Family

ID=29561671

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR0300050A Expired - Fee Related FR2840446B1 (fr) 2002-06-04 2003-01-03 Procede de retraitement d'un combustible nucleaire epuise

Country Status (2)

Country Link
JP (1) JP3896445B2 (fr)
FR (1) FR2840446B1 (fr)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110831681A (zh) * 2017-06-29 2020-02-21 原子能和替代能源委员会 用于分离铀（vi）和钚（iv）而无需还原钚（iv）的碳酰胺

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2880180B1 (fr) * 2004-12-29 2007-03-02 Cogema Perfectionnement du procede purex et ses utilisations
JP4877754B2 (ja) * 2006-07-03 2012-02-15 独立行政法人日本原子力研究開発機構 パラジウム抽出剤と抽出方法
CN109626424A (zh) * 2018-11-19 2019-04-16 中核二七二铀业有限责任公司 一种硝酸锆热脱硝制备二氧化锆的方法
CN111863301B (zh) * 2020-06-10 2022-08-19 中国原子能科学研究院 一种purex流程废有机相中保留钚的洗脱方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2990240A (en) * 1952-08-11 1961-06-27 Charles V Ellison Process for segregating uranium from plutonium and fission-product contamination
EP0228940A1 (fr) * 1985-12-05 1987-07-15 Commissariat A L'energie Atomique Procédé d'extraction de l'uranium VI et/ou de plutonium IV presents dans une solution aqueuse au moyen de N,N-dialkylamides
EP0381579A1 (fr) * 1989-02-01 1990-08-08 Commissariat A L'energie Atomique Procédé d'extraction de l'uranium (VI) et/ou du plutonium (IV) présents dans une solution aqueuse acide au moyen d'un mélange de N,N-dialkylamides, utilisable pour le retraitement de combustibles nucléaires irradiés

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2990240A (en) * 1952-08-11 1961-06-27 Charles V Ellison Process for segregating uranium from plutonium and fission-product contamination
EP0228940A1 (fr) * 1985-12-05 1987-07-15 Commissariat A L'energie Atomique Procédé d'extraction de l'uranium VI et/ou de plutonium IV presents dans une solution aqueuse au moyen de N,N-dialkylamides
EP0381579A1 (fr) * 1989-02-01 1990-08-08 Commissariat A L'energie Atomique Procédé d'extraction de l'uranium (VI) et/ou du plutonium (IV) présents dans une solution aqueuse acide au moyen d'un mélange de N,N-dialkylamides, utilisable pour le retraitement de combustibles nucléaires irradiés

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110831681A (zh) * 2017-06-29 2020-02-21 原子能和替代能源委员会 用于分离铀（vi）和钚（iv）而无需还原钚（iv）的碳酰胺

Also Published As

Publication number Publication date
FR2840446B1 (fr) 2006-11-03
JP2004012166A (ja) 2004-01-15
JP3896445B2 (ja) 2007-03-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4312969B2 (ja) 使用済原子燃料の再処理方法
US8475747B1 (en) Processing fissile material mixtures containing zirconium and/or carbon
CA2785001C (fr) Procede d&#39;extraction liquide - liquide pour la purification de l&#39;uranium issu de la dissolution nitrique d&#39;un concentre d&#39;uranium naturel
FR2901627A1 (fr) Procede de retraitement d&#39;un combustible nucleaire use et de preparation d&#39;un oxyde mixte d&#39;uranium et de plutonium
RU2007129023A (ru) Усовершенствование способа purex и его применение
WO2017017207A1 (fr) Procédé de traitement en un cycle, exempt d&#39;opération de désextraction réductrice du plutonium, d&#39;une solution aqueuse nitrique de dissolution d&#39;un combustible nucléaire usé
FR2810679A1 (fr) Procede d&#39;extraction d&#39;americium, de curium et de lanthanides de solutions acides
WO2015091791A1 (fr) Procédé de traitement d&#39;un combustible nucléaire usé comprenant une étape de décontamination de l&#39;uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv)
FR2840446A1 (fr) Procede de retraitement d&#39;un combustible nucleaire epuise
FR2748951A1 (fr) Procede de separation selective des actinides (iii) et lanthanides (iii)
EP0270453B1 (fr) Procédé pour séparer le technetium présent dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre métal tel que l&#39;uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés
RU2522544C2 (ru) Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)
JP2551683B2 (ja) ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法
JP2008014708A (ja) 使用済み核燃料の再処理方法
JPH0238997A (ja) 核燃料再生処理溶液からのウラニウム及びプルトニウムの分離法
JP2971729B2 (ja) ウラン、プルトニウム及びネプツニウムの共抽出方法
JP2019015533A (ja) マイナーアクチノイドの分離方法
JP2021156851A (ja) 高レベル放射性物質処理システム及び高レベル放射性物質処理方法
JP2845413B2 (ja) 使用済窒化物燃料の再処理方法
RU2767931C1 (ru) Способ экстракционной очистки экстракта урана от технеция
JP2022183462A (ja) 高レベル放射性物質処理システム及び高レベル放射性物質処理方法
FR3139408A1 (fr) Procédé de désextraction d’uranium(vi) et d’un actinide(iv) d’une solution organique par précipitation oxalique
Flanary et al. Head-end dissolution for Uc processes and Uc-Puc reactor fuels
JPH09264995A (ja) 超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法
JP4338899B2 (ja) 使用済み燃料再処理方法、ピューレックス式再処理方法、Ｎｐ（ＶＩ）をＮｐ（Ｖ）に還元する方法、及びＰｕ（ＩＶ）をＰｕ（ＩＩＩ）に還元する方法

Legal Events

Date Code Title Description
TP Transmission of property

Owner name: JAPAN ATOMIC ENERGY AGENCY, JP

Effective date: 20120516

ST Notification of lapse

Effective date: 20130930