WO2005052950A2 - Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi) et ses utilisations - Google Patents

Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi) et ses utilisations Download PDF

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Definitions

  • the present invention relates to a process making it possible to separate uranium (VI) from one or more actinides (IV) and / or (VI), and in particular thorium (IV), from uranium (IV ), plutonium (IV), neptunium (IV), plutonium (VI) and neptunium (VI), as well as the uses of this process.
  • This process is in particular likely to be used within the framework of a process for the reprocessing of irradiated nuclear fuels, in particular within the framework of the first purification cycle of the PUREX process for decontaminating uranium to neptunium, to plutonium and / or to thorium. It can also be used as part of a process for treating rare earth ores, thorium and / or uranium.
  • the uranium and plutonium are co-extracted, the first in the oxidation state (VI), the second in the oxidation state (IV), from the aqueous solution in which they are found (and which results from the dissolution in an aqueous medium of an irradiated fuel), by means of a solvent phase consisting of tributyl phosphate (TBP - extractant) at 30% by volume in hydrogenated tetrapropylene (TPH - diluent). This solvent phase is then washed with an acidic aqueous solution to perfect the decontamination of uranium and plutonium to fission products.
  • TBP - extractant tributyl phosphate
  • TPH - diluent hydrogenated tetrapropylene
  • the effluent aqueous phase of this zone contains the fission products not extracted by the solvent phase and is eliminated from the cycle.
  • the solvent phase loaded with uranium and plutonium is then directed to a zone called “plutonium stripping" at the level of which the plutonium undergoes selective reductive stripping.
  • This extraction is carried out by reducing the plutonium from the oxidation state (IV), extractable by the solvent, to the oxidation state (III) much less extractable, which allows its passage in a phase aqueous, while the uranium remains in the solvent phase.
  • the aqueous phase leaving this zone and containing the de-extracted plutonium is directed to a zone called "uranium washing" at the level of which it is brought into contact with an uncharged solvent phase intended for extracting the uranium present in this aqueous phase.
  • the solvent phase leaving this zone is then directed to the "plutonium stripping" zone.
  • the solvent phase leaving the zone is then directed to the "plutonium stripping" zone.
  • pluripotent extraction is directed to a zone called “plutonium barrier” at the level of which it is washed with an aqueous solution to extract the plutonium still present in this solvent phase.
  • the aqueous phase leaving this zone is directed towards the "plutonium stripping" zone.
  • the reducing agent used in the reductive extraction of plutonium and the "Plutonium jarrage” is uranous nitrate which is combined with an anti-nitrous agent, in this case hydrazinium nitrate.
  • the solvent phase leaving the "plutonium barrier” is, in turn, directed towards a zone known as "uranium stripping" at the level of which the uranium is stripped by a weakly acidic aqueous phase, the whole operation taking place at 50 ° C.
  • the neptunium is extracted, mainly in the form of neptunium (VI), in the "extraction-washing" zone jointly with uranium and plutonium.
  • neptunium is reduced to the oxidation state (IV) extractable by the solvent and thus follows the uranium flow. We therefore speak of "joint recovery of uranium and neptunium".
  • aqueous streams Three aqueous streams are thus obtained during this first purification cycle: a first stream which contains certain minor actinides and the other fission products, a second aqueous stream which contains uranium and neptunium, and an aqueous stream containing plutonium .
  • the uranium flow is treated in a second purification cycle.
  • the plutonium flow it undergoes one or two other successive purification cycles in order to perfect the decontamination with ⁇ emitters, and to concentrate this flow.
  • the uranium is sufficiently decontaminated with ⁇ emitters and that the main advantage of the second uranium purification cycle is to separate it from the neptunium and, possibly, thorium having followed the uranium flow.
  • the inventors have therefore set themselves the objective of providing a process which makes it possible to very effectively separate uranium (VI) from actinides in the oxidation state (IV) and / or (VI), and in particular from neptunium, and which can be integrated into the first purification cycle of the PUREX process so as to authorize the elimination of the second purification cycle of uranium.
  • the oxidation of americium (III) is obtained by adding to the aqueous solution in which it is found, on the one hand, a lacunar heteropolyanion, in particular potassium phosphotungstate, and, on the other hand, an Ag (II) ion capable of oxidizing americium (III) americium (VI) by being reduced to Ag (I), and by subjecting said solution to electrolysis under conditions such that the Ag (II) ion is electrochemically regenerated from the Ag (I) ion produced by oxidation of americium.
  • a lacunar heteropolyanion in particular potassium phosphotungstate
  • the lacunar heteropolyanion contributes, by its strong ability to complex actinides (IV), to stabilize the americium (IV) and to allow its oxidation to americium (V), then to americium (VI) , under the action of the electrogenerated oxidant that is silver (II).
  • Inventors have achieved the objective which they had set themselves by the present invention which relates to a process for the separation of uranium (VI) from one or more actinides chosen from actinides (IV ) and actinides (VI) other than uranium (VI), characterized in that it comprises the following stages: a) bringing into contact an organic phase, immiscible with water and containing said uranium and said one or more actinides, with an aqueous solution containing at least one vacant heteropolyanion and, if said actinide or at least one of said actinides is an actinide (VI), a reducing agent capable of selectively reducing this actinide (VI); and b) separating said organic phase from said aqueous solution.
  • the method according to the invention makes use of the remarkable ability of the vacant heteropolyanions to selectively complex actinides (IV) in an acidic aqueous medium and, consequently, to cause their transfer from an organic phase to an acidic aqueous phase.
  • the actinide or actinides which one wishes to separate from uranium (VI) are all found in the oxidation state (IV) in the organic phase, in which case their separation from uranium ( VI) is obtained by bringing this organic phase into contact with an acidic aqueous solution containing at least one lacunary heteropolyanion, which, by complexing them, allows their transfer into this aqueous solution
  • - either the actinide or at least one of the actinides which it is desired to separate from the uranium (VI) is found at the degree of oxidation (VI) in the organic phase, in which case its separation from the uranium ( VI) is obtained by bringing this organic phase into contact with an aqueous solution containing, in addition to at
  • actinide can be reduced either to actinide (III) which, due to its lack of affinity for the organic phase, is not retained by the latter; is in actinide (IV) which, by being complexed by the vacant heteropolyanion present in the acidic aqueous solution, is also not retained by the organic phase; or again, in the case of neptunium, in the oxidation state (V).
  • neptunium in the acidic aqueous solution are then obtained by two combined effects: on the one hand, the low affinity of neptunium (V) with respect to the organic phase, and, on the other hand, the tendency of this element, when it is in the oxidation state (V), to spontaneously disproportionate into neptunium (IV) and neptunium (VI), a tendency which favors the presence of the lacunar heteropolyanion in the acidic aqueous solution, due to its strong complexing power of actinides (IV).
  • neptunium (IV) resulting from the disproportionation of neptunium (V) is complexed by the vacant heteropolyanion of the acidic aqueous solution, while the neptunium (VI) produced by this disproportionation is in turn reduced to neptunium (V) which again dismuter into neptunium (IV) and (VI), and so on. All of the neptuniu (VI) initially present in the organic phase is thus found in the oxidation state (IV), complexed by the lacunar heteropolyanion in the acidic aqueous solution.
  • Heteropolyanions are assemblies of oxo ions, obtained by condensation of oxometallic ions of formula M0 n ⁇ in which M represents a metal chosen from technetium (Te), vanadium (V), niobium (Nb), tantalum (Ta), chromium (Cr), molybdenum (Mo) and tungsten (W), around an oxo ion of formula X0 ⁇ in which X is a heteroatom, generally boron (B), silicon (Si), germanium (Ge), vanadium (Va), phosphorus (P), arsenic (As) or bismuth (Bi).
  • M represents a metal chosen from technetium (Te), vanadium (V), niobium (Nb), tantalum (Ta), chromium (Cr), molybdenum (Mo) and tungsten (W)
  • X is a heteroatom, generally boron (B), silicon (S
  • the lacunar heteropolyanion (s) are preferably chosen from heterotungstates of formula P 2 W ⁇ 7 ⁇ 6i 10 ⁇ As 2 W ⁇ 7 ⁇ 6 i 10 " , SiW ⁇ 0 39 8 ⁇ , Ge ⁇ 0 39 8 " and P ⁇ 0 39 ⁇ , the latter having, in fact, been found to be the most stable and form the strongest complexes with actinides (IV) whatever the acidity of the aqueous solution.
  • lacunary heterotungstates are advantageously used in the form of alkali metal salts, for example potassium, sodium or lithium salts.
  • the acidic aqueous solution contains a silicotungstate of formula Si no 39 8- , in particular a potassium silicotungstate, because of the superior performances, both in terms of stability in acid medium and of complexation of actinides (IV), of silicotungstates .
  • silicotungstates have the advantage, compared to heterotungstates of the P 2 W ⁇ 7 O 6 ⁇ 10 ⁇ type.
  • the concentration of the aqueous acidic solution in vacant heteropolyanion (s) is chosen as a function of the content of the organic phase in actinide (s) to be separated from the uranium (VI) and of the volume ratio between the organic phase and the acidic aqueous solution brought into contact in step a).
  • this concentration is such that the molar ratio between the lacunar heteropolyanion (s) present in the acidic aqueous phase and the actinide (s) to be separated from uranium (VI) is from 2 to 10 and, better still, from 2 to 5, for an organic phase / aqueous solution volume ratio generally of 5 to 10. If metal ions other than actinides are also present in the organic phase and if these ions are likely to be complexed by the lacunar heteropolyanion (s), then the concentration of vacant heteropolyanion (s) in the acidic aqueous solution must be increased accordingly.
  • the acidic aqueous solution is preferably a nitric acid solution, with an HNO 3 concentration generally of between 0.5 and 3 moles / L depending on the actinide or actins which must be separated from the uranium (VI).
  • an HNO 3 concentration generally of between 0.5 and 3 moles / L depending on the actinide or actins which must be separated from the uranium (VI).
  • the acidic aqueous solution contains a reducing agent
  • this is chosen according to the degree of oxidation to which it is desired to bring the actinide (s) (VI) to be separated from the uranium (VI).
  • the reduction of this or these actinides (VI) to actinides (III) or (IV) can be obtained by the use of a relatively energetic reducing agent such as uranous nitrate, while, to reduce the neptunium (VI) in neptunium (V), a softer reducing agent is used such as, for example, hydroxylamine nitrate.
  • this reducing agent is advantageously used in conjunction with an anti-nitrous agent (conventionally called "nitrous scavenger” in English literature), that is to say a compound capable of destroying nitrous acid by reacting with it.
  • an anti-nitrous agent conventionally called "nitrous scavenger” in English literature
  • this anti-nitrous agent is preferably hydrazine which destroys nitrous acid by the following reactions: N 2 H 4 + HN0 2 ⁇ HN 3 + 2H 2 0 HN 3 + HN0 2 ⁇ N 2 + N 2 0 + H 2 0
  • step a) is preferably carried out hot, that is to say - say in practice at a temperature of 45 to 60 ° C, to accelerate the reduction of neptunium (VI) and the disproportionation of neptunium (V) into neptunium (IV) and neptunium (VI).
  • the organic phase can comprise either a solvent in the conventional sense of the term, organic, immiscible with water and exhibiting a strong affinity for uranium (VI) and the actinide (s) from which it is to be separated, ie a solvent in the sense that this term is used in
  • the method according to the invention further comprises a washing operation of the aqueous solution obtained at the end of step b) with an organic phase having an affinity for uranium (VI), such an operation in fact making it possible to recover the fraction of uranium (VI) which may have been extracted in during step a) of the process.
  • the aqueous solution obtained at the end of step b) is brought into contact with the organic phase that is refined vis-à-vis uranium (VI), then said aqueous solution is separated from said organic phase.
  • This organic phase can consist either of an organic solvent, immiscible with water and having a strong affinity with respect to uranium (VI), or with an uranium (VI) extractant. mixed with a diluent immiscible with water and chemically inert.
  • the method according to the invention is very advantageous because it makes it possible to very effectively separate the uraniu (VI) from actinides (IV) and / or (VI) such as thoriu (IV), uranium (IV), plutonium (IV), the neptunium (IV), plutonium (VI) and neptuniu (VI), while being simple to implement since it involves liquid-liquid extraction operations.
  • it can be implemented in all the equipment conventionally used for carrying out liquid-liquid extractions.
  • the invention can be used to continuously separate uranium (VI) from one or more actinides chosen from actinides (IV) and (VI) other than uranium in multi-stage contactors such as those used in the reprocessing of irradiated fuels.
  • the invention therefore therefore also relates to the use of a method as described above in the context of a method for reprocessing irradiated nuclear fuels.
  • the subject of the invention is the use of a process as described above in the context of the first purification cycle of the PUREX process.
  • this first purification cycle is a cycle with joint recovery of uranium and neptunium
  • the method according to the invention can in particular be implemented either after the "plutonium barrier” operation to decontaminate the uranium present in the solvent phase resulting from this operation in neptunium, that is to say after the operation "plutonium extraction” to decontaminate the uranium present in the solvent phase resulting from this operation in neptunium and, possibly, in plutonium in case this phase still contains plutonium.
  • the solvent phase resulting from the "plutonium dam" operation is preferably subjected to an oxidation operation, for example by nitric vapors, to oxidize the excess uranium (IV) which it contains in uraniu (VI) before being subjected to step a) of the process according to the invention, in order to avoid the use of too large a quantity of incomplete heteropolyanion (s) during the step a) of the method according to the invention.
  • an oxidation operation for example by nitric vapors
  • step a) of the process according to the invention is carried out using a aqueous nitric solution of molarity ranging from 2 to 3 and containing at least one lacunar heteropolyanion, hydroxylamine nitrate and hydrazine, at a temperature of the order of 45 ° C.
  • the process according to the invention can in particular be implemented after the "plutonium extraction” operation to decontaminate uranium present in the solvent phase resulting from this operation in neptunium and / or in plutonium in the case where this phase still contains these two elements.
  • step a) of the method according to the invention can be implemented without prior oxidation operation.
  • step a) of the process according to the invention can be carried out.
  • FIG. 1 schematically represents a first example of implementation of the method according to the invention for continuously separating the uranium (VI) from actinides (IV) present in the same organic flow.
  • FIG. 2 schematically represents a second example of implementation of the method according to the invention for continuously separating uranium (VI) from neptunium (VI) present in the same organic flow.
  • Figure 3 shows a block diagram of the first process purification cycle
  • FIG. 4 represents a schematic diagram of an example of integration of the method according to the invention in the first purification cycle of the PUREX method illustrated in FIG. 3.
  • FIG. 5 represents a schematic diagram of a second example d integration of the process according to the invention in the first purification cycle of the PUREX process illustrated in FIG. 3.
  • FIG. 6 represents a block diagram of a variant of the first purification cycle of the PUREX process, in which the neptunium is recovered together with plutonium.
  • FIG. 7 represents a block diagram of an example of integration of the method according to
  • FIG. 1 represents, in schematic form, a first example of implementation of the method according to the invention for separating uranium (VI) from actinides (IV) present in the same organic stream comprising, for example, in addition to these elements, an extractant of uranium (VI) and actinides (IV) in a diluent.
  • the method according to the invention is implemented continuously in two multi-stage counter-current contactors.
  • the organic flux loaded with uranium (VI) and actinides (IV) is brought to a first contactor, called "alpha complexing jumper" in FIG. 1, at which it is brought into contact.
  • an acidic aqueous solution for example a nitric solution of molarity close to 1, and containing a lacunar heteropolyanion (HPAL), advantageously a silicotungstate.
  • the organic stream and the acidic aqueous solution are preferably brought into contact in a ratio of 5 to 10 to limit the volumes of the effluents.
  • the organic phase leaving the first contactor contains most of the uranium (VI), while the aqueous phase leaving this contactor contains the actinides (IV) complexed by HPAL, as well as a fraction of uranium (VI ) having been extracted together with these actinides.
  • This aqueous phase is directed to a second contactor, called "uranium washing" in FIG.
  • FIG. 2 schematically represents a second example of implementation of the method according to the invention which aims, for its part, to separate uranium (VI) from neptunium (VI) present in the same organic flow.
  • this organic flow can include, in addition to uranium (VI) and neptunium (VI), an extractant in a diluent.
  • the method is also implemented continuously in two multi-stage counter-current contactors. As can be seen in FIG. 2, the organic flux loaded with uranium (VI) and neptunium (VI) is brought to a first contactor, called "alpha complexing barrier" in FIG.
  • an acidic aqueous solution for example a nitric solution of molarity ranging from 2 to 3, and containing a lacunar heteropolyanion (HPAL), advantageously a silicotungstate, a relatively low-energy reducing agent such as hydroxylamine nitrate, and a anti-nitrous agent, for example hydrazine.
  • HPAL lacunar heteropolyanion
  • This contacting is advantageously carried out in a volume ratio of organic phase / aqueous nitric solution of 5 to 10, and at a temperature of 45 ° C. in order to obtain sufficiently rapid kinetics of redox of neptunium.
  • the organic phase leaving the first contactor contains most of the uranium (VI), while the aqueous phase leaving this contactor contains the neptunium (IV) complexed by HPAL, as well as a fraction of uranium (VI ) having been de-extracted together with neptunium.
  • this aqueous phase is directed to a second contactor, called "uranium washing" in FIG. 2, at the level of which it is brought into contact with an uncharged organic phase, then separated from this phase so as to recover in the latter the fraction of uranium (VI) that was extracted during the previous operation.
  • FIG. 4 schematically represents an example of integration of the process according to the invention in the first purification cycle of the PUREX process as it is implemented in European factories for reprocessing irradiated nuclear fuels , this cycle being him, shown diagrammatically in FIG. 3. To make them more visible, the additional steps that FIG. 4 comprises in relation to FIG. 3 are inscribed in a dotted frame. As a reminder, the first purification cycle shown in FIG.
  • neptunium is recovered together with the uranium.
  • the neptunium contained in the aqueous solution resulting from the dissolution of the spent fuel is extracted, mainly in the form of neptunium (VI), in the "extraction-washing" zone jointly with uranium and plutonium, the first being in the oxidation state (VI), while. the second is in the oxidation state (IV).
  • this neptunium (VI) is reduced to neptunium (IV), extractable by the solvent phase, during the step of selective plutonium extraction. It therefore remains, during this stage, in the solvent phase, with uranium, while the plutonium passes into an aqueous phase.
  • FIG. 5 schematically represents a second example of integration of the process according to the invention in the first purification cycle of the PUREX process illustrated in FIG. 3.
  • the method according to the invention is implemented just after the "plutonium extraction" zone to decontaminate the uranium present in the solvent phase leaving this zone into neptunium and, optionally, into plutonium if it turns out that it still contains plutonium.
  • This solvent phase contains uranium (VI), an excess of uranium (IV), neptunium (IV) and, where appropriate, plutonium (IV).
  • this excess uranium (IV) is oxidized to uranium (VI), for example by nitric vapors, then the method according to the invention is implemented as described in relation • to FIG.
  • the organic phase leaving the second contactor, charged with uranium (VI), is directed towards the first contactor, while the organic phase leaving the first contactor, charged with uranium (VI), is directed, not towards the "plutonium barrier zone""which, made unnecessary by the process according to the invention, can be deleted, but directly to the" uranium stripping "zone at the level of which the uranium (VI) will be stripped as it is usually in the first cycle of purification of the PUREX process illustrated in FIG. 3.
  • FIG. 6 schematically represents a variant of the first purification cycle of the PUREX process illustrated in FIG. 3, in which the neptunium is recovered jointly with the plutonium.
  • the selective plutonium extraction is carried out with a less energetic reducing agent than uranous nitrate, for example hydroxylamine nitrate (NHA), which reduces neptunium (VI) to neptunium (V), almost inextractable by the solvent phase used in the PUREX process.
  • NHA hydroxylamine nitrate
  • the solvent phase loaded with uranium therefore leaves the "plutonium extraction" zone, no longer containing neptunium and plutonium except in trace amounts.
  • the method according to the invention can be used in this variant just after the "plutonium stripping" zone as an additional safety barrier making it possible to decontaminate the uranium present in the solvent phase leaving this zone in neptunium and plutonium in the event that the latter have been incompletely extracted in the "plutonium extraction” area.
  • the solvent phase leaving the “plutonium stripping” zone not containing an excess of urani (IV) the method according to the invention can be implemented without a prior oxidation step.
  • neptunium and plutonium are normally in the oxidation (IV) state in this phase, it is possible to use it according to a diagram similar to that shown in FIG.
  • an interesting option consists in applying the diagram in FIG. 2 and in using an acidic aqueous solution containing, in addition to a lacunar heteropolyanion, hydroxylamine nitrate and hydrazine, at a temperature of the order of 45 ° C, to compensate for a possible malfunction of the "plutonium extraction” operation which may have resulted in an incomplete reduction (or oxidation) of neptunium and plutonium.
  • the aqueous phase leaving the second contactor ("uranium wash"), which is optionally charged with neptunium and / or plutonium complexed with HPAL, is eliminated from the cycle and sent to a vitrification unit.
  • the organic phase leaving the second contactor, charged with uranium (VI) is directed towards the first contactor, while the organic phase leaving the first contactor, charged with uranium (VI), is directed, not towards the "plutonium barrier zone""which, made unnecessary by the process according to the invention, can be deleted, but directly to the" uranium stripping "zone at the level of which the uranium (VI) will be stripped as it is usually in the first cycle of purification of the PUREX process illustrated in FIG. 6.
  • the examples which follow correspond to experiments carried out in the laboratory and which have made it possible to validate the process according to the invention.
  • the organic phase containing the uranium (VI) and the plutonium (IV) to be separated is a solution of tributyl phosphate with 30% by volume in hydrogenated tetrapropylene which contains uranium (VI) at a concentration of 80 g / L, plutonium (IV) at a concentration close to 50 mg / L and dibutyl phosphoric acid at a concentration 100 mg / L.
  • the latter is a degradation product of tributyl phosphate, which is a strong complexing agent of plutonium (IV) and is therefore likely to hinder the extraction of plutonium (IV) from the organic phase.
  • the acidic aqueous solutions used to extract plutonium (IV) from the organic phase are solutions with 1 mole / L and 0.2 mole / L of nitric acid which contain a silicotungstate in the form of potassium salt at a concentration corresponding to a molar ratio between this silicotungstate and the plutonium present in the organic phase of between 2 and 3 for a volume ratio of organic phase / aqueous solution of 10.
  • the organic phase and the acidic aqueous solution are introduced into test tubes in a volume ratio organic phase / aqueous solution of 10. They are then mixed for 3, 5, 10 or 30 minutes by placing the test tubes on an apparatus allowing vibratory agitation of this tube. Then, the tubes are subjected to centrifugation and the plutonium is determined by radiometric techniques in the organic and aqueous phases thus separated.
  • Table 1 below presents the decontamination factors of the organic plutonium phase (FD Pu ) obtained as a function of the initial acidity of the aqueous solution used and the mixing time of the organic phase and this solution. These decontamination factors correspond to the ratios between the plutonium concentrations detected in the organic phase before and after mixing with the acidic aqueous solution. TABLE 1
  • Example 2 Separation of uranium (VI) from neptunium (VI) in test tubes
  • the organic phase containing the uranium (VI) and neptunium (VI) to be separated is a solution of tributyl phosphate with 30% by volume in hydrogenated tetrapropylene, which contains 80 g / L of uranium (VI) and about 50 mg / L of neptunium (VI) and which are prepared just before the experiment by mixing: * a solution of 80 g / L of uranium (VI) and with 0.02 mole / L of nitric acid, and * a solution with 10 g / L of neptunium (VI) and with 0.05 mole / L of nitric acid, the latter having been obtained by bringing into contact a organic phase with an aqueous nitric phase (4M) containing 237 Np previously oxidized to 237 Np (VI) with AgO, and having been enriched in 23 N
  • a series of acidic aqueous solutions is prepared having: - a nitric acid concentration of 2 or 3 moles / L, - a hydroxylamine nitrate concentration of 0.05, 0.1 or 0.2 mole / L, - a hydrazine concentration of 0.05 or 0.1 mole / L, and - a concentration of silicotungstate corresponding to a molar ratio between this silicotungstate and the neptunium present in the organic phase of 2 for a volume ratio of organic phase / aqueous solution of 10.
  • the organic phase is introduced into test tubes together with one of the acidic aqueous solutions in a volume ratio of organic phase / aqueous solution of 10.
  • Example 3 Separation of uranium (VI) from neptunium (VI) in laboratory centrifugal extractors Three tests for separation of uranium (VI) from neptunium (VI) present in the same organic phase are also carried out in centrifugal extractors of laboratory. Table 3 below presents the operating conditions used in these three tests and the decontamination factors of the organic phase with neptunium (FD Np ) obtained.

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Abstract

L'invention a pour objet un procédé de séparation de l'uranium (VI) d'un ou plusieurs actinides choisis parmi les actinides (IV) et les actinides (VI) autres que l'uranium (VI), caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes a) mettre en contact une phase organique, non miscible à l'eau et contenant ledit uranium et ledit ou lesdits actinides, avec une solution aqueuse acide contenant au moins hétéropolyanion lacunaire et, si ledit actinide ou l'un au moins desdits actinides est un actinide (VI), un agent réducteur capable de réduire sélectivement cet actinide (VI) ; et b) séparer ladite phase organique de ladite solution aqueuse. Applications retraitement des combustibles nucléaires irradiés, traitement de minerais de terres rares, de thorium et/ou d'uranium.

Description

PROCEDE DE SEPARATION DE L'URANIUM(VI) D'ACTINIDES (IV) ET/OU (VI) ET SES UTILISATIONS
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE La présente invention a pour objet un procédé permettant de séparer de l'uranium (VI) d'un ou plusieurs actinides (IV) et/ou (VI), et notamment du thorium(IV) , de 1 'uranium(IV) , du plutonium(IV) , du neptunium(IV) , du plutonium (VI) et du neptunium(VI) , ainsi qu'aux utilisations de ce procédé. Ce procédé est notamment susceptible d'être utilisé dans le cadre d'un procédé de retraitement des combustibles nucléaires irradiés, en particulier dans le cadre du premier cycle de purification du procédé PUREX pour décontaminer 1 'uranium en neptunium, en plutonium et/ou en thorium. Il peut aussi être utilisé dans le cadre d'un procédé de traitement de minerais de terres rares, de thorium et/ou d'uranium.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE Toutes les usines de retraitement des combustibles nucléaires irradiés utilisent à ce jour le procédé PUREX (Plutonium Uranium Refining by Extraction) pour récupérer l'uranium et le plutonium présents dans ces combustibles . Ceci est obtenu par la mise en œuvre de plusieurs cycles de purification. Le premier cycle de purification vise à décontaminer conjointement l'uranium et le plutonium en produits de fission ainsi qu'à réaliser une partition de ces deux éléments en deux flux. Ce cycle, tel qu'il est mis en oeuvre dans les usines européennes de retraitement des combustibles nucléaires irradiés, est représenté, sous une forme schématique, sur la Figure 3. Comme le montre cette figure, dans une première zone dite " extraction-lavage" , l'uranium et le plutonium sont co-extraits, le premier à l'état d'oxydation (VI), le second à l'état d'oxydation (IV), de la solution aqueuse dans laquelle ils se trouvent (et qui résulte de la dissolution en milieu aqueux d'un combustible irradié) , au moyen d'une phase solvant constituée de tributyle phosphate (TBP - extractant) à 30% en volume dans du tétrapropylène hydrogéné (TPH - diluant) . Cette phase solvant subit ensuite un lavage par une solution aqueuse acide pour parfaire la décontamination de l'uranium et du plutonium en produits de fission. La phase aqueuse effluente de cette zone, dénommée "raffinât d 'extraction" , contient les produits de fission non extraits par la phase solvant et est éliminée du cycle. La phase solvant chargée en uranium et en plutonium est alors dirigée vers une zone dite " désextraction plutonium" au niveau de laquelle le plutonium subit une désextraction réductrice sélective. Cette désextraction est réalisée en réduisant le plutonium de l'état d'oxydation (IV), extractible par le solvant, à l'état d'oxydation (III) beaucoup moins extractible, ce qui permet son passage dans une phase aqueuse, tandis que l'uranium reste dans la phase solvant. La phase aqueuse sortant de cette zone et contenant le plutonium désextrait est dirigée vers une zone dite "lavage uranium" au niveau de laquelle elle est mise en contact avec une phase solvant non chargée destinée à extraire l'uranium présent dans cette phase aqueuse. La phase solvant sortant de cette zone est alors dirigée vers la zone " désextraction plutonium" . La phase solvant sortant de la zone
"désextraction plutonium" est, elle, dirigée vers une zone dite "barrage plutonium" au niveau de laquelle elle est lavée par une solution aqueuse pour désextraire le plutonium encore présent dans cette phase solvant. La phase aqueuse sortant de cette zone est dirigée vers la zone "désextraction plutonium" . L'agent réducteur utilisé dans la désextraction réductrice du plutonium et le "Jarrage plutonium" est le nitrate uraneux que l'on associe à un agent anti-nitreux, en l'espèce le nitrate d'hydrazinium. La phase solvant sortant du "barrage plutonium" est, à son tour, dirigée vers une zone dite "désextraction uranium" au niveau de laquelle l'uranium est désextrait par une phase aqueuse faiblement acide, l'ensemble de l'opération se déroulant à 50°C. Dans le premier cycle de purification représenté sur la figure 3, le neptunium est extrait, principalement sous forme de neptunium (VI) , dans la zone " extraction-lavage" conjointement avec l'uranium et le plutonium. Puis, lors de la désextraction sélective du plutonium, le neptunium est réduit à l'état d'oxydation (IV) extractible par le solvant et suit ainsi le flux uranium. On parle donc de "récupération conjointe de l 'uranium et du neptunium" . On obtient donc au cours de ce premier cycle de purification trois flux aqueux : un premier flux qui contient certains actinides mineurs et les autres produits de fission, un deuxième flux aqueux qui contient 1 'uranium et le neptunium, et un flux aqueux contenant le plutonium. Après une opération de concentration, le flux uranium est traité dans un second cycle de purification. Quant au flux plutonium, il subit un ou deux autres cycles successifs de purification afin de parfaire la décontamination en émetteurs βγ, et de concentrer ce flux. Dans la perspective de réalisation de nouvelles usines de retraitement de combustibles nucléaires irradiés, il serait souhaitable de parvenir à simplifier le procédé PUREX, de manière à optimiser à la fois les coûts d'investissement, d'exploitation et de maintenance de telles usines, sans affecter toutefois les performances de ce procédé en matière de rendement et de qualité de retraitement. En effet, l'économie ne serait-ce que d'un seul cycle d'extraction permettrait de diminuer, non seulement le nombre des appareillages et des équipements nécessaires à la mise en oeuvre du procédé, mais également le volume des réactifs consommés, le volume des effluents à traiter, la durée du procédé et, par voie de conséquence, de réduire la taille des usines, leurs coûts de construction et leurs coûts de fonctionnement . L'expérience montre- qu'à l'issue du premier cycle de purification, l'uranium est suffisamment décontaminé en émetteurs βγ et que le principal intérêt du deuxième cycle de purification de l'uranium est de le séparer du neptunium et, éventuellement, du thorium ayant suivi le flux uranium. Les Inventeurs se sont donc fixé pour objectif de fournir un procédé qui permette de séparer très efficacement l'uranium (VI) d' actinides se trouvant à l'état d'oxydation (IV) et/ou (VI), et en particulier du neptunium, et qui puisse s'intégrer dans le premier cycle de purification du procédé PUREX de manière à autoriser la suppression du deuxième cycle de purification de l'uranium. Pour résoudre un tout autre problème, à savoir l'extraction sélective de l'américium(III) d'une solution aqueuse nitrique contenant entre autres du curium(III), il a été proposé dans FR-A-2 731 717 [1], aux noms conjoints des Demanderesses, d'oxyder de manière sélective (par rapport au curium) l'américium(III) en américium(VI) par voie électro- chimique, puis d'extraire l'américium(VI) de ladite solution par mise en contact de cette dernière avec une phase organique contenant un extractant approprié tel que le tributyle phosphate ou un acide dialkyl- phosphorique . Dans ce procédé, qui est connu sous le nom de SESAME, l'oxydation de 1 'américium(III) est obtenue en ajoutant à la solution aqueuse dans laquelle il se trouve, d'une part, un hétéropolyanion lacunaire, notamment le phosphotungstate de potassium, et, d'autre part, un ion Ag(II) capable d'oxyder 1 ' américium (III) en américium (VI) en étant réduit en Ag(I), et en soumettant ladite solution à une électrolyse dans des conditions telles que l'on régénère électrochimiquement l'ion Ag(II) à partir de l'ion Ag(I) produit par 1 ' oxydation de 1 ' américium. Ainsi, dans ce cas, l' hétéropolyanion lacunaire contribue, de par sa forte aptitude à complexer les actinides (IV) , à stabiliser l' américium (IV) et à permettre son oxydation en américium (V) , puis en américium (VI) , sous l'action de l'oxydant électrogénéré qu'est l'argent (II) .
EXPOSÉ DE L'INVENTION Les Inventeurs ont atteint l'objectif qu'ils s'étaient fixé par la présente invention qui a pour objet un procédé de séparation de l'uranium (VI) d'un ou plusieurs actinides choisis parmi les actinides (IV) et les actinides (VI) autres que 1 'uranium (VI) , caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : a) mettre en contact une phase organique, non miscible à l'eau et contenant ledit uranium et le ou lesdits actinides, avec une solution aqueuse contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire et, si ledit actinide ou l'un au moins desdits actinides est un actinide (VI) , un agent réducteur capable de réduire sélectivement cet actinide (VI) ; et b) séparer ladite phase organique de ladite solution aqueuse. Le procédé selon l'invention utilise l'aptitude remarquable que possèdent les hétéropoly- anions lacunaires à complexer sélectivement les actinides (IV) en milieu aqueux acide et, partant, à provoquer leur transfert d'une phase organique à une phase aqueuse acide. Ainsi : - soit l' actinide ou les actinides que l'on veut séparer de l 'uranium (VI) se trouvent tous à l'état d'oxydation (IV) dans la phase organique, auquel cas leur séparation de l'uranium (VI) est obtenue en mettant en contact cette phase organique avec une solution aqueuse acide contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, lequel, en les complexant, permet leur transfert dans cette solution aqueuse ; - soit l' actinide ou l'un au moins des actinides que l'on souhaite séparer de 1 'uranium(VI) se trouve au degré d'oxydation (VI) dans la phase organique, auquel cas sa séparation de l'uranium (VI) est obtenue en mettant en contact cette phase organique avec une solution aqueuse contenant, outre au moins un hétéropolyanion lacunaire, un agent réducteur apte à amener cet actinide (VI) à un état d'oxydation s 'opposant à son maintien dans ladite phase organique, sans pour autant réduire l'uranium(VI) . En effet, selon l'agent réducteur utilisé, ledit actinide peut être réduit soit en actinide (III) qui, de par son absence d'affinité pour la phase organique, n'est pas retenu par cette dernière ; soit en actinide (IV) qui, en étant complexé par l'hétéropolyanion lacunaire présent dans la solution aqueuse acide, n'est pas non plus retenu par la phase organique ; soit encore, s'il s'agit du neptunium, à l'état d'oxydation (V). Le passage et le maintien du neptunium dans la solution aqueuse acide sont alors obtenus par deux effets conjugués : d'une part, la faible affinité du neptunium (V) vis-à-vis de la phase organique, et, d'autre part, la tendance que présente cet élément, lorsqu'il se trouve à l'état d'oxydation (V), à dismuter spontanément en neptunium(IV) et en neptunium (VI) , tendance que favorise la présence de l'hétéropolyanion lacunaire dans la solution aqueuse acide, de par son fort pouvoir complexant des actinides (IV) . Le neptunium(IV) issu de la dismutation du neptunium(V) est complexé par l'hétéropolyanion lacunaire de la solution aqueuse acide, tandis que le neptunium (VI) produit par cette dismutation est à son tour réduit en neptunium (V) qui va de nouveau dismuter en neptunium (IV) et (VI), et ainsi de suite. La totalité du neptuniu (VI) initialement présent dans la phase organique se retrouve ainsi à l'état d'oxydation (IV), complexé par l'hétéropolyanion lacunaire dans la solution aqueuse acide. Les hétéropolyanions sont des assemblages d'ions oxo, obtenus par condensation d'ions oxométalliques de formule M0n~ dans laquelle M représente un métal choisi parmi le technétium (Te) , le vanadium (V) , le niobium (Nb) , le tantale (Ta) , le chrome (Cr) , le molybdène (Mo) et le tungstène (W) , autour d'un ion oxo de formule X0~ dans laquelle X est un hétéroatome, généralement du bore (B) , du silicium (Si) , du germanium (Ge) , du vanadium (Va) , du phosphore (P) , de l'arsenic (As) ou du bismuth (Bi) . Ces hétéropolyanions sont dits "lacunaires" lorsqu'ils possèdent dans leur structure une ou plusieurs lacunes obtenues par élimination d'un groupement M0n~ . Dans le cadre de la présente invention, le ou les hétéropolyanions lacunaires sont, de préférence, choisis parmi les hétérotungstates de formule P2Wι7θ6i10~ As2Wι7θ6i10", SiWιι039 8~, Ge ιι039 8" et P ιι039 ~, ces derniers s 'étant, en effet, révélés être les plus stables et former les complexes les plus forts avec les actinides (IV) quelle que soit l'acidité de la solution aqueuse. Ces hétérotungstates lacunaires sont avantageusement utilisés sous la forme de sels de métaux alcalins, par exemple de sels de potassium, de sodium ou de lithium. De préférence, la solution aqueuse acide contient un silicotungstate de formule Si n039 8-, en particulier un silicotungstate de potassium, en raison des performances supérieures, tant en termes de stabilité en milieu acide que de complexation des actinides (IV) , des silicotungstates . De plus, dans l'hypothèse où la solution aqueuse récupérée à l'issue de l'étape b) est destinée à être vitrifiée, les silicotungstates présentent l'avantage, par rapport aux hétérotungstates du type P2Wι7O6ι10~ ou s2Wι7θ6i10", de faciliter cette vitrification de par la présence d'un seul atome de silicium et d'un nombre plus faible d'atomes de tungstène. La concentration de la solution aqueuse acide en hétéropolyanion (s) lacunaire (s) est choisie en fonction de la teneur de la phase organique en actinide (s) devant être séparés de l'uranium(VI) et du rapport volumique entre la phase organique et la solution aqueuse acide mises en contact à l'étape a) . De préférence, cette concentration est telle que le rapport molaire entre le ou les hétéropolyanions lacunaires présents dans la phase aqueuse acide et le ou les actinides devant être séparés de 1 'uranium (VI) est de 2 à 10 et, mieux encore, de 2 à 5, pour un rapport volumique phase organique/solution aqueuse généralement de 5 à 10. Si des ions métalliques autres que des actinides sont également présents dans la phase organique et si ces ions sont susceptibles d'être complexés par le ou les hétéropolyanions lacunaires, alors la concentration en hétéropolyanion (s) lacunaire (s) de la solution aqueuse acide doit être augmentée en conséquence. La solution aqueuse acide est, de préférence, une solution d'acide nitrique, de concentration en HN03 généralement comprise entre 0,5 et 3 moles/L selon le ou les actinides devant être séparés de l'uranium (VI) . Ainsi, par exemple, on préfère qu'elle soit de l'ordre de 1 mole/L dans le cas du thorium (IV), de 1 'uraniu (IV) , du plutonium (IV) , du plutonium (VI) et du neptuniu (IV) , et de l'ordre de 2 à 3 moles/L dans le cas du neptuniu (VI) . Lorsque la solution aqueuse acide contient un agent réducteur, celui-ci est choisi selon le degré d'oxydation auquel on souhaite amener le ou les actinides (VI) devant être séparés de 1 'uraniu (VI) . Ainsi, la réduction de ce ou ces actinides (VI) en actinides (III) ou (IV) peut être obtenue par l'utilisation d'un agent réducteur relativement énergique comme le nitrate uraneux, tandis que, pour réduire le neptunium (VI) en neptunium (V) , on utilise un agent réducteur plus doux comme, par exemple, le nitrate d'hydroxylamine. Pour éviter les phénomènes de ré-oxydation parasites, cet agent réducteur est avantageusement utilisé conjointement avec un agent anti-nitreux (classiquement dénommé "nitrous scavenger" dans la littérature anglo-saxonne), c'est-à-dire un composé apte à détruire l'acide nitreux en réagissant avec lui. Conformément à l'invention, cet agent anti- nitreux est, de préférence, l'hydrazine qui détruit l'acide nitreux par les réactions suivantes : N2H4 + HN02 → HN3 + 2H20 HN3 + HN02 → N2 + N20 + H20 Par ailleurs, dans le cas d'une réduction du neptuniu (VI) en neptunium (V) , l'étape a) est, de préférence, réalisée à chaud, c'est-à-dire en pratique à une température de 45 à 60°C, pour accélérer la réduction du neptunium (VI) et la dismutation du neptunium (V) en neptunium (IV) et neptunium (VI) . Conformément à l'invention, la phase organique peut comprendre soit un solvant au sens classique du terme, organique, non-miscible à l'eau et présentant une forte affinité vis-à-vis de l'uranium (VI) et du ou des actinides dont on veut le séparer, soit un solvant au sens où ce terme est employé dans
1 'hydrométallurgie, c'est-à-dire un mélange d'un extractant de l'uraniu (VI) et du ou des actinides dont on veut le séparer et d'un diluant non miscible à l'eau et chimiquement inerte . Pour parfaire la séparation de l'uranium(VI) du ou des actinides (IV) et/ou (VI), le procédé selon l'invention comprend, de plus, une opération de lavage de la solution aqueuse obtenue à l'issue de l'étape b) par une phase organique présentant une affinité vis-à-vis de 1 'uranium (VI) , une telle opération permettant, en effet, de récupérer la fraction d'uranium (VI) susceptible d'avoir été désextrait au cours de l'étape a) du procédé. Pour ce lavage, on met en contact la solution aqueuse obtenue à l'issue de l'étape b) avec la phase organique affine vis-à-vis de 1 'uranium (VI) , puis on sépare ladite solution aqueuse de ladite phase organique. Cette phase organique peut être constituée soit d'un solvant organique, non-miscible à l'eau et présentant une forte affinité vis-à-vis de l'uranium (VI), soit d'un extractant de l'uranium (VI) en mélange avec un diluant non miscible à l'eau et chimiquement inerte . Le procédé selon l'invention est très avantageux car il permet de séparer très efficacement l'uraniu (VI) d' actinides (IV) et/ou (VI) tels que le thoriu (IV), 1 'uranium(IV) , le plutonium(IV) , le neptunium (IV) , le plutonium (VI) et le neptuniu (VI) , tout en étant simple à mettre en œuvre puisqu'il met en jeu des opérations d'extraction liquide-liquide. A cet égard, il peut être mis en œuvre dans tous les appareillages classiquement utilisés pour réaliser des extractions liquide-liquide. En particulier, il peut être utilisé pour séparer en continu de 1 'uranium (VI) d'un ou plusieurs actinides choisis parmi les actinides (IV) et (VI) autres que l'uranium dans des contacteurs multi-étagés tels que ceux employés dans les procédés de retraitement des combustibles irradiés . L'invention a, donc, aussi pour objet l'utilisation d'un procédé tel que décrit ci-dessus dans le cadre d'un procédé de retraitement de combustibles nucléaires irradiés . En particulier, l'invention a pour objet l'utilisation d'un procédé tel que décrit ci-dessus dans le cadre du premier cycle de purification du procédé PUREX. Dans le cas où ce premier cycle de purification est un cycle avec récupération conjointe de l'uranium et du neptunium, alors le procédé selon l'invention peut notamment être mis en œuvre soit après l'opération "barrage plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium, soit après l'opération " désextraction plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium et, éventuellement, en plutonium au cas où cette phase contiendrait encore du plutonium. Auquel cas, la phase solvant issue de l'opération "barrage plutonium" est, de préférence, soumise à une opération d'oxydation, par exemple par des vapeurs nitriques, pour oxyder l'excès d'uranium (IV) qu'elle renferme en uraniu (VI) avant d'être soumise à l'étape a) du procédé selon l'invention et ce, pour éviter l'utilisation d'une quantité trop importante d'hétéropolyanion (s) lacunaire (s) au cours de l'étape a) du procédé selon l'invention. L'uranium, le neptunium et, le cas échéant, le plutonium se trouvant alors dans la phase solvant à l'état d'oxydation (VI), l'étape a) du procédé selon l'invention est mise en œuvre en utilisant une solution aqueuse nitrique de molarité allant de 2 à 3 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, du nitrate d'hydroxylamine et de l'hydrazine, à une température de l'ordre de 45°C. Dans le cas où le premier cycle de purification du procédé PUREX est un cycle avec récupération conjointe du plutonium et du neptunium, alors le procédé selon 1 ' invention peut notamment être mis en œuvre après l'opération "désextraction plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium et/ou en plutonium pour le cas où cette phase contiendrait encore ces deux éléments . Dans ce cas, l'étape a) du procédé selon l'invention peut être mise en œuvre sans opération d'oxydation préalable. Par ailleurs, le neptunium et le plutonium se trouvant normalement à l'état d'oxydation (IV) dans la phase solvant issue de l'opération " désextraction plutonium" , l'étape a) du procédé selon l'invention peut être mise en œuvre en utilisant une solution aqueuse nitrique de molarité proche de 1 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, à température ambiante. Toutefois, il est également possible de la mettre en œuvre en utilisant une solution aqueuse acide de molarité allant de 2 à 3 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, du nitrate d'hydroxylamine et de l'hydrazine, à une température de l'ordre de 45°C, pour pallier un éventuel dysfonctionnement de l'opération " désextraction plutonium" susceptible de s'être traduit par une réduction incomplète (ou une réoxydation) du neptunium et du plutonium. Au vu des facteurs de décontamination de l'uranium (VI) obtenus expérimentalement par les Inventeurs en mettant en œuvre le procédé selon l'invention, l'intégration de ce procédé dans le premier cycle de purification du procédé PUREX apparaît rendre inutile le deuxième cycle de purification de l'uranium et, dans le cas où il est utilisé après l'opération " désextraction plutonium" , permettre la suppression du "barrage plutonium" . Il en résulte une simplification considérable du procédé PUREX. D'autres caractéristiques et avantages de 1 ' invention apparaîtront mieux à la lecture du complément de description qui suit, qui est donnée bien entendu à titre illustratif et non-limitatif, et en référence aux dessins annexés.
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La figure 1 représente schématiquement un premier exemple de mise en œuvre du procédé selon l'invention pour séparer en continu 1 'uranium (VI) d' actinides (IV) présents dans un même flux organique. La figure 2 représente schématiquement un deuxième exemple de mise en oeuvre du procédé selon l'invention pour séparer en continu l'uranium(VI) du neptunium (VI) présents dans un même flux organique. La figure 3 représente un schéma de principe du premier cycle de purification du procédé
PUREX tel qu'il est mis en œuvre dans les usines européennes de retraitement des combustibles nucléaires irradiés . La figure 4 représente un schéma de principe d'un exemple d'intégration du procédé selon l'invention dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3. La figure 5 représente un schéma de principe d'un deuxième exemple d'intégration du procédé selon l'invention dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3. La figure 6 représente un schéma de principe d'une variante du premier cycle de purification du procédé PUREX, dans laquelle le neptunium est récupéré conjointement avec le plutonium. La figure 7 représente un schéma de principe d'un exemple d'intégration du procédé selon
1 ' invention dans la variante du premier cycle de purification du procédé PUREX illustrée sur la figure 6.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE MISE EN OEUVRE On se réfère tout d'abord à la figure 1 qui représente, sous une forme schématique, un premier exemple de mise en œuvre du procédé selon l'invention pour séparer l'uranium (VI) d' actinides (IV) présents dans un même flux organique comprenant, par exemple, outre ces éléments, un extractant de l'uranium(VI) et des actinides (IV) dans un diluant. Dans cet exemple, le procédé selon l'invention est mis en œuvre de façon continue dans deux contacteurs à contre-courant multi-étagés . Ainsi, comme visible sur la figure 1, le flux organique chargé en uranium (VI) et en actinides (IV) est amené à un premier contacteur, dénommé "Jarrage alpha complexant" sur la figure 1, au niveau duquel il est mis en contact avec une solution aqueuse acide, par exemple une solution nitrique de molarité proche de 1, et contenant un hétéropolyanion lacunaire (HPAL) , avantageusement un silicotungstate. Le flux organique et la solution aqueuse acide sont, de préférence, mis en en contact dans un rapport de 5 à 10 pour limiter les volumes des effluents. La phase organique sortant du premier contacteur contient l'essentiel de 1 'uranium (VI) , tandis que la phase aqueuse sortant de ce contacteur contient les actinides (IV) complexés par l'HPAL, ainsi qu'une fraction d'uranium (VI) ayant été désextrait conjointement avec ces actinides. Cette phase aqueuse est dirigée vers un deuxième contacteur, dénommé "lavage uranium" sur la figure 1, au niveau duquel son acidité est ramenée entre 1M et 2M par addition d'acide nitrique et elle est mise en contact avec une phase organique non chargée, par exemple une phase constituée du même extractant et du même diluant que ceux présents dans le flux organique arrivant au premier contacteur. Ce lavage permet de récupérer dans ladite phase organique la fraction d'uranium (VI) ayant été désextrait au cours de l'opération précédente. La phase organique sortant du deuxième contacteur, chargée en uranium (VI), est dirigée vers l'entrée du premier contacteur, tandis que la phase aqueuse sortant du deuxième contacteur, qui ne contient plus que les actinides (IV) complexés par l'HPAL, est, elle, éliminée du circuit. La figure 2 représente schématiquement un deuxième exemple de mise en oeuvre du procédé selon l'invention qui vise, lui, à séparer l'uranium (VI) du neptunium (VI) présents dans un même flux organique. Là également, ce flux organique peut comprendre, outre 1 ' uranium (VI) et le neptunium (VI) , un extractant dans un diluant. Dans cet exemple, le procédé est aussi mis en œuvre de façon continue dans deux contacteurs à contre-courant multi-étagés . Comme visible sur la figure 2, le flux organique chargé en uranium (VI) et en neptunium (VI) est amené à un premier contacteur, dénommé "barrage alpha complexant" sur la figure 2, au niveau duquel il est mis en contact avec une solution aqueuse acide, par exemple une solution nitrique de molarité allant de 2 à 3, et contenant un hétéropolyanion lacunaire (HPAL) , avantageusement un silicotungstate, un agent réducteur relativement peu énergique comme le nitrate d'hydroxylamine, et un agent anti-nitreux, par exemple de l'hydrazine. Cette mise en contact est avantageusement réalisée dans un rapport volumique phase organique/ solution aqueuse nitrique de 5 à 10, et à une température de 45°C afin d'obtenir une cinétique d'oxydoréduction du neptunium suffisamment rapide. La phase organique sortant du premier contacteur contient l'essentiel de 1 'uranium (VI) , tandis que la phase aqueuse sortant de ce contacteur contient le neptunium (IV) complexé par l'HPAL, ainsi qu'une fraction d'uranium (VI) ayant été désextrait conjointement avec le neptunium. Comme dans l'exemple précédent, cette phase aqueuse est dirigée vers un deuxième contacteur, dénommé "lavage uranium" sur la figure 2, au niveau duquel elle est mise en contact avec une phase organique non chargée, puis séparée de cette phase de sorte à récupérer dans cette dernière la fraction d'uranium (VI) ayant été désextrait au cours de l'opération précédente. La phase organique sortant du deuxième contacteur, chargée en uranium (VI), est dirigée vers l'entrée du premier contacteur, tandis que la phase aqueuse sortant du deuxième contacteur, chargée en neptunium (IV) complexé par l'HPAL, est, elle, éliminée du circuit. On se réfère à présent à la figure 4 qui représente schématiquement un exemple d'intégration du procédé selon 1 ' invention dans le premier cycle de purification du procédé PUREX tel qu'il est mis en œuvre dans les usines européennes de retraitement des combustibles nucléaires irradiés, ce cycle étant, lui, schématisé sur la figure 3. Pour les rendre plus visibles, les étapes additionnelles que comporte la figure 4 par rapport à la figure 3 sont inscrites dans un cadre en pointillé. Pour mémoire, le premier cycle de purification montré sur la figure 3 est un cycle dans lequel le neptunium est récupéré conjointement avec 1 ' uranium. En effet, le neptunium contenu dans la solution aqueuse issue de la dissolution du combustible irradié, est extrait, principalement sous forme de neptunium (VI) , dans la zone " extraction-lavage" conjointement avec l'uranium et le plutonium, le premier étant à l'état d'oxydation (VI), tandis que. le second est à l'état d'oxydation (IV). Puis, ce neptunium (VI) est réduit en neptunium (IV) , extractible par la phase solvant, lors de l'étape de désextraction sélective du plutonium. Il reste donc, au cours de cette étape, dans la phase solvant, avec l'uranium, tandis que le plutonium passe dans une phase aqueuse. Aussi, dans l'exemple illustré sur la figure 4, le procédé selon l'invention est-il utilisé entre la zone "barrage plutonium" et la zone "désextraction uranium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant sortant du "barrage plutonium" en neptunium. Cette phase solvant contient de
1 'uranium(VI) , un excès d'uranium(IV) (correspondant au nitrate uraneux utilisé comme réducteur pour la désextraction sélective du plutonium) et du neptunium (VI) en quantité minoritaire. La complexation de cet excès d'uranium(IV) par un hétéropolyanion lacunaire étant susceptible de requérir une quantité très élevée d'hétéropolyanion lacunaire, il est souhaitable de l'oxyder en uranium (VI) avant que la phase solvant ne soit traitée par le procédé selon l'invention. L'uranium et le neptunium se retrouvant ainsi à l'état d'oxydation (VI) dans cette phase, le procédé selon l'invention peut alors être mis en œuvre selon un schéma analogue à celui montré sur la figure 2 avec : " la mise en contact, dans un premier contacteur, dénommé "barrage alpha complexant" sur la figure 4, de la phase solvant avec une solution aqueuse nitrique contenant un hétéropolyanion lacunaire (HPAL) , du nitrate d'hydroxylamine (NHA) et de l'hydrazine (NH) , à une température de l'ordre de 45°C, puis " le lavage, dans un deuxième contacteur, dénommé "lavage uranium" sur la figure 4, de la phase aqueuse sortant du premier contacteur par une phase solvant constituée de tributyle phosphate (TBP) à 30% dans du tétrapropylène hydrogéné (TPH) , afin de récupérer la fraction d'uranium (VI) ayant été désextrait au cours de l'opération précédente. La phase aqueuse sortant du deuxième contacteur, qui est chargée en neptunium(IV) complexé par l'HPAL, est éliminée du cycle et envoyée vers une unité de vitrification. La phase organique sortant du deuxième contacteur, chargée en uranium(VI), est dirigée vers le premier contacteur, tandis que la phase organique sortant du premier contacteur, chargée en uranium (VI), est dirigée vers la zone " désextraction uranium" au niveau de laquelle l'uranium (VI) va être désextrait comme il 1 ' est habituellement dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3. La figure 5 représente schématiquement un deuxième exemple d'intégration du procédé selon l'invention dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3. Là également, les étapes additionnelles que comporte la figure 5 par rapport à la figure 3 sont inscrites dans un cadre en pointillé. Dans cet exemple, le procédé selon l'invention est mis en œuvre juste après la zone "désextraction plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant sortant de cette zone en neptunium et, éventuellement, en plutonium s'il s'avère qu'elle contient encore du plutonium. Cette phase solvant renferme de 1 'uranium (VI) , un excès d'uranium (IV) , du neptunium (IV) et, le cas échéant, du plutonium(IV) . Comme précédemment, cet excès d'uranium(IV) est oxydé en uranium (VI), par exemple par des vapeurs nitriques, puis le procédé selon l'invention est mis en œuvre comme décrit en relation • avec la figure 4 dans deux contacteurs multi-étagés, respectivement dénommés "Jarrage alpha complexant" et " lavage uranium" sur la figure 5. La phase aqueuse sortant du deuxième contacteur, qui est chargée en neptunium (IV) et, éventuellement, en plutonium complexés par l'hétéropolyanion lacunaire, est éliminée du cycle et envoyée vers une unité de vitrification. La phase organique sortant du deuxième contacteur, chargée en uranium (VI), est dirigée vers le premier contacteur, tandis que la phase organique sortant du premier contacteur, chargée en uranium (VI), est dirigée, non pas vers la zone "barrage plutonium" qui, rendue inutile par le procédé selon l'invention, peut être supprimée, mais directement vers la zone " désextraction uranium" au niveau de laquelle l'uranium (VI) va être désextrait comme il l'est habituellement dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3. On se réfère à présent à la figure 6 qui représente schématiquement une variante du premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3, dans laquelle le neptunium est récupéré conjointement avec le plutonium. Dans cette variante, la désextraction sélective du plutonium est réalisée avec un réducteur moins énergique que le nitrate uraneux, par exemple du nitrate d'hydroxylamine (NHA) , qui réduit le neptunium (VI) en neptunium (V) , quasiment inextractible par la phase solvant utilisée dans le procédé PUREX. La phase solvant chargée en uranium sort donc de la zone " désextraction plutonium" en ne contenant plus le neptunium et le plutonium qu'à l'état de traces . Toutefois, comme le montre la figure 7, le procédé selon l'invention peut être utilisé dans cette variante juste après la zone " désextraction plutonium" comme barrière de sécurité supplémentaire permettant de décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant sortant de cette zone en neptunium et en plutonium pour le cas où ces derniers auraient été incomplètement désextraits dans la zone "désextraction plutonium" . Dans ce cas, la phase solvant sortant de la zone " désextraction plutonium" ne contenant pas d'excès d'uraniu (IV) , le procédé selon l'invention peut être mis en œuvre sans étape d'oxydation préalable. Par ailleurs, le neptunium et le plutonium se trouvant normalement à l'état d'oxydation (IV) dans cette phase, il est possible de le mettre en œuvre selon un schéma analogue à celui représenté sur la figure 1, c'est-à-dire sans ajouter d'agent réducteur, ni d'agent anti-nitreux à la solution aqueuse acide utilisée dans le premier contacteur "barrage alpha complexant" . Cependant, comme illustré par la figure 7, une option intéressante consiste à appliquer le schéma de la figure 2 et à utiliser une solution aqueuse acide contenant, outre un hétéropolyanion lacunaire, du nitrate d'hydroxylamine et de l'hydrazine, à une température de l'ordre de 45°C, pour pallier un éventuel dysfonctionnement de l'opération " désextraction plutonium" susceptible de s'être traduit par une réduction incomplète (ou une ré-oxydation) du neptunium et du plutonium. La phase aqueuse sortant du deuxième contacteur ( "lavage uranium") , qui est éventuellement chargée en neptunium et/ou en plutonium complexés par l'HPAL, est éliminée du cycle et envoyée vers une unité de vitrification. La phase organique sortant du deuxième contacteur, chargée en uranium(VI), est dirigée vers le premier contacteur, tandis que la phase organique sortant du premier contacteur, chargée en uranium(VI), est dirigée, non pas vers la zone "barrage plutonium" qui, rendue inutile par le procédé selon l'invention, peut être supprimée, mais directement vers la zone "désextraction uranium" au niveau de laquelle l'uranium(VI) va être désextrait comme il l'est habituellement dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 6. Les exemples qui suivent correspondent à des expériences réalisées en laboratoire et ayant permis de valider le procédé selon l'invention.
Exemple 1 : Séparation de 1 'uranium(VI) du plutonium (IV) en tubes à essai Dans cette expérience, la phase organique renfermant l'uranium (VI) et le plutonium (IV) devant être séparés est une solution de tributyle phosphate à 30% en volume dans du tétrapropylène hydrogéné qui contient de l'uranium (VI) à une concentration de 80 g/L, du plutonium (IV) à une concentration proche de 50 mg/L et de l'acide dibutyle phosphorique à une concentration de 100 mg/L. Ce dernier est un produit de dégradation du tributyle phosphate, qui est un fort complexant du plutonium (IV) et est donc susceptible de gêner la désextraction du plutonium (IV) de la phase organique . Les solutions aqueuses acides utilisées pour désextraire le plutonium (IV) de la phase organique sont des solutions à 1 mole/L et 0,2 mole/L d'acide nitrique qui contiennent un silicotungstate sous forme de sel de potassium à une concentration correspondant à un rapport molaire entre ce silicotungstate et le plutonium présent dans la phase organique compris entre 2 et 3 pour un rapport volumique phase organique/solution aqueuse de 10. La phase organique et la solution aqueuse acide sont introduites dans des tubes à essai dans un rapport volumique phase organique/solution aqueuse de 10. Elles sont alors mélangées pendant 3, 5, 10 ou 30 minutes en plaçant les tubes à essai sur un appareil permettant une agitation vibrante de ce tube. Puis, les tubes sont soumis à une centrifugation et le plutonium est dosé par des techniques radiométriques dans les phases organique et aqueuse ainsi séparées. Le tableau 1 ci-après présente les facteurs de décontamination de la phase organique en plutonium (FDPu) obtenus en fonction de l'acidité initiale de la solution aqueuse utilisée et du temps de mélange de la phase organique et de cette solution. Ces facteurs de décontamination correspondent aux rapports entre les concentrations du plutonium détectées dans la phase organique avant et après mélange avec la solution aqueuse acide. TABLEAU 1
Figure imgf000028_0001
Ainsi, il apparaît que moins de 1% du plutoniu (IV) initialement présent dans la phase organique subsiste dans cette phase lorsqu'elle est mélangée au moins 10 minutes avec une solution aqueuse nitrique 1M contenant un silicotungstate.
Exemple 2 : Séparation de l'uranium(VI) du neptunium (VI) en tubes à essai Dans cette expérience, la phase organique renfermant l'uranium(VI) et le neptunium(VI) devant être séparés est une solution de tributyle phosphate à 30% en volume dans du tétrapropylène hydrogéné, qui contient 80 g/L d'uranium (VI) et environ 50 mg/L de neptunium(VI) et que l'on prépare juste avant 1 ' expérience en mélangeant : * une solution à 80 g/L d'uranium(VI) et à 0,02 mole/L d'acide nitrique, et * une solution à 10 g/L de neptunium (VI) et à 0,05 mole/L d'acide nitrique, cette dernière ayant été obtenue en mettant en contact une phase organique avec une phase aqueuse nitrique (4M) contenant du 237Np préalablement oxydé en 237Np(VI) par de l'AgO, et ayant été enrichie en 23Np destiné à servir de traceur radioactif pour le dosage du neptunium. Parallèlement, on prépare une série de solutions aqueuses acides présentant : - une concentration en acide nitrique de 2 ou 3 moles/L, - une concentration en nitrate d'hydroxylamine de 0,05, 0,1 ou 0,2 mole/L, - une concentration en hydrazine de 0,05 ou 0,1 mole/L, et - une concentration en silicotungstate correspondant à un rapport molaire entre ce silicotungstate et le neptunium présent dans la phase organique de 2 pour un rapport volumique phase organique/solution aqueuse de 10. La phase organique est introduite dans des tubes à essai conjointement avec l'une des solutions aqueuses acides dans un rapport volumique phase organique/solution aqueuse de 10. Elles sont alors mélangées à une température de 45°C pendant 1, 3 ou 5 minutes. Puis, les tubes sont soumis à une centrifugation. Un comptage et une spectrométrie α sont effectuées sur les phases organique et aqueuse ainsi séparées pour mesurer leur concentration en 237Np, tandis qu'une spectrométrie γ est effectuée sur ces mêmes phases pour mesurer leur concentration en 239Np. Le tableau 2 ci-après présente les facteurs de décontamination de la phase organique en neptunium (FDNp) obtenus en fonction de l'acidité initiale de la solution aqueuse utilisée, de sa concentration en nitrate d'hydroxylamine (NHA) et en hydrazine (NH) , et du temps de mélange de la phase organique et de la solution aqueuse. Ces facteurs de décontamination correspondent aux rapports entre les concentrations du neptunium détectées dans la phase organique avant et après mélange avec la solution aqueuse acide.
TABLEAU 2
Figure imgf000031_0001
Ces résultats mettent en évidence les bonnes performances du procédé selon 1 ' invention même avec des temps de contact relativement faibles entre la phase organique et la solution aqueuse acide.
Exemple 3 : Séparation de l'uraniu (VI) du neptunium (VI) en extracteurs centrifuges de laboratoire Trois essais de séparation de 1 'uranium (VI) du neptunium(VI) présents dans une même phase organique sont également menés en extracteurs centrifuges de laboratoire. Le tableau 3 ci-après présente les conditions opératoires utilisées dans ces trois essais et les facteurs de décontamination de la phase organique en neptunium (FDNp) obtenus. Dans ce tableau : - la colonne " [U] " indique la concentration initiale, exprimée en g/L, en uranium(VI) de la phase Organique utilisée, - la colonne " [Np] " indique la concentration initiale, exprimée en mg/L, en neptunium (VI) de la phase organique utilisée, - la colonne "Si o/Np" indique le rapport molaire entre le silicotungstate présent dans la solution aqueuse acide utilisée et le neptunium présent dans la phase organique utilisée, - la colonne "O/A" indique le rapport volumique entre la phase organique utilisée et la solution aqueuse acide utilisée, - la colonne "θ" indique la température, exprimée en °C, de mélange de la phase organique et de la solution aqueuse acide utilisées, - la colonne "Temps de mélange" indique la durée, exprimée en secondes, du mélange de la phase organique et de la solution aqueuse acide utilisées, - la colonne " [HN03] " indique l'acidité initiale, exprimée en moles/L, de la solution aqueuse acide utilisée, - la colonne " [NHA] " indique la concentration, exprimée en mole/L, en nitrate d'hydroxylamine de la solution aqueuse acide utilisée, - la colonne " [NH] " indique la concentration, exprimée en mole/L, en hydrazine de la solution aqueuse acide utilisée, tandis que - la colonne "FDNp" indique le facteur de décontamination de la phase organique en neptunium obtenu.
TABLEAU 3
Figure imgf000034_0001
Les résultats de ces essais confirment les bonnes performances du procédé selon l'invention dans des appareils de laboratoire qui sont plus proches des appareils utilisés à une échelle industrielle que ne le sont les tubes à essai. Dans la mesure où ils sont obtenus pour des temps de mélange entre la phase organique et la solution aqueuse acide comparables à ceux utilisés dans des contacteurs industriels, ils permettent d'envisager l'obtention de performances très élevées de décontamination dans le cas d'une mise en œuvre du procédé selon l'invention pour le traitement en continu d'une phase organique dans des contacteurs multi-étagés et autoriser, dans le cadre d'une intégration du procédé selon l'invention dans le premier cycle de purification du procédé PUREX, une suppression du deuxième cycle de purification de l'uranium.
DOCUMENTS CITES
[1] FR-A-2 731 717

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de séparation de 1 'uranium (VI) d'un ' ou plusieurs actinides choisis parmi les actinides (IV) et les actinides (VI) autres que 1 'uranium (VI) , caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : a) mettre en contact une phase organique, non miscible à l'eau et contenant ledit uranium et ledit ou lesdits actinides, avec une solution aqueuse acide contenant au moins hétéropolyanion lacunaire et, si ledit actinide ou l'un au moins desdits actinides est un actinide (VI) , un agent réducteur capable de réduire sélectivement cet actinide (VI) ; et b) séparer ladite phase organique de ladite solution aqueuse.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le ou les hétéropolyanions lacunaires sont choisis parmi les hétérotungstates de formule P2Wι706ι10", As2Wι706ι10", SiWnOsg8-, Ge ιι039 8~ et P αι039 7".
3. Procédé selon la revendication 2, caractérisé en ce que le ou les hétérotungstates lacunaires sont utilisés sous la forme de sels de métaux alcalins .
4. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la solution aqueuse acide contient du silicotungstate de formule Si ιι039 , de préférence sous forme d'un sel de potassium.
5. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que, après mise en contact de la phase organique et de la solution acide, le rapport molaire entre le ou les hétéropolyanions lacunaires et le ou les actinides devant être séparés de l 'uranium (VI) est de 2 à 10 et, de préférence, de 2 à 5.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le rapport entre les volumes de la phase organique et de la solution aqueuse acide est de 5 à 10.
7. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la solution aqueuse acide est une solution d'acide nitrique.
8. Procédé selon la revendication 7, caractérisé en ce que la solution d'acide nitrique a une concentration en HN03 comprise entre 0,5 et 3 moles/L.
9. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'agent réducteur est choisi parmi le nitrate uraneux et le nitrate d'hydroxylamine.
10. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la solution aqueuse acide contient de plus un agent anti- nitreux, de préférence de l'hydrazine.
11. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que l'étape a) est réalisée à une température de 45 à 60 °C.
12. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comprend, de plus, une opération consistant à mettre en contact la solution aqueuse obtenue à l'issue de l'étape b) avec une phase organique présentant une affinité vis-à-vis de 1 'uranium (VI) , puis à séparer la dite solution aqueuse de ladite phase organique.
13. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que le ou les actinides devant être séparés de l'uranium sont choisis parmi le thorium(IV), 1 'uranium (IV) , le plutonium (IV) , le plutonium (VI) et le neptunium (VI) .
14. Utilisation d'un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 13 dans le cadre d'un procédé de retraitement de combustibles nucléaires irradiés .
15. Utilisation d'un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 13 dans le cadre du premier cycle de purification du procédé PUREX.
16. Utilisation selon la revendication 15, dans laquelle, ledit premier cycle de purification étant un cycle avec récupération conjointe de l'uranium et du neptunium, le procédé est utilisé juste après l'opération "barrage plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium.
17. Utilisation selon la revendication 15, dans laquelle, ledit premier cycle de purification étant un cycle avec récupération conjointe de l'uranium et du neptunium, le procédé est utilisé juste après l'opération "désextraction plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium et, éventuellement, en plutonium.
18. Utilisation selon la revendication 16 ou la revendication 17, dans laquelle la phase solvant est soumise à une opération d'oxydation pour oxyder l'excès d'uranium (IV) qu'elle renferme en uranium (VI) avant d'être soumise à l'étape a) du procédé.
19. Utilisation selon la revendication 18, dans laquelle l'étape a) du procédé est mise en œuvre en utilisant une solution aqueuse nitrique de molarité allant de 2 à 3 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, du nitrate d'hydroxylamine et de l'hydrazine, à une température de l'ordre de 45°C.
20. Utilisation selon la revendication 15, dans laquelle, ledit premier cycle de purification étant un cycle avec récupération conjointe du plutonium et du neptunium, le procédé est utilisé juste après l'opération " désextraction plutonium" pour décontaminer l'uranium présent dans la phase solvant issue de cette opération en neptunium et/ou en plutonium.
21. Utilisation selon la revendication 20, dans laquelle l'étape a) du procédé est mise en œuvre en utilisant une solution aqueuse nitrique de molarité proche de 1 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, à température ambiante.
22. Utilisation selon la revendication 20, dans laquelle l'étape a) du procédé est mise en œuvre en utilisant une solution aqueuse nitrique de molarité allant de 2 à 3 et contenant au moins un hétéropolyanion lacunaire, du nitrate d'hydroxylamine et de l'hydrazine, à une température de l'ordre de 45°C.
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JP2006540556A JP4549353B2 (ja) 2003-11-20 2004-11-17 アクチニド類（ｉｖ）及び／又はアクチニド類（ｖｉ）からのウラン（ｖｉ）の分離方法及びその使用。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8795610B2 (en) 2010-05-27 2014-08-05 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Process for reprocessing spent nuclear fuel not requiring a plutonium-reducing stripping operation
WO2015091791A1 (fr) 2013-12-20 2015-06-25 Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives Procédé de traitement d'un combustible nucléaire usé comprenant une étape de décontamination de l'uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2907346B1 (fr) * 2006-10-23 2009-01-30 Commissariat Energie Atomique Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant.
FR2947663B1 (fr) * 2009-07-02 2011-07-29 Areva Nc Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
FR2954354B1 (fr) * 2009-12-22 2012-01-13 Commissariat Energie Atomique Procede de purification de l'uranium d'un concentre d'uranium naturel
RU2456687C1 (ru) * 2011-03-03 2012-07-20 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ растворения диоксид плутония содержащих материалов
CN102290111B (zh) * 2011-06-28 2014-06-04 中国原子能科学研究院 Purex流程铀纯化循环的方法
CN103451455B (zh) * 2012-05-28 2015-01-07 中国原子能科学研究院 Purex流程中铀、钚分离工艺
CN103337265B (zh) * 2013-06-21 2016-01-20 中国原子能科学研究院 用于乏燃料元件燃耗分析的化学分离流程
CN106555054B (zh) * 2015-09-29 2019-08-13 中国科学院上海应用物理研究所 一种钍和铀的分离回收方法
FR3042904B1 (fr) * 2015-10-21 2017-12-15 Commissariat Energie Atomique Utilisation d'aldoximes comprenant au moins cinq atomes de carbone comme agents anti-nitreux dans des operations de desextraction reductrice du plutonium
RU2642851C2 (ru) * 2015-11-19 2018-01-29 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ выделения и разделения плутония и нептуния
CN105771921B (zh) * 2016-02-05 2019-01-18 南华大学 一种采用磷酸三丁酯改性樟树叶制备海水提铀植物-有机复合吸附剂的方法
CN108796248A (zh) * 2018-06-04 2018-11-13 中国原子能科学研究院 一种快速分离镎的方法
CN108866359B (zh) * 2018-07-24 2020-11-03 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种锕系元素的提取方法
CN109887633A (zh) * 2019-01-16 2019-06-14 中国辐射防护研究院 一种放射性废油处理方法及装置
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
US4196136A (en) * 1978-11-06 1980-04-01 E. I. Du Pont De Nemours And Company Ligated transition metal derivatives of heteropolyanions
US4787979A (en) * 1985-12-24 1988-11-29 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Liquid-liquid extraction process
FR2731717A1 (fr) * 1995-03-15 1996-09-20 Commissariat Energie Atomique Procede d'oxydation electrochimique de am (vii) en am (vi), utilisable pour separer l'americium des solutions de retraitement de combustibles nucleaires uses

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3890224A (en) * 1970-05-04 1975-06-17 Commw Scient Ind Res Org Process for controlling surface pollutants
DE3332954A1 (de) * 1983-09-13 1985-03-28 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur abtrennung von neptunium aus einer organischen phase bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe
US5364568A (en) * 1992-07-08 1994-11-15 Georgetown University Compounds and methods for separation and molecular encapsulation of metal ions
GB9603059D0 (en) * 1996-02-14 1996-08-28 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel processing
EP1105883A1 (fr) * 1998-08-28 2001-06-13 British Nuclear Fuels PLC Retraitement de combustible nucleaire avec reduction de np(vi) en np(v) a l'aide d'une oxime
JP2001133594A (ja) * 1999-11-05 2001-05-18 Jgc Corp 原子炉冷却水からの放射性核種の除去方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4196136A (en) * 1978-11-06 1980-04-01 E. I. Du Pont De Nemours And Company Ligated transition metal derivatives of heteropolyanions
US4787979A (en) * 1985-12-24 1988-11-29 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Liquid-liquid extraction process
FR2731717A1 (fr) * 1995-03-15 1996-09-20 Commissariat Energie Atomique Procede d'oxydation electrochimique de am (vii) en am (vi), utilisable pour separer l'americium des solutions de retraitement de combustibles nucleaires uses

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8795610B2 (en) 2010-05-27 2014-08-05 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Process for reprocessing spent nuclear fuel not requiring a plutonium-reducing stripping operation
WO2015091791A1 (fr) 2013-12-20 2015-06-25 Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives Procédé de traitement d'un combustible nucléaire usé comprenant une étape de décontamination de l'uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv)
US10210958B2 (en) 2013-12-20 2019-02-19 Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives Method for processing spent nuclear fuel comprising a step for decontaminating uranium (VI) from at least one actinide (IV) by complexing this actinide (IV)

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