WO2006072729A1 - Perfectionnement du procede purex et ses utilisations - Google Patents

Perfectionnement du procede purex et ses utilisations Download PDF

Info

Publication number
WO2006072729A1
WO2006072729A1 PCT/FR2005/051146 FR2005051146W WO2006072729A1 WO 2006072729 A1 WO2006072729 A1 WO 2006072729A1 FR 2005051146 W FR2005051146 W FR 2005051146W WO 2006072729 A1 WO2006072729 A1 WO 2006072729A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
uranium
plutonium
solvent phase
iii
extraction
Prior art date
Application number
PCT/FR2005/051146
Other languages
English (en)
Inventor
Jean-Paul Moulin
Original Assignee
Compagnie Generale Des Matieres Nucleaires
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 Compagnie Generale Des Matieres Nucleaires filed Critical Compagnie Generale Des Matieres Nucleaires
Priority to EP20050848356 priority Critical patent/EP1831895B1/fr
Priority to DE200560006623 priority patent/DE602005006623D1/de
Priority to JP2007548881A priority patent/JP4717078B2/ja
Priority to CN2005800441696A priority patent/CN101088129B/zh
Priority to US11/793,891 priority patent/US7731870B2/en
Publication of WO2006072729A1 publication Critical patent/WO2006072729A1/fr

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

Definitions

  • the present invention relates to a process constituting an improvement of the spent nuclear fuel reprocessing process known as the PUREX process.
  • the process according to the invention makes it possible, in fact, to obtain a separation of uranium from the other actinides (plutonium, neptunium, thorium, etc.) in a single purification cycle.
  • the first purification cycle is aimed primarily at decontaminating uranium and plutonium together as fission products and partition these two elements into two separate streams.
  • TBP hydrogenated tetrapropylene
  • the aqueous phase resulting from these operations contains the fission products (PF) and is removed from the cycle, while the The solvent phase, which is loaded with uranium (VI) and plutonium (IV), is directed to an area where the partitioning of these two elements is carried out.
  • This score includes:
  • the plutonium reduction is practiced using uranous nitrate and an anti - nitrous agent (or "nitrous acid scavenger” in the Anglo - Saxon literature) whose role is to stabilize both uranous nitrate and plutonium. (III) by destruction of nitrous acid.
  • the anti-nitrous agent is hydrazinium nitrate (NH), also called hydrazine.
  • NH hydrazinium nitrate
  • the aqueous phase resulting from the partition is subjected to a washing with fresh solvent intended to extract from this phase the fraction of uranium likely to have followed the plutonium during its desextraction. This washing is symbolized by the block "Washing uranium" in Figure 1.
  • the solvent phase resulting from the partition is directed towards an area where the uranium (VI) is desextracted by a nitric aqueous solution of low acidity. This desextraction is symbolized by the "Desextraction uranium" block in FIG.
  • the neptunium present in the dissolution liquor is extracted, mainly in the form of neptunium (VI), together with uranium and plutonium.
  • neptunium (VI) is reduced by uranous nitrate to neptunium (IV), a state in which it is extractable by TBP, although less than in the oxidation state (VI).
  • FIG. 2 which represents the variations of the distribution coefficient of neptunium (IV) between a nitric aqueous phase and a solvent phase, composed of BTP at 30% by volume in TPH, depending on of the uranium (VI) content of the solvent phase and for molar concentrations of nitric acid ranging from 0.5 M to 3.5 M, the distribution coefficient of neptunium (IV) increases with the acidity of the aqueous phase and decreases with the uranium (VI) content of the solvent phase.
  • neptunium (IV) remains in these extractors in the solvent phase with uranium.
  • the combination of S / A x acidity flow ratio is generally such at the level of "Urine washing” that it reinforces the tendency of neptunium (IV) to remain in the solvent phase with uranium.
  • the distribution coefficients of neptunium (IV) are lower than those of uranium (VI) so that neptunium is extracted as efficiently as uranium.
  • Neptunium therefore almost quantitatively follows uranium during the first purification cycle of the PUREX process.
  • the aqueous effluent resulting from the desextraction of uranium is therefore subjected, after a concentration operation (symbolized by the "uranium concentration” block in FIG. purification of the so-called “second uranium” uranium in order to separate the latter from neptunium.
  • the inventors therefore set themselves the goal of perfecting the PUREX process as it is implemented in modern spent nuclear fuel reprocessing plants, so that it can separate uranium, not only from plutonium. but also neptunium, in a single purification cycle and thus rendering unnecessary the "second uranium cycle" when the nuclear fuels to be reprocessed have cooled for ten years or more.
  • the inventors have furthermore set the goal of separating uranium from neptunium without the use of powerful neptunium complexing agents, which would, of course, make it possible to entrain it into an aqueous stream different from that of uranium, but which could represent, in themselves or by their degradation products, undesirable products in aqueous effluents, requiring the effluent to be subjected to additional specific treatments.
  • a process for the reprocessing of spent nuclear fuel which comprises successively: a) the separation of uranium, plutonium and other actinides from the fission products present in a nitric aqueous solution from the dissolution of the fuel in nitric acid, this separation comprising the coextraction of uranium (VI), plutonium (IV) and other actinides (IV) or (VI) of said aqueous solution with a solvent phase immiscible with water and comprising at least one extractant in an organic diluent, and then washing the solvent phase with an aqueous nitric solution; b) the partitioning of uranium and plutonium into two distinct streams, this partition comprising the extraction of plutonium (III) from the solvent phase by an aqueous nitric solution containing a reducing agent capable of reducing plutonium (IV) to oxidation state (III) and an anti-nitrous agent; c)
  • the process according to the invention differs from the first purification cycle of the PUREX process as it is implemented in modern reprocessing plants for spent nuclear fuels, essentially because it uses a part of the concentrated aqueous stream in the process.
  • uranium (VI) from concentration operations downstream of the uranium stripping, to enrich the uranium (VI) solvent phase upstream of this stripping so that it approaches saturation, and thus sufficiently lower the distribution coefficients of the uranium.
  • the actinides (IV) which can be desextrinated by the process according to the invention are mainly neptunium which is reduced from the oxidation state (VI) to the oxidation state (IV) during the uranium partition.
  • the de-extraction of the actinide (s) (IV) from the solvent phase may, in the first place, be carried out during step b) of the process according to the invention, that is to say in the course of the uranium / plutonium partition, in which case this or these actinides are de-extracted at the same time as the plutonium (III) and thus join the plutonium flux.
  • the uranium / plutonium partition comprising two substeps made in separate extractors, namely: i) a first substep called “plutonium extraction”, consisting in the removal of most of the plutonium (III) from the phase solvent, and ii) a second sub-step called "Plutonium dam", consisting of perfecting the extraction of plutonium (III) from the solvent phase, the portion of concentrated aqueous solution of uranium (VI) is preferably used to extract the actinide (s) (IV) during the sub-step "plutonium dam".
  • extract means any liquid-liquid extraction device that can be used in spent nuclear fuel reprocessing plants, such as, for example, a mixer-decanter or a battery. mixers-settlers, a pulsed column or a centrifugal extractor mono- or multi-stage.
  • the de-extraction of the actinide (s) (IV) from the solvent phase can, secondly, be carried out between steps b) and c) of the process according to the invention, that is to say between the uranium / plutonium partition and uranium removal, in which case this or these actinides are independently extracted from plutonium and form a third stream separated from both the plutonium and uranium streams.
  • the portion of concentrated aqueous solution of uranium (VI) is used to extract the actinide (s) (IV) in an extractor specifically devolved to this de-extraction.
  • the uranium / plutonium partition also includes two substeps made in separate extractors, namely: i) a first substep known as “plutonium detoxification” consisting in the removal of most of the plutonium (III) from the solvent phase and ii) a second sub-step called "Plutonium barrier” consisting in completing the extraction of plutonium (III) from the solvent phase, said part of concentrated aqueous solution of uranium (VI) is preferably introduced into an extractor which is fed in the solvent phase by the extractor where the sub - step "plutonium barrier" takes place, and in which it is supplemented with nitric acid.
  • a first substep known as "plutonium detoxification” consisting in the removal of most of the plutonium (III) from the solvent phase
  • Plutonium barrier consisting in completing the extraction of plutonium (III) from the solvent phase
  • the method according to the invention further comprises a step of subjecting the aqueous phase containing the dextracted actinide (s) (and) (and, optionally, the plutonium (III) desextract if these actinides are desextracted during the uranium / plutonium partition) at one or more washings with a water-immiscible solvent phase comprising at least one extractant of uranium (VI) in an organic diluent, with a view to recovering the uranium (VI) having followed these actinides during their desextraction.
  • a water-immiscible solvent phase comprising at least one extractant of uranium (VI) in an organic diluent
  • the solvent phase used during step a) preferably comprises TBP as extractant, and TPH as organic diluent, and this, preferably, in a volume ratio of 30/70.
  • the reducing agent capable of reducing the plutonium (IV) in the oxidation state (III) is preferably uranous nitrate, while the anti-nitrous agent is advantageously hydrazinium nitrate.
  • the actinide (IV) which is mainly to be extracted during step b) or between steps b) and c) is neptunium.
  • the process according to the invention has many advantages. In particular, it allows to very effectively separate the uranium from other actinides present in spent nuclear fuel in a single purification cycle by liquid-liquid extraction and to remove, when these fuels have cooled for 10 years or more, the "second The "uranium cycle" existing in the PUREX process, without fundamentally modifying the first purification cycle of this process as it is implemented in modern spent fuel reprocessing plants. It should even be noted that in the case where actinide (IV) de-extraction is performed during the partition, the method according to the invention can be implemented in some of the existing factories at the cost of relatively minor modifications.
  • the process according to the invention offers the possibility of extracting the actinides (IV), and in particular neptunium (IV), by joining them with the plutonium flux and thus making it more difficult to use the plutonium for non-peaceful purposes.
  • Other advantages and characteristics of the process according to the invention will appear on reading the additional description which follows and which refers to two examples of implementation of the process according to the invention. Of course, these examples are given only in As illustrations of the object of the invention and in no way constitute a limitation of this object.
  • FIG. 1 represents a schematic diagram of the first purification cycle of the PUREX process as it is implemented in modern reprocessing plants for spent nuclear fuel.
  • FIG. 2 shows the variations of the distribution coefficient of neptunium (IV) between a nitric aqueous phase and a solvent phase, composed of TBP at 30% by volume in TPH, as a function of the uranium content ([U] in g / L) of the solvent phase and for different molar concentrations of acid nitric ( ⁇ -m: 0.5M; 4: 1: M; 2M; A-A: 3M; 3: 5M) of the aqueous phase.
  • FIG. 3 represents a schematic diagram of a first exemplary implementation of the method according to the invention.
  • FIG. 4 represents a schematic diagram of a second exemplary implementation of the method according to the invention.
  • FIG. 3 represents a schematic diagram of a first example of implementation of the method according to the invention, designed to allow the extraction of neptunium (IV) during uranium partitioning. plutonium.
  • the process according to the invention comprises, as the first purification cycle of the PUREX process illustrated in FIG. 1, the following operations: co-extraction of uranium, plutonium and neptunium, respectively the oxidation state (VI), (IV) and (VI), of a dissolution liquor, with a solvent consisting of 30% (v / v) TBP in TPH, followed by the washing of the solvent phase this coextraction with a nitric aqueous solution for perfect the decontamination of uranium, plutonium and neptunium in fission products ("extraction-washing");
  • the neptunium initially extracted in the oxidation state (VI) is reduced to the oxidation (IV) by the uranous nitrate during the uranium partition. plutonium.
  • the entire concentrated aqueous solution of uranium (VI) is directed to a second uranium purification cycle for separating uranium (VI) of the neptunium (IV) present in this solution
  • a part of the concentrated aqueous solution of uranium (VI) is refluxed towards the extractor in which takes place the "plutonium dam".
  • the nitric aqueous solution used for the "plutonium barrier” is constituted by this concentrated reflux in uranium (VI), to which nitric acid is added, preferably of molarity at most equal to 2, and better still, at most equal to at 1, as well as uranous nitrate, hydrazinium nitrate, and incidentally a complexant of neptunium (IV) such as formic acid.
  • uranium (VI) uranium
  • IV complexant of neptunium
  • the effluent aqueous phase of the "plutonium barrier”, which in this case contains both neptunium (IV) and plutonium (III), is directed to the extractor where the "plutonium Oesextraction” and in which it is loaded with plutonium (III), then it is directed towards the extractor where the "Urine washing” takes place and in which it is washed with fresh solvent to recover the uranium ( VI) likely to have followed the neptunium (IV) and the plutonium (III) during their desextraction.
  • the effluent solvent phase of the "plutonium dam” is, in turn, directed towards the extractor where the "Uranium Desextraction” takes place and in which the uranium (VI) is desextracted as it is usually in the first cycle of purification of the PUREX process illustrated in FIG.
  • FIG. 4 shows a block diagram of a second example of implementation of the method according to the invention, which it is designed to allow desextraction of neptunium (IV) and possible traces of plutonium (IV) remaining in the solvent phase, between the uranium / plutonium partition and the uranium desextraction.
  • the extractor devolved to the "Neptunium desextraction” is thus supplied in the solvent phase by the "plutonium dam” extractor, which contains uranium (VI), neptunium (IV) and any traces of plutonium (IV ), and in the aqueous phase by the concentrated reflux of uranium (VI), to which nitric acid is added, preferably of molarity at most equal to 2, and more preferably at most equal to 1, and incidentally a complexing agent of neptunium (IV) such as formic acid.
  • the intimate mixture of the aqueous nitric solution thus obtained with said solvent phase has the effect of enriching the latter with uranium (VI) so that it approaches saturation, and this enrichment, combined with the low acidity which prevails in the extractor, leads the neptunium (IV) and the possible traces of plutonium (IV) to pass in aqueous phase.
  • HNO3 Aqueous phase flow (referred to as "HNO3" in FIG. 4) entering the extractor "Oesextraction neptunium": Flow rate: 70 L / hour
  • Solvent phase flux (denoted “Solvent” in FIG. 4) entering the extractor "Washing uranium” attached to the extractor "Neptunium desextraction”:
  • the decontamination factor for uranium in neptunium is therefore 180 and the desired decontamination objective is achieved.

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)
  • Thin Film Transistor (AREA)
  • Glass Compositions (AREA)
  • Element Separation (AREA)
  • Bipolar Transistors (AREA)

Abstract

L'invention concerne un procédé constituant un perfectionnement du procédé PUREX, qui permet d'obtenir une séparation de l'uranium des autres actinides (Pu, Np, Th, ...) en un seul cycle de purification. Ce procédé comprend successivement : a) la co-extraction de l'uranium(VI), du plutonium(IV) et des autres actinides(IV) ou (VI) d'une solution aqueuse nitrique par une phase solvant et le lavage de cette dernière ; b) la désextraction du plutonium à l'état d'oxydation (III) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; c) la désextraction de l'uranium à l'état d'oxydation (VI) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; d) la concentration en uranium(VI) de la solution aqueuse nitrique issue de l'étape c) ; et est caractérisé en ce qu'une partie de la solution aqueuse concentrée en uranium(VI) obtenue à l'étape d) est utilisée pour désextraire de la phase solvant le ou les actinides(IV), au cours de l'étape b) ou entre les étapes b) et c). Utilisations : retraitement de combustibles nucléaires usés à base d'UO2, d'oxyde mixte (U, Pu)O2 ou (U, Th)O2.

Description

PERFECTIONNEMENT DU PROCEDE PtJREX ET SES UTILISATIONS
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE La présente invention se rapporte à un procédé constituant un perfectionnement du procédé de retraitement des combustibles nucléaires usés connu sous le nom de procédé PUREX .
Le procédé selon l ' invention permet , en effet , d ' obtenir une séparation de l ' uranium des autres actinides (plutonium, neptunium, thorium, ...) en un seul cycle de purification .
Comme le procédé PUREX, il est susceptible d ' être utilisé pour retraiter des combustibles nucléaires usés à base d ' oxyde d ' uranium, d ' oxyde mixte d ' uranium et de plutonium ou encore d ' oxyde mixte d ' uranium et de thorium.
ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
Toutes les usines commerciales de retraitement des combustibles nucléaires usés 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 par extraction liquide-liquide .
Le premier cycle de purification vise essentiellement 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 distincts .
Ce cycle, tel qu ' il est mis en oeuvre dans les usines modernes de retraitement des combustibles nucléaires usés telles que les usines UP3 et UP2-800 de la COGEMA en France, Thorp au Royaume-Uni ou Rokkasho au Japon, est représenté sous une forme schématique sur la figure 1.
Il commence par une opération consistant à co-extraire l ' uranium et le plutonium, le premier à l ' état d ' oxydation (VI ) , le second à l ' état d ' oxydation ( IV) , de la phase aqueuse dans laquelle ils se trouvent et qui résulte de la dissolution d ' un combustible usé dans de l ' acide nitrique (liqueur de dissolution) . Cette co-extraction est réalisée au moyen d ' un solvant non miscible à l ' eau, qui est constitué d ' un extractant , en l ' espèce le phosphate de tri-n-butyle
(ci-après TBP ) , à 30% en volume dans un diluant organique, à savoir le tétrapropylène hydrogéné (ci-après TPH) .
Elle est suivie d ' un ou de plusieurs lavages de la phase solvant par une ou des solutions aqueuses nitriques , destinés à parfaire la décontamination de l ' uranium et du plutonium en produits de fission .
L ' ensemble de ces opérations de co- extraction et de lavage est symbolisé par le bloc "Extraction-lavage" sur la figure 1.
La phase aqueuse issue de ces opérations (raffinât d ' extraction) renferme les produits de fission (PF) et est éliminée du cycle, tandis que la phase solvant , qui est chargée en uranium (VI ) et en plutonium ( IV) , est dirigée vers une zone au niveau de laquelle est réalisée la partition de ces deux éléments . Cette partition comprend :
• une opération consistant à désextraire la majeure partie du plutonium présent dans la phase solvant et qui est symbolisée par le bloc "Oésextraction plutonium" sur la figure 1 ; et • une opération consistant à parfaire la désextraction du plutonium et qui est symbolisée par le bloc "Barrage plutonium" sur la figure 1.
Ces deux opérations sont réalisées en réduisant le plutonium ( IV) à l ' état d ' oxydation ( III ) , peu extractible par le TBP , ce qui permet son passage dans une solution aqueuse nitrique, tandis que l ' uranium reste dans la phase solvant .
La réduction du plutonium est pratiquée à l ' aide de nitrate uraneux et d ' un agent anti-nitreux (ou "nitrous acid scavenger" dans la littérature anglo- saxonne) dont le rôle est de stabiliser à la fois le nitrate uraneux et le plutonium ( III ) par destruction de l ' acide nitreux . En l ' espèce, l ' agent anti-nitreux est du nitrate d ' hydrazinium (NH) , encore appelé hydrazine . La phase aqueuse issue de la partition est soumise à un lavage par du solvant frais destiné à extraire de cette phase la fraction d ' uranium susceptible d ' avoir suivi le plutonium lors de sa désextraction . Ce lavage est symbolisé par le bloc "Lavage uranium" sur la figure 1. La phase solvant issue de la partition est , elle, dirigée vers une zone au niveau de laquelle 1 ' uranium (VI ) est désextrait par une solution aqueuse nitrique de faible acidité . Cette désextraction est symbolisée par le bloc "Désextraction uranium" sur la figure 1.
Dans le premier cycle de purification illustré sur la figure 1 , le neptunium présent dans la liqueur de dissolution est extrait , principalement sous forme de neptunium (VI ) , en même temps que l ' uranium et le plutonium. Lors de la désextraction réductrice du plutonium, le neptunium (VI ) est réduit par le nitrate uraneux en neptunium ( IV) , état dans lequel il est extractible par le TBP , quoique moins qu ' à l ' état d ' oxydation (VI ) .
En effet , comme rapporté par Germain et al . dans J. Inorg. Chem . , 1970 , vol . 32 , 245-253 , et comme illustré sur la figure 2 qui représente les variations du coefficient de distribution du neptunium ( IV) entre une phase aqueuse nitrique et une phase solvant , composée de BTP à 30% en volume dans du TPH, en fonction de la teneur en uranium (VI ) de la phase solvant et pour des concentrations molaires en acide nitrique allant de 0 , 5 M à 3 , 5 M, le coefficient de distribution du neptunium ( IV) croît avec l ' acidité de la phase aqueuse et décroît avec la teneur en uranium (VI ) de la phase solvant .
Aussi, compte tenu du rapport de débits S/A (pour Solvant/Aqueux) élevé et de la faible teneur en uranium (VI ) de la phase solvant qui régnent dans les extracteurs où se déroule la partition uranium/ plutonium, le neptunium ( IV) reste, dans ces extracteurs , dans la phase solvant avec l ' uranium. De même, la combinaison rapport de débits S/A x acidité est en général telle au niveau du "Lavage uranium" qu ' elle renforce la tendance du neptunium ( IV) à rester dans la phase solvant avec l ' uranium. Au cours de la désextraction de l ' uranium, les coefficients de distribution du neptunium ( IV) sont inférieurs à ceux de 1 ' uranium (VI ) en sorte que le neptunium est désextrait aussi efficacement que l ' uranium.
Le neptunium suit donc quasi- quantitativement l ' uranium au cours du premier cycle de purification du procédé PUREX .
Dans les usines précitées de retraitement des combustibles nucléaires usés , l ' effluent aqueux issu de la désextraction de l ' uranium est donc soumis , après une opération de concentration ( symbolisée par le bloc " Concentration uranium" sur la figure 1 ) , à un cycle de purification de l ' uranium dit " deuxième cycle uranium" afin de séparer ce dernier du neptunium.
Dans la perspective de réalisation de nouvelles usines de retraitement des combustibles nucléaires usés , il serait souhaitable de parvenir à simplifier le procédé PUREX de sorte à alléger à la fois les coûts d ' investissement , d ' exploitation et de maintenance de ces usines , sans réduire pour autant les performances de ce procédé en matière de rendement , de qualité et de sûreté de retraitement .
Or, l ' expérience montre que la décontamination de l ' uranium en produits de fission est suffisante dès le premier cycle de purification, y compris pour le ruthénium, quand le combustible usé a refroidi au moins dix ans avant son retraitement . Aussi, le " deuxième cycle uranium" ne se justifie-t-il, dans ce cas , que par la nécessité de séparer l ' uranium du neptunium.
Les Inventeurs se sont donc fixés pour but de perfectionner le procédé PUREX tel qu ' il est mis en œuvre dans les usines modernes de retraitement des combustibles nucléaires usés , de manière à ce qu ' il permette de séparer l ' uranium, non seulement du plutonium mais également du neptunium, en un seul cycle de purification et qu ' il rende ainsi inutile le " deuxième cycle uranium" lorsque les combustibles nucléaires à retraiter ont refroidi dix ans ou plus . Les Inventeurs se sont , de plus , fixés pour but que la séparation de l ' uranium du neptunium soit obtenue sans recourir à l ' utilisation de puissants complexants du neptunium qui, certes , permettraient d ' entraîner celui-ci dans un flux aqueux différent de celui de l ' uranium, mais qui seraient susceptibles de représenter, en eux-mêmes ou par leurs produits de dégradation, des produits indésirables dans les effluents aqueux, nécessitant de soumettre ces effluents à des traitements spécifiques supplémentaires .
EXPOSÉ DE I/ INVENTION
Ce but et d ' autres sont atteints par un procédé de retraitement d ' un combustible nucléaire usé, qui comprend successivement : a) la séparation de l ' uranium, du plutonium et des autres actinides , des produits de fission présents dans une solution aqueuse nitrique provenant de la dissolution du combustible dans de l ' acide nitrique, cette séparation comprenant la co-extraction de 1 ' uranium (VI ) , du plutonium ( IV) et des autres actinides ( IV) ou (VI ) de ladite solution aqueuse par une phase solvant non miscible à l ' eau et comprenant au moins un extractant dans un diluant organique, puis le lavage de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; b) la partition de l ' uranium et du plutonium en deux flux distincts , cette partition comprenant la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique contenant un agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) à l ' état d ' oxydation ( III ) et un agent anti-nitreux ; c) la désextraction de 1 ' uranium (VI ) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; d) la concentration en uranium (VI ) de la solution aqueuse issue de l ' étape c) ; et qui est caractérisé en ce qu ' une partie de la solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) obtenue à l ' étape d) est utilisée pour désextraire de la phase solvant le ou les actinides présents à l ' état d ' oxydation ( IV) dans cette phase, soit au cours de l ' étape b) , soit entre les étapes b) et c) .
Ainsi, le procédé selon l ' invention diffère du premier cycle de purification du procédé PUREX tel qu ' il est mis en œuvre dans les usines modernes de retraitement des combustibles nucléaires usés , essentiellement en ce qu ' il utilise une partie du flux aqueux concentré en uranium (VI ) , provenant des opérations de concentration situées en aval de la désextraction de l ' uranium, pour enrichir la phase solvant en uranium (VI ) en amont de cette désextraction de sorte à ce qu ' elle approche de la saturation, et abaisser ainsi suffisamment les coefficients de distribution des actinides présents à l ' état d ' oxydation ( IV) dans cette phase solvant pour favoriser leur passage en phase aqueuse .
Il permet , de la sorte, de désextraire les actinides ( IV) de la phase solvant et , par là même, de les séparer de 1 ' uranium (VI ) avant que celui-ci ne soit désextrait à son tour .
Les actinides ( IV) susceptibles d ' être désextraits par le procédé selon l ' invention sont principalement le neptunium qui est réduit de l ' état d ' oxydation (VI ) à l ' état d ' oxydation ( IV) au cours de la partition uranium/plutonium, le thorium qui est extrait à l ' état d ' oxydation ( IV) de la solution aqueuse nitrique issue de la dissolution du combustible, et/ou le plutonium qui peut subsister, en de très faibles quantités , à l ' état d ' oxydation ( IV) au cours de la partition .
Comme précédemment indiqué, la désextraction du ou des actinides ( IV) de la phase solvant peut , en premier lieu, être réalisée au cours de l ' étape b) du procédé selon l ' invention, c ' est-à- dire au cours de la partition uranium/plutonium, auquel cas ce ou ces actinides sont désextraits en même temps que le plutonium ( III ) et se joignent ainsi au flux plutonium. Dans ce cas , la partition uranium/plutonium comprenant deux sous-étapes réalisées dans des extracteurs distincts , à savoir : i) une première sous-étape dite "Désextraction plutonium" , consistant à désextraire la majeure partie du plutonium ( III ) de la phase solvant , et ii) une deuxième sous-étape dite "Barrage plutonium" , consistant à parfaire la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant , la partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est , de préférence, utilisée pour désextraire le ou les actinides ( IV) au cours de la sous-étape "Barrage plutonium" .
Pour ce faire, elle est introduite dans l ' extracteur où se déroule la sous-étape "Barrage plutonium " et où elle est additionnée d ' acide nitrique, de l ' agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) en plutonium ( III ) et de l ' agent anti-nitreux .
Dans ce qui précède et ce qui suit , on entend par " extracteur" , tout appareil d ' extraction liquide-liquide susceptible d ' être utilisé dans les usines de retraitement des combustibles nucléaires usés comme, par exemple, un mélangeur-décanteur ou une batterie de mélangeurs-décanteurs , une colonne puisée ou encore un extracteur centrifuge mono- ou multi- étage .
La désextraction du ou des actinides ( IV) de la phase solvant peut , en second lieu, être réalisée entre les étapes b) et c) du procédé selon l ' invention, c ' est-à-dire entre la partition uranium/plutonium et la désextraction de l ' uranium, auquel cas ce ou ces actinides sont désextraits indépendamment du plutonium et forment un troisième flux séparé à la fois du flux plutonium et du flux uranium.
Dans ce cas , la partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est utilisée pour désextraire le ou les actinides ( IV) dans un extracteur spécifiquement dévolu à cette désextraction .
La partition uranium/plutonium comprenant , là également , deux sous-étapes réalisées dans des extracteurs distincts , à savoir : i) une première sous-étape dite "Désextraction plutonium" consistant à désextraire la majeure partie du plutonium ( III ) de la phase solvant , et ii) une deuxième sous-étape dite "Barrage plutonium" consistant à parfaire la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant , ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est , de préférence, introduite dans un extracteur qui est alimenté en phase solvant par l ' extracteur où se déroule la sous-étape "Barrage plutonium" , et dans lequel elle est additionnée d ' acide nitrique .
Quel que soit l ' extracteur dans lequel est réalisée la désextraction du ou des actinides ( IV) , celle-ci est obtenue en mélangeant la phase solvant présente dans cet extracteur et la partie de solution concentrée en uranium (VI ) qui y est introduite, dans des conditions qui permettent à la phase solvant de s ' enrichir en uranium (VI ) jusqu ' à approcher de la saturation et , consécutivement , à l ' actinide ou aux actinides ( IV) de passer en phase aqueuse, puis en séparant ce mélange en une phase solvant et une phase aqueuse contenant le ou les actinides ( IV) désextraits .
De préférence, le procédé selon l ' invention comprend, de plus , une étape consistant à soumettre la phase aqueuse contenant le ou les actinides ( IV) désextraits (et , éventuellement , le plutonium ( III ) désextrait si ces actinides sont désextraits au cours de la partition uranium/plutonium) à un ou plusieurs lavages par une phase solvant non miscible à l ' eau et comprenant au moins un extractant de 1 ' uranium (VI ) dans un diluant organique, en vue de récupérer 1 ' uranium (VI ) ayant suivi ces actinides lors de leur désextraction .
A cet effet , on utilise préférentiellement une phase solvant dont l ' extractant et le diluant organique sont identiques à ceux de la phase solvant utilisée à l ' étape a) du procédé selon l ' invention .
A cet égard, la phase solvant utilisée au cours de l ' étape a) comprend, de préférence, du TBP comme extractant , et du TPH comme diluant organique, et ce, préférentiellement , dans un rapport volumique de 30/70.
L ' agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) à l ' état d ' oxydation ( III ) est de préférence du nitrate uraneux, tandis que l ' agent anti- nitreux est , lui, avantageusement du nitrate d ' hydrazinium.
Il est , toutefois , possible d ' utiliser un autre extractant comme, par exemple, du phosphate de tri-isobutyle (TiBP ) ou un monoamide et/ou un autre diluant organique comme, par exemple, le n-dodécane ou du kérosène, tout comme il est possible d ' utiliser un autre agent réducteur comme, par exemple, du nitrate d ' hydroxylammonium et/ou un autre agent anti-nitreux comme, par exemple, un anti-nitreux soluble en phase solvant . Conformément à l ' invention, la partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) peut être additionnée d ' un ou plusieurs agents complexants des actinides ( IV) mais ces agents n ' ont besoin ni d ' être puissants , ni d ' être présents à des teneurs élevées , et leur destruction peut aisément être intégrée aux paramètres d ' optimisation du procédé selon l ' invention . A titre d ' exemples de tels agents , on peut citer l ' acide formique et l ' acide tartrique .
De manière particulièrement préférée, 1 ' actinide ( IV) que l ' on cherche principalement à désextraire au cours de l ' étape b) ou entre les étapes b) et c) est le neptunium.
Le procédé selon l ' invention présente de nombreux avantages . En particulier, il permet de séparer très efficacement l ' uranium des autres actinides présents dans des combustibles nucléaires usés en un seul cycle de purification par extraction liquide-liquide et de supprimer, lorsque ces combustibles ont refroidi pendant 10 ans ou plus , le "deuxième cycle uranium" existant dans le procédé PUREX, et ce, sans modifier de manière fondamentale le premier cycle de purification de ce procédé tel qu ' il est mis en œuvre dans les usines modernes de retraitement des combustibles nucléaires usés . Il convient même de noter que, dans le cas où la désextraction des actinides ( IV) est réalisée au cours de la partition, le procédé selon l ' invention peut être mis en œuvre dans certaines des usines existantes au prix de modifications relativement mineures . Par ailleurs , le procédé selon l ' invention offre la possibilité de désextraire les actinides ( IV) , et notamment le neptunium ( IV) , en les joignant au flux plutonium et de rendre ainsi plus difficile l ' utilisation du plutonium à des fins non pacifiques . D ' autres avantages et caractéristiques du procédé selon l ' invention apparaîtront à la lecture du complément de description qui suit et qui se réfère à deux exemples de mise en œuvre du procédé selon 1 ' invention Bien entendu, ces exemples ne sont donnés qu ' à titre d ' illustrations de l ' objet de l ' invention et ne constituent en aucun cas une limitation de cet objet .
BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS La figure 1 représente un schéma de principe du premier cycle de purification du procédé PUREX tel qu ' il est mis en œuvre dans les usines modernes de retraitement des combustibles nucléaires usés . La figure 2 représente les variations du coefficient de distribution du neptunium ( IV) entre une phase aqueuse nitrique et une phase solvant , composée de TBP à 30% en volume dans du TPH, en fonction de la teneur en uranium ( [U] en g/L) de la phase solvant et pour différentes concentrations molaires en acide nitrique (a—m : 0 , 5 M ; 4—^ : 1 M ; *—* : 2 M ; A—A : 3 M ; •—• : 3 , 5 M) de la phase aqueuse .
La figure 3 représente un schéma de principe d ' un premier exemple de mise en œuvre du procédé selon l ' invention .
La figure 4 représente un schéma de principe d ' un deuxième exemple de mise en œuvre du procédé selon l ' invention .
Sur les figures 1 , 3 et 4 , les flux de solvant sont symbolisés par un double trait , tandis que les flux aqueux sont symbolisés par un simple trait . Par ailleurs , les opérations de lavage des phases aqueuses par le TPH n ' ont volontairement pas été représentées par souci de simplification des schémas .
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE MISE EN OEtJVRE PARTICULIERS
On se réfère tout d ' abord à la figure 3 qui représente un schéma de principe d ' un premier exemple de mise en œuvre du procédé selon l ' invention, conçu pour permettre une désextraction du neptunium ( IV) au cours de la partition uranium/plutonium.
Dans cet exemple, le procédé selon l ' invention comprend, comme le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 1 , les opérations suivantes : • la co-extraction de l ' uranium, du plutonium et du neptunium, respectivement à l ' état d ' oxydation (VI ) , ( IV) et (VI ) , d ' une liqueur de dissolution, par un solvant constitué de TBP à 30% (v/v) dans du TPH, suivie du lavage de la phase solvant issue de cette co- extraction par une solution aqueuse nitrique pour parfaire la décontamination de l ' uranium, du plutonium et du neptunium en produits de fission ( "Extraction- lavage" ) ;
• la partition uranium/plutonium, cette partition comprenant :
- la désextraction du plutonium, à l ' état d ' oxydation ( III ) , de la phase solvant chargée en uranium, plutonium et neptunium par une solution aqueuse nitrique renfermant du nitrate uraneux (U ( IV) ) et du nitrate d ' hydrazinium comme agent anti-nitreux ( "Désextraction plutonium" ) ;
- le lavage de la phase solvant issue de la désextraction du plutonium par une solution aqueuse nitrique renfermant également du nitrate uraneux et du nitrate d ' hydrazinium ( "Barrage plutonium" ) ;
• le lavage de la phase aqueuse chargée en plutonium ( III ) et issue de la partition uranium/plutonium par du solvant frais constitué de TBP à 30% (v/v) dans du TPH ( "Lavage uranium" ) ; • la désextraction de 1 ' uranium (VI ) de la phase solvant issue de la partition uranium/plutonium par une solution aqueuse nitrique ( "Désextraction uranium" ) ; et
• la concentration de la phase aqueuse chargée en uranium (VI ) et issue de la désextraction de l ' uranium
( " Concentration uranium" ) .
Comme dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 1 , le neptunium initialement extrait à l ' état d ' oxydation (VI ) est réduit à l ' oxydation ( IV) par le nitrate uraneux au cours de la partition uranium/plutonium. Toutefois , à la différence du premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 1 , où la totalité de la solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est dirigée vers un deuxième cycle de purification de l ' uranium destiné à séparer 1 ' uranium (VI ) du neptunium ( IV) présents dans cette solution, dans l ' exemple de mise en œuvre du procédé selon l ' invention illustré sur la figure 3 , une partie de la solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est refluée vers l ' extracteur dans lequel se déroule le "Barrage plutonium" .
La solution aqueuse nitrique utilisée pour le "Barrage plutonium" est donc constituée par ce reflux concentré en uranium (VI ) , auquel sont ajoutés de l ' acide nitrique, de préférence de molarité au plus égale à 2 , et mieux encore, au plus égale à 1 , ainsi que du nitrate uraneux, du nitrate d ' hydrazinium, et accessoirement un complexant du neptunium ( IV) tel que l ' acide formique . Le mélange intime de la solution aqueuse nitrique ainsi obtenue avec ladite phase solvant a pour effet d ' enrichir cette dernière en uranium (VI ) de sorte à ce qu ' elle approche de la saturation, et cet enrichissement , combiné à la faible acidité qui règne dans l ' extracteur, conduit le neptunium ( IV) à passer en phase aqueuse .
Comme dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 3 , la phase aqueuse effluente du "Barrage plutonium" , qui, en l ' espèce, renferme à la fois du neptunium ( IV) et du plutonium ( III ) , est dirigée vers l ' extracteur où se déroule la "Oésextraction plutonium" et dans lequel elle se charge en plutonium ( III ) , puis elle est dirigée vers l ' extracteur où se déroule le "Lavage uranium" et dans lequel elle est lavée par du solvant frais pour récupérer 1 ' uranium (VI ) susceptible d ' avoir suivi le neptunium ( IV) et le plutonium ( III ) lors de leur désextraction .
La phase solvant effluente du "Barrage plutonium" est , quant à elle, dirigée vers l ' extracteur où se déroule la "Désextraction uranium" et dans lequel 1 ' uranium (VI ) est désextrait comme il l ' est habituellement dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 1.
On se réfère à présent vers la figure 4 qui représente un schéma de principe d ' un deuxième exemple de mise en oeuvre du procédé selon l ' invention, qui, lui, est conçu pour permettre une désextraction du neptunium ( IV) et des éventuelles traces de plutonium ( IV) subsistant dans la phase solvant , entre la partition uranium/plutonium et la désextraction de 1 ' uranium.
Dans cet exemple où l ' on retrouve les opérations "Extraction-lavage" , "Désextraction plutonium" , "Barrage plutonium" , "Lavage uranium" "Désextraction uranium" et " Concentration uranium" propres au procédé PUREX illustré sur la figure 1 , une partie de la solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est refluée dans un extracteur qui est spécialement dévolu à la désextraction du neptunium ( IV) - laquelle est symbolisée par le bloc "Désextraction neptunium" sur la figure 4 - et qui est placé entre l ' extracteur dans lequel se déroule le "Barrage plutonium" et celui de la "Désextraction uranium" .
L ' extracteur dévolu à la "Désextraction neptunium" est donc alimenté en phase solvant par l ' extracteur du "Barrage plutonium" , laquelle contient de 1 ' uranium (VI ) , du neptunium ( IV) et d ' éventuelles traces de plutonium ( IV) , et en phase aqueuse par le reflux concentré en uranium (VI ) , auquel est ajouté de l ' acide nitrique , de préférence de molarité au plus égale à 2 , et mieux encore, au plus égale à 1 , et accessoirement un complexant du neptunium ( IV) tel que l ' acide formique .
Comme précédemment , le mélange intime de la solution aqueuse nitrique ainsi obtenue avec ladite phase solvant a pour effet d ' enrichir cette dernière en uranium (VI ) de sorte à ce qu ' elle approche de la saturation, et cet enrichissement , combiné à la faible acidité qui règne dans l ' extracteur, conduit le neptunium ( IV) et les éventuelles traces de plutonium ( IV) à passer en phase aqueuse .
La phase aqueuse effluente de la "Désextraction neptunium" , qui, en l ' espèce, renferme du neptunium ( IV) et , le cas échéant , du plutonium ( IV) , est dirigée vers un extracteur dans lequel elle est lavée par du solvant frais , également constitué de TBP à 30% (v/v) dans du TPH, pour récupérer 1 ' uranium (VI ) susceptible d ' avoir suivi le neptunium ( IV) lors de sa désextraction - ce lavage étant symbolisé par un deuxième bloc "Lavage uranium" sur la figure 4 -, tandis que la phase solvant effluente de la "Désextraction neptunium" est dirigée vers l ' extracteur de la "Oésextraction uranium" où 1 ' uranium (VI ) est désextrait comme il l ' est habituellement dans le premier cycle de purification du procédé PUREX illustré sur la figure 1. Quel que soit le mode de mise en œuvre du procédé selon l ' invention, les Inventeurs considèrent qu ' il est souhaitable et possible de régler les différents paramètres de fonctionnement de l ' extracteur dans lequel est désextrait le neptunium ( IV) , et notamment les débits d ' alimentation en phase solvant et en solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) , de façon à amener la teneur en uranium (VI ) de la phase solvant dans cet extracteur à une valeur, de préférence, de l ' ordre de 90 à 105 g/L, la saturation en uranium (VI ) étant atteinte à 114 g/L .
Ces paramètres peuvent aisément être déterminés et optimisés au moyen du logiciel PAREX (développé par le COMMISSARIAT A L ' ENERGIE ATOMIQUE) qui dispose des coefficients de distribution à la fois de 1 ' uranium (VI ) et du neptunium ( IV) .
A titre d ' exemple, une simulation a été réalisée à l ' aide de ce logiciel pour le deuxième exemple de mise en œuvre du procédé selon l ' invention illustré sur la figure 4. Dans cette simulation, aucune utilisation d ' un quelconque complexant spécifique des degrés d ' oxydation ( IV) n ' a été envisagée .
Les données d ' entrée de cette simulation ont été les suivantes : Flux de phase solvant sortant de l ' extracteur "Barrage plutonium" :
Débit : 1746 L/heure U (VI ) : 75 , 5 g/L HNO3 : 0 , 017 mol/L Np ( IV) : 38 mg/L
Flux de phase aqueuse (dénommé "HNO3" sur la figure 4 ) entrant dans l ' extracteur "Oésextraction neptunium" : Débit : 70 L/heure
U (VI ) : 0 g/L
HNO3 : 0 , 1 mol/L
Np ( IV) : 0 mg/L
Flux de phase aqueuse entrant dans l ' extracteur "Désextraction neptunium" et provenant de l ' extracteur " Concentration uranium" : Débit : 200 L/heure U (VI ) : 400 g/L HNO3 : 0 , 5 mol/L Np ( IV) : < 1 mg/L
Flux de phase solvant (dénommé " Solvant" sur la figure 4 ) entrant dans l ' extracteur "Lavage uranium" attenant à l ' extracteur "Désextraction neptunium" :
Débit : 254 L/heure
TBP à 30%
HNO3 : 0 mol/L
Pour ces données , et en choisissant une batterie de partition à 2 étages (dans le sens du flux de la phase solvant ) , ont été obtenues les compositions de phase solvant et de phase aqueuse suivantes :
Phase solvant sortant de l ' extracteur "Désextraction neptunium" :
Débit : 2026 L/heure U (VI ) : 105 g/L HNO3 : 3 , 5.10~3 mol/L Np ( IV) : 0 , 18 mg/L
Phase aqueuse sortant de l ' extracteur "Lavage uranium" attenant à l ' extracteur "Désextraction neptunium" : Débit : 247 L/heure U (VI ) : 5 mg/L HNO3 : 0 , 5 mol/L Np ( IV) : 267 mg/L
Le facteur de décontamination de l ' uranium en neptunium est donc de 180 et l ' objectif de décontamination recherché est atteint .

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de retraitement d ' un combustible nucléaire usé, qui comprend successivement : a) la séparation de l ' uranium, du plutonium et des autres actinides , des produits de fission présents dans une solution aqueuse nitrique provenant de la dissolution du combustible dans de l ' acide nitrique, cette séparation comprenant la co-extraction de 1 ' uranium (VI ) , du plutonium ( IV) et des autres actinides ( IV) ou (VI ) de ladite solution aqueuse par une phase solvant non miscible à l ' eau et comprenant au moins un extractant dans un diluant organique, puis le lavage de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; b) la partition de l ' uranium et du plutonium en deux flux distincts , cette partition comprenant la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique contenant un agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) à l ' état d ' oxydation ( III ) ; c) la désextraction de 1 ' uranium (VI ) de la phase solvant par une solution aqueuse nitrique ; d) la concentration en uranium (VI ) de la solution aqueuse nitrique issue de l ' étape c) ; et qui est caractérisé en ce qu ' une partie de la solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) obtenue à l ' étape d) est utilisée pour désextraire de la phase solvant le ou les actinides présents à l ' état d ' oxydation ( IV) dans cette phase, soit au cours de l ' étape b) , soit entre les étapes b) et c) .
2. Procédé selon la revendication 1 , caractérisé en ce que le ou les actinides ( IV) sont le neptunium ( IV) , le thorium ( IV) et/ou le plutonium ( IV) .
3. Procédé selon la revendication 1 ou la revendication 2 , caractérisé en ce que, l ' étape b) comprenant deux sous-étapes réalisées dans des extracteurs distincts , à savoir : i) une première sous-étape consistant à désextraire la majeure partie du plutonium ( III ) de la phase solvant , et ii) une deuxième sous-étape consistant à parfaire la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant , ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est préférentiellement utilisée pour désextraire les actinides ( IV) au cours de la sous-étape ϋ) •
4. Procédé selon la revendication 3 , caractérisé en ce que ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est introduite dans l ' extracteur où se déroule la sous-étape ii) et où elle est additionnée d ' acide nitrique, de l ' agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) en plutonium ( III ) et d ' un agent anti-nitreux .
5. Procédé selon la revendication 1 ou la revendication 2 , caractérisé en ce que ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est utilisée pour désextraire les actinides ( IV) dans un extracteur spécifiquement dévolu à cette désextraction .
6. Procédé selon la revendication 5 , caractérisé en ce que l ' étape b) comprenant deux sous- étapes réalisées dans des extracteurs distincts , à savoir : i) une première sous-étape consistant à désextraire la majeure partie du plutonium ( III ) de la phase solvant , et ii) une deuxième sous-étape consistant à parfaire la désextraction du plutonium ( III ) de la phase solvant , ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est introduite dans un extracteur qui est alimenté en phase solvant par l ' extracteur où se déroule la sous-étape ii) , et dans lequel elle est additionnée d ' acide nitrique .
7. Procédé selon l ' une quelconque des revendications précédentes , caractérisé en ce que la désextraction du ou des actinides ( IV) de la phase solvant est obtenue en mélangeant cette dernière et ladite partie de solution concentrée en uranium (VI ) , puis en séparant ce mélange en une phase solvant et une phase aqueuse contenant le ou les actinides ( IV) désextraits .
8. Procédé selon la revendication 7 , caractérisé en ce qu ' il comprend, de plus , une étape consistant à soumettre la phase aqueuse contenant le ou les actinides ( IV) désextraits à un ou plusieurs lavages par une phase solvant non miscible à l ' eau et comprenant un extractant de 1 ' uranium (VI ) dans un diluant organique .
9. Procédé selon la revendication 8 , caractérisé en ce que l ' extractant et le diluant organique de ladite phase solvant sont identiques à ceux de la phase solvant utilisée à l ' étape a) .
10. Procédé selon l ' une quelconque des revendications précédentes , caractérisé en ce que la phase solvant utilisée au cours de l ' étape a) comprend du phosphate de tri-n-butyle comme extractant .
11. Procédé selon l ' une quelconque des revendications précédentes , caractérisé en ce que la phase solvant utilisée au cours de l ' étape a) comprend du tétrapropylène hydrogéné comme diluant organique .
12. Procédé selon l ' une quelconque des revendications précédentes , caractérisé en ce que l ' agent réducteur apte à réduire le plutonium ( IV) en plutonium ( III ) est le nitrate uraneux .
13. Procédé selon la revendication 4 ou la revendication 6 , caractérisé en ce que ladite partie de solution aqueuse concentrée en uranium (VI ) est de plus additionnée d ' un ou plusieurs agents complexants des actinides ( IV) .
14. Procédé selon l ' une quelconque des revendications précédentes , caractérisé en ce que 1 ' actinide ( IV) que l ' on cherche principalement à désextraire au cours de l ' étape b) ou entre les étapes b) et c) est le neptunium.
15. Utilisation d ' un procédé selon l ' une quelconque des revendications 1 à 14 pour retraiter un combustible nucléaire usé à base d ' oxyde d ' uranium, d ' oxyde mixte d ' uranium et de plutonium ou d ' oxyde mixte d ' uranium et de thorium.
PCT/FR2005/051146 2004-12-29 2005-12-27 Perfectionnement du procede purex et ses utilisations WO2006072729A1 (fr)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP20050848356 EP1831895B1 (fr) 2004-12-29 2005-12-27 Perfectionnement du procede purex et ses utilisations
DE200560006623 DE602005006623D1 (de) 2004-12-29 2005-12-27 Verbesserung des purex-verfahrens und verwendungen damit
JP2007548881A JP4717078B2 (ja) 2004-12-29 2005-12-27 Ｐｕｒｅｘ法の完全化およびこの利用
CN2005800441696A CN101088129B (zh) 2004-12-29 2005-12-27 改进的钚雷克斯法及其应用
US11/793,891 US7731870B2 (en) 2004-12-29 2005-12-27 Purex method and its uses

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0414034 2004-12-29
FR0414034A FR2880180B1 (fr) 2004-12-29 2004-12-29 Perfectionnement du procede purex et ses utilisations

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2006072729A1 true WO2006072729A1 (fr) 2006-07-13

Family

ID=34952365

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/FR2005/051146 WO2006072729A1 (fr) 2004-12-29 2005-12-27 Perfectionnement du procede purex et ses utilisations

Country Status (9)

Country Link
US (1) US7731870B2 (fr)
EP (1) EP1831895B1 (fr)
JP (1) JP4717078B2 (fr)
CN (1) CN101088129B (fr)
AT (1) ATE394780T1 (fr)
DE (1) DE602005006623D1 (fr)
FR (1) FR2880180B1 (fr)
RU (1) RU2400841C2 (fr)
WO (1) WO2006072729A1 (fr)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102290111A (zh) * 2011-06-28 2011-12-21 中国原子能科学研究院 Purex流程铀纯化循环的方法
US8182773B2 (en) * 2006-07-03 2012-05-22 Areva Nc Process for separating a chemical element from uranium (VI) starting from a nitric aqueous phase, in an extraction cycle for the uranium
US8454913B2 (en) 2007-06-07 2013-06-04 Commissariat A L'energie Atomique Use of butyraldehyde oxime as an anti-nitrous agent in an operation for the reductive stripping of plutonium
WO2017067933A1 (fr) 2015-10-21 2017-04-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Utilisation d'aldoximes comprenant au moins cinq atomes de carbone comme agents anti-nitreux dans des opérations de désextraction réductrice du plutonium
WO2017067935A1 (fr) 2015-10-21 2017-04-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Utilisation d'acides hydroxyiminoalcanoïques comme agents anti-nitreux dans des opérations de désextraction réductrice du plutonium
RU2793956C1 (ru) * 2022-04-20 2023-04-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

Families Citing this family (17)

* 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.
JP5193687B2 (ja) * 2008-05-30 2013-05-08 株式会社東芝 使用済み燃料再処理方法
FR2947663B1 (fr) * 2009-07-02 2011-07-29 Areva Nc Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
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
FR3015760B1 (fr) * 2013-12-20 2016-01-29 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'un combustible nucleaire use comprenant une etape de decontamination de l'uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv)
CN105895176B (zh) * 2015-01-01 2018-07-17 杨宝光 一种带有螺旋式推料装置的乏燃料元件段连续溶解器
FR3039696B1 (fr) * 2015-07-29 2017-07-28 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement en un cycle, exempt d'operation de desextraction reductrice du plutonium, d'une solution aqueuse nitrique de dissolution d'un combustible nucleaire use
FR3039547B1 (fr) * 2015-07-29 2017-08-25 Areva Nc Nouveaux n,n-dialkylamides dissymetriques, leur synthese et leurs utilisations
CN105913887B (zh) * 2016-04-14 2018-01-19 中国原子能科学研究院 一种采用甲醛肟为反萃试剂的钚纯化循环工艺
JP7018210B2 (ja) 2016-09-06 2022-02-10 ザ リージェンツ オブ ザ ユニバーシティ オブ カリフォルニア ヒドロキシピリドネートアクチニド／ランタニド体外除去剤の製剤
JP7323737B2 (ja) * 2016-09-29 2023-08-09 ザ リージェンツ オブ ザ ユニバーシティ オブ カリフォルニア 液－液抽出による金属イオンの分離
FR3062128B1 (fr) * 2017-01-26 2019-04-19 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives N,n-dialkylamides dissymetriques, utiles notamment pour separer l'uranium(vi) du plutonium(iv), leur synthese et leurs utilisations
CN107130121B (zh) * 2017-05-09 2018-11-30 中国原子能科学研究院 一种核燃料Purex后处理流程中同时去除镎、钚的铀纯化方法
CN109390067B (zh) * 2018-11-13 2024-10-18 中国原子能科学研究院 一种后处理工艺流程中铀粗产品液1cu的预处理装置
RU2727140C1 (ru) * 2020-01-28 2020-07-21 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива
CN114574698B (zh) * 2022-03-29 2023-03-07 中国原子能科学研究院 一种乏燃料后处理铀纯化方法
CN116005015A (zh) * 2022-11-15 2023-04-25 中核四0四有限公司 一种purex稀流程铀中去钚、镎的方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4131527A (en) * 1977-03-30 1978-12-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process
US4787979A (en) * 1985-12-24 1988-11-29 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Liquid-liquid extraction process
WO1999023668A1 (fr) * 1997-10-31 1999-05-14 British Nuclear Fuels Plc Retraitement des combustibles nucleaires
WO1999062824A1 (fr) * 1998-06-02 1999-12-09 British Nuclear Fuels Plc Retraitement de combustible nucleaire

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2839585B2 (ja) * 1989-10-27 1998-12-16 株式会社日立製作所 ネプツニウムの還元方法および装置
JP2726375B2 (ja) * 1993-08-13 1998-03-11 動力炉・核燃料開発事業団 ＰｕおよびＮｐ含有硝酸溶液からのＰｕとＮｐの分離回収方法
JP3896445B2 (ja) * 2002-06-04 2007-03-22 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 使用済核燃料の再処理方法
FR2845616B1 (fr) * 2002-10-15 2004-12-03 Commissariat Energie Atomique Procede cyclique de separation d'elements chimiques presents dans une solution aqueuse

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4131527A (en) * 1977-03-30 1978-12-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process
US4787979A (en) * 1985-12-24 1988-11-29 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Liquid-liquid extraction process
WO1999023668A1 (fr) * 1997-10-31 1999-05-14 British Nuclear Fuels Plc Retraitement des combustibles nucleaires
WO1999062824A1 (fr) * 1998-06-02 1999-12-09 British Nuclear Fuels Plc Retraitement de combustible nucleaire

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8182773B2 (en) * 2006-07-03 2012-05-22 Areva Nc Process for separating a chemical element from uranium (VI) starting from a nitric aqueous phase, in an extraction cycle for the uranium
US8454913B2 (en) 2007-06-07 2013-06-04 Commissariat A L'energie Atomique Use of butyraldehyde oxime as an anti-nitrous agent in an operation for the reductive stripping of plutonium
CN102290111A (zh) * 2011-06-28 2011-12-21 中国原子能科学研究院 Purex流程铀纯化循环的方法
WO2017067933A1 (fr) 2015-10-21 2017-04-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Utilisation d'aldoximes comprenant au moins cinq atomes de carbone comme agents anti-nitreux dans des opérations de désextraction réductrice du plutonium
WO2017067935A1 (fr) 2015-10-21 2017-04-27 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Utilisation d'acides hydroxyiminoalcanoïques comme agents anti-nitreux dans des opérations de désextraction réductrice du plutonium
US10354765B2 (en) 2015-10-21 2019-07-16 Commissariat à l'énergie atomique et aux energies alternatives Use of hydroxyiminoalkanoic acids as anti-nitrous agents in operations of reductive stripping of plutonium
RU2793956C1 (ru) * 2022-04-20 2023-04-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

Also Published As

Publication number Publication date
FR2880180A1 (fr) 2006-06-30
CN101088129B (zh) 2011-03-02
CN101088129A (zh) 2007-12-12
EP1831895B1 (fr) 2008-05-07
US7731870B2 (en) 2010-06-08
US20080089819A1 (en) 2008-04-17
ATE394780T1 (de) 2008-05-15
RU2400841C2 (ru) 2010-09-27
RU2007129023A (ru) 2009-02-10
JP4717078B2 (ja) 2011-07-06
DE602005006623D1 (de) 2008-06-19
EP1831895A1 (fr) 2007-09-12
JP2008525812A (ja) 2008-07-17
FR2880180B1 (fr) 2007-03-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1831895B1 (fr) Perfectionnement du procede purex et ses utilisations
EP2577676B1 (fr) Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d&#39;operation de desextraction reductrice du plutonium
EP2095372B1 (fr) Separation groupee des actinides a partir d&#39;une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant
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
EP2449559B1 (fr) Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
WO2007118904A1 (fr) Separation groupee des actinides a partir d&#39;une phase aqueuse fortement acide
EP3084773B1 (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)
EP2038030B1 (fr) Procede pour separer un element chimique de l&#39;uranium(vi) a partir d&#39;une phase aqueuse nitrique, dans un cycle d&#39;extraction de l&#39;uranium
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
EP1685573B1 (fr) Procede de separation de l&#39; uranium (vi) d&#39;actinides (iv) et/ou (vi) et ses utilisations
EP2162888B1 (fr) Utilisation de l&#39;oxime de butyraldehyde en tant qu&#39;agent anti-nitreux dans une operation de desextraction reductrice du plutonium
FR2591910A1 (fr) Procede pour l&#39;amelioration d&#39;un procede d&#39;extraction liquide-liquide, notamment pour l&#39;extraction de matiere fissible dans le retraitement de combustibles nucleaires
EP4332991A1 (fr) Procédé de désextraction d&#39;uranium(vi) et d&#39;un actinide(iv) d&#39;une solution organique par précipitation oxalique
Chesne et al. Recovery of transuranium elements from nuclear fuels
FR2719035A1 (fr) Procédé de purification et de concentration du plutonium.

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application
WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2005848356

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 11793891

Country of ref document: US

Ref document number: 2007548881

Country of ref document: JP

Ref document number: 200580044169.6

Country of ref document: CN

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2007129023

Country of ref document: RU

WWP Wipo information: published in national office

Ref document number: 2005848356

Country of ref document: EP

WWP Wipo information: published in national office

Ref document number: 11793891

Country of ref document: US

WWG Wipo information: grant in national office

Ref document number: 2005848356

Country of ref document: EP