Brevet FR2583989A1 — publié le 19870102

Procédé pour éviter L'extraction du technétium et/ou du rhénium, notamment Lors de L'extraction de L'uranium et/ou du plutonium, par un solvant organique La présente invention a pour objet un procédé permettant d'éviter L'extraction du technétium et/ou du rhénium, notamment Lors de L'extraction de L'uranium et/ou du plutonium, par un solvant organique. Elle s'ap- plique en particulier dans le domaine du retraitement des combustibles nucléaires irradiés. De façon plus précise, l'invention a pour objet un procédé permettant d'éviter L'extraction du technétium et/ou du rhénium, présent dans une solution aqueuse, par un solvant organique en même temps que l'extraction par ce solvant d'un ou plusieurs éléments chimiques contenus dans La solution aqueuse, cette solu- tion contenant aussi du zirconium et/ou du hafnium. Les éléments chimiques à extraire sont en particulier des actinides, tels que le neptunium, le plutonium, le tho- rium, l'uranium, etc... Parmi les produits de fission engendrés par le séjour des combustibles nucléaires dans un réacteur, Le technétium se signale spéciaLement à l'attention du chi- miste par les désordres que sa présence entraîne dans les premières étapes du retraitement des combustibles irradiés. On va brièvement rappeler les premières étapes du procédé généralement utilisé pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés. Ce procédé consiste tout d'abord à dissoudre les combustibles irradiés dans une solution d'acide fort et notamment d'acide nitrique. Dans cette solution aci- de, le technétium se trouve à la valence VII sous forme d'ions pertechnetates (TcO4) mélangés à des ions urany- le (U02 +) et/ou à des ions Pu4 ainsi qu'à des ions de zirconium et autres produits de fission. Cette solution aqueuse est ensuite mise en contact à contre-courant avec un solvant organique, tel que le tributylphosphate ayant une aptitude particulière à extraire les complexes nitriques des ions Pu4+ et UO+. Ce solvant se charge alors d'uranium et/ou de plu- tonium, les autres éléments chimiques restant dans la phase aqueuse. Or, on a observe qu'une partie des ions per- technétate se trouvait aussi transférée en phase organi- que sous la forme de complexes nitriques mixtes de tech- nétium et d'uranium ou de technétium et de plutonium comme il a été rapporté lors de l'International Confe- rence on Nuclear and Radiochemistry (FRG), 8-12 octobre 1984, par Vialard et al., sous le titre "Some aspect of technetium extraction chemistry in the Purex process". Il en est de même avec Le thorium. De cet article il ressort que ta concentration en ions pertechnétate dans Le solvant organique dépend de l'actinide que L'on désire extraire; cette concen- tration en technétium augmente de l'uranium au plutonium et du plutonium au thorium. On a aussi observé que l'extraction du techné- tium par te solvant organique était plus particulière- ment accrue en présence d'ions zirconium. Il semble que cette extraction soit due à la formation d'un complexe nitrique mixte de technétium et de zirconium dans le solvant organique. On suppose que la réaction chimique qui se produit est analogue à celle postulée pour L'uranium ou le plutonium et se présente comme suit (1) (TcO 4)naq + Zr(NO 3)4aq + 2TBPorg - Zr(NO3)4n (Tc4)n 2TBP + (NO 3)naq avec n voisin de 1. 3 2583989 L'existence d'un complexe mixte de zirconium et de technétium a notamment été démontrée dans une com- munication faite à L'International Meeting on fuel Re- processing and Waste Management (Wyoming), 26-29 août 1984, par P.D. WILSON et al. et intitulée "The Impact of Technetium on Reprocessing Chemistry". La quantité de technétium extraite sous forme d'ions pertechnétate com- plexés par le solvant organique dépend de la concentra- tion en zirconium ainsi que de l'acidité de la solution aqueuse. Lors du retraitement des combustibles nu- cléaires, L'uranium et Le plutonium sont généralement tous deux présents dans la solution aqueuse de départ et donc dans le solvant organique. Afin de séparer l'ura- nium du plutonium, on met la solution organique au con- tact à contre-courant d'une solution d'acide nitrique, contenant des agents réducteurs permettant de réduire sélectivement Le plutonium de valence IV en plutonium de valence III. Le plutonium réduit peut alors être récupé- ré dans La phase aqueuse, sous forme de nitrate, tandis que L'uranium reste à la valence VI, sous forme d'un complexe nitrique, dans La phase organique. Les agents réducteurs habituellement employés pour réduire le plutonium à la valence III, tels que le fer à La valence II, l'uranium à la valence IV ou l'hy- droxylamine (NH20H), ne sont pas stables en présence d'acide nitrique. En effet, ces réducteurs ont tendance à être oxydés par l'acide nitrique. Pour éviter l'oxyda- tion de ces agents réducteurs, on ajoute à La solution nitrique un anti-nitrite jouant le rôle de stabilisa- teur, comme par exemple l'hydrazine (NH2-NH2). Cette partition de L'uranium VI et du pluto- nium IV fonctionne de manière satisfaisante en l'absence de technétium, mais est gravement perturbée en sa pré- sence. En effet, comme décrit dans l'article précé- dent de Vialard et dans un autre article de P.D. WILSON 4 2583989 et aL. paru dans Le Journal of the Less-Common Metals, 97 (1984), pp 191203 intituLé "The Technetium Catalysed Oxydation of Hydrazine by Nitric acid", la présence de technétium catalyse l'oxydation de L'hydrazine par L'acide nitrique empêchant Ladite hydrazine de jouer son r6Le de stabilisateur des agents réducteurs du Pu (IV). Autrement dit, L'oxydation de l'hydrazine, entraîne L'oxydation des agents réducteurs, empêchant ainsi La réduction du plutonium et donc sa réextraction sous for- me de nitrates dans La solution aqueuse. Pour éviter L'oxydation de L'hydrazine par L'acide nitrique, oxydation catalysée par Le technétium, différentes solutions ont été proposées. La première solution est conduite au niveau de la partition de L'uranium et du plutonium. ELLe consiste essentieLLement à accroître La concentration en hydrazi- ne de La solution nitrique employée à La réextraction séLective du plutonium, par réduction de ce dernier. On aLLonge ainsi Le déLai disponibLe pour réaLiser La réex- traction du plutonium avant que L'agent réducteur, géné- raLement L'uranium tétravaLent, ne soit oxydé. Encore faut-iL veiLLer à ce qu'une température trop élevée (su- périeure à 30 C) ne vienne produire un effet contraire en accélérant les réactions de destruction de L'hydrazi- ne. Cet accroissement de La quantité d'hydrazine s'accompagne nécessairement d'une augmentation des pro- duits de décomposition de l'hydrazine teLs que L'acide hydrazoique et ses sels et les ions ammonium qui sont des produits indésirables. En effet, on sait que l'acide hydrazoique, très voLatil et extractibLe dans Les sol- vants organiques, est susceptible de donner des seLs instabLes ou explosifs. A un moindre degré, il en est de même pour les composés ammoniacaux. Or, il n'est évidemment pas souhaitable, sur- tout dans une installation de retraitement de combusti- 2583989 bles nucléaires irradiés contenant des solvants organi- ques, d'accroître les risques d'explosion. Une seconde solution pour éviter l'oxydation de l'hydrazine par l'acide nitrique, en présence de technétium, a été proposée au niveau de l'extraction si- multanée, par le solvant organique, de l'uranium et du plutonium. L'élimination du technétium avec les produits de fission dans les effluents de l'extraction, située en amont de L'étape de partition du plutonium et de l'ura- nium est une méthode sûre pour éviter tes inconvénients dus au technétium lors de cette étape de partition. On y parvient généralement en accroissant le rapport entre les débits de la phase aqueuse et de la phase organique, circulant à contre-courant. Cette méthode, qui a également l'avantage de favoriser la décontamination de l'uranium et du pluto- nium en produits de fission, présente cependant au moins deux inconvénients majeurs. Le premier inconvénient est l'accroissement des volumes d'effluents à évaporer pour le conditionnement et le stockage des produits de fis- sion, entraînant un surcoût d'investissement et d'ex- ploitation des installations de retraitement des combus- tibles nucléaires. Le second inconvénient est l'accrois- sement des pertes en uranium et/ou en plutonium dans les effluents (déchets). La présente invention a justement pour objet un procédé permettant de remédier aux différents incon- vénients donnés ci-dessus; ce procédé a notamment pour but d'éviter l'extraction du technétium, par le solvant organique, notamment dès le premier stade d'extraction conjointe de L'uranium et du plutonium par ce solvant. Cette élimination du technétium, ayant lieu en particu- lier avant l'étape de partition de l'uranium et du plu- tonium, permet d'éviter la destruction de l'hydrazine utilisée pour stabiliser les agents sélectifs réducteurs du plutonium en solution acide nitrique. 6 2583989 Etant donné que dans le cas du retraitement des combustibles nucléaires l'extraction du technétium par un solvant organique ne s'effectue que grâce à la coopération puissante du zirconium par la formation d'un complexe organique mixte du technétium et du zirconium, les inventeurs ont envisagé de contrarier l'extraction du technétium par le solvant organique, en agissant chi- miquement sur le zirconium. Etant donné les analogies chimiques étroites qui existent entre le zirconium et le hafnium d'une part et le technétium et le rhénium d'autre part, les inven- teurs ont aussi envisagé de contrarier l'extraction du rhénium simultanément avec un autre élément présents dans une solution aqueuse contenant aussi du zirconium et/ou du hafnium,par un solvant organique, en agissant chimi- quement sur le zirconium et/ou le hafnium. De façon plus précise, l'invention a pour objet un procédé d'extraction d'au moins un premier élé- ment présent dans une solution aqueuse, contenant à la fois ledit premier élément, au moins un second élément choisi parmi le rhénium et le technétium et au moins un troisième élément choisi parmi le hafnium et le zirco- nium, consistant à mettre La solution aqueuse en contact avec un solvant organique capable d'extraire ledit pre- mier élément, caractérisé en ce que pour éviter l'extraction du second élément avec ledit premier élé- ment, on ajoute à la solution aqueuse un agent com- plexant du troisième élément enquantité suffisante pour le complexer en totalité, cet agent étant soluble dans la solution aqueuse. Par complexant, il faut comprendre tout compo- sé chimique susceptible de réagir avec le zirconium ou le hafnium pour former un composé stable et soluble dans lequel l'état d'oxydation du zirconium ou du hafnium est inchangé. 7 2583989 De préférence, Le second élément est Le tech- nétium et Le troisième élément Le zirconium. L'introduction selon L'invention dans La so- lution aqueuse d'un complexant fort du zirconium permet de concurrencer fortement La réaction (1) de complexa- tion mixte du technétium et du zirconium dans le solvant organique, et ainsi donc d'éviter L'extraction du tech- nétium par Ledit solvant organique. Le procédé seLon l'invention s'applique avan- tageusement lors de l'extraction du plutonium et/ou de l'uranium d'une solution nitrique par un solvant organi- que. En effet, lors du retraitement des combustibles ir- radiés, il est habituel que Le technétium et Le zirco- nium soient présents en même temps que l'uranium et le plutonium dans la solution de dissolution. De façon avantageuse, le soLvant organique est un composé phosphoré ayant un atome d'oxygène donneur d'électrons. Comme composé phosphoré on peut citer Les oxydes neutres de phosphine de formule: R /1 O = P_ R2 (I) dans LaqueLLe R1, R2 et R3 sont des radicaux aLkyLe, aryle ou alcoxyalkyle identiques ou différents, et Les organophosphates de formule: OR1 0 = P -OR2 II) \' OR3 dans laquelle R1, R2, R3, identiques ou différents, re- présentent un radical alkyle, aryle ou alcoxyalkyle. De préférence, le solvant organique est le tributylphospha- te, de formule O=P-(OC4H9)3. Selon un mode préféré de mise en oeuvre du procédé de l'invention, l'agent complexant est un compo- sé organique hydrosoLuble riche en oxygène tel qu'un 8 2583989 acide carboxylique. Comme acide carboxylique, on peut citer l'acide oxaLique, L'acide gtycoLique, L'acide ci- trique, L'acide tartrique, et Les acides poLy- ou mono- amino-acétiques. De préférence, on utilise L'acide oxa- tique ou L'acide glycoLique. Ces composés organiques qui ont de bonnes pro- priétés complexantes vis-à-vis du zirconium et du haf- nium sont aussi des complexants moyens des actinides hexavalents, et très bons complexants des actinides té- travaLents et en particulier du plutonium, de L'uranium et du neptunium. On pourrait donc craindre que leur empLoi ne conduise à des précipitations de ces actinides ou ne s'oppose à leur extraction. Or, l'examen des réactions de compLexation du zirconium et de ceLLes notamment du plutonium et de l'uranium par l'acide oxalique montre que Les constantes de stabiLité des complexes du zirconium sont plus impor- tantes que celles des complexes du plutonium et de L'uranium. Pour Le zirconium et Le plutonium, on a écrit, ci-après, Les réactions de complexation possibles avec L'acide oxaLique (H2C204), et à chaque réaction on a donné La constante d'équilibre correspondante. KZ 2- 4 K 2+ (2) C204 + Zr4 Z = Zr(C204) avec Log KZr=10,5 KPu (3) C202 + Pu4 PU(C0)2+ avec Log KP =8,7 204 uC2 4 PU 4Zr (4) 2C20- + Zr4+ Zr(C204)2 avec Log AZr21 2- 4+ Pu (5) 2C 204 + Pu4+ f) Pu(C204)2 avec log pU=16,9 t- A la Lecture de ce qui précède, on en déduit que le rapport des constantes de stabilité Kzr/Kpu est égal à 63 et que le rapport des constantes PZr/ppu est égal à 12.600. 9 2583989 Ceci démontre que si la quantité d'acide oxa- Lique ajoutée à la solution aqueuse ne dépasse pas la quantité stoechiométrique de complexation (4) du zirco- nium, on ne doit pas craindre ta précipitation du pluto- nium sous forme d'oxalate (réaction 5), seuls se formant les oxalates de zirconium, lesquels sont solubles en phase aqueuse. Ainsi, en veillant à ce que le rapport R de la concentration d'acide oxalique sur ta concentration de zirconium soit tel que 1, R voisines de celles du plutonium ou inférieures. L'examen des réactions de complexation du zir- conium et de certains actinides avec l'acide oxalique ainsi que les constantes de stabilité des complexes cor- respondants, sont notamment décrits dans un article de G.F. VANDEGRIFT et al. paru dans ANL 84-45 du juin 1984 intitulé "Transuranic decontamination of nitric acid so- lutions by the Truex solvent extraction process. Preli- minary development studies". D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront mieux de la description qui va suivre donnée à titre illustratif et non limitatif, en référence à la figure annexée représentant schématique- ment les premières étapes d'un procédé d'extraction de l'uranium et du plutonium par un solvant organique tout en évitant l'extraction du technétium par ce solvant. Dans une unité d'extraction A, formée d'une batterie de mélangeursdécanteurs par exemple de huit 2583989 étages, six étages d'extraction 1, 2, 3, 4, 5, 6 et deux étages de lavage 7, 8, on introduit en 10 une solution aqueuse contenant notamment du technétium à valence VII sous forme d'ions pertechnétate, du zirconium sous forme tétravalente, de l'uranium sous forme hexavaLente, du plutonium sous forme tétravaLente, un agent complexant du zirconium tel qu'un acide carboxylique et un acide fort tel que de L'acide nitrique. Comme acide carboxyli- que, on choisit avantageusement L'acide glycoLique ou L'acide oxalique. Lors du retraitement des combustibles nu- cléaires irradiés, cette solution est obtenue en dissol- vant les combustibles irradiés dans une solution d'acide nitrique à laquelle on ajoute ensuite l'agent complexant du zirconium en quantité suffisante pour complexer le zirconium, mais en évitant d'en mettre en excès. A la solution d'alimentation introduite en 10, on ajoute une solution de lavage 11 contenant un acide fort tel que de l'acide nitrique. La solution aqueuse d'alimentation est mise au contact, à contre-courant dans l'unité d'extraction A, d'un solvant organique introduit en 12, formé d'un com- posé phosphoré répondant à la formule (I) ou (II) comme par exemple le tributylphosphate connu sous l'abrévia- tion TBP. Le TBP est généralement dissous dans un atcane tel que le dodécane. La solution aqueuse sortant en 13 de l'unité d'extraction A contient principalement de l'acide nitrique, de l'acide oxalique ou glycolique, du zirconium et du technétium; le technétium est présent sous forme d'ions pertechnétate non complexés et le zir- conium sous forme complexée avec l'acide oxalique (réac- tions 2 et 4) ou glycolique. Le solvant organique sortant en 14 de l'unité d'extraction A contient surtout de l'uranium VI et du plutonium IV sous forme de complexes nitriques et prati- 1 2583989 quement plus de technétium. Ce. solvant organique chargé en actinide est ensuite envoyé dans une unité d'extraction B, du type batterie de mélangeurs-décanteurs à six étages d'extrac- tion 17, 18, 19, 20, 21, 22 et deux étages 15, 16 de Lavage, pour être mis au contact d'une solution aqueuse, à contre-courant, introduite en 23. * Cette solution aqueuse contient notamment de L'acide nitrique, un agent réducteur servant à réduire sélectivement le plutonium et de L'hydrazine permettant de stabiliser l'agent réducteur dans la-solution nitri- que. Cet agent réducteur est par exemple de l'uranium à l'état tétravalent, du fer à l'état bivalent ou de l'hy- droxylamine (NH20H). La solution aqueuse sortant de l'unité d'ex- traction en 24 contient principalement du plutonium à la valence III sous forme de nitrate ainsi que de l'hydra- zine alors que la solution organique sortant en 25 de l'unité B contient principalement de l'uranium à la va- lence VI se trouvant sous forme de complexes nitriques. Afin de laver la solution aqueuse de plutonium trivalent réextrait, une solution de TBP de lavage est introduite dans l'unité d'extraction B en 26. Les exemples suivants illustrent les résul- tats obtenus par mise en oeuvre du procédé de l'inven- tion. EXEMPLE I Ce premier exemple porte sur La solubilité du plutonium en présence d'acide oxalique, complexé par le zirconium. Il a été tout d'abord préparé quatre échan- tillons d'une solution aqueuse de composition: HNO3 3,5 N Zr 2.10 2 M Pu 210-2 Pu 2 0 M 12 2583989 auxquels a été ajouté de L'acide oxaLique de manière à ce que celui-ci titre respectivement: O, 10, 2.10 2 et 4.10-2M. Après homogénéisation et repos d'une journée à température ambiante de ces quatre échantillons, on n'a observé aucune précipitation du plutonium sous forme d'oxalate. L'acide oxaLique est donc bien complexé uni- quement par le zirconium. EXEMPLE II Dans ce second exemple, on a étudié l'effet de l'acide oxalique sur l'extraction du technétium. A une série de cinq échantillons d'une solu- tion aqueuse de composition: HNO3 3,5 N Pu4 3,3 g/l Zr 2,0 g/l (2.10 2M) Tc 0,888 g/l on a ajouté des quantités croissantes d'acide oxalique pour que celui-ci titre respectivement 0, 5. 10 -3, 10 2, 2.10-2 et 4.10 2 M. Ces échantillons ont ensuite été mis au con- tact d'une solution contenant en volume 30% de tributyl- phosphate et 70% de n-dodécane, préalablement équilibrée avec une solution d'acide nitrique 3,5 N et ont été agi- tés pendant 5 min. à 35 C en présence de cette solution organique. Dans les phases aqueuses des cinq systèmes biphasés, on a dosé la quantité de plutonium par compta- ge et la quantité de technétium par une méthode colori- métrique. On en a déduit les coefficients de distribu- tion ou de partition qui figurent dans le tableau I, ci- dessous. Dans ce tableau I, R représente le rapport en- 13 2583989 tre La concentration molaire de l'acide oxalique et la concentration molaire de zirconium. DTC et Dpu représen- tent respectivement Les coefficients de distribution du technétium et du plutonium; Le coefficient de distribu- tion d'un éLément est égal au rapport de La concentra- tion de cet élément dans la phase organique sur sa con- centration en phase aqueuse. TABLEAU I H2C R DTc Dpu 0 0 0,67 8,75 5.10 30,25 0,77 9,12 1.10-2 0,50 0,71 8,77 2.10-2 1,0 0,28 8,11 4.10-2 2,0 0,05 10,3 L'examen de ce tableau I montre que L'accrois- sement de la teneur en acide oxalique dans les solutions aqueuses entraîne la chute des coefficients de distribu- tion du technétium sans affecter notablement ceux du plutonium. EXEMPLE III Cet autre exemple se rapporte à la décontami- nation en technétium des combustibles irradiés en utili- sant de l'acide oxalique. Pour simuler l'extraction d'uranium et de plu- tonium, lors du retraitement des combustibles nucléaires irradiés, on a préparé synthétiquement quatre solutions aqueuses de composition suivante: HN03 3 N U(VI) 250 g/l Pu(IV) 2 g/l Zr 1 g/l Tc 0,16 g/l 14 2583989 auxquelles a été additionné de l'acide oxalique de ma- nière à ce que celui-ci titre respectivement: O, -3 -2 -2 5.10, 1,5.10 et 2.10 M. Dans une batterie de mélangeurs-décanteurs de laboratoire A comportant-six étages d'extraction et deux étages de lavage, on a réalisé successivement l'extrac- tion, à température ambiante, de chacune des solutions par un solvant organique, contenant 30% en volume de tributylphosphate et 70% de n-dodécane, circulant à con- tre-courant des solutions aqueuses introduites en 10. Le lavage du solvant organique chargé en uranium et pluto- nium est effectué par une solution d'acide nitrique 3 M introduite en 11. Le débit de la solution aqueuse d'ali- mentation est de 0,14 l/h, le débit de la solution de lavage d'acide nitrique est de 0,08 l/h et le débit du solvant organique de 0,41 L/h. Le volume de chaque mé- langeur est de 10 ml et le volume de chaque décanteur est de 40 ml. Lorsque les équilibres dynamiques sont at- teints, on dose le technétium dans les solutions organi- que et aqueuse sortant respectivement en 14 et 13 de l'unité d'extraction A. On a porté dans le tableau II, ci-dessous, le résultat de ces analyses ainsi que les valeurs de fac- teur de décontamination en technétium (FDTC) de l'ura- nium et du plutonium extraits qui en résultent; ce fac- teur de décontamination est égal au rapport entre le débit massique du technétium dans la solution d'alimen- tation et son débit massique dans le solvant chargé, sortant de l'extracteur A. Dans ce tableau II, R repré- sente encore le rapport de la concentration molaire d'acide oxalique sur la concentration molaire de zirco- nium. 2583989 TABLEAU II RT Tc mg/Il H CO0 R Tc mg/L Tc mgL F.D.Tc 2 2! 4 dans HNO3 dans TBP H 2C 4- I - 0 10 | 46,6 1,2 ,0.103 0,5 20 | 40,8 1,3 -2 1,5.10 1,5 77 14,7 3,7 2,0.10-2 2 82 j 10,8 5,1 On constate à l'examen de ce tableau II qu'au deLà d'une concentration moitié de celle nécessaire pour former le complexe Zr(C204)2 (équation 4), l'acide oxa- tique a un effet dépressif important sur l'extraction du technétium en présence de zirconium et permet d'obtenir une amélioration remarquable de la décontamination en technétium. Cependant, l'uranium présent à forte concen- tration et très peu complexé par les ions oxalates, exerce encore un faible pouvoir de co-extraction vis-à- vis du technétium, imposant une limite à l'élimination de ce dernier. La description donnée précédemment n'a bien entendu été donnée qu'à titre illustratif et explicatif, le procédé de l'invention ayant une portée beaucoup plus générale. En effet, il peut être utilisé dans tout pro- cédé d'extraction d'un éLément chimique, et en particu- lier d'un actinide autre que l'uranium et/ou le pluto- nium, d'une solution aqueuse contenant à la fois du technétium et du zirconium par un solvant organophospho- ré autre que le TBP en utilisant tout complexant organi- que fort du zirconium, soluble en solution aqueuse. En particulier, le procédé de l'invention peut être utilisé lors de l'extraction du neptunium ou du thorium seul ou mé35angé à de 'uranium ou du plutonium. mélangé à de l'uranium ou du plutonium. -16 2583989 De façon généraLe, le procédé seLon L'inven- tion trouve son application dans tous Les cas o L'on désire s'opposer à une extraction favorisée par La pré- sence de zirconium. De plus, étant donné Les analogies chimiques étroites qui existent entre Le zirconium et Le hafnium d'une part et Le technétium et Le rhénium d'au- tre part, Les compLexants du zirconium s'opposent effi- cacement à L'extraction de technétium et du rhénium lorsque ceLLe-ci dépend de La présence du zirconium ou du hafnium. REVENDICATIONS 1. Procédé d'extraction d'au moins un premier élément présent dans une solution aqueuse, contenant à la fois ledit premier élément, au moins un second éLé- ment choisi parmi le rhénium et le technétium et au moins un troisième élément choisi parmi le hafnium et le zirconium, consistant à mettre la solution aqueuse en contact avec un solvant organique capable d'extraire ledit premier élément, caractérisé en ce que, pour évi- ter l'extraction du second élément avec ledit premier élément, on ajoute à la solution aqueuse un agent com- plexant du troisième élément en quantité suffisante pour le complexer en totalité, cet agent étant un soluble dans la solution aqueuse. 2. Procédé selon la revendication 1, caracté- risé en ce que le second élément est le technétium et le troisième élément le zirconium. 3. Procédé selon la revendication I ou 2, ca- ractérisé en ce que l'agent complexant est un acide car- boxylique. 4. Procédé selon l'une quelconque des revendi- cations 1 à 3, caractérisé en ce que l'agent complexant est l'acide oxalique. 5. Procédé selon l'une quelconque des revendi- cations 1 à 3, caractérisé en ce que l'agent complexant est l'acide glycolique. 6. Procédé selon l'une quelconque des revendi- cations 1 à 5, caractérisé en ce que le solvant organi- que est un composé phosphoré ayant un atome d'oxygène donneur d'électrons. 7. Procédé selon l'une quelconque des revendi- cations 1 à 6, caractérisé en ce que le solvant organi- que est le tributyl phosphate. 8. Procédé selon l'une quelconque des revendi- cations 1 à 7, caractérisé en ce que la solution aqueuse est une solution d'acide nitrique. 18 2583989 9. Procédé seLon L'une quelconque des revendi- cations 1 à 8, caractérisé en ce qu'il est appliqué à l'extraction du plutonium et/ou de l'uranium.