FR 2011948 A1 19700313 FR 6920191 A 19690617 69 20191 1 2011948 La présente invention concerne la récupération des combustibles nucléaires irradiés. Les réactions de fission nucléaire en chaîne et les réacteurs dans lesquels elles ont lieu sont maintenant bien connus. Un réacteur 5 nucléaire typ-que comprend un ensemble de réaction.en chaîne ou coeur formé de combustible nucléaire dans des éléments combustibles. Le combustible est en général enfermé dans une boîte ou gaine conductrice de la chaleur et résistant à la corrosion. Le coeur du réacteur formé d'un grand nombre de ces éléments maintenus espacés est enfermé dans un récipient ou cuve sous 10 pression à travers laquelle circule le réfrigérant du réacteur. Ce réfrigérant est chauffé au passage entre les éléments combustibles par l'énergie thermique libérée pendant la réaction de fission. Le réfrigérant chaud sort ensuite du réacteur et son énergie thermique est utilisée pour l'exécution d'un travail utile, par exemple pour l'entraînement d'une turbine, après 15 quoi le réfrigérant refroidi de ce fait est recyclé à travers le réacteur. Le combustible nucléaire contient des atomes fissiles tels que U-233, U-235, Pu-239 et Pu-241. Le combustible peut être à l'état d'éléments ou sous la forme de composés. Quand le noyau d'un tel atome capte un neutron, il se produit fréquemment une fission nucléaire. Il en 20 résulte la production en moyenne de deux produits de fission de poids atomiques plus faibles, de plusieurs neutrons de grande énergie et d'une quantité importante d'énergie cinétique. L'énergie cinétique des produits de fission et des neutrons de fission est rapidement dissipée avec production de chaleur. Tant qu'au moins un neutron de chaque fission provoque une fission 25 consécutive, la réaction de fission est auto-entretenue. Les atomes fissiles sont par suite progressivement consommés. Certains des produits de fission sont des absorbeurs (poisons) forts de nêutrons qui absorbent des neutrons qui autrement contribueraient à la réaction en chaîne. La réaction de fission a par suite tendance à décroître et elle ne peut pas être maintenue indéfi-30 niment à un niveau donné. Des matières fertiles telles que le 11-238, peuvent être incorporées dans les éléments combustibles de certains réacteurs nucléaires en plus de la matière fissile. Pendant la réaction de fission, la matière fertile telle que le U—238 est irradié par les neutrons qui convertit une 35 partie du U-238 en un isotope fissile Pu-239. La concentration du Pu-239 augmente progressivement avec 1"irradiation, et elle atteint une valeur d'équilibre. Les atomes du Pu-239 subissent la fission d'une façon similaire SAD ORIGINAL 69 20191 2 2011948 à celle des atomes U-235 d'origine et par suite ils contribuent au maintien de la réaction en chaîne. Sauf dans un réacteur du type convertisseur-surgénérateur, la quantité de matière fissile créée par la conversion des atomes fertiles 5 est toujours inférieure à la vitesse de consommation des atomes fissiles initiaux. Finalement, le niveau de puissance du réacteur décroît jusqu'à un point nécessitant l'arrêt du réacteur pour son rechargement. Une fraction au moins des éléments combustibles irradiés est enlevée pour être remplacée par du nouveau combustible ayant la concentration voulue en atomes fissiles 10 et ne contenant pas de produits de fission constituant des poisons pour les neutrons. La réactivité du coeur rechargé est ainsi augmentée dans la mesure nécessaire pour-le maintien du niveau de puissance voulu., Le combustible irradié enlevé du réacteur contient une quantité valable de matières fissiles initiales. De plus, le combustible irradié 15 contient une quantité appréciable de matière fertile et de matière fissile résultant de la conversion de la matière fertile. En outre, certains produits de fission et/ou isotopes transuraniens d'une valeur considérable peuvent exister dans le combustible. Il est par suite hautement désirable de traiter le combustible irradié pour séparer et récupérer ces matières pour pouvoir 20 les utiliser. Le combustible et la matière fertile séparés pour être réutilisés doivent être suffisamment exempts de produits de fission hautement radioactifs pour permettre la manutention directe. La séparation des produits de fission ou décontamination doit être suffisante pour réduire la radio- activité à une valeur de l'ordre de 10 à 10 fois la valeur initiale. £ 25 Par exemple,un "facteur de décontamination" de 10 indique que la radio- activité initiale est réduite de 10 fois par le traitement de décontamination. Un système de traitement du combustible irradié couramment utilisé est appelé le procédé "Purex". Ce procédé est couramment utilisé 30 pour le traitement chimique du combustible provenant des réacteurs produisant du plutonium. Le procédé Purex ^utilise un solvant organique constitué par du phosphate de tributyle dilué avec du kérosène pour extraire sélectivement l'uranium et le plutonium d'une solution du combustible irradié dans de l'acide nitrique. L'acide nitrique est utilisé dans ce procédé comme 35 agent formeur de sels, car en concentrations modérées, il provoque l'extraction de l'uranium et du plutonium dans le solvant organique;, tandis qu'aux concentrations plus faibles, il permet à ces éléments de repasser dans la ORIGINAL 69 2Ô191 '3 2011948 phase aqueuse. Le procédé Purex utilise deux ou trois cycles séparés d'extraction et de séparation pour l'uranium et le plutonium, chaque cycle • comportant un transfert de l'uranium et/ou du plutonium de la phase aqueuse à la phase organique avec retour à la phase aqueuse. 5 Le procédé Purex présente différents inconvénients inhérents. Une quantité importante de l'équipement est au moins en double en raison des deux ou trois cycles complets d'extraction par le solvant nécessaire pour obtenir des produits contenant l'uranium et le plutonium suffisamment décontaminés. Le traitement produit un volume important de résidus radioactifs du 10 fait de la nécessité de traiter le solvant organique par différents réactifs chimiques pour éliminer les produits de dégradation avant le recyclage du solvant. Cette dégradation du solvant organique devient assez rapide dans le champ d'irradiation créé par les produits de fission, et elle influe défavorablement sur les possibilités de traitement. Des quantités importantes 15 de chaleur sont consommées pour 1'évaporation nécessaire du liquide pour la concentration des courants entre les différents cycles d'extraction par le solvant. La séparation de l'uranium du plutonium par le procédé Purex est effectuée par réduction de l'état de valence du plutonium de quatre à 20 trois en utilisant des réducteurs chimiques, tels que le fer à l'état ferreux avec un agent stabilisant tel que du fer sulfamique. L'utilisation de ces réactifs réducteurs et stabilisants est désavantageuse en raison du prix de ces produits chimiques et du fait qu'ils augmentent le volume des résidus. Les frais d'emmagasinage et de surveillance à long terme des 25 résidus radioactifs sont très élevés. Uh autre procédé d'extraction par un solvant pour le recyclage du combustible irradié est appelé le procédé "Redox". Le procédé Redox utilise un agent formeur de sels non volatil et un solvant volatil contrairement au solvant non volatil et à l'agent formeur de sels volatil 30 du procédé Purex. Dans le procédé Redox, l'extraction à partir de la solution de combustible irradié dans l'acide nitrique est effectuée avec de la mëthyl-isobutylcétone constituant le solvant organique. Ce solvant extrait le plutonium et l'uranium en laissant une solution aqueuse des produits dé fission. Une solution aqueuse de nitrate d'aluminium est utilisée comme agent 35 formeur de sels. Le plutonium est séparé de la phase organique dans la phase aqueuse et l'uranium est extrait de la phase organique avec de l'acide nitrique dilué. Le courant contenant l'uranium et le courant contenant le 69 20191 4 2011948 plutonium sont soumis à des seconds cycles d'extraction par des solvants pour améliorer la séparation et la décontamination. Bien que la récupération par un solvant soit simplifiée avec le procédé Redox du fait de la nature volatile du solvant, des volumes 5 importants de résidus sont produits sous la forme d'une solution de l'agent formeur de sels qui n'est pas récupéré pour la réutilisation. L'équipement est important et complexe, parce que les facteurs de décontamination du plutonium et de l'uranium ne sont obtenus que par trois cycles d'extraction et de séparation et par un nettoyage final des produits par échange d'ions 10 et adsorption sur des solides. Différents autres procédés ont été proposés pour la récupération du combustible irradié en utilisant l'affinage par fusion des combustibles mécaniques et le traitement d'autres combustibles à l'état de sels fondus. Cependant, ces procédés ont des rendements de décontaminàtion et 15 de récupération bien inférieurs à çeux des procédés Purex et Redox, et de plus, ils demandent des quantités importantes de chaleur et des équipements compliqués fonctionnant à haute température. La présente invention a pour objet un procédé pour la récupération du combustible nucléaire irradié utilisant une colonne à reflux à 20 plusieurs étages à un cycle. Suivant un mode de mise en oeuvre de l'invention, le combustible irradié est d'abord dissous dans de l'acide nitrique. Cette solution est passée à travers un appareil d'extraction à contact avec un solvant à plusieurs étages classiques. L'uranium, le plutonium et le neptv.nium sont extraits du courant de solution aqueuse à 1'acide nitrique 25 par un courant de solvant organique. Ce courant passe dans une colonne à reflux qui est un second appareil classique d'extraction par contact à plusieurs étages . Un courant de reflux contenant l'uranium concentré pénètre dans la partie supérieure de la colonne de reflux pour maintenir une teneur en uranium dans le solvant supérieure à 90% de la valeur de 30 saturation pour faciliter l'extraction par lavage des matières autres que l'uranium. Un courant faible d'acide est introduit au milieu de la colonne de reflux pour maintenir la concentration de l'acide à une valeur permettant l'extraction efficace de l'uranium dans la section inférieure de la colonne sans extraction du plutonium ni du neptunium. Le courant contenant l'uranium 35 sortant de la colontie de reflux passe dans un troisième appareil d'extraction par contact à plusieurs étages dans lequel l'uranium est séparé par un courant aqueux. Une partie du courant aqueux sortant de cet appareil à contact et 69 20191 2011948 contenant de l'uranium en concentration élevée est renvoyée en tant que courant de reflux dans la colonne de reflux. Le courant contenant l'uranium peut Être concentré dans un évaporateur, si désiré, avant un traitement supplémentaire. Le courant contenant le plutonium et le neptunium peut être 5 envoyé dans un appareil échangeur d'anions ou dans un appareil d'extraction supplémentaire par un solvant pour une séparation supplémentaire du plutonium, du neptunium et des produits de fission, si cela est désiré. Ce procédé supprime l'utilisation de réducteurs tels que le sulfamate ferreux, pour la séparation du plutonium et de l'uranium, et réduit ainsi le volume de résidus 10 et la dépense des réactifs chimiques. Les caractéristiques de l'invention ressortiront plus particulièrement de la description suivante, donnée à titre d'exemple et faite en se référant au dessin annexé, sur lequel : La figure unique est le schéma général d'un système de 15 traitement selon un mode de mise en oeuvre de l'invention. Le procédé selofl l'invention est basé sur le fait que le rendement de décontamination est considérablement augmenté quand la saturation de l'uranium est très élevée dans le solvant. Le procédé utilise un solvant organique contenant environ 25 à environ 40 volumes pour cent 20 de phosphate de tributyle dans un diluant constitué par hydrocarbure tel que le kérosène ou le n-dodécane. Quand ce solvant est saturé à 100%, il contient environ 120 g d'uranium par litre. Quand la saturation du solvant est augmentée, le rapport de distribution du plutonium et des produits de fission décroît. Les produits de fission Zr-95, Nb-95, Ru-103 et Ru-106 25 sont gênants aussi en raison dft lâir nature amphotène et dans le cas du ruthénium de ses nombreuses valences. Ces facteurs rendent difficiles la prédiction de leur comportement chimique dans une opération de traitement chimique. Cependant, le rapport de distribution de ces produits de fission' est sensiblement abaissé par la saturation élevée en uranium du solvant 30 dans la colonne de reflux. Une excellente décontaminatkxi Serait possible par le procédé Purex s'il était possible de maintenir la concentration de l'uranium dans le solvant à un niveau très élevé. Cependant, la saturation doit être maintenue en dessous de certaines limites pour l'extraction de la totalité du 35 plutonium et du neptunium. Si la saturation est supérieure ' çe maximum, il en résulte-des pertes importantes de ces deux constituants dans le courant de résidus de la première colonne. 69 20191 6 2011948 Le phosphate de tributyle du solvant est légèrement décomposé par action chimique et radiolytique en phosphates de dibutyle et de mono-butyle. Ces produits de décomposition forment des composés très stables avec l'uranium, le plutonium, le zirconium et le niobium, ces composés étant 5 largement extraits dans la phase organique. Les composés du zirconium et du niobium réduisent par suite la décontamination pouvant être obtenue dans la colonne, et la séparation du plutonium et de l'uranium est rendue plus difficile. Pour essayer de résoudre ce problème, la saturation du solvant 10 dans le procédé Purex est maintenue en dessous de 80% de la saturation dans le premier étage de lavage et à environ 65% de la saturation dans les autres étages. Une certaine quantité de phosphate de tributyle non combiné est ainsi disponible pour l'extraction des composés des produits de décomposition du phosphate de tributyle et l'ion métal qui limitent la décontamination 15 pouvant être obtenue avec un seul cycle d'extraction et de séparation. Par contre, suivant le procédé d'après la présente invention, la saturation du solvant est maintenue au moins à 90% à travers la section de lavage de la colonne de reflux* Simultanément, l'acide nitrique est effectivement éliminé dans les premiers étages de la section de lavage de 20 la colonne de reflux et,de ce fait^ l'uranium seulement reste pour être combiné avec les produits de décomposition du phosphate de tributyle. Il en résulte que l'action de masse de l'uranium déplace les ions des autres métaux qui pourraient se combiner avec les produits de décomposition du phosphate de tributyle, ce qui libère ce métal pour l'extraction par lavage 25 à contre-courant. Les facteurs de décontamination se rapprochent ainsi plus étroitement des valeurs prévues par les rapports de distribution. De même, les pertes de plutonium et de neptunium sous la forme de composés des produits de décomposition du phosphate de tributyle sont substantiellement réduites par le même mécanisme d'action de masse. 30 Des facteurs de décontamination nettement améliorés et des récupérations supérieures de l'uranium, du plutonium et du neptunium sont ainsi obtenus dans un système comportant une première colonne d'extraction par un solvant (comme avec le procédé Purex) d'une façon nouvelle, avec une colonne de reflux hautement efficace. 35 La figure unique est le diagramme général simplifié du traitement par le procédé selon la présente invention. 69 20191 2011948 Un courant d'alimentation formé de combustible nucléaire irradié dissous dans une solution d'acide nitrique est pompé vers une première colonne d'extraction par un solvant à plusieurs étages 10 à travers la canalisation 11. t 5 Un courant d'extraction formé de phosphate de tributyle en solution dans un hydrocarbure pénètre près du fond de la colonne 10 à travers une canalisation 12. N'importe quelle concentration appropriée de phosphate de tributyle dans n'importe quel solvant convenable peut être utilisée. Le courant d'extraction est de préférence formé d'environ 25 à environ 407» en 10 . volume de phosphate de tributyle dans un solvant tel que du kérosène ou du n-dodécane désodorisé. Les meilleurs résultats sont obtenus avec environ 30% de phosphate de tributyle dans du n-dodécane, parce que 1'hydrocarbure non ramifié est très résistant à la décomposition radiolytique. Un courant de lavage formé d'une solution aqueuse d'acide 15 nitrique en concentration molaire d'environ 1,0 à environ 4,0 pénètre dans la partie supérieure de la colonne 10 à travers une canalisation 13. Les meilleurs résultats sont obtenus avec de l'acide nitrique en concentration molairé d'enviton 3. L'uranium, le plutoniumtet le neptunium sont extraits ensemble 20 du courant aqueux d'alimentation et sont lavés par le courant aqueux d'acide nitrique, ce qui produit une décontamination partielle. Un courant de résidus formé de la solution aqueuse d'acide nitrique et de différents produits de fission sort de la colonne 10 à travers une canalisation 14. Ce courant résiduaire peut être à nouveau traité, concentré, et finalement enterré. 25 Le premier courant de produit de la colonne 10 sort par la canalisation 15 vers la colonne de reflux 20. Ce premier courant de produit circule à contre-courant du courant de reflux arrivant par la canalisation 21. Le courant de reflux contient suffisamment d'uranium pour élever la teneur en uranium du solvant à une valeur supérieure à environ 90% de la 30 saturation. A cette valeur de saturation, les rapports de distribution du plutonium, du neptunium, de l'acide nitrique et des produits de fission représentés par le zirconium, le niobium et le ruthénium sont très faibles, de sorte que ces constituants sont enlevés par lavage du premier courant de produit à son passage à travers la section de lavage de la colonne de 35 reflux 20. Un courant de séparation par extraction, d'une composition similaire à celle du courant d'extraction décrit ci-dessus pénètre dans la 69 20191 8 2011948 colonne de reflux 20 à travers une canalisation 22. Un courant peu important de solution d'acide nitrique en concentration molaire d'environ 7 à environ 12 est envoyé dans la colonne de reflux 20 à travers la canalisation 24 pour amener l'acidité de la phase aqueuse à une valeur molaire d'environ 1. A ce 5 degré d'acidité, l'uranium est extrait par le courant organique de séparation par extraction, tandis que le plutonium, le neptunium, l'acide nitrique et les produits de fission extraits, traversent vers le bas la section de lavage et sortent de la colonne de reflux 20 sous la forme d'un courant de produit plutonium-neptunium à travers la canalisation 23. Cela évite la perte 10 d'uranium par passage dans le courant de produit plutonium-neptunium. Le courant de produit plutonium-neptunium peut être envoyé à un appareil échangeur d'anions ou un appareil supplémentaire d'extraction par un solvant, pour une séparation complémentaire du plutonium et du neptunium dès produits de fission. 15 Le courant de produit de rëflux, qui contient pratiquement uniquement de l'uranium et du phosphate de tributyle dans le solvant organique, sort de la colonne de reflux 20 à travers la canalisation 25 vers une troisième colonne d'extraction par un solvant à plusieurs étages 30. Dans cette colonne, l'uranium est séparé par extraction de la phase organique 20 par un courant aqueux arrivant à travers la canalisation 31. De préférence, cette séparation est effectuée à une température comprise entre environ 50°C et environ 60°C pour permettre une concentration aussi élevée que possible de l'uranium. Le solvant organique séparé de l'uranium sort de la colonne 30 à travers la canalisation 32. Le courant aqueux contenant l'uranium sor.t 25 de la colonne 30 à travers la canalisation 33, et il est divisé, une partie passant par la canalisation de recyclage 34 pour compléter le courant de reflux et- une partie passant à travers la canalisation 35 vers un évaporateur de produit d'uranium 40 qui peut être une chaudière classique à syphon. Le courant aqueux d'uranium concentré sort de 1'évaporateur, 30 40 à travers une canalisation 41 et il est divisé, une partie passant à travers une canalisation 42 vers un réservoir de produit d'uranium et le reste passant à travers une canalisation 43 pour être mélangé au courant de recyclage de la canalisation 34, afi^ de compléter le courant de reflux envoyé dans la colonne de reflux 20 à travers la canalisation 21. 35 L'eau évaporée dans 1'évaporateur 40 échappe à travers la canalisation 44 et peut être rejetée ou être réutilisée, de la façon désirée. 69 .20191 9 2011948 L'évaporateur 40 est chauffé d'une façon classique par de la vapeur d'eau pénétrant dans un échangeur de chaleur 46 à travers- la canalisation 47 et échappant ensuite sous la forme de condensât à travers la canalisation 48. 5 Le produit aqueux d'uranium coiicentré contient une très petite quantité de produit de fission et très peu d'acide nitrique, ce qui évite les problèmes de congélation existant quand le produit d'uranium contient de l'acide nitrique, et les problèmes provoqués par l'acide nitrique convertissant le nitrate d'uranyle en trioxyde d'uranium. 10 L'invention est illustrée plus particulièrement par l'exemple suivant de mise en oeuvre préférée de l'invention. Les parties et les pourcentages sont en poids, sauf si spécifié. EXEMPLE Le procédé suivant le présent exemple est conduit dans un 15 système combiné suivant la figure unique. Chaque colonne est formée d'une enveloppe en acier inoxydable, d'un diamètre intérieur de 205 mm contenant plusieurs plaques de tamis, comportant environ 23% d'ouverture, ces plaques étant espacées le long de la colonne. Une colonne à air est raccordée à chaque colonne d'extraction par solvant à plusieurs étages et l'alimentation 20 de chacune de ces colonnes est puisée, afin de maintenir un régime pulsatoire alternatif dans chaque colonne pour augmenter le rendement d'extraction. La colonne de reflux comprend neuf étages pour le plutonium dans la section de lavage et cinq étages pour l'uranium dans la section d'extraction. Le combustible nucléaire contenant du UO2 enrichi ayant été 25 irradié à environ 20.000 MWj par tonne métrique d'uranium est d'abord emmagasiné pendant environ 150 jours après son enlèvement du réacteur pour permettre la désintégration des radio-isotopes à périodes courtes. Les faisceaux d'éléments combustibles sont ensuite démontés et les gaines des éléments combustibles sont découpées pour exposer le com-30 bustible. Le combustible irradié est ensuite dissous dans de l'acide nitrique en concentration molaire d'environ 5 dans un appareil de dissolution. Cette solution contient environ 250 g/1 d'uranium, environ 1,5 g/1 de plutonium, environ 0,25 g/1 de neptunium et de petites quantités de différents produits de fission. Parmi ces produits de fission^ les activités du Zr-95» dti Nb-95 et 35 du Ru-105 et 106 sont respectivement d'environ 0,28, 0,53 et Os3»2 curies (C) par gramme d'uranium. 69 20191 10 2011948 Cette solution d'alimentation est envoyée dans la première colonne d'extraction par solvant à plusieurs étages avec un débit d'environ 200 1/h. En même temps, une solution de phosphate de tributyle à environ 307. en volume dans du n-dodécane est envoyée dans la partie inférieure de cette 5 première colonne avec un débit d'environ 600 1/h. Le solvant organique extrait l'uranium, le plutonium et le neptunium,et il est lavé par un courant d'acide nitrique en concentration, molaire de 3 arrivant dans l'extrémité supérieure de la colonne avec un débit d'environ 200 1/h. Un premier courant de produit est extrait près de l'extré-10 mité supérieure de la première colonne avec un débit d'environ 640 1/h. Ce courant est partiellement décontaminé et contient environ 78 g/1 d'uranium, environ 0,47 g/1 de plutonium et environ 0,08 g/1 de neptunium dans le n-dodécane. Les activités du Zr-95, du Nb-95, et du Ru-103 et 106 sont -5 -4 -4 respectivement réduites à environ 5,6 x 10 , 1,06 x 10 et 9,7 x 10 15 curies par gramme d'uranium. Ce courant comporte environ 30% en volume de phosphate de tributyle et une petite quantité d'acide nitrique. Le courant résiduaire sort du fond de la première colonne avec un débit d'environ 400 1/h. Ce courant est essentiellement une solution aqueuse d'acide nitrique en concentration molaire de 2,8 contenant des 20 produits de fission et moins d'environ 0,01 g/1 d'uranium, moins d'environ 0,001 g/1 de plutonium et moins d'environ 0,01 g/1 de neptunium. Ce courant est traité pour récupérer l'acide nitrique pour le recyclage, pour concentrer le résidu et pour l'envoyer éventuellement dans un équipement de rejet des résidus. 25 Le premier courant de produit sortant de la première colonne pénètre dans la colonne de reflux dans laquelle il passe à contre-courant du courant de reflux. Le courant de reflux contient suffisamment d'uranium pour élever la teneur en uranium du solvant à plus de 90% de la saturation. A ce niveau de saturation, les rapports de distribution du plutonium, du 30 neptunium, de l'acide nitrique et des produits de fission, tels que le zirconium, le niobium et le ruthénium sont très faibles, de sorte que ces constituants sont extraits par lavage du courant contenant l'uranium au passage de celui-ci à travers la section de lavage. Le courant de reflux est contrôlé et réglé pour maintenir le taux de saturation. Typiquement, 35 le débit de reflux est d'environ 200 1/h d'une solution aqueuse contenant environ 172 g/l d'uranium, moins de lO-"5 g/1 de plutonium, moins de 10~^ g/1 de neptunium, avec une teneur molaire en acide nitrique inférieure à 0,01. 69 20193 11 2011948 De même, les activités du Zr-95, du Nb-95 et du Ru-103 et 106 présents dans le courant de reflux, sont respectivement d'environ 1,2 x 10 8,0 x 10 et 8,1 x 10" curies par gramme d'uranium, seulement. Un courant.de séparation par extraction contenant environ 30% 5 en volume de phosphate de tributyle dans du n-dodécane est envoyé près du fond de la colonne de reflux avec un débit d'environ 156 1/h. Une petite quantité d'acide nitrique est envoyée dans la colonne de reflux pour maintenir l'acidité de la phase aqueuse à une valeur molaire d'environ 1,0. L'acidité dans la colonne est contrôlée et le débit 10 de ce courant est réglé en conséquence. Typiquement, le courant d'acide est d'environ 11,6 1/h pour une solution d'acide nitrique ayant une concentration molaire de 10. Pour l'acidité à environ 1,0 M, l'uranium est extrait par le courant organique de séparation, tandis que le plutonium, le neptunium, l'acide nitrique et les produits de fission ne sont pas extraits. 15 Le courant aqueux de produit contenant le plutonium et le neptunium sort du fond de la colonne de reflux avec un débit d'environ 232 1/h. Ce courant contient moins d'environ 0,01 g/1 d'uranium, environ 1.3 g/1 de plutonium et environ 0,22 g/1 de neptunium. La teneur molaire en acide nitrique de ce courant est d'environ 1,0. Les activités du Zr-95, 20 du Nb-95 et du Ru-103 et 106 de ce courant sont respectivement d'environ -3 -3 -2 3.4 x 10 , 6,4 x 10 et 5,8 x 10 curies par gramme de plutonium. Ce courant peut être envoyé, par exemple à un appareil échangeur d'anions ou un appareil supplémentaire d'extraction par un solvant, pour une décontamination supplémentaire et la séparation du plutonium du neptunium, si désiré: 25 Le courant de reflux sort de la colonne de reflux avec un débit d'environ 796 1/h. Ce courant contient environ 110 g/1 d'uranium, moins d'environ 10 g/1 de plutonium et moins d'environ 10 g/1 de neptunium. Les activités du Zr-95, du Nb-95 et du Ru-103 et 106 de ce courant sont respectivement réduites à environ 9,0 x 10 5,0 x 10 et 4,0 x 10 30 curies par gramme d'uranium. Le courant contient environ 30% en volume de-phosphate de tributyle dans le n-dodécane. Le courant de reflux pénètre dans une troisième colonne d'extraction par un solvant à plusieurs étages dans laquelle il passe à contre-courant d'un courant aqueux de séparation par extraction. Ce courant 35 est envoyé avec un débit d'environ 720 1/h. La teneur molaire en acide nitrique de ce coùrant est maintenue à environ 0,01. La troisième colonne est maintenue à une température d'environ 50°C à 60°C pour permettre une 69 20191 12 2011948 concentration aussi élevée que possible de l'uranium dans le courant aqueux sortant de la colonne. Le solvant organique ne contenant plus l'uranium sort de la colonne pour être recyclé. Le produit aqueux d'uranium sortant de la colonne 5 avec un débit d'environ 720 1/h contient environ 121,5 g/1 d'uranium, moins d'environ 10 g/1 de plutonium, et moins d'environ 10 g/1 de neptunium. Environ 180 1/h du courant de produit contenant l'uranium sont recyclés pour constituer une partie du courant de reflux. Le reste (environ 540 1/h) est envoyé dans une chaudière à syphon pour évaporer de 10 l'eau et concentrer le courant à environ 400 grammes d'uranium par litre d'eau. Le courant de produit contenant l'uranium concentré est divisé, environ 40 1/h étant utilisés pour former une partie du courant de reflux, et le reste (environ 125 1/h) étant emmagasiné en tant que produit. Le produit 15 est alors sous la forme d'une solution aqueuse concentrée de nitrate d'ura-nyle qui peut être converti en oxyde d'uranium, de la façon désirée. Le produit contient bien moins de produits de fission que celui obtenu par un cycle unique d'extraction et de séparation. Les activités du Zr-95, du Nb-95 et du Ru-103 et 106 du produit sont respectivement d'envi- 20 ron 9,0 x 10 5,0 x 10 ^ et 4,0 x 10 ^ curies par gramme d'uranium et peuvent être comparées favorablement avec les activités d'environ 4,0 x 10~^, -4 -3 5,0 x 10 et 4,0 x 10 curies par gramme d'uranium respectivement pouvant être espérées d'un cycle d'extraction et de séparation comme dans le procédé Purex. 25 De plus, la concentration de l'uranium est inférieure à 1,0 g/1 dans le courant du produit contenant le plutonium et le neptunium et les concentrations du plutonium et du neptunium dans le produit concentré contenant l'uranium sont respectivement inférieures à environ 10~^ g/1 et 10~^ g/1. Il ressort de ce qui précède que le procédé selon l'invention 30 permet une décontamination exceptionnelle et une excellente séparation de l'uranium des autres constituants valables du combustible. Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative, et l'invention peut être mise en oeuvre suivant d'autres variantes, sans que l'on sorte de son cadre. t BAD ORIGINAL 69 20191 13 2011948 REVENDICATIONS 1. Procédé pour la récupération du combustible nucléaire irradié, caractérisé par la dissolution du combustible irradié dans une solution aqueuse d'acide nitrique, la mise en contact de cette solution avec un solvant organique contenant du phosphate de tributyle dans un hydrocarbure 5 immiscible à l'eau comme solvant pour extraire l'uranium, le plutonium et le neptunium dans le solvant organique, le passage de la solution organique à contre-courant par rapport à un courant aqueux de reflux contenant suffisamment d'uranium pour maintenir la solution organique au moins à 90% de la saturation en uranium, afin que le plutonium, le neptunium et les produits 10 de fission soient extraits par lavage de la solution organique, le passage du courant aqueux de reflux après ce lavage en contact à contre-courant avec un courant de séparation par extraction contenant du phosphate de tributyle ët un hydrocarbure immiscible à l'eau comme solvant, tout en maintenant 1'acidité du courant de reflux à une valeur molaire d'environ 1, 15 afin que l'uranium soit séparé par extraction du courant de reflux et que le courant organique contenant l'uranium devienne une partie de la solution organique, et la mise en contact de la solution organique résultante contenant l'utanium avec un courant aqueux, afin de séparer l'uranium par extraction de la solution organique. 20 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le solvant organique est formé d'environ 25% à environ 40% en volume de phosphate de tributyle dans du n-dodécane. 3. Procédé selon l'une des revendications I et 2, caractérisé par le passage du courant aqueux final contenant l'uranium dans un évapora- 25 teur pour extraire de l'eau et former un courant de produit concentré contenant l'uranium. 4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé par l'utilisation d'au moins une partie du courant aqueux contenant l'uranium et d'au moins une partie du courant de produit concentré en uranium pour former le 30 courant de reflux. 5. Procédé pour séparer l'uranium d'un mélange contenant de l'uranium, du plutonium, du neptunium et des produits de fission selon la revendication 1, caractérisé par la dissolution du mélange dans une solution aqueuse d'acide nitrique, la mise en contact de cette première solution 35 aqueuse avec un premier courant de solvant organique formé de phosphate de 69 20191 14 2011948 tributyle et d'un hydrocarbure immiscible à l'eau comme solvant pour extraire l'uranium, le plutonium et le neptunium dans la phase organique, l'introduction du premier courant organique dans une colonne de reflux entre une section supérieure de lavage et une section inférieure d'extraction, l'introduction 5 d'un courant de reflux aqueux contenant de l'uranium pour le passage en contact à contre-courant avec cette première solution organique dans la section de lavage pour maintenir la concentration de l'uranium dans la première solution organique au-dessus d'environ 90% de la saturation dans la section de lavage, afin que le plutonium, le neptunium et les produits de fission 10 soient extraits par lavage de cette première solution organique et soient entraînés vers le bas par le courant de reflux, l'introduction d'un courant d'acide nitrique dans la colonne de reflux au-dessus de la section d'extraction pour maintenir l'acidité dans la section d'extraction à une teneur molaire d'environ 1, l'introduction d'un second courant organique formé de 15 phosphate de tributyle et d'un hydrocarbure immiscible à l'eau comme solvant dans la colonne de reflux, en dessous de la section d'extraction, afin que 1'uranium soit extrait dans le second courant organique remontant à contre-couratit du courant de reflux, et l'extraction d'un courant de produit de reflux du courant organique au-dessus de la section de lavage, ce courant 20 contenant l'uranium et étant pratiquement exempt de plutonium, de neptunium et de produits de fission. 6. Procédé selon la revendication 5, caractérisé en ce que le solvant organique est formé d'environ 25 à environ 40% en volume de phosphate de tributyle dans du il-dodécane. 25 7. Procédé selon l'une des revendications 5 et 6, caractérisé par la mise en contact du courant de produit de reflux avec un second courant aqueux pour séparer l'uranium par extraction à partir du courant de produit de reflux et pour former un courant aqueux de produit contenant l'uranium. 8. Procédé selon la revendication 7, caractérisé par le passage 30 du courant aqueux final contenant l'uranium dans un évaporateur pour éliminer de l'eau et former un courant de produit concentré en uranium. 9. Procédé se'lon la revendication 8, caractérisé par l'utilisation d'au moins une partie du courant aqueux contenant l'uranium et d'au moins une partie du courant de produit concentré en uranium, pour former 35 le courant de reflux.