FR 2098220 A1 19720310 FR 7124915 A 19710707 71 24915 1 2098220 la présente invention concerne le traitement d'un combustible nucléaire irradié. Le traitement d'un combustible nucléaire irradié implique généralement la séparation d'une matière fissile de produits 5 de fission ainsi que la séparation de l'uranium du plutonium. L'extraction en phase liquide est le procédé couramment utilisé pour effectuer les deux processus de séparation, et pour séparer la matière fissile des produits de fission, le solvant utilisé est habituellement le phosphate de tributyle normal dilué avec 10 un solvant inerte qui peut être le tétrachlorure de carbone ou une ou plusieurs paraffines à chaîne droite, par exemple le n-dodé-cane. Le phosphate de tributyle est habituellement utilisé d'une façon analogue pour séparer l'uranium du plutonium. Le diluant a pour effet de régler la densité de la phase organique dans le 15 processus d'extraction par un solvant. Il peut aussi affecter la viscosité de la phase organique et l'efficacité de l'extraction. Couramment, la concentration du phosphate de tributyle dans la phase organique est de l'ordre de 20 % en volume et au cours des dernières années, on a eu tendance à augmenter la concentration 20 (jusqu'à 30 $ environ). Selon la présente invention, dans le procédé de traitement d'un combustible nucléaire irradié dans lequel une matière fissile en solution dans l'acide nitrique est mise en contact avec du phosphate de tributyle dilué avec un diluant organique inerte 25 pour transférer la matière fissile dans la phase organiqueiet la phase organique est séparée de la phase aqueuse et lavée à contre-courant avec une solution aqueuse d'acide sulfurique, la concentration du phosphate de tributyle dans le diluant inerte est inférieure à 7 $ en volume. 30 La diminution de la concentration du phosphate de tribu tyle de cette manière a pour effet de réduire la densité de la phase organique ainsi que sa viscosité. Ces variations de densité et de viscosité facilitent la séparation des phases organique et aqueuse après la mise en contact, permettent d'introduire 35 une plus grande quantité de liqueur organique dans une installation donnée, et par suite de traiter une plus grande quantité de combustible. On a constaté également que l'on parvient à un facteur •71 24915 2 2098220 de décontamination plus élevé par rapport à la plupart des produits de fission radio-actifs se trouvant dans un combustible nucléaire irradié. On n'obtient tous les avantages que si1la solution aqueuse 5 d'acide sulfurique est utilisée pour laver la phase organique à contre-courant après la mise en contact avec le phosphate de tributyle dilué. L'utilisation du lavage à, contre-courant classique avec de l'acide nitrique très faiblement concentré implique des volumes importants de liquide qui sont difficiles à traiter 10 au cours des cycles ultérieurs d'extraction et qui peuvent réduire les facteurs de décontamination atteints. La concentration réelle plus faible de phosphate de tributyle choisie dépend du processus et de l'installation utilisés ainsi que de la nature du combustible nucléaire irradié. 15 II faut tenir compte de la dimension de l'installation, du débit nécessaire et de la concentration de l'uranium dans la charge pour déterminer un rapport convenable du solvant à la solution aqueuse et obtenir un bon fonctionnement mécanique et chimique de l'installation. On a utilisé une concentration de 6 $ de phosphate 20 de tributyle (TBP) pour traiter d'une façon satisfaisante à la fois des matières contenant de l'uranium et du plutonium (avec une concentration de métal dans la charge aqueuse de 200 g/1 et un combustible de réacteur à neutrons rapides de Dounreay (U seulement,125 g/l). Les chiffres suivants,donnés à titre illus-25 tratif de 1'invention,indiquent les facteurs de décontamination obtenus dans une installation fonctionnant avec des concentrations de 6 et de 20 $ de TBP. 6 1» de TBP 20 # de TBP P 5 x 107 5,6 x 105 ^ y 7 x 107 environ 7 x 10^ Ru 4,4 x 107 2,7 x 107 Zr/Nb 6,3 x 107 3,5 x 106 Lorsqu'on traite un combustible du réacteur à neutrons rapides de Dounreay avec une concentration de 20 $ de TBP dans une installation de traitement de combustibles/irradiés qui comporte une série de mélangeurs-décanteurs de forme géométrique sûre 71 24915 3 2098220 disposés en cascade, les mélangeurs-décanteurs ont tendance à devenir instable?pendant des campagnes de longue durée quant aux matières solides contenant du niobium et il est parfois nécessaire d'interrompre le traitement pour nettoyer l'ex-5 tracteur du premier cycle et rétablir la stabilité interfaciale. Des essais effectués dans les installations pilotes ont révélé qu'avec une concentration de 6 $ de TBP, les différences entre les propriétés physiques des phases aqueuse et du solvant éliminent toutes traces de stabilité interfaciale et que le coin 10 théorique de la phase mixte à l'interface des phases liquides d'un décanteur par gravité a disparu sans laisser de trace de résidu interfacial . Si l'on utilise de l'acide nitrique pour le lavage à contre-courant de l'uranium, le volume du produit du premier cycle 15 est trop important pour le reste de l'installation qui fonctionne avec une concentration de 25 de TBP. L'utilisation de l'acide sulfurique dilué pour le lavage à contre-courant donne un faible volume acceptable pour le produit du premier cycle. On effectue le lavage à contre-courant avec une quantité suffisante d'acide 20 nitrique pour éviter une corrosion excessive de l'installation. Après avoir réglé l'acidité du cycle intermédiaire avec de l'acide nitrique, on effectue un second cycle en utilisant une concentration de 25 i° de TBP/KI (kérosène inodore), puis un lavage à contre courant avec de l'acide sulfurique, et un troisième cycle avec une 25 concentration de 25 % de TBP/KI et un lavage à contre-courant avec de l'acide nitrique. Les expériences effectuées dans une installation pilote ont révélé qu'une utilisation véritable du solvant (uranium plus acide nitrique) d'environ 100 est obtenue dans la région 30 des plateaux d'alimentation du premier cycle (6 $> de TBP/KI). Il convient de noter que dans les systèmes dilués de TBP, il est possible de faire varier la teneur en uranium du solvant en ajustant le rapport de la phase du solvant à la phase aqueuse du système, le reste du solvant étant acide.Il est possible d'éliminer 35 presque la totalité de la teneur en acide de la phase de solvant en "comprimant" le schéma de circulation, c'est-à-dire en utilisant 71 24945 4 2098220 des rapports extrêmes de la phase du solvant à la phase aqueuse. Des opérations effectuées à l'échelle industrielle en utilisant des charges radio-actives donnent des facteurs importants de décontamination des produits de fission. Le tableau suivant donne des 5 facteurs de décontamination particuliers pour le traitement d'un combustible de réacteur à neutrons rapides en utilisant diverses concentrations de TBP. Comme prévu d'après les expériences effectuées dans une installation pilote, la stabilité interfaciale est excellente dans l'installation et il ne s'est pas manifesté de blo-10 cage pendant le fonctionnement de l'installation. L'utilisation de faibles concentrations de TBP a également l'avantage de réduire la durée de séjour par mole de TBP par passe. En conséquence, la dose d'irradiation du TBP par passe est réduite. La formation réduite de phosphate de dibutyle acide (HDBP) est 15 susceptible d'améliorer les facteurs de décontamination. TABLEAU Facteurs de décontamination pour le traitement d'un combustible de réacteur à neutron3 rapides en utilisant diverses concentrations de TBP Essai + 6 "A ** FD de l'essai Moyenne journalière Cycle I 25 $ ** Cycle I 30 $** Meilleur 20$** Premier cycle Extraction et enlèvement des produits de fission seulement P Y Ru Zr/Nb 2,6 x 10, 6,4 x 10' 2,8 x 10, 2,5 x 10- 1,6 x 10 1,3 x 10l 4,2 x 6,0 x 10; 10* 6,2x10? essai actif 12 8,6x10 » " 12 7,5 x 10" 8,8 x 10" 1 ,7 x 10- 6,4 x 102 13 12 Premier cycle P Y Ru Zr/Nb 2,1 x 10^ 1,0x 10' 2,6 x 10^ 9,8 x 10- 6,9 x 105 2,1 x 10? 2,3 x ÎO3 j 0,6 x 10? 3,0 x 105 ' 1,4x10 0,9 x 10' 1 ,3 x 10* 2,5 x 103 5,3 x 103 1,9 x 105 12 12 9 9 Global pour 3 cycles P Y Ru 7* 1,5 x 10' 7 x 107* >4,4 x 107 Zr/Nb 6,3 x 101 3,3 x 10 2-5,5 x 10 >5,9 x 10j 9,0 x 10^ 7* 50 1,2 x 10 ^1 ,1 x 10' 2,9 x 101 6x 1.5 x 10' 2,7 x 10* 2.6 x 10e 3,2 x 10* 5.6 x 10-^7 x 10( 2.7 x 10' 3,5 x 10* 11 x 11 9 9 ro o OO ro ro o 71 24915 6 2098220 TABLEAU (Suite) Charge active, U irradié à environ 22 OOO mégawatts-jour/tonne, durée moyenne de refroidissement environ 90 jours. REMARQUES s 5 + - présence d'unqferande quantité de U2^7 x - Pas de ^37 présent Q - Il n'a pas été tenu compte de U2^7 * - Correction faite pour u237 ** 6 % = 6 # de TBP cycle I, 25 74 24945 7 2098220 REVENDICATIONS 1. Procédé de traitement d'un combustible nucléaire irradié, caractérisé en ce qu'il consiste à mettre une matière fissile en solution dans l'acide nitrique en contact avec 5 du phosphate de tributyle dilué avec un diluant organique inerte pour transférer la matière fissile dans la phase organique, à séparer la phase organique de la phase aqueuse et à laver à contre—courant avec une solution aqueuse d'acide sulfurique, la concentration du phosphate de tributyle dans 10 le diluant inerte étant inférieure à 7 i° en volume. 2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la concentration du phosphate de tributyle dans le diluant inerte est d'environ 6 $ en volume.