i 2034330 L'uranium naturel ou enrichi qui a été irradié dans un réacteur est très 235 fortement contaminé par les produits de fission de U et contient du plutonium. Le but des traitements pratiqués dans les usines de retraitement (re-processing) est de séparer les produits de fission, l'uranium et le plutonium. 5 Les composés d'uranium ainsi traités contiennent encore de faibles tra- q ces de plutonium t de 100 à quelques centaines de parties pour 10 . Ceci est en général satisfaisant. Mais il importe, pour certaines utilisations de l'uranium et notamment lorsque celui-ci doit être transformé en hexafluorure pour être ultérieurement en— 235 10 richi en ïï-par diffusion gazeuse, qu'il contienne encore moins de Pu, par 239 exemple au plus 10 parties de Pu. par milliard, pour satisfaire à la norme américaine définie dans le rapport ORO 656 (ïïS Atomic Energy Commission 12 juillet 1967). Par ailleurs au cours du traitement, les composés d'uranium sont suscep— 15 tibles d'être très faiblement pollués par des traces de composants des aciers inoxydables constituant les cuves de traitement. Ils sont également susceptibles de con— 95 tenir des traces de Zr, produit de fission qui a été entraîné par les solvants tout au long des séries d'extraction que l'uranium subit. La présente invention due aux travaux de Messieurs Jacques Marcel BL0M, 20 Jean-Jacques JAUMIER et Jean—Louis VEB£ffi concerne un nouveau procédé de purification ultime des solutions aqueuses déjà traitées contenant de l'uranium hexavalent. Ce procédé permet d'éliminer au moins la moitié du plutonium restant, et même parfois sa quasi-totalité, ainsi qu'une grande partie des traces de Co, Cu, Mo, ¥, Ta, Zr et Zn. 25 Le procédé selon l'invention consiste à mettre en contact une solution aqueuse d'uranium hexavalent avec au moins un fluorure de lanthanide ou d'actinide fraîchement prépaxé, de préférence par voie humide. Les lanthanides sont les éléments de la classification périodique dont les numéros atomiques vont de 57 à 71. Les actinides sont ceux dont les numéros 30 atomiques sont 89 et au-delà. Le contact peut être réalisé soit en dispersant le (ou les) fluorure(s) en poudre très fine au sein de la solution à purifier, soit en faisant percoler cette solution à travers une colonne de fluorure préalablement granulé. Dans les deux cas, le procédé se prête à un travail en continu. 35 Le temps de contact entre la solution et le sorbant doit être au minimum de 15 minutes pour que le procédé atteigne sa pleine efficacité. Les temps de contact plus courts conduisent à une purification moins complète ; les durées plus 69 07519 2 2034330 longues n'apportent souvent qu'une amélioration de second ordre, elles peuvent cependant être utiles. Ces opérations sont conduites à la température ambiante mais, en cas de besoin, elles peuvent être effectuées à une température plus élevée ou plus basse 5 sans quet l'efficacité du procédé subisse de variations du premier ordre. EXEMPLE 1 - 50 ml d'une solution de nitrate d'uranyle à 350 g d'uranium par litre -9 contenant 570 x 10 g de Pu par g. d'uranium ont été agités avec 1 g de-fluorure de cérium Ceff^ pendant 15 minutes. Après filtration une source de spectrométrie alpha a été préparée à partir de cette solution. Le comptage (d'une 10 durée de 6 h) montre que la solution ainsi traitée contient moins de 10 x 1Q~^ g de Pu par gramme d'uranium. Elle satisfait à la nonne américaine OBO 656 déjà citée. - KXhiMPLE 2 — 50 ml d'une solution de sulfate d'uranyle à 70 g d'uranium par litre contenant 80 x ÎO-^ g Pu/gU ont été percolés à travers une colonne de 15 fluorure de lanthane LaE^. La colonne avait un volume de 10 ml et contenait 7 g de LaF . Le débit était de 25 ml/*161116. Après percolation, la solution de sulfate -9 d'uranyle contient moins de 10 x 10 g de Pu par gramme d'uranium. EXEMPLE 3 - Dans un premier stade, 50 ml d'une solution de nitrate d'uranyle à 350 g d'uranium par litre contenant 570 x 1Q-^ g Pu/gd ont été percolés 20 à travers une colonne de tétrafluorure d'uranium naturel (Uï1^) contenant 3 g d'UF . Le débit était de 30 ml/heure. Après cette opération, la solution de nitra- -9 te d'uranyle ne contenait plus que 220 x 10 g Pu/gU. Dans un deuxième stade, on a répété l'opération dans une nouvelle colonne semblable, et on est descendu à moins de 100 x 10 ^ g Pu/gU. 25 Si l'extraction de Pu est ici moins rapide qu'avec les fluorures de Ce ou La des exemples précédents, l'emploi de TO?^ comme sorbant présente en revanche l'avantage de ne pas risquer d'introduire d'impureté supplémentaire dans la solution traitée d'uranium. ËXffiPLE 4 — On dispose de 100 ml d'une solution de nitrate d'uranyle à 350 g 30 d'uranium par litre, contenant en outre, sous forme de fluorures, 200J^g de Ta par litre, 100p g de Co par litre, 500 Hg de Zn par litre, 500P g de Zr par litre et 200J1 g de Mo par litre. On divise cette solution en deux parties égales que l'on fait passer respectivement sur CeF^ et sur Laï1^. Chaque élément a été fixé dans les proportions suivantes dans les deux cas : 69 07519 3 2034330 Elément Ta Go Zn Zr Mo % fixé sur CeF„ 20 12 23 10 40 % fixé sur LaF_ 25 56 80 60 50 69 07519 4 2034330 REVENDICATIONS 1. Procédé de purification d'une solution aqueuse d'uranium hexavalent, en particulier d'une solution de retraitement, caractérisé en ce qu'on met la solution en contact avec au moins un fluorure d'élément choisi parmi les lanthanides et les actinides. 2. Procédé selon revendication 1 où. les fluorures sorbants sont des fluorures préparés par voie humide. 3. Procédé selon revendication 1 ou 2 où l'on disperse le sortant au sein de la solution. 4. Procédé selon revendication 1 ou 2 où l'on fait passer la solution à travers une colonne de granulés de sorbant. 5. Procédé selon revendications 1 à 4 où le traitement se fait à température ambiante. 6. Procédé selon revendications 1 à 5 où le traitement se fait en continu. 7. Procédé selon revendications 1 à 6 où le sorbant est du fluorure de La. 8. Procédé selon revendications 1 à 6 où le sorbant est du fluorure de IJ.