i 2111730 La présente invention concerne le traitement de l'hexafluorure d'uranium et plus particulièrement un procédé pour l'extraction sélective du plutonium des mélanges d'hexafluorure d'uranium et d'hexafluorure de plutonium. 5 Une source principale d'hexafluorure d'uranium pour la sépara tion des isotopes de l'uranium par diffusion gazeuse provient du traitement des combustibles usés des réacteurs nucléaires contenant de l'uranium naturel irradié. Cette matière est traitée pour récu:-pérér le plutonium et d'autres éléments transuraniens. Ce traite-10. ment est effectué en dissolvant 1'uranium irradié dans des solutions d'acide nitrique et en extrayant ensuite l'uranium et le plutonium au moyen d'un solvant organique. L'uranium et le plutonium sont ensuite préparés par une extraction supplémentaire par un solvant ou par des cycles d'échange d'ions, l'uranium purifié final 15 est obtenu sous la forme d'une solution de nitrate d'uranyie qui est converti par un traitement consécutif en produit de diffusion gazeux UFg par calcination du nitrate d'uranyie pour former du . \50y réduction du UO^ en UO-y réaction du U02 avec du HP pour former du UF^ et finalement réaction du UF^ avec du fluor pour pro-20 duire le UF^ désiré. Bien que la masse des produits de fission et des éléments fcrangprattieais sojfc,supprimée par ce traitement, le produit contient encore des quantités appréciables de plutonium va;-riant avec l'histoire de l'irradiation de l'uranium et le procédé •-particulier de séparation utilisé. La séparation du plutonium du 25 UFg est désirée parce qu'il représente un danger appréciable pour le personnel faisant fonctionner et réparant l'équipement de diffusion en cascade ainsi que pour le personnel traitant le UFg enrichi pour former du combustible nucléaire. De plus, là présence de plutonium influe défavorablement sur le rendement de séparation 30 des isotopes par diffusion. Pour ces raisons, il a été déterminé qu'une teneur acceptable en plutonium du gaz UFg ne doit pas dépasser environ une partie par milliard de plutonium sur la base du poids de l'uranium dans un mélange d'alimentation gazeux particulier pénétrant dans l'équipement de traitement en cascade. 35 La présente invention a pour objet un procédé pour déconta miner le UF du plutonium, répondant efficacement à ces conditions 6 requises. L'invention est basée sur la découverte qu'un lit poreux de fluorure cobalteux en pastilles fonctionne sélectivement pour extraire le plutonium des mélanges fluides d'hexafluorure d'uranium 71 37718 2 2m730 et d'hexafluorure de plutonium. Conformément à l'invention, un mélange gazeux contenant du UFg et du PuFg est envoyé à travers un lit poreux de fluorure cobalteux à une température comprise entre 57 °C' et 540°C pour provoquer la réduction sélective de l'hexafluorure de 5 plutonium à une forme non volatile telle que PuF^. Pour récupérer le composé de plutonium déposé, du fluor gazeux est envoyé à travers le lit de fluorure cobalteux à une température comprise entre 370 °C et 480°C pour reconvertir le plutonium contenu en hexa-* fluorure de plutonium gazeux qui peut alors être récupéré séparé-10 ment. Le fluorure cobalteux peut ensuite être traité pour être-réutilisé par contact d'hydrogène gazeux à une température comprise entre 205°C et 260°C. Un lit poreux de pastilles de fluorure cobalteux est nécessaire pour la mise en oeuvre du procédé. Ces pastilles doivent 15 avoir une résistance et une intégrité structurale suffisantes pour supporter des cycles répétés d'Oxydation et de réduction à des températures allant~de 1Q5°C jusqu'à 370°C. Des pastilles convenables peuvent être préparées par le procédé décrit dans le brevet des Etats-Unis>d'Amérique N* 3-372.004. Brièvement, ce procédé 20 comporte le mélange de fluorure cobalteux et d'eau pour former un aggloméré et énsuitë'le'chauffage de l'aggloméré à une température de frittage d'environ 650°C dans une atmosphère d'acide fluorhy-drique anhydre. Une variante satisfaisante consiste à pulvériser l'aggloméré humide avec de l'eau et ensuite à le sécher dans l'air 25 pour former des pa'stilles convenables. Les pastilles sont calibrées pour produire une charge ayant des dimensions comprises entre 1,7 et 2,4 millimètres. Un séchage final de ces pastilles dans de l'acide fluorhydrique anhydre ou dans de l'azote pendant environ une heure à 148°C assure la déshydratation pour empêcher de réduire la possibi-30 lité que le UFg soit hydrolysé pour former un oxyde fluorure à l'état solide. Dans ces conditions, les pastilles séchées ont une aire superficielle de l'ordre de 10 à 11 m2/g et une fraction de vide de 0,75 à 0,85. Les pastilles traitées sont chargées dans une colonne pour former le lit. Des dispositifs convenables sont uti-35 lisés pour chauffer le lit de fluorure cobaltèux à une température rendant maximale l'extraction sélective du plutonium, après quoi le mélange gazeux d'hexafluorure d'uranium et d'hexafluorure de plutonium est envoyé à travers la colonne pour l'extraction sélective du plutonium. L'invention est utillaœ plus particulièrement par l'exemple suivant 71 37718 3 2111730 EXEMPLE Un courant de UFg gazeux contenant 8.000 parties par njilliard de PUPg est envoyé à l'entrée d'un piège contenant des pastilles de CoFg. Le piège utilisé a un diamètre de 47,5 centimètres et une longueur de 305 mm avec une charge de 60 grammes de CoF-^. La ^em-5 pérature du piège est maintenue à 146°C pendant le passage'du mélange gazeux à une vitesse superficielle de lit de 7,6 centimètres par seconde.. Les courants à l'entrée et à la sortie du piège sont échantillonnés et sont analysés pour déterminer la teneur en plutonium. 10 Les résultats montrent que le gaz sortant contient 0,06 partie par milliard de Pu sur la base de la teneur en uranium. Cet exemple est identifié comme essai N° 2 sur le tableau ci-après. Ce tableau donne les résultats poul? trois autres essais. Le plutonium peut être récupéré du CoF2 par mise en contact 15 avec du fluor avec une température de 370°C. Le CoFg peut être utilisé à nouveau pour des essais consécutifs après un traitement de réduction par l'hydrogène, c'est-à-dire par chauffage dans l'hydrogène à une température comprise entre 205°C et 26o°C pour régénérer le CoF~. 20 25 TABLEAU N° de l'essai 1 2 5 4 Durée d'écoulement, heures 52 24 24 18 Vitesse superficielle dans le lit cm/s 7,6 7,6 7,6 30,5 Pression absolue, kg/cm2 i;03 1,03 1,03 1,03 Température du piège,cC 149 149 99 149 Temps de séjour, secondes 4,0 4,0 4,0 1,0 Teneur' moyenne à 1'entrée en parties par milliard (sur la base du U) 700 7993 57^7 889 30 Teneur moyenne à la sortie en parties par milliard 35 (sur la base de U) , 0,06 _ 0,05 c0,01 c Facteur de décontamination 8,8xKr ljlxlO5 0,9xKr Les résultats donnés par le tableau pour plusieurs'essais montrent clairement que le traitement par le fluorure cobalteux est extrêmement efficace pour réduire la teneur en plutonium des courants 71 37718 4 2111730 de UFg et de PuFg. Les meilleures conditions de température pour l'extraction du plutonium apparaissent être dans la plage de 93°C à 205°C et de préférence à une température d'environ 150°C. La vitesse superficielle dans ]e lit du courant gazeux .doit être telle 5 qu'elle permette une durée de séjour d'une seconde à environ 10 secondes, typiquement une vitesse de 7,6 à 30,5 cm/s. Dans ces conditions, des facteurs de décontamination de l'ordre de 10^ sont • obtenues régulièrement. Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative et 10 l'invention peut être mise en oeuvre suivant d'autres variantes sans que l'on sorte de son cadre. 71 37718 5 2111730 1 REVENDICATIONS 1. Procédé pour l'extraction sélective du pLutonium d'un mélange fluide d'hexafluorure d'uranium et d'hexafluorure de plutonium caractérisé par la mise en contact de ce mélange avec un lit de fluorure cobalteux en particules à une température comprise entre 5 93°C et 205°C. 2. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que les conditions dans lesquelles le mélange de UFg et de PuFg est en contact avec le fluorure cobalteux sont telles qu'il en résulte un facteur de décontamination suffisamment élevé pour réduire le 10 UPg du courant à moins d'une partie de plutonium pai" milliard sur la base du poids d'uranium. 3. Procédé selon revendication 1 ou 2 caractérisé en ce que le plutonium restant dans le lit de fluorure cobalteux est extrait par traitement par du fluor gazeux à une température comprise 15 entre 370°C et 485°C. 's 4. Procédé pour la séparation du UFg d'un mélange fluide d'hexafluorure d'uranium et d'hexafluorure de plutonium caractérisé par le passage du mélange à travers un lit en particules de fluorure cobalteux à une température provoquant la réduction sélective du plutonium à un état d'oxydation inférieur.