FR2553750A1

FR2553750A1 - Procede de separation selective d'uranium, zirconium et/ou hafnium et/ou molybdene a partir d'une solution aqueuse carbonatee les contenant

Info

Publication number: FR2553750A1
Application number: FR8317110A
Authority: FR
Inventors: Philippe Joubert
Original assignee: Uranium Pechiney
Current assignee: Uranium Pechiney
Priority date: 1983-10-20
Filing date: 1983-10-20
Publication date: 1985-04-26
Also published as: IT1178585B; OA07842A; AU569120B2; AU3449684A; US4675166A; BR8405315A; IT8423220A1; IT8423220A0; CA1242890A; ZA848195B

Abstract

PROCEDE DE SEPARATION SELECTIVE DE L'URANIUM EN SOLUTION AQUEUSE CARBONATEE D'AVEC DES IMPURETES SOLUBLES DONT EN PARTICULIER L'UN AU MOINS DES ELEMENTS ZIRCONIUM ETOU HAFNIUM ETOU MOLYBDENE PERMETTANT D'OBTENIR AINSI UNE LIQUEUR URANIFERE DE PURETE TRES AMELIOREE, COMPORTANT UNE PRECIPITATION DU ZIRCONIUM ETOU DE L'HAFNIUM PAR INTRODUCTION D'UN HYDROXYDE ALCALIN, PUIS SEPARATION DU PRECIPITE ZIRCONIFERE CONTENANT EVENTUELLEMENT DU HAFNIUM ETOU DU MOLYBDENE D'AVEC LA SOLUTION URANIFERE RESULTANTE APPAUVRIE EN IMPURETES CONTENANT ENCORE EVENTUELLEMENT DU MOLYBDENE, QUI SE CARACTERISE EN CE QUE, DANS LE BUT D'ACCROITRE L'ELIMINATION DU ZIRCONIUM ETOU HAFNIUM ETOU MOLYBDENE, LA SOLUTION AQUEUSE CARBONATE URANIFERE EST TRAITEE AU MOYEN D'UNE SOLUTION AQUEUSE ALCALINE DILUEE CONTENANT AU PLUS 17GL D'AU MOINS UN HYDROXYDE ALCALIN EXPRIME EN OH, EN UNE QUANTITE TELLE QUE LE PH RESULTANT SOIT IMPERATIVEMENT SUPERIEUR A 11, MAIS GENERALEMENT COMPRIS ENTRE 11,8 ET 12,5.

Description

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PROCEDE DE SEPARATION SELECTIVE D'URANIUM, ZIRCONIUM ET/OU HAFNIUM

ET/OU MOLYBDENE A PARTIR D'UNE SOLUTION AQUEUSE CARBONATEE LES CONTENANT

L'invention concerne un procédé de séparation sélective d'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particu5 lier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène.

Les procédés connus de l'art antérieur traitant des minerais uranifères contenant des impuretés telles que le zirconium et/ou hafnium, conduisent à la production de concentrés uranifères impurs contenant de 0,5 à 6 de zirconium par rapport à l'uranium Si jusqu'à une date récente, 10 une telle quantité d'impuretés était tolérée par les industries de traitement et de purification de ces concentrés, ces industries sont actuellement beaucoup plus exigentes en raison, d'une part de grandes difficultés qui apparaissent au cours de ces traitements de purification, et d'autre part des exigences de pureté de la part des utilisateurs Il est 15 apparu, en effet, depuis l'année 1981 une norme définissant la pureté des concentrés uranifères et situant le seuil d'impuretés pour le zirconium à moins de 0, 01 % en poids par rapport à l'uranium (norme ASTM n

C 967-81).

Or, un seuil d'impuretés aussi faible pour le zirconium n'est pas sus20 ceptible d'être atteint par les procédés connus et décrits dans la littérature, puisqu'ils conduisent, comme cela a déjà été exprimé, à des

teneurs inacceptables en impuretés.

Si l'on applique à des solutions aqueuses uranifères résultant éventuellement de l'attaque d'un minerai en contenant, l'un des nombreux traite25 ments de valorisation de ce métal, conduisant à l'obtention d'un uranate tels qu'ils sont décrits dans "The Extractive Metallurgy of Uranium" de R Merrit Edition 1971 Colorado School of Mines Research Institute-, on est conduit à l'obtention d'un concentré uranifère impur, car ces procédés passent par une unique étape de précipitation de l'uranium au moyen 30 d'un agent alcalin, procurant au milieu uranifère traité, un p H d'au moins 12 et de préférence supérieur à cette valeur, en provoquant la précipitation simultanée de l'uranium et des impuretés telles que le zirconium et/ou l'hafnium

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La littérature spécialisée propose un procédé de séparation sélectif d'uranium, zirconium et molybdène contenus dans des solutions aqueuses carbonatées dont l'homme de l'art peut penser qu'il est utilisable pour le traitement de purification de liqueurs aqueuses carbonatées uranifères contenant du zirconium et/ou hafnium entre autres impuretés. Ce procédé, décrit dans le brevet américain US 3 288 570, propose "de précipiter quantitativement le zirconium par l'ajustement du p H au moyen d'hydroxyde de sodium à une valeur la plus proche possible de celle correspondant au début de précipitation de l'uranium, suivi d'un maintien à 10 une température proche de l'ébullition pendant environ une heure" Selon ce procédé, le p H est ajusté à une valeur voisine de 10, c'est-à- dire à "une valeur de p H située juste en-deçà du début de précipitation de l'uranium au moyen d'une solution d'hydroxyde de sodium à 50 %, c'està-dire

contenant 770 g/l de cet agent alcalid' (colonne 3, lignes 58 à 75).

Toutefois, un tel procédé présente des inconvénients qui le rendent industriellement peu utilisable Car, d'une part, si le traitement de purification est conduit en utilisant des solutions très concentrées en Na OH ( 50 y en poids correspondant à 770 g de Na OH par litre de solution), il reste dans la solution uranifère après traitement de purification une a quantité de zirconium telle que le concentré d'uranium ultérieurement obtenu ne répond pas aux normes ASTMII de pureté, puisqu'il contient encore entre 2800 et 6000 ppm de zirconium, par rapport à l'uranium tel que l'enseigne l'USP précité (tableau I et figure 1) Et, d'autre part, si l'on

cherche à diminuer la teneur en zirconium soluble après le traitement de 25 purification par l'accroissement du p H, en faisant toujours usage de la:.

même solution très concentrée en Na OH ( 770 g/f), on est conduit à provoquer une précipitation intempestive de l'uranium, simultanément avec le zirconium, provoquant une perte importante en uranium, sans pour autant

obtenir une solution uranifère de valorisation suffisamment purifiée.

Ainsi, l'art antérieur propose à l'homme de l'art des solutions qui ne peuvent le satisfaire pleinement dès lors qu'une liqueur uranifère compte au nombre des impuretés présentes le zirconium et/ou le hafnium, car les traitements proposés conduisent à la précipitation simultanée de l'uranium

et de certaines impuretés spécifiques précitées, nécessitant ultérieure-

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ment un traitement de purification afin d'obtenir la pureté exigée dans

les applications nucléaires.

Dès lors que le traitement connu ne répond pas aux exigences des utilisateurs, la demanderesse poursuivant ses recherches a trouvé et mis au point un procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène permettant

d'obtenir ainsi une liqueur uranifère de pureté très améliorée.

Le procédé selon l'invention de séparation sélective de l'uranium en so10 lution aqueuse carbonatée d'avec les impuretés solubles précitées, comportant une précipitation du zirconium et/ou de l'hafnium par introduction d'un hydroxyde alcalin, puis séparation du précipité zirconifère contenant éventuellement du hafnium et/ou du molybdène d'avec la solution uranifère résultante appauvrie en impuretés contenant encore éventuellement 15 du molybdène, se caractérise en ce que dans le but d'accroître l'élimination du zirconium et/ou du hafnium et/ou du molybdène, la solution aqueuse carbonatée uranifère est traitée au moyen d'une solution aqueuse alcaline diluée contenant au plus 17 g/1 d'au moins un hydroxyde alcalin

exprimé en OH-, en une quantité telle que Je p H résultant soit impérati20 vement supérieur à 11, mais généralement compris entre 11,8 et 12,5.

Selon l'invention, la solution aqueuse alcaline utilisée pour provoquer la précipitation du zirconium et/ou du hafnium, doit contenir moins de 17 g par litre de OH-, généralement entre 1 et 10 g par litre de OH et

préférentiellement entre 2 et 8 g par litre de OH-.

Cette solution alcaline diluée permet d'atteindre la zone de OH comprise entre 11,8 et 12,5 sans provoquer une précipitation intempestive de l'uranium, en même temps que la précipitation quasi totale du zirconium et/ou du hafnium Car, il a en effet été constaté que l'usage de solutions aqueuses alcalines de concentration supérieure à 17 g par litre de OH provoquait lors de l'ajustement du p H dans l'intervalle précité, une précipitation anormale de l'uranium, avec le zirconium et/ou le hafnium,

sans pouvoir ultérieurement redissoudre l'uranium co-précipité.

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La solution alcaline diluée utilisée dans le cadre du procédé selon l'invention est généralement préparée à partir d'hydroxydes alcalins et plus particulièrement à partir des hydroxydes de sodium et de potassium seuls ou en mélange La solution alcaline diluée est souhaitablement introduite lentement au sein de la solution uranifère chaude à traiter selon l'invention, pour que le précipité obtenu soit aisément séparable de ses eaux-mères Le p H du milieu réactionnel est mesuré après refroidissement à la température de 25 C à 30 C et réglé dans l'intervalle précité, comme

cela a été recommandé dans 1 'USP 3 228 570 (colonne 3, lignes 70 à 75).

Selon l'invention, la solution uranifère à traiter est portée à une température au moins égale à 40 C dans le but d'obtenir un précipité d'impuretés contenant le zirconium et/ou le hafnium aisément séparable, car au-dessous de cette température, ledit précipité a toujours l'aspect d'un gel très difficilement séparable Le précipité d'impuretés est d'autant 15 plus facilement séparé de la phase liquide que la solution uranifère à traiter est préférentiellement portée à une température choisie dans

l'intervalle compris entre 800 C et la température d'ébullition.

Dans le but d'améliorer les conditions de séparation des phases liquide et solide résultant du traitement selon l'invention, il est possible de 20 recycler au moins une fraction de la phase solide séparée contenant le zirconium et/ou le hafnium au début du traitement de séparation sélective selon l'invention Dans ce cas, la teneur en matières solides en suspension est souhaitablement au moins égale à 5 g/l et préférentiellement de

à 200 grammes par litre de suspension.

A l'issue de cette séparation, la phase solide riche en zirconium et/ou hafnium constitue un concentré qui peut être valorisé selon les procédés

connus de l'homme de l'art.

De même, à l'issue de cette séparation, la phase liquide riche en uranium constitue la liqueur de valorisation de l'uranium, qui peut l'être par 30 un moyen connu, tel que la précipitation d'un diuranate alcalin Dans ce

dernier cas, il en résulte après séparation du précipité contenant l'uranium, une solution alcaline diluée qui peut être utilisée, dans le cadre du procédé selon l'invention, par recyclage à la précipitation du zirconium et/ou du hafnium en vue de la séparation sélective.

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Enfin, il a été constaté d'une manière surprenante que l'élimination sélective du zirconium et/ou du hafnium par précipitation au moyen d'une solution alcaline diluée favorisait l'obtention ultérieure d'un concentré uranifère de diuranate de sodium de pureté nettement améliorée en molybdène, ce dernier restant préférentiellement en solution lors de la précipitation de l'uranium. En pratique, le procédé selon l'invention peut être mis en oeuvre d'une manière discontinue ou continue et peut comporter, dans le cadre d'un processus industriel, les étapes suivantes: a La solution aqueuse carbonatée uranifère contenant entre autres impuretés du zirconium et/ou du hafnium et/ou du molybdène est portée à une

température d'au moins 40 C.

b Le réglage du p H de la solution aqueuse carbonatée et chaude s'effectue au moyen d'une solution aqueuse alcaline diluée contenant au plus 15 17 g de OH par litre.

c Le transfert de la suspension résultante de l'étape (b) qui est soumise à une "séparation/clarification" permettant de recueillir les phases

solide et-liquide constituant la liqueur de production de l'uranium.

d Le recyclage dans l'étape (a) de la phase solide résultante de 20 l'étape (c), renfermant le zirconium et/ou le hafnium.

e La valorisation de l'uranium par traitement au moyen d'un hydroxyde

alcalin de la solution uranifère provenant de l'étape (c).

f Le transfert de la suspension résultante de l'étape (e) qui est soumise à une "séparation/clarification" permettant de recueillir les phases 25 solide uranifère et liquide, éventuellement molybdénifère ultérieurement

valorisable par un moyen connu.

g Le recyclage d'au moins une fraction de la phase aqueuse alcaline diluée, éventuellement molybdénifère dans l'étape (a) du procédé.

Le procédé selon l'invention peut s'appliquer au traitement de toutes les solutions aqueuses carbonatées uranifères contenant entre autres impuretés du zirconium et/ou du hafnium et/ou du molybdène C'est ainsi, par exemple, qu'un tel procédé peut s'intégrer dans le cycle de traite5 ment de minerais uranifères, comportant aussi bien une attaque acide suivie d'une extraction par un solvant organique et d'une réextraction carbonatée, qu'une attaque alcaline au moyen d'une solution aqueuse contenant des ions C 03 et HCO 3

L'invention sera mieux comprise grâce aux exemples développés ci-après 10 à titre illustratif.

EXEMPLE 1

Cet exemple illustre la solubilité du zirconium et/ou hafnium dans une solution uranifère en fonction de la valeur du p H et la précipitation dudit zirconium et/ou hafnium au moyen d'une solution aqueuse alcaline 15 diluée et comparaison avec l'art antérieur.

Pour ce faire, on a utilisé 5 litres d'une solution aqueuse carbonatée uranifère ayant la composition suivante, exprimée en gramme par litre:

U 31,12

Zr et/ou Hf 1,41 Mo 2,16 Na 2504 88,00 Na 2 Co 3 81,80 Na HCO 3 10,12

Le p H de ladite solution uranifère avait une valeur 9,6.

Puis, on a préparé la solution aqueuse alcaline diluée, qui avait la composition suivante en gramme par litre, correspondant à la composition d'une solution alcaline diluée de recyclage provenant de la précipitation de l'uranium au cours d'un essai antérieur:

U 0,010

Zr et/ou Hf 0,001 Mo 2,200 Na 254 83,800 Na 2 CO 3 88,300

Cette solution alcaline diluée contenait également de l'hydroxyde de sodium exprimé en gramme par litre de OH pouvant varier selon les essais effectués, de 2,1 g/l à 68,0 g/l, tandis que la solution alcaline utilisée dans l'art antérieur était concentrée et contenait 327,0 g/1 de OH 10 (solution à 50 % en poids).

Puis, on a introduit dans un réacteur agité, de dimensions appropriées, la solution carbonatée uranifère et la solution alcaline diluée en contrôlant le p H à 25 C de la suspension obtenue par une circulation d'une aliquote de ladite suspension dans un échangeur thermique extérieur au 15 réacteur A l'intérieur du réacteur, le mélange résultant était maintenu

sous agitation, à une température de 900 C.

Les solutions uranifères à traiter et alcaline de traitement étaient in troduites simultanément dans la zone la plus fortement agitée du réacteur.

A la fin de l'introduction desdites solutions, la suspension obtenue 20 était maintenue pendant 1 heure à 90 C avec la même agitation, en présence d'une quantité de matière sache en suspension provenant d'opérations antérieures, équivalente à une concentration de l'ordre de 30 grammes par

litre de suspension.

On a, enfin, prélevé une aliquote de la phase liquide de la suspension

pour en effectuer l'analyse après qu'ait été réalisée la séparation de laphase solide.

On a réuni dans le tableau I ci-après toutes les conditions particulières d'expérimentation et les résultats correspondants:

TABLEAU I

,,,,,,

Caractéristiques de la solution aqueuse Concentration en OH Rapport du volume final Caractristiques dpalation sélective du (exprimée en g/1) (VF après traitement) p H final de Zr et/ou Hf au moyen de la sol alcaline de la solution au volume initial la suspensm e/u Haum ndelas e alcaline utilisée VI de la solution mesuré à lZr et/ou Hfj C soluble r Zr et/ou Hf pour la précipitat uranifère à traiter 25 C soluble en et LUJ du Zr et/ou Hf mg/l en mg/l en U ppm , , ,,r '

Art Antér.

Art Antér 327,0 compris 8,6 4563 36209 126019 (témoin)32, US 3 288 570 327,0 entre 1,0 9,5 263 19843 13254

US 3 288 570.

327,0 et 1,12 10,0 53 18994 2790

2,1 3,08 10,50 41,0 10100 4059

2,1 3,16 10,80 28; 0 9850 2843

2,1 3,14 11,30 17; 0 9920 1714

2,1 3,24 11,45 13,4 9600 1396

2,1 3,15 11,54 10,8 9910 1090

Invention 2,1 3,68 11,78 8,5 8450 1006

4,3 2,50 11,90 7,5 12450 602

6,4 2,06 12,00 7,0 15110 463

6,4 2,09 12,20 6,0 14810 403

4,3 2,60 12,50 4,0 890 4494

68,0 1,12 13,50 1,0 10 100000

, un tl M tn '-> 4 n LM 0) _ 9 Ainsi, de ce tableau, et contrairement à ce qu'exprime l'art antérieur, il apparaît être une nécessité de disposer de solutions aqueuses alcalines de traitement de faible concentration en ions OH pour aboutir à une séparation sélective très améliorée entre l'uranium d'une part, et le zirconium et/ou le hafnium d'autre part. De plus, le p H d'apparition des premiers précipités d'uranium alors que le zirconium et/ou le hafnium sont déjà quasiment précipités, est déplacé

vers les plus hautes valeurs passant de l'ordre de 10 pour l'art antérieur à 12,5 pour l'invention.

EXEMPLE 2

Cet exemple illustre les influences de la concentration initiale en ions

OH de la solution aqueuse alcaline et du p H après précipitation sélective du zirconium et/ou du hafnium sur la teneur en uranium du solide précipité et lavé obtenu après traitement par ladite solution alcaline.

Dans ce but, on a utilisé la même solution aqueuse carbonatée uranifère que dans l'exemple 1 qui a subi le même protocole expérimental au moyen

des mêmes solutions aqueuses alcalines citées dans ledit exemple 1.

A l'issue de ces expérimentations, les conditions particulières du protocole expérimental et les résultats correspondants, ont été consignés dans 20 le tableau II ci-après A\

TABLEAU II

Concentration en OH.

exprimée en g/1 p H final Rapport massique en %en poids de la solution al de la suspension en Z en poids caline utilisée pour mesuré à 250 C /(Zr et/ou Hf) la précipitation de dans le solide Zr et/ou Hf la Art Antér 327, 0 8,6 0,12 (témoin) 327,0 9,5 0,12

US 3288570 327,0 10,0 0,50

2,1 11,47 0,49

2,1 11,54 0,40

2,1 11,78 0,72

Invention 4,3 11,90 1,72

6,4 12,00 6,53

6,4 12,20 27,66

17,0 12,20 442,70

15 Dès lors, à partir de ce tableau II, qui confirme les résultats du tableau I, il apparaît bien nécessaire de disposer de selutions aqueuses alcalines de traitement de faible concentration en ions OH pour aboutir à une sépa20 ration sélective très améliorée entre l'uranium d'une part et le zirconium et/ou hafnium d'autre part et ce, contrairement aux suggestions de l'art antérieur. Il en découle un constat qu'il est possible d'opérer à des p H plus élevés que ceux de Plart antérieur et ainsi obtenir une meilleure séparation sé25 lective entre l'uranium, le zirconium et/ou le hafnium, tout en ayant des pertes fatales en uranium du même ordre de grandeur que celles de l'art antérieur alors que l'on attendait des pertes en uranium infiniment plus importantes pour aesdits p H. Enfin, pour des p H correspondant à des valeurs proches de la limite supé30 rieure de p H préconisée selon l'invention, on constate que la solution aqueuse alcaline de précipitation sélective ne doit pas dépasser la il

concentration limite en OH de 17 g/1 Dans le cas o la concentration en OH est supérieure à 17 g/l, les pertes en uranium deviennent prohibitives.

EXEMPLE 3

Cet exemple illustre l'intérêt de recycler le précipité de zirconium et/ ou hafnium dans la zone de traitement de la solution uranifère carbonatée

au moyen de la solution aqueuse alcaline diluée.

Selon le procédé de l'invention et dans une première séquence R 1, cinq

litres de la même solution carbonatée uranifère décrite dans l'Exemple 1, 10 dont le p H initial était de 9,6 a été porté à la température de 90 C.

Puis, la solution uranifère chaude était traitée au moyen de la solution

aqueuse alcaline diluée de concentration en OH égale à 2,1 g/1 introduite à environ 30 minutes jusqu'à l'obtention d'un p H = 11,9.

Après l'introduction de la solution aqueuse alcaline, la suspension ré15 sultant du traitement était maintenue sous agitation à la température de

C pendant un temps de 60 minutes.

A l'issue de cette première séquence, on a mesuré le diamètre moyen des particules en suspension à l'aide d'un compteur "COULTER" Puis on réalisait la séparation du précipité zirconifère d'avec la solution uranifère 20 purifiée, la séparation s'effectuant par filtration sur toile en polypropylène "Fyltis" ( 560 6 qualité 2601/BV) de surface filtrante égale à cm Le précipité zirconifère obtenu au cours de cette première séquence de traitement était introduit lors d'une deuxième séquence R 2 dans cinq litres de la même solution uranifère à traiter, la suspension ainsi obtenue subissant le même protocole que le traitement de la séquence R 1,

c'est-à-dire, même température, même p H et même durée.

On a ainsi réalisé de proche en proche six séquences de traitement numérotées de R 1 à R 6 à l'issue desquelles on a systématiquement mesuré le 30 diamètre moyen des grains obtenus par l'intermédiaire de l'appareillage précité, ainsi que les débits spécifiques de filtration à partir d'un

litre de suspension.

2553750 12 Tous les résultats ont été rassemblés dans le tableau III ciaprès:

TABLEAU III

la Diamètre moyen Passant à Refus à 15 Débit spécifique des partieules No Séquence des particules 3 micron- micron: I de filtration produites en exprimés en "a exprimés en % en 1 h-l m-2 micron {

R 1 3,57 41,7 3,5 570

R 2 3,83 33,7 1,2 1320

R 4,54 23,1 1,0 ' 2340

R 4 5,63 13,9 3,1 2940

R 5 7,82 2,7 4,5 4760

R 68,03 2,1 5,1 4870

8,03 2,15,

EXEMPLE 4

Cet exemple illustre l'influence bénéfique de l'élimination la plus complète possible du zirconium et/ou hafnium sur l'obtention ultérieure d'un 15 diuranate de sodium de pureté très améliorée en molybdène par précipitation sélective au moyen d'une solution alcaline diluée, selon l'invention.

Dans ce but, on a utilisé une solution aqueuse uranifère carbonatée, ayant la composition suivante exprimée en gramme par litre: U Zr et/ou Mo Na 25 04 Na 2 C 03 Na HC 03 31,22 Hf quantités indiquées dans le tableau IV

2,16 88,00

81,81 10,12

Le p H de ladite solution uranifère avait une valeur de 9,6.

13 2553750

On a alors traité, lors de trois essais A, B, C, et pour chacun d'entre eux, un litre de ladite solution au moyen d'une solution aqueuse d'hydroxyde de sodium 4 N à 90 C pendant une heure, en maintenant une agitation permanente On a ainsi précipité la quasi totalité de l'uranium et du zirconium présent sous la forme de sels alcalins. Après séparation et lavage de la phase solide, on a dosé la quantité de zirconium et/ou hafnium et de molybdène présents dans le diuranate de

sodium précipité.

Dans un quatrième essai (essai D) on a utilisé un litre d'une solution 10 carbonatée uranifère provenant du traitement d'une solution uranifère dont la composition a été définie dans l'exemple 1, selon le procédé de l'invention. A partir de cette solution (D) on a précipité la quasi totalité de l'uranium et du zirconium présents en les précipitant sous la forme de sels 15 alcalins au moyen d'une solution aqueuse d'hydroxyde de sodium 4 N. Après séparation et lavage de la phase solide, on a dosé le zirconium

et/ou l'hafnium et le molybdène présents dans le diuranate de sodium précipité.

Les conditions particulières du protocole expérimental et-les résultats 20 correspondants ont été consignés dans le tableau IV ci-après: 14 - E

TABLEAU IV

Composition en g/l de la liqueur Fraction massique en p p m carbonatée uranifère avant par rapport à l'uranium précipitation du diuranate dans le précipité Référenoe de sodium d'uranate de Na lavé essais Zr et/ou Hf Mo U Zr et/ou Hf Mo en g/1 en g/1 en g/1 U U en ppm en ppm

A 0,791 2,16 31,22 25400 1020

B 0,440 2,16 31,22 13179 625

C 0,197 2,16 31,22 6300 268

D 0,006 2,20 20,80 220 100

Ce tableau révèle qu'une élimination poussée en zirconium permet d'évi15 ter ou de limiter la rétention du molybdène dans le diuranate de sodium conduisant à une pureté beaucoup plus améliorée que celle préconisée par

la norme ASTM né C 967-81, c'est-à-dire inférieure à 1000 ppm par rapport à l'uranium.

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Claims

REVENDICATIONS

1 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène permettant d'obtenir 5 ainsi une liqueur uranifère de pureté très améliorée, comportant une précipitation de zirconium et/ou de l'hafnium par introduction d'un hydroxyde alcalin, puis séparation du précipité zirconifère contenant éventuellement du hafnium et/ou du molybdène d'avec la solution uranifère résultante appauvrie en impuretés contenant encore éventuellement du molybdène, 10 caractérisé en ce que, dans le but d'accroître l'élimination du zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, la solution aqueuse carbonatée uranifère est traitée au moyen d'une solution aqueuse alcaline diluée contenant

au plus 17 g/l d'au moins un hydroxyde alcalin exprimé en OH-, en une quantité telle que le p H résultant soit impérativement supérieur à 11, 15 mais généralement compris entre 11,8 et 12,5.

2 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, selon la revendication 1, caractérisé en ce que la solution aqueuse alcaline diluée con20 tient entre 1 et 10 g/l de OH et préférentiellement entre 2 et 8 g/1

de OH-.

3 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, selon l'une quel25 conque des revendications 1 ou 2, caractérisé en ce que on porte ladite

solution aqueuse carbonatée uranifère à une température au moins égale

à 40 C et préférentiellement choisie dans l'intervalle 80 C et la température d'ébullition.

4 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse car30 bonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins

des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que on recycle en

tête du traitement selon l'invention au moins une fraction de la phase

solide séparée contenant le zirconium et/ou le hafnium.

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Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, selon la revendication 4, caractérisé en ce que la teneur en matière solide de la sus5 pension en tête du traitement obtenu par recyclage d'au moins une fraction du précipité contenant le zirconium et/ou le hafnium, est au moins égale à 5 g/l et préférentiellement comprise entre 100 et 200 g par litre

de suspension.

6 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse car10 bonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins

des éléments zirconium et/ou hafnium et/ou molybdène, selon l'une quelconques des revendications 1 à 5, caractérisé en ce que la solution aqueuse

alcaline diluée de traitement est la solution alcaline résultant de la

valorisation de l'uranium sous forme d'un diuranate alcalin.

7 Procédé de séparation sélective de l'uranium en solution aqueuse carbonatée d'avec des impuretés solubles dont en particulier l'un au moins des éléments zirconium et/ou hafhium et/ou molybdène, selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en ce que l'hydroxyde alcalin

est préférentiellement choisi dans le groupe des hydroxydes de sodium et 20 de potassium, seuls ou en mélange.