Procédé de retraitement d'un combustible nucléaire épuisé et de préparation d'un oxyde mélangé d'uranium-plutonium

La presente invention concerne un procede de retraitement de combustible nucleaire epuise et de preparation d'un oxyde d'uranium-plutonium melange dont le procede comprend : a) la separation de l'uranium et du plutonium des produits de fission, l'americium et le curium qui sont presents dans une solution nitrique aqueuse resultant de la dissolution du combustible en acide nitrique, cette etape comprenant au moins une operation de coextraction de l'uranium et du plutonium de ladite solution par une phase de solvant, b) la partition de l'uranium et du plutonium coextractes en une premiere phase aqueuse contenant du plutonium et de l'uranium, et une seconde phase aqueuse contenant de l'uranium mais pas de plutonium, c) la purification du plutonium et de l'uranium qui sont presents dans la premiere phase aqueuse et d) une etape de co-conversion du plutonium et de l'uranium en oxyde melange d'uranium et de plutonium. Citons comme applications de l'invention : le retraitement de combustibles nucleaires bases sur l'oxyde d'uranium ou sur l'oxyde melange d'uranium et de plutonium.