第五章授课(5.4.7、5.4.8)

1、5.4.7 Purex流程对处理不同乏燃料的适应性l 前面介绍的Purex二循环流程，一般只适用于处理生产堆乏燃料。l 随着反应堆工程和后处理工业的发展，针对不同类型的燃料元件，发展了许多Purex变体流程。 如适用于处理动力堆和快堆乏燃料元件的Purex三循环及其各种改进流程； 适用于处理高浓铀燃料元件的TBP25流程 适用于处理钍燃料元件的各种Thorex流程等等。有关生产堆乏燃料的特点和萃取分离过程，已在研究Purex二循环时作了比较详细的讨论。下面对其它流程的特点及处理各种乏燃料的适应性作简要的介绍。5.4.7.1 动力堆乏燃料的萃取分离1. 动力堆乏燃料的特点l 随着核电工业的发展，

2、动力堆乏燃料后处理的重要性与日俱增。和生产堆乏燃料相比，动力堆乏燃料的不同特点主要表现在下面几方面。（1）燃料富集度较高 生产堆燃料一般使用铝壳天然铀元件，而动力堆燃料绝大多数使用富集度为25的低浓铀，并用不锈钢或锆合金作包壳材料。（2）乏燃料的比活度高 生产堆乏燃料由于受240Pu含量的限制，一般的燃耗只有几百MWd/t(U)；而动力堆乏燃料的燃耗高达几千至几万MWd/t(U)。由此带来动力堆乏燃料的比活度要比生产堆高得多，即使冷却150d后，每吨铀的放射性活度仍达几千万GBq。（1016Bq/t(U)）（3）钚镎等超铀元素的含量高 由于动力堆的高比功率和高燃耗，使乏燃料中钚、镎、镅、锔等超

3、铀元素的含量增加。比如，生产堆乏燃料中的钚的含量仅为0.20.6kg/t(U)，而轻水堆（压水堆、沸水堆）乏燃料中的钚的含量却比它高10倍以上，达到810kg/t(U)；除钚以外的超铀元素含量，前者约为0.002kg/t(U)，而后者却高达1 kg/t(U)左右。（4）裂片元素的相对组成发生变化 动力堆乏燃料与生产堆乏燃料相比，不但裂片元素的总量大大增加，而且各裂片元素相对组成也发生了变化。比如，钌的相对含量增高，氚的含量达到在废气处理中必须认真考虑的程度等。 铀富集度为5的二氧化铀燃料元件，辐照至燃耗深度为33000MWd/t(U)，冷却150d后的乏燃料特性列于表5-25。表5-25 动力

4、堆乏燃料特性比活度1.671017Bq/t(U)La1250元件余热0.2W/kgMo3450主要锕系元素含量，g/t(U)Nb13U955000(99%)Nd3900Np760(0.079%)Pd1300Pu9100-10000(0.9-1%)Pm110Am150(0.016%)Pr1200Cm35(0.0036%)Rh390锕系元素总量965000g/t(U)Ru2250主要裂片元素含量，g/t(U)Sr880Ba1400Te560Ce2850Xe5400Cs2700Y470I270Zr3650Kr370裂片元素总量35000g/t(U)注：1. 反应堆中，铀消耗：4.5%；生成：超铀元素

5、1裂片元素3.5%4.5%2. 乏燃料中，锕系元素总量为965000g/t(U)、裂片元素总量为35000g/t(U)，分别约为投料量的96.5%和3.5%。轻水堆乏燃料的组成堆 型压水堆沸水堆235U投料量（g/kgU）33.0(3.3%)25.6(2.56%)燃耗（MWd/kg）33.027.5辐照过核燃料的组成（g/kg）235U8.46.2236U4.23.3238U945.0953.0239Pu5.34.6240Pu2.42.1241Pu1.20.9242Pu0.40.4其它锕系元素(镎、镅、锔)*0.50.90.40.7裂变产物32.528.0* 237Np的含量约0.40.8 g

6、/kg，由238Np衰变生成的238Pu含量约为0.030.05 g/kg其它锕系元素(镎、镅、锔)，一般称次锕系元素（Minor） 2. Purex流程对处理动力堆乏燃料的适应性 动力堆乏燃料的上述特点给后处理带来的主要困难是有机溶剂的辐照损伤、临界安全和某些特殊裂片元素的净化等问题。为了使得Purex流程能满足动力堆乏燃料萃取分离的特殊要求，必须在生产堆乏燃料处理流程的基础上，采取一系列强化去污、减轻溶剂降解和保证临界安全的措施。这些措施归纳起来有以下几个方面：（1）增加Purex流程的循环数l 由于动力堆乏燃料比活度高，因此要求处理流程达到更高的净化系数。 一般说来，对铀要求大于106，

7、对钚要求大于107。 Purex二循环流程加尾端处理或Purex三循环流程的净化系数对铀可大于107，对钚可大于108，所以都能较好地满足动力堆乏燃料的净化要求。l 采用二循环加尾端处理流程时，铀的最终纯化一般是用硅胶吸附。 这对去除锆、铌较为有效，但不易实现过程的连续化。l 钚的最终纯化一般用胺类萃取或阴离子交换。 胺类萃取对铀、钚分离和对裂片元素的去污效果都比较好，但在萃取过程中有可能生成第三相。此外，一个工厂使用两种有机萃取剂，也使溶剂处理系统变得比较复杂。 离子交换法不但对裂片元素去污和铀、钚分离能取得好的效果，而且对产品液还有一定的浓缩作用。但临界安全方面存在一定的问题，不太适用于大

8、型工厂。l 因此处理动力堆乏燃料以Purex三循环流程较为合适，也有采用四循环流程的。l 图5-50为美国巴威尔后处理厂处理燃耗为40000MWd/t(UO2)燃料的原则流程图。动力堆乏燃料中镎的含量较高，因此安排流程时需要考虑它的回收。1AW萃残液硝酸钚产 品钚反萃钚萃取钚反萃钚萃取钚反萃铀 钚共萃取铀反萃铀萃取铀反萃硅胶柱镎、钚、铀共萃取钚反萃铀萃取铀反萃镎、铀共反萃硝酸铀酰产品铀产品裂片元素钚回收镎初产品图5-50 处理动力堆乏燃料的流程示意图l 在流程结构上，铀、钚分离过程一般置于第一溶剂萃取循环。 如果在第二萃取循环中进行铀、钚分离，虽然可以减少高放区的设备数目，当一循环操作波动产生

9、放射性后移时，能在净化方面留有调节余地，但这种安排会使两个萃取循环的设备都比较大，而且铀中去钚与钚中去铀的分离系数都不易得到保证。 在一循环进行铀、钚分离就可以避免这些缺点，而且铀钚分别在各自的净化循环中进一步去污与相互分离，灵活性较大，可采用针对性更强的工艺参数。（2）适当改变Purex流程的工艺参数l 共去污是Purex流程关键一环。 在保证高的铀、钚和镎收率的前提下，一循环所选用的工艺条件应尽可能提高对裂片元素的净化系数，以减少高放操作所用的设备。 一循环对裂片元素的净化系数可达103104，而其余的萃取循环中，由于只去除那些与铀、钚萃取行为更为接近的裂片元素，因而净化系数要低得多。l

10、因为动力堆乏燃料中钚和钌的相对含量较高，所以共去污萃取器通常采用高酸进料（23mol/l）、高酸洗涤（24mol/l）的操作方式。 高酸进料可以防止钚的歧化；高酸洗涤有利于钌的去污。 虽然高铀饱和度可强化对裂片元素的去污，但因钚的浓度较高，过分提高铀饱和度将造成钚的内循环，导致钚带在萃取器内向水相出口端移动并增加钚在萃取器的积累，从而将引起钚的大量流失，有时甚至可能发生临界事故。0.560.820.36 有机相的铀饱和度仍取为70左右，与生产堆乏燃料处理时的取值基本相同。l 从共去污循环得到的水相铀溶液，可不用浓缩经调酸后即可作为铀净化循环的萃取料液(稀流程)。 若将上述水相铀溶液进行蒸浓，将

11、使其中夹带的少量有机溶剂降解。 这些降解产物进入萃取系统中，会使界面污物增加。而界面污物又能吸附大量的放射性物质，从而降低对裂片元素的净化效果。显然，料液不浓缩可以减轻这一不利影响。 基于同样的原因，铀净化循环也采用高酸进料、高酸洗涤的操作方式。 为了兼顾对锆、铌的净化，还可采用双酸洗涤。（3）采取强化去污的措施l 料液进入萃取循环之前，进行氧化预处理是重要的除钌措施之一。 在料液中通入臭氧，可使钌氧化成四氧化钌而挥发掉，其反应为： Ru4+ + 2O3 + 2H2O RuO4+2O2 4H+ 一般说来，除钌速度随着溶液温度的增加而加快，改善溶液与臭氧的接触也有利于除钌。 但四氧化钌不够稳定，

12、当与设备或管道壁接触时，易被还原成二氧化钌而沉积在内壁上。此外，臭氧的价格也较贵。l 另一种更为简单的预处理方法是把纯氧气通入加热到100左右的料液中这时能把某些被TBP萃取的钌化物转变为不易被萃取的形式。l 第三种料液预处理方法是用KMnO4溶液来氧化钌，在氧化过程中KMnO4本身被还原为MnO2。MnO2在沉淀过程中又可载带大量的锆、铌和相当一部分其它裂片元素。MnO2沉淀物可用过滤或其它方法除去。但这种方法只有在料液酸度较低时才有效，当酸度达到0.5 mol/l时，MnO2沉淀对锆、铌的吸附量会明显减少。l 用亚硝气处理料液也是改善钌净化效果的有力措施之一。 前已述及亚硝酰钌的硝酸根络合

13、物较亚硝酸络合物更易为TBP萃取。因此使料液中亚硝酰钌的硝酸根络合物转化为亚硝酸根络合物，能改善共去污过程对钌的去污。 实践表明，在一定条件下，将亚硝气（NO和NO2的混合气体）通入料液，有可能使钌的净化系数提高24倍。l 在铀、钚共去污萃取系统中引入氟离子，可以显著提高对锆的净化系数。 在热中子反应堆中，锆的产额要比钌、铌大得多。所以在处理高燃耗热中子反应堆乏燃料时，在共去污萃取体系中，引入氟离子对降低萃出物流的放射性水平，减轻后续过程对锆净化的负荷，减少溶剂的辐射降解等都有重要意义。 氟离子一般加到共去污萃取器的料液中。加入的氟离子能与锆络合，生成一系列锆氟络合物。没被氟络合的锆离子和与一

14、个氟离子络合的锆都能被TBP萃取，而与两个或更多个氟离子络合的锆则不能被TBP萃取。 因此当共去污萃取体系中，有足够的氟离子存在时，绝大部分的锆都将转变成不被TBP萃取的锆氟络合物，从而大大提高对锆的净化效果。 但钚的四价离子也能与氟离子络合形成不被TBP萃取的络合物。因此氟离子的加入量必须控制在使大部分锆转变成不被TBP萃取，而钚基本不与氟离子发生络合的范围内。（4）提高溶剂质量，减小溶剂辐射损伤l 采用稳定性比煤油更好的稀释剂，如正十二烷或原子数为1012的正烷烃混合物，可以减轻稀释剂的降解。l 强化污溶剂的处理措施，如采用真空急骤蒸馏法使污溶剂再生，将可改善循环使用的溶剂质量，从而提高萃

15、取分离的效果。l 采用离心萃取器可以大大减轻有机溶剂的辐射降解，因为物料在离心萃取器内的停留时间很短，仅为混合澄清槽的几十分之一，这实际上也就延长了溶剂的使用寿命。（5）增设保证临界安全的措施l 对于生产堆燃料，由于铀的富集度（一般用天然铀）和钚的浓度都较低，因而在溶剂萃取分离过程中，除钚净化要采取有效的临界安全措施外，其它分离过程不必考虑临界安全问题。l 但对动力堆乏燃料，铀的富集度和钚的浓度都相对增高，因而在整个溶剂萃取循环过程中均必须采取一定的措施来保证系统的临界安全。3. 典型的动力堆乏燃料处理流程 图5-51是巴威尔后处理厂溶剂萃取分离部分的流程图。这个工厂是20世纪80年代专为处理

16、商用压水堆和沸水堆乏燃料而设计的。它在通常情况下处理燃料的富集度不超过3.5（或等量的钚）、平均燃耗在35000MWd/t以下。但设计指标也允许处理富集度高于5、平均燃耗达40000MWd/t的乏燃料。 该流程的主要技术经济指标为：1） 铀的回收率98.5；钚的回收率大于98.5。2） 硝酸铀酰产品的总放射性活度低于天然铀水平25kBq/g(U)。由于超铀元素的存在，特定每克铀产品的放射性活度为25Bq(相当于10ppb的钚所具有的放射性活度)。3） 钚产品中含铀量小于100ppm。每克钚的总放射性活度小于1.5MBq，其中ZrNb的放射性活度小于0.19MBq。4） 整个工厂不排放放射性废液

17、。并使排出废气中的放射性核素得到最大限度的控制。附注：后处理回收的铀产品和钚产品中，对、放射性比活度不超过： U： 2.48104Bq/gU； 5.92103Bq/gU；（共3.07104Bq/gU） 250Bq/gU，其中Pu的贡献为167Bq/gU，Np为83Bq/gU Pu： 1.9104 Bq/gPu3.7104 Bq/gPu图5-51. 巴威尔后处理厂溶剂萃取净化流程剪切首端过程化学分离过程尾端过程钚线二循环钚线三循环共去污循环铀线二循环下面简述巴威尔流程的工艺过程及其特点：（1）去壳、溶解和料液制备l 该厂使用的剪断浸取法制备萃取料液。剪切机由法国圣戈班新技术公司提供的。首先把长6

18、m、截面积为0.30.3m2的燃料元件剪切成2.512.5cm长的小段。l 剪断后的燃料元件送入半连续溶解器中溶解：剪断后的燃料元件进入接收筐中，该筐位于有三个隔室的半连续溶解器的第一个隔室中。硝酸连续进入此隔室，溶解铀得到的浸取液也从此隔室连续排入调料罐中。然后支撑此筐的溶解器旋转到第二个隔室。在那里再加入硝酸，使燃料块中残留的燃料完全溶解。最后，再将此筐和废包壳旋转到第三个隔室，以便用水洗来回收残留的浸取液。收集到的溶液送调料罐。为了保证临界安全，溶解元件所用的HNO3溶液中含有2.5g/l钆(Gd)（钆以硝酸盐形式存在，另一篇资料为5.6g/l的硝酸钆）。l 在调料槽中加入N2O4，使钚

19、稳定在四价状态。必要时还要加入适量的水和HNO3，以便把料液中的铀和硝酸浓度分别调到1.2mol/l和2.44mol/l。料液在进入上料槽之前，必须用离心过滤机除去悬浮固体。附注：N2O4实际上是二氧化氮的二聚体，常与二氧化氮混合存在构成一种平衡态混合物，它能溶于水生成硝酸和亚硝酸：2NO2 + H2O HNO3 + HNO23HNO2 HNO3 + 2NO + H2O2NO + HNO3 +H2O 3HNO2因此，N2O4的调价实际上是亚硝酸替代了常规采用的亚硝酸钠，从而实现了调价无盐化。（2）共去污l HAF料液连续地送入溶剂萃取系统的共去污循环。 共去污工序的萃取段（HA）由10级离心萃

20、取器组成，而洗涤段（HS）为脉冲塔。其中，离心萃取器也是从法国圣戈班新技术公司进口的Robatel型多级离心萃取器。 在HA离心萃取器中，99以上的铀、钚及不到1的裂变产物被萃入HAX溶剂相，而99以上的裂变产物和钆留在HAW高放废液中。 在洗涤段用3mol/lHNO3作洗涤液（HSS），大约可洗去萃取液流中裂变产物的70。 整个共去污循环技术上比较新颖的地方是使用了离心萃取器。（3）铀、钚分离l 流出HS塔的萃取液HSP中的铀和钚在1B电解脉冲塔内进行分离。 钚从溶于有机相的四价状态被电解还原到不溶于有机相的三价状态，并随反萃剂1BX转入水相。 铀、钚分离工序在技术上的创新之处是使用了电解脉

21、冲塔。l 这种电解塔的剖面示意图如图5-52所示。 一个能够渗透电解质溶液的氧化铝管D把整个塔分隔成内、外两部分，外部为环形的阳极室G，内部为圆筒形的阴极室C。 在阴极室的横截面上安装有彼此保持固定间距的筛板F，进而使阴极室能作为脉冲塔使用。 在环形阳极室G内，装有由防腐金属丝网制作的圆桶形阳极。整个阳极室内充满浓度约为3 mol/l的硝酸水溶液。 在柱中心位置的阴极室C内，有一系列由类似上述金属网所制成的圆盘形阴极B。这些圆盘形阴极分布在筛板之间并安装在阴极中心轴A上。 所有筛板也通过绝缘子固定在中心轴A上。在阴极室C中如同通常的脉冲塔内一样，有机分散相向上流动而水相连续相向下流动。 有机相

22、为溶于30TBP的硝酸铀酰及四价硝酸钚的萃合物，而水相则为硝酸铀酰、三价和四价硝酸盐的HNO3水溶液。 当电流从阳极流向阴极时，发生了下列氧化还原反应： 在阳极室 2H2O O2+ 4e- + 4H+ 在阴极室 UO22+2e- + 4H+ U4+ + 2H2OU4+ + 2Pu4+ + 2H2O 2Pu3+ + UO22+ 4H+ 当有机相向上流过阴极室时，逆流的HNO3反萃取剂将四价钚反萃到水相。反萃钚后的有机相从电解脉冲塔的顶部排出，而含钚水相反萃液（1BP）则从塔的底部排出。 由于反萃取液具有较高的HNO3浓度和高的反萃流比（O/A=7/1，所以反萃取液中铀的含量小于进料液中铀量的2。

23、l 在1B塔中，电解还原未被反萃取的微量钚，被羟胺作（支持）还原剂（含支持还原剂肼的硝酸溶液）1BX反萃取。1B塔内铀中去钚的净化系数可达200左右。这种铀、钚分离体系的优点是不引入像氨基磺酸一类的非挥发性物质。l 在铀钚分离的1B萃取器中，为提高钚中去铀分离系数，通常由反萃段和补萃段组成。而巴威尔厂铀钚分离采用电解柱，同时增设采用2.9mol/lHNO30.2mol/lN2H4进行补充反萃钚，因而，实际上1B柱由电解反萃段和补充反萃段组成。由于补充反萃剂的酸度较高，且高的反萃流比（O/A=6.9/1）故不设铀补萃段。这是巴威尔厂铀钚分离的第二个创新之处。l 在1C塔中用0.07mol/l的H

24、NO3溶液作反萃剂，把1BU萃取液中的铀定量转移到水相。（4）铀的净化l 铀的净化是通过第二溶剂萃取循环和硅胶吸附来完成的。 1C塔的产品液流（1CU）经蒸发浓缩、酸化后通过2D塔。 2D塔中铀被30TBP溶剂（2DX）所萃取，萃取液（2DU）用含有羟胺和肼的稀HNO3溶液（2DS）洗涤，以除去铀中夹带的微量钚和裂变产物，并使它们留在2DW萃余液中。 2DU中的铀在2E塔中用0.01mol/l的HNO3溶液进行反萃取。反萃取液经蒸发浓缩后送硅胶吸附处理，以进一步除去大部分残留的裂变产物。（5）钚的净化l 从电解脉冲塔得到的1BP含钚溶液，在另外两个溶剂萃取循环中进行钚的纯化操作。 先在料液中加

25、入N2O4，使料液重新酸化并将钚氧化为四价。 在2A萃取器中，仍用30TBP溶剂（2AX）作萃取剂，用1mol/l的HNO3水溶液（2AS）作洗涤剂，通过分馏萃取进一步去除料液（2AF）中的裂变产物，使萃取液（2AP）中裂变产物含量降低到进料时的1以下。 在2B塔中用0.35mol/l HNO3作反萃剂（2BX），将2AP产品液中的钚和微量铀反萃取到水相。为了防止钚的水解，反萃取液中的HNO3浓度不能低于0.35mol/l，否则便会生成不溶性的钚聚合物这些聚合物不被TBP萃取而沉积在设备中，由此有可能引起管道堵塞和临界事故。 钚在第三个净化循环的3A萃取器中，再次通过30TBP萃取和1mol/

26、l的HNO3洗涤，钚对裂变产物的净化系数又增大100倍。 在3B塔中，用含有肼和羟胺的1mol/l HNO3反萃取剂（3BX）完成钚的还原反萃取，而铀仍留在有机相（3BW）中。水相钚产品液（3BP）中的微量铀再用有机溶剂（3BS）来洗涤，以将铀含量减到钚的0.01%以下。 反萃所得到的稀硝酸钚产品液，先用HNO3酸化，再用正十二烷稀释剂在3PS塔中进行洗涤（或捕集）以除去溶液中夹带的TBP。最后在3P浓缩器中进行蒸浓，得到硝酸钚产品溶液，然后进入尾端过程，转化成PuO2。（6）液流再循环l 有机相回流：从2B塔和3B塔排出的含有铀、钚的有机溶液混合后，返回1B电解脉冲塔使用。l 水相回流：从2

27、D、2A 和3A塔及3P浓缩器中排出的含铀、钚的水相溶液也先进行混合，然后用N2O4把其中的钚氧化到四价，最后在1S塔中用30TBP萃取混合物中的铀和钚，所得到的萃取液（1SP）返回到HA离心萃取器上部的第三级。（实际上是第7级）（7）溶剂处理l 为了防止对产品的污染，采用两个独立的污溶剂处理系统。 第一个系统用来处理放射性水平较高的1CW和铀、钚分离及钚净化循环的污溶剂。 第二个系统单独用来处理铀净化循环的低放污溶剂2EW。 两个系统都按碳酸钠溶液洗涤、过滤、HNO3洗涤的程序来进行，但第一个高放处理系统还要附加第二次碳酸钠溶液洗涤。（8）废物处理l 高放废液HAW和1SW用蒸发浓缩处理，含

28、有HNO3的蒸汽冷凝液循环使用，浓缩后的高放废液暂存在不锈钢槽中待以后固化处理。l 为了最大限度地控制气体放射性核素的排放，工厂所有的废气都要进行处理。 废气组成主要是从剪断浸取工序释放出的裂变产物和溶解器排出的尾气。这些气体先经除尘器、冷凝器、装有硝酸汞的碘洗涤器和NOx吸收器等净化和回收装置进行处理，然后再将NOx吸收器排出气体与从溶剂萃取系统来的气体混合，并流经第二个碘吸收器和高效粒子过滤器。最后从100m高的烟囱将这些净化处理后的气体排入大气。l 由于该流程广泛采取液流循环复用的措施，因而水的净消耗量仅为2m3/h。过量的水经汽化后也从烟囱排出。整个工厂没有放射性废液排入周围环境中。从

29、废气带出的主要放射性核素是氚和85Kr。100m高的烟囱为这些核素的排放提供了足够的稀释与分散条件。5.4.7.2 快堆乏燃料的萃取分离1. 快堆乏燃料的特点l 生产堆、动力堆和快堆三种不同堆型的乏燃料比较起来，快堆乏燃料的特点更接近动力堆乏燃料，但它们彼此之间也存在很大的差别。 下面以液态金属冷却快中子增殖堆（LMFBR）乏燃料为例，分析一般快堆乏燃料的特点、及其后处理过程。 LMFBRLiquid Metal Fast Breeder Reactor LWRLight Water Reactor LMFBR燃料与轻水堆燃料的各种性能参数列于表5-26。表5-26 LMFBR和LWR乏燃料的

30、主要差别性 能 指 标LMFBRLWR冷却剂钠水包壳材料不锈钢锆合金燃料棒直径，cm0.60.81.01.2反应堆比功率，MW/t(重金属)堆 芯98堆芯和增殖材料的平均值49.330燃耗，MWd/t(重金属)堆 芯67600堆芯和增殖材料的平均值3700033000冷却150d后的燃料比功率kW/t(重金属)堆 芯52堆芯和增殖材料的平均值2820冷却150d后堆芯和增殖层的混合组成，wt%铀85.095.4镎0.0250.075钚10.30.9镅0.0350.014锔0.00110.0047裂变产物3.93.1冷却150d后堆芯和增殖层混合材料的比活度，TBq/t(重金属)氚38.925.

31、585Kr312.0407.0131I0.1310.082锶6012.56438.0铈5624.011877.0钌44770.018500.0总计258260.0159470. 0LMFBR与LWR相比：反应堆比功率：高1.64倍燃耗：高2.1倍（堆芯）；高1.12倍（堆芯和增殖材料的平均值）冷却150d后的燃料比功率：大2.6倍（堆芯）；大1.4倍（堆芯和增殖材料的平均值）超铀元素：高10.4倍裂变产物比活度：大1.62倍氚含量：大1.53倍131I含量：大1.6倍钌含量：大2.42倍表5-26，几种堆型的乏燃料的特点堆 型石墨气冷堆轻水堆快中子堆初始燃料天然金属铀低富集( DPu() DT

32、h() DPu()，在Purex流程中，铀、钚一般可以达到很高的收率（99.9%）；而在Thorex流程中，钍的收率通常要低一些（99.0%），并且要保持较高的盐析强度，才能达到这一要求。l 在Purex流程中，铀、钚分离可依靠把Pu()还原为Pu()来实现；但在Thorex流程中，钍只有Th()一种氧化态，铀、钍分离只能在一定条件下，依靠DU()、DTh()之间的差别来实现。l 如以低浓TBP进行铀的选择性萃取或以稀HNO3溶液进行钍的选择性反萃。因而，铀、钍分离比铀、钚分离要困难一些。（4）缺酸条件的应用l 在Thorex流程中，对233Pa及裂片元素的去污不能像Purex流程那样，依靠提

33、高溶剂相的铀饱和度来强化。由于钍在溶剂相中的溶解度受到形成三相的限制，因而有机相中的钍饱和度不能太高，去污要求只能主要靠将料液调成缺酸条件或强化洗涤条件来达到。l 所谓缺酸即是指溶液中阳离子与NO3-的比值要比按化学分子式计算的值为大。在此条件下，铝或钍等元素将以部分水解状态，如Al(OH)(NO3)2或Th2(OH)(NO3)7的形式存在。缺酸溶液仍具有酸性，其pH值约为2-4。一般缺酸条件可用加碱（NH4OH、NaOH）中和或蒸煮破坏硝酸等办法来实现。l 总而言之，所有各类Thorex流程工艺条件的选择，都必须根据上述特点来进行。5.4.8 溶剂降解及其对萃取过程的影响l 影响溶剂萃取工艺运行性能和产品纯度的最重要的单个参数是溶剂的质量。溶剂萃取接触器的水力学稳定性和重金属对裂变产物的去污效果是溶剂质量的直接反映。Purex流程的大量运行经验表明，在运行过程中，溶剂的稳定性将直接影响萃取过程中铀、钚的收率，裂片元素的去除，以及萃取器能否长期稳