[拼音]：heranliao shuifa houchuli

[外文]：aqueous reprocessing of nuclear fuel

用沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离方法处理辐照核燃料的工艺过程，是核燃料后处理中通用的一类方法。

核燃料水法后处理的第一步是先用机械法或化学法脱去燃料元件的外壳，将元件芯体（金属或氧化物）溶于硝酸中，这一步骤称为首端处理；对不锈钢或锆合金包壳燃料元件则采用切断－浸取的方法，即将元件切成小段，然后用硝酸将芯体浸取，而外壳不溶解。第二步是溶解液进入分离过程，分离过程是核燃料后处理的核心环节，它的作用是除去裂变产物，回收未用尽的和新生成的核燃料物质并进行分离。第三步是将分离纯化后的中间产品进行补充净化、浓缩及转化为所需的最终形态，称为尾端处理。

在后处理工业上用过的分离流程有沉淀法和萃取法两类；而离子交换和硅胶吸附，常用作溶剂萃取流程的尾端处理过程，分别用于钚和铀的纯化。

典型的沉淀法是磷酸铋沉淀流程，20世纪40年代曾用此流程生产出第一批核武器用钚。这种流程基于磷酸铋沉淀能载带四价钚而不能载带六价钚和六价铀这一化学性能，可选用合适的还原剂和氧化剂来调节钚的价态，而铀的价态保持不变，经过磷酸铋氧化沉淀－还原沉淀循环，可回收和纯化钚。磷酸铋沉淀流程不能同时回收铀，不易进行连续操作，50年代以后，被溶剂萃取流程所取代。

是一类分离、纯化能力较强，而且容易实现连续操作的工艺过程。

基本原理是: 六价铀、四价钚和六价钚的硝酸盐易萃取入醚、酮、酯等有机溶剂中，而裂变产物的硝酸盐基本上不被萃取，通过萃取和反萃取就能实现铀和钚的分离提纯。主要的流程有：

（1）雷道克斯(Redox)流程　因为是利用钚的氧化还原 (redox)作用实现铀、钚分离而得名。这种流程用不加稀释的甲基异丁基酮（异己酮）为萃取剂，从硝酸铝溶液中萃取六价铀和六价钚（因为异己酮即使在中等硝酸浓度下也不稳定，所以它不能用硝酸作萃取时的盐析剂），然后在选择性还原下反萃取钚。

该流程先用重铬酸钠将钚氧化为六价，加入硝酸铝之后，料液与异己酮接触以萃取铀和钚，裂变产物大部分留在水相；用含少量重铬酸钠的水从有机相反萃取铀和钚，水相浓缩后，加硝酸铝作盐析剂，将铀和钚再萃取入异己酮中；然后用含硝酸铝和氨基磺酸亚铁的水溶液将钚反萃取，再用不含盐析剂的水将铀反萃取。铀和钚都各自再经过一个异己酮萃取循环以进一步纯化。必要时，雷道克斯流程的钚产品再经离子交换浓缩。

异己酮闪点低，并有较大毒性，并且只能用金属硝酸盐来作盐析剂，因此增加了放射性废物量。由于这些原因，雷道克斯流程已被普雷克斯流程所代替。

（2）布特克斯(Butex)流程　布特克斯流程利用两种溶剂:不加稀释的二丁基卡必醇（简称butex）用于初步分离和铀的净化，煤油稀释的TBP（磷酸三丁酯）用于钚的净化。

二丁基卡必醇用中等强度的硝酸作盐析剂，它能有效地萃取六价铀、四价钚和六价钚，但很少萃取三价钚，用氨基磺酸亚铁水溶液反萃取，可使钚与铀分离。钚纯化的第一循环仍用二丁基卡必醇萃取，钚纯化的第二循环用TBP－煤油萃取。铀溶液贮存6个月使钌衰变后，加入硝酸铵为盐析剂，经二丁基卡必醇萃取纯化。

布特克斯流程的缺点是：二丁基卡必醇粘度高、密度大（近于水），需用两种不同的萃取剂，这就使流程复杂化。由于这些缺点，布特克斯流程也已被普雷克斯流程所代替。

是目前广泛采用的水法后处理流程。该流程利用TBP易萃取四价钚、六价铀，而不易萃取三价钚和裂变产物这一化学性能，以煤油(或正十二烷)稀释的TBP为萃取剂，硝酸为盐析剂，采用适当的方法来调节钚的价态，经过2～3个萃取循环，实现铀、钚的回收和分离，以及对裂变产物的净化。有些普雷克斯流程中之后一步用阴离子交换纯化钚，用硅胶吸附纯化铀。

普雷克斯流程已取代了其他的溶剂萃取流程，用于生产堆和动力堆燃料的后处理，并有可能用于辐照更深的快中子增殖堆燃料的后处理。

是用稀释过的TBP为萃取剂，从辐照过的钍燃料元件中回收、纯化钍和铀233的工艺流程。TBP对铀、钍的萃取能力，比对裂变产物和镤233的萃取能力要强得多，通过多级逆流萃取和洗涤，可使铀、钍与裂变产物和镤分离，然后利用钍在TBP中的萃取率比铀低这一差别，采用不同酸度的反萃液，控制合适的流比来进行反萃取，实现铀和钍的分离，之后铀和钍再分别进一步纯化。

胺类是问世较晚的一类萃取剂，用得较多的是叔胺类。胺类萃取剂比后处理领域广泛采用的TBP具有更高的抗辐照性，并对钚有较高的选择性；但它对铀的萃取率较低，需用强盐析剂，这就增加了废液中的盐分。胺类萃取适合于只回收钚而不回收铀的情况。

有的普雷克斯流程采用胺类萃取(例如三月桂胺)作为钚的之后纯化步骤。

核燃料水法后处理采用传统分离手段，因而比较容易实现。它的适应性强，能用于各种不同的核燃料元件的后处理；对铀、钚、钍等的回收率很高，彼此的分离也很好，对裂变产物具有足够的去污系数。但是水法后处理排出大量的废液，会引起贮存和处理的困难，并增加额外开支；由于萃取剂和离子交换树脂耐辐照性能的限制，用水法后处理的核燃料，必须预先“冷却”（贮存）较长时间，使放射性衰减，这样就增加了燃料的积存量。

参考书目

J.M.克利夫兰著，《钚化学》翻译组译:《钚化学》，科学出版社，北京，1974。(J.M.Cleveland，The Chemistry of Plutonium，Gordon & Breach， New York， 1970.)

J. T.朗著，杨云鸿译：《核燃料后处理工程》，原子能出版社，北京，1980。(J. T.Long，Engineering for Nuclear Fuel Reprocessing， Gordon & Breach， New York， 1967.)

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