2.1　Purex萃取流程处理对象的特点和要求

Purex萃取流程的处理对象（料液）是在反应堆内辐照后的铀核燃料卸料，“冷却”后经机械去壳、化学溶芯得到的含有铀、钚、镎和裂片元素等的硝酸水溶液。其中钚（²³⁹Pu）、镎（²³⁹Np）是铀（²³⁸U）吸收中子并经β衰变后得到的，裂变元素则是²³⁵U裂变后的产物。其具体组成与反应堆堆型、堆比功率、燃耗深度、初始燃料富集度（²³⁵U含量）、卸料后的“冷却”时间等因素有关。表2-1给出了几种反应堆卸出的乏燃料（即在堆内燃烧过的核燃料）的比较。

由此带来的Purex流程处理的特点是：

①萃取料液组成复杂，含多种组分，且常、微量组分共存。例如，燃耗达33000MW·d/t的轻水堆铀核燃料从堆内卸出，并“冷却”150天后，其组成为95.6%的铀（其中98.5%是²³⁸U）、0.9%的钚、3.1%的裂片元素，在裂片元素中包括碱金属（如¹³⁷Cs）、碱土金属（如⁹⁰Sr）、稀土元素（如¹⁴⁴Ce、¹⁴⁷Pm）、锕系元素（Am、Cm、Np），以及⁹⁵Zr、⁹⁵Nb、¹⁰³Ru、 ¹⁰⁶Ru等裂片元素。它们的化学性质和萃取行为不同。将其配制成萃取进料液后，铀、硝酸为常量组分，铀浓度可高达1.80mol/L（天然铀核燃料），钚和裂片元素为微量组分，其浓度仅为10^-2～10^-4mol/L或更低，如Zr的浓度仅为10^-4～10^-3mol/L。

②萃取物料为强放射性物料。

③对铀、钚的收率和净化要求高，要求在水法处理流程中（萃取过程+尾端处理，尾端处理方式铀为硅胶吸附、钚为离子交换）铀、钚的回收率达到99.8%和99.5%以上，要求铀中去除裂变产物的净化系数（去污系数）达10⁷以上，钚中去除裂变产物的净化系数达10⁸，铀从钚中分离的分离系数>10⁷，钚从铀中分离的分离系数需达10⁶（现在有一种观点认为可以降低铀中去钚的要求，用于制造铀-钚混合核燃料）。另外，对铀、钚产品中夹带的裂片元素的β和γ放射性水平，对其中的中子毒物，以及轻重元素杂质均提出了具体苛刻的要求。

以上诸点是萃取剂的选择、萃取循环的排列、萃取方式的确定、萃取工艺及操作条件的确定以及萃取设备的选择方面必须加以考虑的因素。