1、第八章 核燃料循環核燃料反應堆類型燃料循環核燃料后處理第八章 核燃料循環核燃料 含有易裂變核素，能夠在反應堆內實現自持鏈式核裂變反應的物質叫做核燃料。它主要由易裂變核素和可轉換核素兩種成分組成。 易裂變核素(fissile nuclides)：是指能與慢中子作用而產生裂變的核素。通常又把含有一種或幾種易裂變核素并在適當條件下能達到臨界的材料稱為易裂變材料。主要易裂變核素有235U、239Pu和233U，241Pu也具有良好的裂變性能。可轉換核素：是指俘獲中子后能直接或間接地轉變為易裂變核素的核素。通常又把含有一種或幾種可轉換核素的材料稱為可轉換材料(fertile material)。主要的可

2、轉換核素有238U和232Th，240Pu和234U也能起可轉換核素的作用。可轉換核素本身雖不易為慢中子所分裂，但因它們能在吸收中子后轉變為易裂變核素，所以天然鈾(238U占99.274%)和天然釷(232Th)乃是最基礎的核燃料。天然鈾是目前最主要的核燃料來源，它既可直接用作生產堆和重水型動力堆的燃料，也可通過同位素分離獲得用途更廣泛的濃縮鈾。第八章 核燃料循環2. 反應堆類型分類的著眼點名 稱 和 特 點A用途A1 動力堆，用于發電、供熱和作為推進動力A2 生產堆，生產裂變燃料239Pu和（或）3HA3 研究試驗堆A4 特殊用途堆B中子能量B1 熱中子堆，其中裂變反應主要由熱中子（能量小于

3、0.1eV）引起B2 中能中子堆，其中裂變反應主要由超熱中子（能量約為1-10keV）引起B3 快中子堆，其中裂變反應主要由快中子（能量超過0.1MeV）引起C核燃料布置(限于熱中子堆和中能中子堆)C1 均勻堆，其中核燃料和慢化劑均勻混合(如鈾混合物溶解或懸浮在慢化劑中，形成溶液、懸浮液或漿液；鈾與聚乙烯或氫化鋯彌散混合物)C2 非均勻堆，其中固體或液體核燃料（如熔鹽）與慢化劑不相混合D核燃料D1 天然鈾（限于熱中子堆）D2 低富集鈾，或鈾钚混合氧化物MOXD3 高富集鈾，或钚-239D4 钚-239+轉換原料鈾-238（鈾钚循環）D5 鈾-233+轉換原料釷-232（釷鈾循環）E慢化劑E1

4、石墨E2 重水E3 輕水或含氫物質（輕水堆包括壓水堆和沸水堆）E4 鈹或氧化物F冷卻劑F1 氣體（空氣、CO2、He、水蒸汽等）F2 液體（水、重水、有機溶液）F3 液態金屬（鈉、鈉鉀合金、鉛，鉛鉍合金等）G核燃料轉換性能G1 燃燒堆（無明顯的核燃料轉換）G2 轉換堆（有顯著的核燃料轉換，但轉換比小于1）G3 增殖堆（核燃料轉換比大于1） H新堆型開發階段H1 實驗堆H2 原型堆H3 商業示范（驗證）堆I結構型式I1 重水堆，有壓力容器式和壓力管式之分I2 鈉冷快堆，有池式與回路式之分I3 高溫氣冷堆，有球床式與柱床式之分I4 輕水型研究試驗堆，有游泳池式、水罐式與池內罐式之分J空間位置（除作

5、為推進動力）J1 陸上固定式J2 陸上可移動式或可拆裝式J3 海上浮動式J4 海底或空間從應用的角度看，可把反應堆按用途分為動力堆、生產堆、研究試驗堆和特殊用途堆等四大類。動力堆主要用于核能發電、供熱和作為推進動力。目前世界各國正在大力建造的各種類型的動力反應堆。生產堆主要用于生產易裂變材料239Pu和/或產氚3H。在上世紀50-60年代，美、蘇等國為生產軍用钚，曾大批建造這種類型的反應堆，但到了70年代末期，軍用钚的儲量已達到相當規模，因此這些國家也不再發展這類反應堆了。研究試驗堆主要用作強中子源和從事物理、材料及生物等方面的試驗研究工作；也可為反應堆工程設計提供數據或兼用于生產放射性核素。

6、不同用途的反應堆對工藝參數的要求大不一樣，如研究試驗堆主要要求有較高的中子通量；生產堆最重要的是有大的轉換比；而動力堆則要求有較高的熱功率和燃料輻照深度。由此進而對反應堆的結構和燃料體系提出了不同的要求。如對生產堆而言，堆結構和燃料體系的選擇應盡可能滿足提高轉換比的需要，因而世界各國普遍采用天然鈾石墨反應堆來進行钚的生產；但對于動力堆，為了加深燃耗和增大功率，目前各國采用以低濃鈾為燃料的輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）。按燃料布置型式分類的反應堆從核燃料后處理的角度看，按堆芯燃料布置型式，把反應堆劃分為均勻和非均勻兩大類更有實際意義。對此兩種類型反應堆的輻照材料有完全不同的后處理方式。對均勻堆而言

7、，多為流體性燃料，一般可采用連續后處理方式，進而大大簡化了處理流程。而對非均勻堆，燃料通常以固體燃料元件方式裝卸，只能是分批進行后處理。由于多方面的原因，目前廣泛使用和建造的反應堆多數仍屬非均勻堆，均勻堆還只是處于試驗階段。核燃料循環核燃料進入反應堆前的制備和在反應堆中燃燒及以后的處理的整個過程稱為核燃料循環。這個過程包括：鈾（釷）資源開發、礦石加工冶煉、鈾同位素分離和燃料加工制造，燃料在反應堆中使用，乏燃料后處理和核廢物處理、處置等三大部分。也有一些國家考慮對乏燃料不進行后處理，或暫不考慮后處理。因此，前者為閉式核燃料循環（圖1-1），后者為開式核燃料循環或一次通過式核燃料循環（圖1-2）。

8、反應堆后處理元件制造中間儲存燃料獲取鈾礦開采廢物處理處置乏燃料乏燃料堆后鈾、钚新元件钚產品圖1-1. 閉式核燃料循環示意圖新元件反應堆元件制造中間儲存燃料獲取鈾礦開采乏燃料切割、包裝最終處置庫圖1-2. 開式或一次通過式燃料循環示意圖 由于裝在堆內的易裂變燃料必須經常保持（或大于）臨界質量，否則不可能維持鏈式反應。為了要在一定運行周期內發出額定功率，堆內需留有超過臨界質量的易裂變燃料，使反應堆活性區具有后備反應性。當燃料達到一定的燃耗(burn up)深度，由于燃料的消耗，以及運行期間產生并積累的裂變產物的毒化效應，使后備反應性接近消失時，雖然燃料元（組）件中尚含有相當數量的易裂變燃料，也得把

9、它從堆內卸出，換入新燃料。卸出的燃料元（組）件稱為乏燃料(spent fuel)，其中含有大量的易裂變核素和可轉換核素，包括原先裝入未燃耗的和運行周期中在堆內轉換生成的，均屬價值貴重的能量資源。因此，需要經過后處理，將裂變產物分離出去，并回收這些易裂變核素和可轉換核素，重新制成可用的燃料元（組）件返回反應堆復用，以構成核燃料循環。而一次通過式核燃料循環，它僅利用0.5%的鈾資源，把乏燃料中尚存的235U、239Pu和238U等統統廢棄不用，付諸永久埋存，這種不經后處理的循環實不成其為循環。 核燃料循環按核燃料性質可分為鈾系燃料的鈾-钚循環方式和釷系燃料的釷-鈾循環方式。鈾-钚循環方式：包括熱中

10、子堆鈾-钚循環和快中子增殖堆鈾-钚循熱中子堆鈾-钚循環 以235U作為易裂變燃料、以238U作為轉換原料、生成239Pu的燃料循環，稱為鈾-钚循環。而輕水堆（熱中子堆）鈾-钚循環通常以低富集鈾為燃料、以238U作為轉換原料、生成239Pu的燃料循環。 快中子增殖堆鈾-钚循環 快堆以239Pu為燃料，并裝載占天然鈾99%以上的238U，在堆中238U轉化成為239Pu的量大于燒掉的239Pu的量，并通過后處理把钚分離出來，作為快堆燃料的循環使用。因此，從最大限度利用鈾資源的角度來看，應充分利用快堆鈾-钚循環方式的優勢。釷-鈾循環方式：以235U（或233U）作為易裂變燃料、以232Th作為轉換原

11、料、生成233U的燃料循環，稱為釷-鈾循環。在熱中子堆中把232Th轉化為另外一種核燃料233U，通過后處理把233U分離出來返回堆中循環使用。從我國釷資源較為豐富的角度來看，也應充分利用熱中子堆釷-鈾循環方式的優勢。0.85%反應堆元件制造化工轉化鈾的濃縮中間儲存鈾的轉化鈾礦開采鈾的轉化前處理后處理暫時儲存處理處置長期儲存庫钚產品最終處置庫乏燃料 乏燃料堆后鈾UO2UF60.72% 235U 天然鈾 0.72% 235U UF6 3% 鈾元件放 射 性 廢 物UF6圖1-3 輕水堆電站、鈾-钚燃料循環示意圖前 段后 段由圖1-3可見，核燃料循環以反應堆為中心，劃分為堆前部分（前段）和堆后部分

12、（后段）。前段是指核燃料在入堆前的制備，包括鈾礦的開采、鈾礦石的加工精制（即前處理）、鈾的轉化、鈾的濃縮和燃料元件制造等過程；后段是指從反應堆卸出的乏燃料的處理，包括乏燃料的中間儲存，乏燃料中鈾、钚和裂變產物的分離（即核燃料后處理），以及放射性廢物處理和放射性廢物最終處置等過程。盡管每種反應堆的燃料循環所包含的工藝過程不完全一樣，但其中的許多工藝步驟與從礦物中提取、加工核燃料的工藝步驟基本一致的，所以人們常廣義地把核燃料提取、濃縮、加工和后處理等工藝過程都包括在核燃料循環范圍內。核燃料循環從鈾礦開采開始，開采出來的鈾礦石經精選，在前處理廠得到鈾的化學濃縮物。由于輕水堆電站以含235U約3%的低

13、濃鈾作為燃料，需將天然鈾（其中235U含量僅占0.7204%）進行鈾同位素分離，即鈾的濃縮，而當前工業規模的鈾的濃縮工廠以六氟化鈾（UF6）為供料，因此需要將鈾的化學濃縮物進行還原、氫氟化和氟化轉變為UF6，然后再進行鈾的濃縮過程。從濃縮廠得到的含235U約3%的UF6，須再經過一個轉化過程變為二氧化鈾（UO2），才能送至元件制造廠制成含235U約3%的低濃鈾燃料元件。反應堆是核燃料循環的中心環節，除了提供能量以外，還能再生核燃料。從輕水堆卸出的乏燃料中，235U含量仍有0.85%左右，高于天然鈾，而且每噸乏燃料還含有約10公斤钚，其中可作為核燃料的239Pu和241Pu約占7公斤。因此，如將

14、這些易裂變核素分離出來，作為燃料返回到反應堆，既可節約天然鈾，又可節約分離功。4. 核燃料后處理乏燃料是指在核反應堆中，輻照達到計劃卸料的比燃耗后從堆中卸出，且不再在該堆中使用的核燃料。對反應堆中用過的核燃料所進行的化學處理，以除去裂變產物等雜質并回收易裂變核素和可轉換核素以及一些其他可利用物質的過程，稱為核燃料后處理（nuclear fuel reprocessing）。核燃料在反應堆中燃燒，不是一次燒盡的，為維持反應堆的正常運行，堆中要留有最低數量的核燃料；積累的裂變產物也會吸收中子而影響反應堆的正常運行。因此，核燃料在反應堆中燃燒一段時間后，就應從反應堆中卸出。卸出的核燃料經過后處理才有

15、可能重新利用其中有用的物資。 核燃料在反應堆中燃燒的過程實質上就是核燃料中的易裂變核素（如鈾235、钚239和鈾233）在中子流的轟擊下發生自持的核裂變反應的過程。隨著核反應的進行，初期核燃料中的易裂變核素逐漸減少，俘獲中子的裂變產物逐漸增加；隨著燃耗的加深，反應性逐步降低，為了維持反應堆中全活性區的有效增殖系數大于1，需調整控制棒位置以增加反應性。當最后調整控制棒不能維持鏈式反應時，這個時間就是核燃料的物理壽命，核燃料必需從堆內卸出。同時，隨著燃耗的加深，燃料包殼受熱和中子影響以及裂變產物積累的影響而變形，因此還要考慮包殼的壽命。 但實際上核燃料從堆內卸出的時間，要根據燃料的輻照性能、力學性

16、能以及燃料的濃縮度的相互匹配，提出最經濟的燃耗值來確定的。因此，為了維持反應堆的正常運行，卸出的乏燃料必需留有最低數量的易裂變核素。國外資料中把核燃料后處理稱為Reprocessing of spent fuel，但實際上，乏燃料并不是燒盡的廢燃料。如前所述，在乏燃料中還有許多有價值的物質，如一定量的未裂變和新生成的易裂變核素，如鈾235、钚239、鈾233，大量的未用完的可轉換核素，如鈾238、釷232以及在輻照過程中產生的超鈾元素，如镎237、镅241、鋦242和核裂變產生的有用的裂片元素，如鍶90、銫137、锝99、鉅147等。這些物質可以通過對乏燃料進行后處理和相應的分離流程予以回收和

17、純化。 后處理過程的任務可大致歸納為以下四個方面：回收和凈化乏燃料中的易裂變核素；回收和凈化乏燃料中尚未反應的可轉換核素；提取有用的放射性核素；處理和處置放射性廢物。 一個完整的后處理流程包括首端處理、化學分離和尾端過程等許多工序，但其中最關鍵的是化學分離工序。目前世界各國廣泛使用和研究的化學分離方法可分為濕法和干法兩大類。所謂濕法即是將乏燃料進行適當地預處理后溶解于酸中，再采用溶劑萃取、離子交換等高效分離方法，以達到提取有價元素、除去雜質的目的。與此相反，把不引入水溶液的高溫后處理工藝稱為干法流程。目前干法仍處于試驗研究階段，工業上廣泛采用的是濕法流程。1. 從反應堆卸出的核燃料，在進行化學

18、處理之前，通常要經歷一個“冷卻”過程。 2. 輻照核燃料在進行化學分離純化之前，還需進行首端處理。其任務是燃料束的機械解體和燃料芯和包殼材料的分離。 3. 輻照核燃料化學分離純化過程是核燃料后處理的主要工藝階段。它的任務是除去裂變產物，高收率地回收高純度的核燃料物質。 4. 經溶劑萃取分離和凈化得到的硝酸钚或硝酸鈾酰溶液，無論在純度或存放形式上有時還不能完全滿足要求，因而在鈾、钚主體萃取循環之后，還需要采取一些尾端處理步驟。其目的在于將純化后的中間產品進行補充凈化、濃縮以及將其轉化為所需最終形態。5. 核燃料后處理過程所產生的廢物，一般都具有很強的放射性，必須進行妥善的貯存、合理的處理和最終的

19、處置，嚴防對環境的污染。后處理的主要過程 核燃料后處理的主要特點核燃料后處理是一種放射化工過程，具有與一般化工過程不同的顯著特點。 有臨界事故的危險。 強放射性。 高的技術要求和指標。 核燃料后處理的產品質量要求 對后處理主工藝的分離、純化過程，主要有如下的一些質量要求：1. 對產品收率的要求 產品收率是后處理工廠的一項重要指標。一般水法流程對鈾的回收率可以達到99.8%以上，對钚的回收率可以達到99.5%以上。反之，當燃料比活度較高，而工廠又要處理多種類型燃料時，由于停車清洗較頻繁，回收率就要稍低一些。2. 對產品放射性的要求從后處理廠回收的核燃料，在作進一步的化學處理或冶金加工時，一般要求

20、直接操作而不采用遙控，因此回收鈾中夾帶的裂變產物的和放射性比活度應不超過天然鈾的水平，即放射性比活度不超過2.48104 Bq /g(U)，放射性比活度不超過5.92103 Bq /g(U)。由于后處理回收的钚，必須在手套箱中完成后續的冶金操作，所以在后處理工廠中，對钚的凈化要求通常比鈾高，但產品放射性水平，钚可以高于鈾，每克钚所含裂變產物的放射性活度允許小于1.9104 Bq3.7104 Bq。經常用凈化系數（去污因子，DF）來表示對裂變產物的去除程度。 在后處理工廠中這些凈化系數往往要求達到106108。具體的數值應根據乏燃料的特性、產品用途以及經濟、安全等方面綜合考慮來決定。3對鈾、钚分

21、離的要求钚是極重要的戰略物資，同時也由于它的化學毒性和放射性都很強，因此鈾中去钚的分離系數一般在106以上。相比之下，钚中雜有一點鈾的問題沒有那么嚴重，后處理廠產出的硝酸钚溶液中，钚中去鈾的分離系數一般在104就可以了。經常用分離系數（用SF表示）來表示钚中去鈾或鈾中去钚的分離程度。4對中子毒物的要求一般要求反應堆燃料中雜質的總熱中子宏觀俘獲截面應小于235U宏觀俘獲截面的1/50。表1-3列出了一些主要中子毒物在燃料的允許含量。表1-3 某些中子毒物的熱中子俘獲截面及其允許含量項目235U149Sm155Eu155Gd10B112Cd135Xe熱中子俘獲截面，b687500001400070

22、00075024003.5106允許含量，g/g(U)3.010-71.710-62.210-74.910-64.3510-61.110-85對輕元素雜質的要求239Pu是一個較強的放射體，大部分原子序數小于20的輕元素的原子核會與粒子作用產生（，n）反應。一般說來，輕元素每吸收一個粒子可產生6.610-510-8個中子，因此如239Pu中含較多的輕元素雜質，則將增加中子本底，從而帶來兩個壞處：1）在钚的進一步加工時，使工作人員受到更多的中子照射。2）钚如用于制造核武器時，可能產生提前爆炸，以致降低其威力。6對重元素雜質含量的要求與輕元素雜質相比，核燃料中重元素雜質含量的限制較寬，但某些具有較

23、大熱中子俘獲截面的重元素（如鈷、銀、鎘、錳和稀土等），它們在核燃料中的含量也應嚴格控制。在后續冶金過程中可以除去的雜質（如鎳、硅等），在鈾钚分離和純化階段不必過于嚴格要求，可在钚冶煉過程中進入殘渣內。水法后處理廠的鈾產品中，雜質總量限制在0.020.06%范圍內。后處理工藝發展狀況后處理工藝的應用已經有50多年的歷史，和反應堆選型的發展過程相類似，后處理工藝的發展也經歷了一個從對各種方法廣泛地進行試驗，到目前各國普遍認為水法萃取流程是唯一經濟實用的后處理流程的過程。 從二十世紀四十年代最早的軍用后處理廠開始，生產上一直采用水法工藝。研究較多或工業上曾先后使用過的主要流程有：磷酸鉍流程、Redo

24、x流程、 Butex流程、Purex流程和Thorex流程。下面簡述各流程的發展概況和主要特點。 磷酸鉍流程這是后處理工藝上最早使用的水法流程，第二次世界大戰末期，世界上第一顆原子彈所使用的钚，就是用磷酸鉍共沉淀法提取的。這種方法的基本原理是利用Pu()和Pu()在硝酸溶液中與BiPO4共沉淀，而U()和大部分裂變產物不發生共沉淀的特點，當乏燃料用硝酸溶解后，加入NaNO2把Pu()還原為Pu()，再往溶液中加入硝酸鉍和磷酸鈉，使Pu()與磷酸鉍一道共沉淀下來，從而使钚與鈾及大部分裂變產物分離。隨后把生成的沉淀又用硝酸溶解，并多次重復上面的沉淀步驟。最后再通過其它的輔助分離手段，便能獲得所需純

25、度的钚。這種方法工藝和設備簡單，投資少，見效快，但存在分離系數小，不能回收鈾，操作不易連續進行，化學試劑消耗多以及放射性廢物量大等嚴重缺點，因而它作為后處理的主要分離方法早在50年代就被淘汰了。Redox流程（雷道克斯流程）是二十世紀五十年代用溶劑萃取法代替沉淀法處理乏燃料的主要流程之一。Redox是因為利用钚的氧化還原作用實現鈾、钚分離而得名。與沉淀法相比，其顯著優點是：能連續進行操作，能以較高的收率同時回收鈾和钚，而且對裂變產物的凈化系數也高。美國大規模地從乏燃料中分離鈾和钚的第一個溶劑萃取流程就是Redox流程。Redox流程的基本過程是：用不加稀釋的甲基異丁基酮（MIBK）作萃取劑，以

26、硝酸鋁為鹽析劑，首先在共去污循環的料液中加入重鉻酸根（CrO72-）離子，把Pu()和Pu()氧化到Pu()，使鈾、钚共萃入有機相而與裂變產物分離；用含少量重鉻酸根的水從有機相反萃鈾和钚，水相濃縮后，加硝酸鋁作鹽析劑，將鈾和钚再萃入甲基異丁基酮；然后在分離循環中，用含硝酸鋁和氨基磺酸亞鐵水溶液把钚還原為不易被萃取的Pu()而反萃入水相，再用不含鹽析劑的水將鈾反萃取，從而實現鈾、钚分離。分離后的鈾和钚都各自再經過一個甲基異丁基酮萃取循環以進一步純化。必要時，钚產品再經離子交換濃縮。Redox流程的缺點是：萃取劑的揮發性強、閃點低（27）并有較大毒性，因而安全性差；由于甲基異丁基酮即使在中等硝酸濃

27、度下也不穩定，所以它不能用硝酸作萃取時的鹽析劑，因而要使用大量非揮發性的硝酸鋁作鹽析劑，這樣既增大了試劑的消耗，又會產生難處理的大量放射性廢液。所以在生產實踐中，Redox流程已逐漸被Purex流程所取代。Butex流程 Redox流程要產生含有大量硝酸鹽的高放廢液，為了克服這個缺點，英國后處理專家發展了Butex（布特克斯）流程。Butex流程利用兩種溶劑：不加稀釋的二丁基卡必醇（簡稱butex）用于鈾、钚初步分離和鈾的凈化；煤油稀釋的TBP（磷酸三丁酯）用于钚的凈化。 二丁基卡必醇用中等濃度的硝酸作鹽析劑，它能有效地萃取六價鈾、四價钚和六價钚，但很少萃取三價钚，用氨基磺酸亞鐵水溶液反萃钚，

28、可使钚與鈾分離。钚純化的第一循環仍用二丁基卡必醇萃取，钚的第二循環用TBP煤油 萃取。鈾溶液貯存6個月使釕衰變后，加入硝酸銨為鹽析劑，經二丁基卡必醇萃取純化。 在共去污循環中，由于用硝酸作鹽析劑，則在高放廢液中的硝酸便可通過蒸發回收或復用。該流程在英國曾大規模地用于從輻照過的天然鈾燃料中分離鈾、钚和去除裂變產物。直到20世紀70年代，溫茨凱爾后處理廠還把它作為高燃耗燃料的基本去污手段。但由于該流程的萃取劑有可能與硝酸發生反應而引起爆炸，經濟上不如Purex流程，以及二丁基卡必醇粘度高、密度大（近于水），需用兩種不同的萃取劑等使得流程復雜化。基于這些缺點使Butex流程慢慢失去了在工業上繼續使用

29、的價值，而被Purex流程所取代。Purex流程 Purex（普雷克斯）流程是采用磷酸三丁酯為萃取劑，從乏燃料硝酸溶解液中分離回收鈾、钚的溶劑萃取流程。PUREX是英文“Plutonium Uranium Recovery by Extraction”(萃取回收鈾钚)的縮寫。另一說為“Plutonium Uranium Reduction Extraction”；而在德國的百科全書上，PUREX一詞則為“Plutonium Uranium Refining by Extraction”or“PURification by Extraction”的縮寫。它是在20世紀50年代與其它流程互相競爭的

30、基礎上，最先在美國發展起來的。該流程的萃取劑常用正十二烷、煤油或烴混合物作稀釋劑，TBP濃度通常為30%（體積），硝酸作鹽析劑，利用TBP易萃取四價钚、六價鈾，而不易萃取三價钚和裂變產物的這一化學性能，并采用適當的方法調節钚的價態，經過23個萃取循環，實現鈾和钚的分離和回收，以及對裂變產物的凈化。有些普雷克斯流程中最后一步用陰離子交換純化钚，用硅膠吸附純化鈾。根據多年來工廠運行經驗表明，這個流程與其它萃取流程，如Redox流程或Butex流程相比，是一個經濟性、安全性、可靠性方面都更好的流程。它的優點主要表現在以下幾方面：廢液量少，廢液中作為鹽析劑的硝酸，可以通過蒸發去除或回收。TBP與其它萃取劑相比，揮發性小而閃點高，使操作更加安全可靠。TBP抗硝酸浸蝕的能力強。生產運行費低。由于Purex流程具有上述優點，使它很快在世界各核國家中得到應用和發展。它不僅可以用于低燃耗、低比活度的生產堆乏燃料后處理，而且改進后也完全適用于處理高燃耗、高比活度的動力堆和快堆乏燃料。從20世紀60年代以來，所有新建的或改建的后處理廠基本上均采用此種流程或者是它的變體流程。預計今后若干年內