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一、项目背景近年来，能源资源的日益枯竭和环境污染问题已经成为全球性的关注焦点。
作为一个大国，我国在能源资源的开发和利用方面一直处于世界前列。
然而，随着能源资源的逐渐枯竭和环境问题的日益加剧，我国政府不得不采取一系列措施来应对能源危机和环境污染问题。
二、项目意义乏燃料后处理验证项目2023是我国政府为了应对能源问题和环境污染问题而进行的重要项目。
该项目的实施将有助于推动我国能源结构的转型升级，推动清洁能源替代传统能源，减少对化石能源的依赖，降低能源消耗对环境造成的影响，推动能源与环境的和谐发展。
三、项目目标乏燃料后处理验证项目2023旨在开展对乏燃料进行深度处理和验证，确保乏燃料的安全处理和有效利用。
具体目标包括：1. 确定乏燃料处理的技术路线和方案；2. 确保乏燃料处理过程中的安全性和环保性；3. 确保乏燃料的有效利用和资源化利用。
四、项目实施乏燃料后处理验证项目2023的实施需要多个部门的合作，包括能源部门、环保部门、科技部门等。
具体实施步骤包括：1. 制定乏燃料处理技术路线和方案；2. 组织开展乏燃料处理技术的研究和开发；3. 建立乏燃料处理实验室和验证基地；4. 开展乏燃料处理技术的实验验证和效果评估；5. 推动乏燃料处理技术的产业化和推广应用。
五、项目保障为确保乏燃料后处理验证项目2023的顺利实施，需要从多个方面进行保障：1. 项目资金保障：确保项目所需的研发和实施资金得到充分保障；2. 项目人才保障：组织专业团队进行项目研发和实施，确保项目人才队伍的稳定和专业；3. 项目政策保障：制定支持乏燃料处理项目的政策和法规，鼓励企业和科研机构积极参与项目实施。
六、项目预期效果乏燃料后处理验证项目2023的实施预期将取得以下效果：1. 实现乏燃料的有效处理和利用，减少对环境的污染；2. 推动清洁能源的发展和利用，降低对传统能源的依赖；3. 推动我国能源结构的转型升级，促进能源与环境的和谐发展；4. 推动乏燃料处理技术的产业化和推广应用，为我国能源可持续发展提供技术支持。
乏燃料管理及后处理
乏燃料管理及后处理：乏燃料管理及后处理是指对核电站中已经使用过的、燃料棒燃烧产生的乏燃料进行处理和管理的一系列工作。
其主要包括以下几个方面：
1.乏燃料运输：将乏燃料从核反应堆中取出并用特殊运输装置运输到存储设施或后处理设施。
2.乏燃料存储：将乏燃料放置在专门的存储设施中，采取适当的措施确保其安全性和稳定性。
3.乏燃料回收：对可再利用的核材料进行回收和处理，如铀、钚等。
4.乏燃料后处理：对乏燃料进行不同方式的处理，以减少和控制放射性废物的数量和危害性。
5.放射性废物处置：将经过处理的放射性废物以安全的方式处置，以保护环境和公众健康。
乏燃料管理及后处理是核电站运行中不可或缺的环节，其目的是确保核能发电的安全和可持续性。
同时，为了减少放射性废物的数量和危害性，科学合理的乏燃料管理及后处理技术也在不断发展和应用。
关于核燃料循环之乏燃料后处理的报告经过对2010~2011下半年的核燃料循环课程的学习,我们了解了循环的概况:1.铀矿冶;2.铀转化;3.铀浓缩;4.核燃料元件制造;5.反应堆燃烧;6.核燃料后处理;7.高放废物贮存;8.玻璃固化;9.地质处置。
学习中我们认识到每个环节都极其重要，下面我们将针对核燃料循环之核燃料后处理进行详细论述。
一、乏燃料定义乏燃料又称辐照核燃料。
在反应堆内烧过的核燃料。
核燃料在堆内经中子轰击发生核反应，经一定时间从堆内卸出。
它含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。
经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。
二、我国乏燃料的来源1.已投入商业运行的核电站(秦山核电站、大亚湾核电站，未来还将会有多座核电站建成)2.用于核技术研究的实验堆(401、903等)3.核动力潜艇(未来还将会有核动力航母)4.军用生产堆(一部分已经处于退役阶段)三、乏燃料的管理办法目前，对于乏燃料的管理，国际上主要有两种战略考虑:其一是“后处理”战略。
即对乏燃料中所含的96%的有用核燃料进行分离并回收利用，裂变产物和次锕系元素固化后进行深地质层处置或进行分离嬗变，这是一种闭路核燃料循环。
其特点是铀资源利用率提高，减少了高放废物处置量并降低其毒性，但缺点是费用可能较高，可生产高纯度的钚，有核扩散的风险。
其二是“一次通过”战略。
即乏燃料经过冷却、包装后作为废物送入深地质层处置或长期贮存，美国曾经支持此战略，但其最终处置场尤卡山项目碰到了困难，现在美国已转向了后处理。
该战略特点是费用可能较低，概念简单;无高纯钚产生，核扩散风险低。
但缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年;没有工业运行经验。
乏燃料后处理是核燃料循环后段中最关键的一个环节，是目前对核反应堆中卸出的乏燃料的最广泛的一种处理方式。
乏燃料后处理安全设计下载温馨提示：该文档是我店铺精心编制而成，希望大家下载以后，能够帮助大家解决实际的问题。
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乏燃料后处理是指对使用过的核燃料（乏燃料）进行再处理，以提取其中的可回收材料和降低其放射性废物的长期危害。
国际上关于乏燃料后处理的标准主要由国际原子能机构（IAEA）制定和管理。
以下是一些与乏燃料后处理相关的国际标准：
1. IAEA-TECDOC-1435：这是一份关于乏燃料后处理设施设计、运行和安全评估的国际指南。
它提供了关于乏燃料后处理设施的基本要求、技术参数和安全措施等方面的信息。
2. IAEA-TECDOC-1506：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的化学分离过程的技术指导。
它包括了从乏燃料中提取铀、钚和其他可回收材料的方法和设备。
3. IAEA-TECDOC-1578：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的物理分离过程的技术指导。
它包括了从乏燃料中提取裂变产物和超铀元素的方法和设备。
4. IAEA-TECDOC-1594：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的干燥和储存过程的技术指导。
它包括了将乏燃料干燥至低水平水分的过程和设备，以及将干燥后的乏燃料储存在合适的容器中的方法。
5. IAEA-TECDOC-1600：这份文件提供了关于乏燃料后处理设施中的废物管理过程的技术指导。
它包括了将不可回收的放射性废物固化为玻璃状物质的过程和设备，以及将废物安全地储存或处置的方法。
这些国际标准旨在确保乏燃料后处理设施的安全、可靠和经济性，同时也有助于减少核废物的产生和长期危害。
各国在进行乏燃料后处理时，应遵循这些国际标准以确保其活动符合国际法规和最佳实践。
乏燃料后处理国际标准乏燃料后处理是指对核能发电厂中已经使用过的燃料进行处理和处理的过程。
国际上对乏燃料后处理的标准主要由国际原子能机构（IAEA）制定。
以下是乏燃料后处理的国际标准的详细说明：1. 存储和交付：乏燃料应该在特定的存储设施中进行安全存储，并且在需要时能够交付给后处理设施。
2. 辐射防护：乏燃料后处理设施应该满足辐射防护要求，以确保工作人员和环境的安全。
这包括使用适当的屏蔽材料和设备，以减少辐射暴露。
3. 核材料安全：乏燃料后处理设施应该采取措施确保核材料的安全，以防止核材料被盗或滥用。
这包括使用安全措施，如监控系统和访问控制。
4. 高温处理：乏燃料通常需要经过高温处理，以将其转化为更稳定和易于处理的形式。
国际标准要求乏燃料后处理设施具备适当的高温处理能力，并确保处理过程的安全和有效性。
5. 辅助处理：乏燃料后处理还可能包括其他辅助处理步骤，如化学处理、溶解和分离等。
国际标准要求这些辅助处理步骤符合安全和环境要求，并确保处理过程的可靠性和效率。
6. 废物管理：乏燃料后处理产生的废物应该得到妥善管理，以确保其对环境和人类健康的影响最小化。
国际标准要求乏燃料后处理设施具备适当的废物处理能力，并采取措施确保废物的安全处理和处置。
7. 监督和控制：乏燃料后处理设施应该受到监督和控制，以确保其符合国际标准和相关法规。
国际原子能机构（IAEA）对乏燃料后处理设施进行定期检查和评估，以确保其安全和合规性。
总之，乏燃料后处理的国际标准主要涵盖存储和交付、辐射防护、核材料安全、高温处理、辅助处理、废物管理和监督控制等方面，旨在确保乏燃料后处理过程的安全、可靠和环境友好。
1.乏燃料的基本情况 (1)1.1世界处理乏燃料的模式 (1)2.后处理方法 (2)2.1水法后处理。
(2)2.2干法后处理。
(3)3.后处理工艺 (3)3.1普雷克斯流程的化学原理。
(3)3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。
(3)3.2后处理的发展趋向 (4)4.百科-乏燃料后处理 (4)4.1核燃料后处理的主要目的 (4)4.2后处理工艺 (4)4.2.1水法后处理 (5)4.2.2干法后处理 (5)4.3后处理技术 (5)1.乏燃料的基本情况比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。
其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。
目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。
过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。
我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。
裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。
1.1世界处理乏燃料的模式由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。
怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。
于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线：①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。
乏燃料后处理干法（原创版）目录1.乏燃料后处理干法的概念2.乏燃料后处理干法的过程3.乏燃料后处理干法的优点4.乏燃料后处理干法的应用前景正文乏燃料是指在核反应堆中使用过的核燃料，这些核燃料在经过一定的使用时间后会产生大量的放射性废物，这就是所谓的“乏燃料”。
乏燃料的处理一直是核工业中的重要问题，处理不当会对环境和人类健康造成极大的威胁。
乏燃料后处理干法是一种处理乏燃料的方法，下面我们来详细了解一下。
1.乏燃料后处理干法的概念乏燃料后处理干法，顾名思义，是指在处理乏燃料时采用干燥的方式，而不是传统的湿式处理方法。
这种方法主要是通过物理和化学方法将乏燃料中的放射性物质分离出来，以便进行进一步的处理和利用。
2.乏燃料后处理干法的过程乏燃料后处理干法的过程主要分为以下几个步骤：首先，将乏燃料进行粉碎和混合，使其达到一定的均匀程度。
其次，通过高温烧结等方法，将乏燃料转化为一种陶瓷状的物质，以便进行进一步的处理。
然后，采用化学方法，如溶解和沉淀等，将乏燃料中的放射性物质分离出来。
最后，对分离出来的放射性物质进行处理和储存，以便进一步的利用或处置。
3.乏燃料后处理干法的优点乏燃料后处理干法相比传统的湿式处理方法，有许多优点：首先，乏燃料后处理干法可以大幅度减少处理过程中的用水量，减少了对环境的影响。
其次，乏燃料后处理干法可以有效地分离出乏燃料中的放射性物质，提高了处理效率。
最后，乏燃料后处理干法可以实现废物的资源化利用，既节约了资源，又减少了环境污染。
4.乏燃料后处理干法的应用前景随着我国核工业的快速发展，乏燃料的处理问题越来越引起人们的关注。
乏燃料后处理干法作为一种新型的处理方法，具有广阔的应用前景。
1.乏燃料的基本情况 (1)1.1世界处理乏燃料的模式 (1)2.后处理方法 (2)2.1水法后处理。
(2)2.2干法后处理。
(3)3.后处理工艺 (3)3.1普雷克斯流程的化学原理。
(3)3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤。
(3)3.2后处理的发展趋向 (4)4.百科-乏燃料后处理 (4)4.1核燃料后处理的主要目的 (4)4.2后处理工艺 (4)4.2.1水法后处理 (5)4.2.2干法后处理 (5)4.3后处理技术 (5)1.乏燃料的基本情况比如，一座100万KW的热中子反应堆核电站，每年产生约30t的乏燃料和800t的中低放射性废物。
其中800t的中低放射性废物加以处置可压缩成约几十立方米的低放固体废物，能直接放入到地质表层的中低放废物处置场。
目前，全世界运行中的443座核动力堆每年卸出约1万tHM乏燃料。
过去40年里，全世界卸出的乏燃料到2000年底，累计达22.5万tHM，预计到2010年乏燃料累计量将达到33万tHM，其中大部分仍贮存在水池或干式贮存设施中。
我国预计到2010年我国积累的乏燃料将达到1000tHM，而到了2020年以后，预计每年都将卸下近2000tHM乏燃料。
核反应堆卸出的乏燃料中，有三种类型的放射性核素：一种是长寿命和短寿命的裂变产物，二是活化产物，三是锕系元素。
裂变产物和活化产物都是带β放射性，除了包含几种核素之外，其它半衰期都比较短，而锕系元素都是带α放射性，有些还带有自发裂变现象，大多数的锕系元素具有较短的半衰期，但是其子体的半衰期却很长，甚至长达几百万年。
1.1世界处理乏燃料的模式由于核电站乏燃料的放射性很强，其中有些核素的毒性又大，所以整个乏燃料的处理过程必须在屏蔽和密闭的条件下远距离操作运行，这就给乏燃料处理过程带来很大的技术难度。
怎样处置这些放射性强毒性大的乏燃料，长期存在着争议，分歧也主要集中在经济性、安全性和核扩散上。
于是，世界上不同国家制订出了适应各自战略需求不同的技术路线：①一种是采取开环式或称“一次通过”式燃料循环，即将乏燃料在经过一段时间的中间贮存后，作为最终废料直接深埋在地质处置库中，同时可以防止燃料中的钚的扩散，这是美国卡特政府1977年制定的决策。
②另一种是采取闭合燃料循环，即对核电站乏燃料进行化学处理（或称后处理，以区别于核燃料在进入反应前的化学处理过程），从中回收总量占96%左右的铀和1%左右的钚。
目前，我国每年卸出的PWR乏燃料中含有大约1.8tPU，预计到2020年卸出的PWR乏燃料中Pu的累积量将达到约86～120t，且以每年6.5～9.5tPu的速度增加，如果能尽早的形成后处理能力，就可以将获得的Pu用于核燃料再循环，并为快中子反应堆供应核燃料。
而只占总量3%左右的寿命裂变产物和次锕系核素（镎、镅、锔等）才作为高放废物，经玻璃固化处理后作最终地质处置或做嬗变处理。
这是英、法、德、俄，日等国家坚持不变的决策。
已有越来越多的人们倾向于后一种即乏燃料后处理和铀钚再循环的技术路线，我国早在1983 就已做出决定，采用乏燃料后处理的政策，走核燃料闭合循环之路。
因为不这样做，全世界已探明的铀资源很可能在不到一百年之内就会变得枯竭，核裂变能利用的能源可持续发展就无法实现。
况且，在不断的核燃料再循环中，使用的钚要比分散埋存在各废物处置库中的钚更易于控制和管理，从而更难于恐怖分子等搞非法的核扩散。
③尤其是随着科学技术的不断进步，相信在不久的将来，可以通过嬗变技术把那些在后处理过程中分离出来的99Tc、129I 等裂变产物和次锕系素“焚毁”，使之转变为短寿命或更为稳定的核素，从而大大地减少或消除放射性废物对环境的危害，使核能变得更加清洁干净。
2.后处理方法辐照过的乏燃料后处理的工艺方法一般可分为水法和干法后处理两大类。
所谓水法后处理，就是把乏燃料溶解于酸中，再用沉淀、溶剂萃取、离子交换或吸附等方法使铀、钚与裂变产物互相分离，因各道工序均为水相操作，故称为水法后处理。
所谓干法后处理即高温冶金法或氟化挥发法等，均不需在水相中操作。
无论水法还是干法后处理，所处理的原始物质都是固体，产品均为铀和钚的氧化物。
目前，水法后处理已在工业上得到比较广泛的应用，主要有溶剂萃取法，溶剂萃取法能够有效地去除核裂变产物，适用于处理包括天然铀、低加浓铀、高加浓铀、高温气冷堆元件及快堆元件等。
而高温冶金法或氟化挥发法的干法后处理当前仍处于研究开发阶段。
辐射过的燃料（乏燃料）中含有大量放射性物质，随着乏燃料放置时间的延续，经自然衰变而使放射性活度和释热率降低。
乏燃料的冷却一般在乏燃料储存水池中进行。
动力堆乏燃料的冷却时间一般不少于3～5 年，使放射性大大衰减之后，才送到乏燃料后处理厂去处理。
这个存放步骤称做中间储存。
乏燃料经中间储存冷却降低放射性，可以缓解乏燃料后处理工艺上的技术难度。
2.1水法后处理早期的水法后处理厂是采用沉淀法。
目前世界各国的乏燃料后处理厂均采用溶剂萃取工艺。
鉴于该工艺采用的技术已经成熟，而且已积累了丰富的实践经验，在今后相当长的时间内，该工艺仍会得到十分广泛的应用。
水法后处理工艺过程主要包括：首端处理、化学分离和铀、钚尾端处理等三个处理过程。
（1）首端处理。
首端处理包括机械处理和化学处理两部分。
①机械处理。
首端机械处理将乏燃料组件切割成小短段，使铀从包壳中裸露出来以便化学溶解燃料芯体。
②化学处理。
首端化学处理是将切成小短段的乏燃料用硝酸在沸腾或非沸腾温度下浸取，溶解包壳中的二氧化铀。
溶解所得的硝酸铀酰溶液含有不溶残渣，需经过澄清过滤除去，过滤所得的澄清液经调节钚、镎价态后送去化学分离过程处理。
（2）化学分离。
化学分离过程是使铀、钚与放射性裂变产物分离以及铀、钚之间的分离纯化。
目前，世界各国乏燃料后处理厂化学分离工艺都是采用purex 溶剂萃取流程，以30％磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂，以正十二烷或加氢煤油为稀释剂，进行液——液萃取，一般经过三个溶剂萃取循环，即共去污分离循环，铀线二、三循环，钚线二、三循环的标准流程，也有采用两个萃取循环的后处理流程。
（3）铀、环尾端处理。
铀、环尾端处理是将硝酸铀酰和硝酸钚溶液制成氧化物产品。
硝酸铀酰采用流化床脱硝制成二氧化铀。
硝酸钚经草酸沉淀、煅烧制成二氧化钚。
2.2干法后处理干法后处理是在非水条件下进行乏燃料后处理的工艺过程。
干法后处理分挥发法和高温法两大类：（1）挥发法。
挥发法可以分为氟化物挥发法和氯化物挥发法。
（2）高温法。
高温法又可分为物理法和化学法。
物理法包括分级蒸馏法、分级结晶法和熔融金属萃取法；化学法包括熔融金属萃取法、熔融盐萃取法、熔融盐电解法和熔融精炼法。
在乏燃料后处理过程中，乏燃料中各主要成分的分离纯化和回收，必须达到一定的要求。
产品回收率是乏燃料后处理厂的一项重要的经济指标和技术指标，一般水法流程对铀、钚的回收率已经分别可达99.8％和99.5％以上。
产品放射性则是后处理厂一项主要的质量指标，应对乏燃料的特性，产品用途，燃料元件再加工技术以及经济、安全等方面进行综合考虑后再提出要求。
3.后处理工艺下面以压水堆低富集铀氧化物燃料的乏燃料后处理为例，对水法普雷克斯溶剂萃取流程的主要工艺步骤加以简要的阐述。
3.1普雷克斯流程的化学原理昔雷克斯流程采用稀释过的磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂。
TBP 的化学稳定性好、闪点高、挥发性低，与水仅稍微混溶，处理乏燃料后容易实现再生，也可重复使用，为了改善其密度与粘度，需要对它加以稀释，性能最好的稀释剂是正十二烷，比较经济适用的是优质煤油。
当TBP 与含硝酸的水溶液接触时，它能选择性地萃取铀和钚，而对裂变产物及其它杂质的萃取率则十分低。
因此，通过多级逆流萃取可使铀、钚与裂变产物分离。
另一方面，TBP 对三价钚的萃取率很低，所以选用合适的还原方法将四价钚还原成三价钚，可以实现铀、钚的分离。
3.2普雷克斯流程的主要工艺步骤处理不锈钢包壳或锆合金包壳的压水堆低富集氧化铀燃料的普雷克斯流程，主要工艺步骤如下：（1）去壳溶解。
早期采用化学去壳法，即用适当的化学试剂硫酸和氟化物分别将不同包壳材料（不锈钢和锆合金）进行溶解。
这种方法会带来容器的腐蚀，还有大量放射性废液及铀、钚损失等问题。
因此，对动力堆乏燃料普遍采用切断——浸取法来去壳，溶解过程需采用适当方法以确保可能发生的临界安全。
（2）去污萃取。
由萃取段和洗涤段组成，在萃取段中，铀和钚经30％（体积）TBP——正烷烃稀释剂，多级逆流萃取后再进入有机相；裂变产物基本上仍留在水相萃余液中；镅、锔也进入萃余液中，镎则在两相之间进行分配。
在洗涤段，用约3mol/L 的硝酸洗涤来自萃取段的有机相，在除去其中夹带的裂变产物后，再返回萃取段。
萃取段往往是在室温下进行操作，萃取设备的物料滞留量要尽量减少，以减少溶剂的辐照降解。
同时，提高洗涤段的温度还有利于去除钌。
（3）铀、钚分离。
TBP 对不同价态的钚有不同的萃取能力，三价钚的分配系数比四价钚的低得多。
硝酸浓度低时，三价钚的分配系数更低。
采用适当的还原方法，将载有铀、钚的有机相中的钚，还原成三价而铀仍保持六价，即可将钚还原反萃而与铀分离。
还原剂可用亚铁离子、四价铀、硝酸羟胺。
（4）铀的纯化。
铀、钚分离后，铀使用稀酸反萃，再经1～2 个TBP 萃取循环进行纯化处理。
（5）钚的纯化。
铀、钚分离后的钚仍含有一定量的铀、镎和裂变产物。
再经过两个萃取循环进行纯化。
反萃时，可用稀酸（0.35mol/L。
硝酸）选择性反萃取钚，也可用还原反萃。
还可采用阴离子交换作为钚的尾端净化步骤。
（6）溶剂再生返回使用。
处理过大量裂变产物和钚的溶剂，必须除去其中所含的裂变产物和降解（辐照降解和化学降解）产物，同时回收所含铀和钚。
常用的溶剂处理方法是洗涤法，以酸、碱交替洗涤为主，近年来世界上正在研究新的溶剂再生方法。
（7）废水处理。
后处理过程产生大量的各种废水，放射性废水按其比活度大小分为高放、中放和低放废水，并可根据含盐量、含酸量进行进一步分类。
其中最重要的是占全部废物放射性约99％的高放废液的处理处置，高放废水通常较多的采用蒸浓储存以待进一步处理。
低放废水可采用凝聚沉淀法、离子交换法处理，还可用电渗析法、反渗透法处理。
对于放射性水平低于露天水源中最大允许浓度的废水，可经过稀释后直接排入江河、海洋。
3.2后处理的发展趋向乏燃料后处理不仅在实现核燃料循环使用，充分利用核资源方面是必需的，而且从环境保护和核废物的最终安全处理处置来看，也是十分重要的。
一方面，随着核能利用事业的发展，要求乏燃料后处理厂能够接受燃耗深、冷却时间短，比活度大、含钚量高的乏燃料。
另一方面，对乏燃料后处理的经济性和安全性的要求也是越来越高，对放射性三废的排放标准也是日趋严格。
因此乏燃料后处理的发展应向这些方面努力。
