CN109036609A - 一种球形核燃料元件生产线返品回收处理方法 - Google Patents
一种球形核燃料元件生产线返品回收处理方法 Download PDFInfo
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Abstract
本发明实施例涉及核化工转化领域，具体涉及一种球形核燃料元件生产线返品回收处理方法。该回收处理方法中返品包括不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒和废元件球。本发明实施例提供的各种返品的回收处理方法中，采用萃取和反萃取纯化工艺，成功使硝酸铀酰溶液中的杂质得以去除，得到的纯化后的硝酸铀酰溶液中，铀的纯度、浓度达到生产主工艺要求；该回收处理方法步骤简单，节省人力物力，应用性强，效率高。
Description
技术领域
本发明属于核化工转化领域，具体涉及一种球形核燃料元件生产线中返品的回收处理方法。
背景技术
高温气冷堆是国际上第四代核能系统的优先研究开发对象，其球形核燃料元件生产线包括化工转化、UO2核芯制备、包覆颗粒制备、球形燃料元件制备、基体石墨粉制备以及不合格物回收等工艺。但是，现有的高温气冷堆球形核燃料元件无法处理返品，即：不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒和废元件球等无法回收处理，造成了资源浪费和潜在环境问题。
公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。
发明内容
发明目的
为解决上述技术问题，本发明的目的在于提供一种球形核燃料元件生产线中返品的回收处理方法，其中返品包括不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒和废元件球。该回收处理方法步骤简单，节省人力物力，应用性强，效率高。
解决方案
本发明实施例提供了一种球形核燃料元件生产线中不合格U3O8的回收处理方法，包括以下步骤：
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调配至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。
本发明实施例还提供了一种球形核燃料元件生产线中废UO2核芯的回收处理方法，包括下述步骤：
废UO2核芯的处理：将废UO2核芯经压力破碎，在850-900℃下氧化煅烧5-8h，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。
本发明实施例还提供了一种球形核燃料元件生产线中废包覆颗粒的回收处理方法，包括下述步骤：
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在800-900℃下氧化煅烧5-8h后，得到返品U3O8粉末
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。
本发明实施例还提供了一种球形核燃料元件生产线中废元件球的回收处理方法，包括下述步骤：
废元件球的处理：将废元件球经压力破碎，在800-900℃下氧化煅烧8-12h，得到废包覆颗粒；
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在800-900℃下氧化煅烧5-8h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。
上述球形核燃料元件生产线中不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒或废元件球的回收处理方法在一种可能的实现方式中，所述返品U3O8粉末的处理中，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L。
上述球形核燃料元件生产线中不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒或废元件球的回收处理方法在一种可能的实现方式中，有机相萃取滤液中的铀时，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放。
上述球形核燃料元件生产线中不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒或废元件球的回收处理方法在一种可能的实现方式中，含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取过程中，控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L。
上述球形核燃料元件生产线中不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒或废元件球的回收处理方法在一种可能的实现方式中，含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取后，得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为50-60g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为3-7％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
上述球形核燃料元件生产线中不合格U3O8、废UO2核芯、废包覆颗粒或废元件球的回收处理方法在一种可能的实现方式中，所述球形核燃料元件生产线适用于高温气冷堆球形核燃料元件的生产。
本发明中所述的铀浓度指的是铀元素的浓度。
有益效果
(1)本发明实施例中提供的球形核燃料元件生产线中各种返品的回收处理方法，采用萃取和反萃取纯化工艺，成功使硝酸铀酰溶液中的杂质得以去除，得到的纯化后的硝酸铀酰溶液中，铀的纯度、浓度达到生产主工艺要求。
(2)本发明实施例中提供的球形核燃料元件生产线返品的回收处理方法，通过破碎、煅烧和硝酸溶解，成功使返品中铀的形态得到转化，工艺实用性好。
(3)本发明实施例提供的回收处理方法，能有效地进行返品处理，大大提高核材料的利用率和减少返品元件的库存，保证生产线的稳定运行。
具体实施方式
为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。除非另有其它明确表示，否则在整个说明书和权利要求书中，术语“包括”或其变换如“包含”或“包括有”等等将被理解为包括所陈述的元件或组成部分，而并未排除其它元件或其它组成部分。
另外，为了更好的说明本发明，在下文的具体实施方式中给出了众多的具体细节。本领域技术人员应当理解，没有某些具体细节，本发明同样可以实施。在一些实施例中，对于本领域技术人员熟知的原料、元件、方法、手段等未作详细描述，以便于凸显本发明的主旨。
实施例1
一种球形核燃料元件生产线中不合格U3O8的回收处理方法，步骤如下：
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80℃，溶解时间为2h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为50g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为3％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例2
一种球形核燃料元件生产线中废UO2核芯的回收处理方法，步骤如下：
废UO2核芯的处理：将废UO2核芯经压力破碎，在850℃下氧化煅烧5h，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为90℃，溶解时间为6h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为60g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为7％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例3
一种球形核燃料元件生产线中废UO2核芯的回收处理方法，步骤如下：
废UO2核芯的处理：将废UO2核芯经压力破碎，在900℃下氧化煅烧8h，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80℃，溶解时间为2h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为58g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为4％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例4
一种球形核燃料元件生产线中废UO2核芯的回收处理方法，步骤如下：
废UO2核芯的处理：将废UO2核芯经压力破碎，在880℃下氧化煅烧6h，得到返品U3O8粉末；返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80℃，溶解时间为2h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为53g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为6％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例5
一种球形核燃料元件生产线中废包覆颗粒的回收处理方法，步骤如下：
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在800℃下氧化煅烧5h后，得到返品U3O8粉末；返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为85℃，溶解时间为4h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为55g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为5％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例6
一种球形核燃料元件生产线中废元件球的回收处理方法，步骤如下：
废元件球的处理：将废元件球经压力破碎，在800℃下氧化煅烧8h，得到废包覆颗粒；
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在900℃下氧化煅烧8h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为85℃，溶解时间为4h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为50g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为5％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例7
一种球形核燃料元件生产线中废元件球的回收处理方法，步骤如下：
废元件球的处理：将废元件球经压力破碎，在900℃下氧化煅烧12h，得到废包覆颗粒；
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在850℃下氧化煅烧6h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为85℃，溶解时间为4h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为60g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为6％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
实施例8
一种球形核燃料元件生产线中废元件球的回收处理方法，步骤如下：
废元件球的处理：将废元件球经压力破碎，在850℃下氧化煅烧10h，得到废包覆颗粒；
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在850℃下氧化煅烧6h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为90℃，溶解时间为6h，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L；溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：通过改变溶液体积和加入酸/碱，将上述滤液调至铀浓度为90g/L和酸度为1.5mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)为有机相萃取水相中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；萃取过程中，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；
萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水≤0.07mgU/L，达标排放；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液，返回到重铀酸铵沉淀主工艺；反萃取过程中控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L；
反萃取后得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为57g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为5％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
最后应说明的是：以上实施例仅用以说明本发明的技术方案，而非对其限制；尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神和范围。
Claims (9)
1.一种球形核燃料元件生产线中不合格U3O8的回收处理方法，包括以下步骤：
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调配至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。
2.一种球形核燃料元件生产线中废UO2核芯的回收处理方法，包括下述步骤：
废UO2核芯的处理：将废UO2核芯经压力破碎，在850-900℃下氧化煅烧5-8h，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。
3.一种球形核燃料元件生产线中废包覆颗粒的回收处理方法，包括下述步骤：
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在800-900℃下氧化煅烧5-8h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。
4.一种球形核燃料元件生产线中废元件球的回收处理方法，包括下述步骤：
废元件球的处理：将废元件球经压力破碎，在800-900℃下氧化煅烧8-12h，得到废包覆颗粒；
废包覆颗粒的处理：将废包覆颗粒压力破碎，将破碎物在800-900℃下氧化煅烧5-8h后，得到返品U3O8粉末；
返品U3O8粉末的处理：将返品U3O8粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；
硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；
含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。
5.根据权利要求1-4任一项所述的回收处理方法，其特征在于：所述返品U3O8粉末的处理中，溶解过程中控制溶解液的铀浓度≤300g/L，溶解液酸度为2.5-3.0mol/L。
6.根据权利要求1-4任一项所述的回收处理方法，其特征在于：有机相萃取滤液中的铀时，控制萃余液中的铀浓度≤100mg/L，富有机相铀浓度介于80-100g/L；萃余液经铵盐沉淀、硅胶吸附等废水处理工艺后，尾水达标排放。
7.根据权利要求1-4任一项所述的回收处理方法，其特征在于：含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取过程中，控制反萃萃取液的铀浓度介于90-150g/L。
8.根据权利要求1-4任一项所述的回收处理方法，其特征在于：含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取后，得到的反萃萃余液即为贫有机相，将贫有机相经浓度为50-60g/L的碳酸钠溶液碱洗和体积分数为3-7％的稀硝酸溶液酸洗后，返回进行硝酸铀酰溶液的处理。
9.根据权利要求1-4任一项所述的回收处理方法，其特征在于：所述球形核燃料元件生产线适用于高温气冷堆球形核燃料元件的生产。
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