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      50年代后期，清華大學開展了核燃料后處理萃取法的研究。

      1960年至1962年，中科院原子能所開始驗證沉淀法工藝各工序的化學條件，并開展了钚、鈾裂變產物的分離、分析和基礎理論的研究，首次從輻照過的研究堆燃料中提取出人造放射性元素钚。

      1964年，清華大學與中科院原子能所利用反應堆大廳的熱室進行模擬強輻照條件下的單級萃取乳化試驗。經過一個月的空氣脈沖攪拌，燒杯內的兩個萃取體系未產生嚴重乳化，分相仍然良好。

      1964年至1972年，中科院化學所、長春應用化學所及上海有機化學所共同承擔了核燃料后處理流程的工藝及化學問題的研究，完成了蘇聯設計的沉淀法后處理流程的部分工藝驗證，配合二機部完成鈾-钚分離三循環的部分工藝研究，并提供了設計參數。

      1965年,中科院原子能所、清華大學等在原子能所將作輻照元件檢驗用的物理熱室改為化學熱室，利用混合澄清槽，進行了后處理工藝中鈾、钚共去污和鈾/钚分離循環共11次熱試驗,結果顯示了萃取法的良好工藝性能。同年，又合作進行了钚線第二萃取循環的試驗。

      1965年，中科院提出了“一堆兩法，干法從速，濕法求新”的方針。中科院化學所等單位進行了萃取法二循環的研究，王中紀、沈玉其等完成了鈾棒溶解后加肼預處理，使钚形成不被萃取的亞硝基化合物，從而提高了鈾、钚的凈化系數，提高了用四碳羥肟酸作萃取劑用于鈾的還原反萃，使鋯、鈮的凈化效果顯著提高。同年，該所徐曉白、張拭等開展了對濃縮鈾元件在硫化床中經氫氯化使鈾鋁分離，再經氟化使六氟化鈾冷凝回收的研究，使鈾的回收率達99．5%。

      1965年至1966年，清華大學核能技術研究所完成了一座包含兩個熱室、兩個溫室和兩個有機玻璃手套的熱化學實驗室的設備安裝和調試，并進行首次熱試驗獲得成功，日處理能力為4公斤鈾；改建了一座日處理能力為50公斤鈾的冷試驗車間，進行了第一萃取循環三個混合澄清槽的聯動運行試驗，并調試了自動控制系統。

      1976年至1979年，中科院原子能所等開展了高濃縮鈾燃料處理工藝實驗室研究，包括元件溶解、試管串級模擬逆流萃取等試驗。1978年，核工業部二院在大連213所完成中間試驗工廠規模(日處理1公斤鈾)冷鈾元件連續溶解試驗和脈沖萃取柱單體和第一萃取循環聯動和自動控制的試驗。