第五章授课53首端过程.docx
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第五章授课53首端过程
5.3首端处理过程
●“首端处理”这个术语最初是指料液在萃取分离之前，用沉淀、挥发等方法去除某几个特定的裂片元素（如锆、铌、钌），以补充萃取净化之不足。
●后来用于概括从乏燃料的接受到萃取上料为止的所有操作步骤。
●所以，燃料组件的解体、包壳的脱除、燃料芯体的溶解和溶解液的调制等统称为首端处理。
●首端处理的目的：
☞尽量去除燃料芯体以外的部分，即包壳材料及其它非燃料构件，使它们不参加到化学分离过程中去，以免影响化学反应，并且尽可能不进入高放射性废液，以减少废物处理量；
☞进而将不同种类的核燃料加工成具有特定的物理和化学状态的料液，供后续分离工序使用，以便于用同一化工流程来处理各种不同型式的燃料元（组）件。
☞首端处理不仅要去除结构另件和包壳层，有时还要去除某些裂变产物（如131I、3H、85Kr、133Xe等）。
●棒束型燃料组件和片组型燃料元件首先用机械切割方法分解，以卸除附属的非燃料构件，如两端构件、定位格架、节流装置、组件盒等。
●脱除包壳主要有三种方法：
1）化学脱壳法；
2）机械脱壳法；
3）机械化学结合法――切断浸取法（溶解燃料芯体而不溶解包壳）。
●化学脱壳法是用化学试剂把金属包壳材料溶解掉而不溶解芯体，因为芯体在这阶段溶解会造成不能允许的燃料损失。
●适当的溶剂是：
☞对不锈钢可使用硫酸或王水；
☞对锆合金可使用氟化物（NH4F+NH4NO3）；
☞对镁合金可使用硫酸；
☞对铝合金可使用氢氧化钠或加硝酸钠以减少氢气的产生。
●虽然用化学脱壳法很容易处理任何形状的燃料元（组）件，但它有下列缺点：
1）为了减轻腐蚀，设备需用昂贵的特种合金钢制造；
2）产生大量放射性废液（5-6m3/tU），不易处理到容许排放的水平而必须贮存起来，花费很大；
3）随包壳而溶解或脱落的铀、钚损失较大。
●现在化学脱壳法仅用于生产堆和研究试验堆的铝包壳燃料元件。
●机械脱壳法在英、法两国的石墨气冷堆镁包壳元件的脱壳中得到应用。
☞它是用机械方法在水下脱壳，用水作为屏蔽层，并可避免细粒飞扬。
☞切除元件的两端，再将包壳管用对称布置的三个铣刀按纵向切成长条，像剥香蕉皮那样剥离
☞然后将长条切成碎块以减少贮存体积。
将金属铀芯棒表面的包壳碎屑刷净后，送去溶解。
☞这种方法要求水下工作的剥壳机能自动控制、耐水腐蚀和动作可靠，优点是高放射性废液较少。
●又如快堆燃料组件为六边形不锈钢外壳，内为燃料棒，先切去端部接头、充气室和解剖外套箱，把燃料组件拆散成较小的燃料棒束，尽量减少后续剪切的困难。
●另有一种燃料组件结构为同心圆多层燃料组件，外套筒和最内层管为铝合金，先切去端头，再用推拉装置将它们与含燃料棒的圆套筒分离。
●剥香蕉皮式的机械脱壳法不适用于锆合金或不锈钢包壳陶瓷体燃料元件。
●现代动力堆的棒束性组件，普遍采用切断浸取法。
☞单根燃料棒或整个燃料组件，在剪切机上切成2－5cm的短段，装在不锈钢制的多孔盛料筐内送入硝酸浸取槽（溶解器）。
☞燃料芯块溶解于沸腾的硝酸中，铀芯被浸取出来而锆合金或不锈钢短管则不溶解，将包壳短管捞取出来经漂洗、监测后，送去埋存。
●切断浸取法具有同机械脱壳法一样的优点：
☞金属构件和包壳材料作为固体废物，体积很小，并且可以无限期地埋藏起来，废物贮存费仅为化学脱壳法的5％。
☞缺点是剪切机需远距离操作，设备复杂，维修困难，对收集燃料细粒、防止气溶胶扩散等问题须妥善解决。
☞另外一点是，短段切口可能有较大的变形，以至影响硝酸的流通和燃料的完全浸出，或需要采取附加回收工序以减少未溶解燃料的损失。
●结构复杂的快中子堆燃料组件不作整体剪切，而在解体后将单棒逐根地切成短段，装在盛料筐内送去溶解，除了包壳以外的其它结构材料度不进入溶解器。
浸取过程终了时将留在筐内的不锈钢短管作为固体废物埋存。
●高温气冷燃料元件要求特殊的首端处理――燃烧浸取法。
先将石墨元件压碎或磨碎，靠燃烧除去石墨外壳和基体，再用硝酸将燃料从残渣中浸取出来。
●以金属为基体的弥散体型燃料元件，不可能或很难进行单独的脱壳处理。
☞例如材料试验堆的铝铀合金元件，就采用燃料、包壳一起溶解的处理方法。
☞溶剂使用硝酸，加汞盐（硝酸汞）作为使铝溶解的催化剂。
☞然后将含有硝酸铝－硝酸铀酰－裂变产物硝酸盐的溶液送去作化学分离。
☞另一种方法是先用氢氧化钠将铝选择性地溶解掉，再用硝酸对铀进行溶
解。
●连续溶解过程是指以一定的速度连续地往溶解器中加入乏燃料短棒和溶解剂，并以一定的速度连续排出合格的溶剂液的过程。
☞溶解器的优点是：
生产能力大、溶解过程反应平稳、无气峰，产品均匀。
☞连续溶解器中，有一个不断地匀速旋转的12格旋转轮，从剪切机下来的乏燃料短棒，连续地进入旋转轮的格中，乏燃料短棒浸泡在硝酸溶液中浸取溶解芯块，当乏燃料短棒转出液面时包容在包壳中的芯块已被全部溶解。
溶解液不断排出，新鲜的硝酸溶液不断注入使溶解器的液位维持恒定。
废包壳随着旋转轮离开液面，自动地落入废包壳出口。
连续溶解器过程现已成熟地应用于大型商用乏燃料后处理厂。
●首端处理对后处理厂的试剂消耗、三废产生数量即运行费用影响甚大，而且还直接关系到萃取过程能否顺利进行，因此它是后处理工艺的一个重要组成部分。
●近年来首端处理受到很大重视，做了大量研究工作。
☞有的工厂配备了六、七套不同的首端处理方法，使同一溶剂萃取系统可以适应多种不同类型的乏燃料。
☞有的工厂通过增建首端处理车间，将原来只能处理生产堆或气冷堆的低辐照、天然金属铀燃料的老厂，改造成为可以处理动力堆高辐照、氧化物燃料的工厂。
●今后快堆乏燃料的水法处理，也在很大程度上取决于首端处理技术的进展。
5.3.1乏燃料首端处理前的冷却和运输
●辐照过燃料元（组）件的比放射性活度很高，现代轻水堆燃料组件在停堆时的瞬间（约1s后）具有10000-15000TBq/kgU的比放射性活度，1天后仍有1000－1500TBq/kgU的比放射性活度。
☞这样强的放射性很难处理，因为强射线会通过辐射分解，破坏水法后处理过程中使用的有机试剂，使工艺过程不稳定；而且组件的操作、运输也有困难。
☞因此，从反应堆卸出的乏燃料通常都要存放一段时间才加以处理，这个过程称为乏燃料元件的“冷却”。
☞冷却一般放在特殊设计的水池中进行。
水池设计要考虑保证临界安全，及时排出裂变产物释放的热量和水辐解产生的H2、O2等许多安全和工程问题。
●冷却的主要目的在于：
（1）降低乏燃料放射性水平
●乏燃料中的数百种裂变产物，大部分都是放射性核素，且产率和半衰期各不相同。
☞经过冷却可使占乏燃料中绝大部分放射性的短寿命核素衰变掉，使毒性大且易于挥发的、容易造成环境污染的131I衰变掉，从而大大降低乏燃料的放射性水平。
☞这不仅可以降低后处理过程的防护费用，而且对水法后处理过程还大大减少辐射对有机试剂的降解破坏作用。
（2）保证转换生成的易裂变材料的收率
●欲使可转换核素吸收中子后生成的中间产物（239Np、233Pa）完全衰变为有用的易裂变核素239Pu、233U，必须要有足够的冷却时间，从而确保回收核素的纯度和回收率。
（3）保证放射性很强的铀或钍同位素（如237U、234Th等）的衰变
●若不把这些核素衰变掉，在后处理过程中又不能把它们与铀或钍分离，结果得到的铀或钍产品的放射性就会大大超过天然铀或钍的放射性水平，给这些回收产品的后续加工和再利用造成困难。
●此外237U的衰变产物237Np是一种需要在后处理过程中加以回收的重要超铀核素，所以为了保证237Np的收率，也需要让237U绝大部分衰变为237Np。
●在等待其衰变的短半衰期裂变产物中，起控制作用的是难处理和放射性毒性大的挥发性131I，它的半衰期是8.05天，需要经120天的冷却时间才衰变干净。
☞如果冷却时间不够长，会在元件溶解过程中因释放出大量的放射性131I而造成溶剂质量下降和环境污染事故。
●关于强放射性中间产物的衰减，对辐照铀燃料来说，产生的主要放射性重同位素是237U，它从238U经快中子（n,2n）反应或从235U经两次（n,γ）反应生成的。
☞其半衰期为6.75天，放射性很强，化学性质又与235U及238U相同，在后处理过程中不能分离，会使铀产品的放射性活度增高，造成后续加工的困难。
☞为了使237U的放射性活度衰减到天然铀的水平，一般需要冷却100－120天。
由于产品对237U的含量要求十分苛刻，且其初始量较大，为满足产品的高要求，一般要求24个半衰期的冷却时间，即需要冷却160－180天。
●要使某一放射性核素绝大部分衰变掉（如减少到原来的1/1000），大约需经过10个半衰期的时间。
☞所以对新生成易裂变燃料239Pu的回收，其中间产物是半衰期为2.35天的239Np，辐照过燃料必须经过至少30天的冷却时间，使239Np全部衰变成239Pu，才能避免贵重的易裂变燃料239Pu的损失。
☞这是辐照过燃料的最短的冷却时间。
●对钍燃料辐照后，需要冷却更长的时间（250－300天）以待234Th（半衰期为24.1天）和233Pa（半衰期为27.4天）的衰变。
☞然而，在钍燃料中还有更长寿命的放射性重同位素228Th（半衰期为1.9年），它是由232U（半衰期为72年）经α衰变而生成的。
因此，不可能等待232U和228Th的衰变。
☞实际上由于核燃料中232U组分的衰变，228Th及其硬γ放射性子体将随着冷却时间而积累。
●冷却时间的选择，除了上述因素外，还要考虑贮存池的容量、乏燃料贮存对经济性的影响等因素。
☞一般生产堆乏燃料典型的冷却时间为90－120天；
☞动力堆乏燃料的冷却时间为150－180天；
☞快堆乏燃料易裂变核素含量高，早期希望冷却30天，目前倾向于冷却50－60天。
☞以上是后处理工厂设计作为依据的最短冷却期，实际后处理过程由于各种原因，都要超过这些天数，这对后处理不会带来不利影响。
☞但冷却时间缩短到90天以内，则会带来不少问题。
主要是半衰期为几天量级的一些核素，如131I、237U和133Xe等很难处理，它们对环境安全、产品质量和溶剂萃取过程中的溶剂降解等都有不利影响。
●乏燃料元件的运输是一个专门课题，需要解决屏蔽、散热和确保安全等问题，因此容器和运输工具十分笨重。
☞虽然运输并不涉及多少化学问题，但运输过程对后处理的经济性却有不可忽视的影响。
据原苏联专家估计，当运输距离为1000－5000km时，运输费用一般要占后处理总费用的15－20％。
☞对生产堆来说，反应堆与后处理厂往往相距不远，运费不算贵，卸出的燃料在堆附近的水池中贮存、冷却一定天数后用专车运往后处理厂，直接卸入溶解设备内。
☞对于动力堆，通常燃料元件卸出后先在堆旁存放一些时候，然后用专门设计的货车或轮船，运往本国或国外的后处理厂。
☞在后处理厂内设有受料和冷却贮存水池，继续让元件冷却，直到需要处理时再去出送往车间。
5.3.2生产堆乏燃料的去壳和溶解
●本节以生产堆常用的铝包壳天然铀金属元件为对象，介绍碱溶去壳和硝酸溶芯过程。
1．碱溶铝壳
●
生产堆乏燃料元件的典型结构和尺寸如图5－1所示。
●平均每个元件块含铀3.6kg，铝壳100g左右。
因此处理量为每天1t铀的溶解工序，去壳的负荷约为1000mol（Al）/d。
（~28kg/d）
●由图5－1，金属铀棒与铝壳之间是用铝硅合金作粘结剂。
由于粘结剂的性质，采用机械去壳法是不易去壳的，因而采用化学去壳法。
●铝是两性金属，既能溶于酸，又能溶于碱，而铀则不溶于碱。
☞因此，氢氧化钠可与铝迅速反应而使铝溶解，其反应式为：
2Al+2NaOH→2NaAlO2+H2↑
☞显然，单用氢氧化钠溶解铝壳会产生大量的氢气，氢气与空气的混合物在体积比为4－75%范围内都容易着火爆炸，这对操作安全十分不利。
☞因此在工厂实践中均采用氢氧化钠和适量的硝酸钠配成的混合碱去溶解铝壳，可使产生的氢气降低到最小。
☞在有硝酸钠存在时，可能有如下三种反应同时进行：
8Al+5NaOH+3NaNO3+2H2O→8NaAlO2+3NH3↑
2Al+2NaOH+3NaNO3→2NaAlO2+3NaNO2+H2O
2Al+NaOH+NaNO2+H2O→2NaAlO2+NH3↑
☞如图5-2所示，H2、NH3、NO2－的相对产量取决于NaNO3的用量。
☞氨与空气的混合物在体积比为15.7%－27.4%范围内也能引起爆炸，但爆炸限比氢气窄，因而比操作氢气容易控制，比较安全。
（1）NaOH浓度的选择
●混合碱中NaOH浓度在5－50％范围内变化时，铝的溶解都相当迅速。
☞沸腾温度下，5％NaOH溶液的溶壳速度为1.5mm/h；10%NaOH为5mm/h。
但若NaOH起始浓度超过10％，则反应太快，瞬时排气量大，泡沫层过高，不易控制。
☞此外还要防止金属铀在浓碱中溶解，当NaOH浓度低于30％时的铀损失很小，但在50％NaOH溶液中铀的损失相当显著。
因此混合碱中NaOH浓度常取5－10％。
（2）NaNO3浓度的选择
●NaNO3浓度从0增加到0.7mol/l，可以加速铝壳溶解速度，超过0.7mol/l对溶解速度影响不大，如表5-6所示。
表5-6NaNO3和NaOH浓度对铝壳溶解速度的影响（95℃）
[NaNO3]
溶壳速度mol/l
mm/h
起始[NaOH]
mol/l
0.00
0.59
0.71
0.94
1.18
1.76
0.50（2%）
0.27
1.51
1.69
1.71
1.77
1.77
1.25（5%）
0.54
3.20
3.29
3.39
3.45
3.48
2.00（8%）
0.86
4.32
4.50
4.55
4.60
4.61
●在实际确定工艺条件时，主要考虑抑制氢气的生成。
当NaNO3浓度超过1.18mol/l时，则氢的生成量接近于最低值。
因此混合碱中NaNO3浓度常取为1.06－1.18mol/l。
（3）去壳剂用量
●NaOH和NaNO3起始浓度除了要满足工艺选定的数值外，还必须考虑过剩浓度和元件浸没要求，因此去壳剂用量往往比化学计算量大得多。
☞这主要是由于碱溶铝壳生成的偏铝酸钠（NaAlO2）会发生水解反应：
NaAlO2＋H2O↔Al（OH）3↓+NaOH
☞因此，去壳液必须保持一定过剩浓度的NaOH以抑制水解，否则析出Al（OH）3沉淀会堵塞管道和阀门，造成事故。
☞实验表明，过剩NaOH浓度高于0.65mol/l就可以避免生成Al（OH）3沉淀。
因此，去壳剂中的NaOH浓度最好取1.25－1.5mol/l，总用量按
Al:
NaOH:
NaNO3（mol数比）＝1:
1.41:
1.1或1:
1.65:
1.28计算。
☞这样溶解较快但又不过分剧烈，生成氢气很少，溶壳废液不会生成Al（OH）3沉淀，铀的溶解损失也很低。
☞此外，去壳剂的总体积还必须足以将元件完全浸没。
浸没所需液量与溶解器的尺寸、结构及元件堆积的孔隙率有关，这可根据冷料堆积或实测元件堆积高度来估算。
（4）溶壳温度和搅拌
●铝在碱中溶解速度随温度升高而加快，从60℃升高到100℃，溶解速度大约加快3倍。
●为了保证去壳速度必须保持一定的反应温度，考虑到铝与NaOH反应是放热反应，为了使反应平稳，保证安全，在实际生产中当溶壳温度升到75℃左右时就不再继续升温，此时铝与NaOH开始反应，利用其反应热使温度升高到～100℃，维持在此温度下溶壳。
●为了改善铝壳溶解过程中的传热、传质、防止溶液局部过热，可以通入空气进行搅拌。
☞搅拌强度可用每分钟每平方米液面通过的空气的体积来表示。
其搅拌强度一般采用0.2m3/m2·min。
☞另外，还要向液层上方空间补充稀释空气，使排气中NH3浓度低于爆炸下限（15.7％）。
一般采用的稀释空气量为NH3生成量的12倍，使尾气含NH3量在8％以下，以确保安全。
2. 酸溶铝壳
●铝包壳也可以在硝酸中溶解。
铝在纯硝酸中有钝化反应，溶解缓慢，但加入少量汞离子催化，将大大加快反应速度。
●硝酸溶壳可以避免尾气中的氨带来的问题，没有含偏铝酸钠中放废液的处理问题，含硅残渣呈颗粒状而不像碱溶时呈细泥状。
●如果去壳和溶芯同时进行，还可节省操作时间25％左右。
但由于铝进入萃取料液对萃取设备性能可能有不利影响，而且高放废液也难以蒸发浓缩，因此酸溶去壳法在生产中未能取代碱溶法。
3.酸溶铀芯
（1）溶解过程
●对于生产堆来说，主要是金属铀溶于硝酸的反应。
☞由于金属铀的化学性质很活泼，金属铀芯极易溶于硝酸，其反应实质上是个氧化还原反应。
☞金属铀被氧化为六价，生成UO2（NO3）2·6H2O，而硝酸被还原分解，五价的氮变为二价的NO和四价的NO2。
●其溶解速度随初始硝酸浓度、温度和表面积的提高而加快。
溶解过程大致可分为三个阶段。
●常用的起始硝酸浓度为50％左右（10.4mol/l），在高酸度（>45％）下，反应主要是：
U+8HNO3→UO2（NO3）2+6NO2↑+4H2O
☞因此其酸耗（溶解1mol铀所消耗的HNO3mol数）达8mol，同时产生大量气体，形成排气陡峰。
☞气峰通常在85-95℃时出现，这是由于溶解开始时，酸度较高，溶液又未沸腾，所产生的大量二氧化氮气体不能被水吸收造成的。
☞溶解开始后1h内放气量为全过程平均值的5-6倍。
由于反应大量放热，因此溶液迅速升温。
达到沸腾温度之后，排气量急骤下降，这时溶芯的第一阶段。
☞第一阶段酸耗很大，溶液中的HNO3浓度很快降到45％以下，这时反应进入第二阶段。
●在溶芯的第二阶段，除了继续发生上述反应外，铀和酸同时还按下式反应：
U+4HNO3→UO2（NO3）2+2NO↑+2H2O
☞这时反应酸耗显著降低，而且由于排气速度减慢。
尾气中的NO2在回流冷凝器中回收较好，因此实际酸耗更低。
●当HNO3浓度降到25％以下时，溶芯进入第三阶段，反应主要按后一种反应式进行，酸耗为4mol，主要气体产物为NO。
☞这时如果通入空气或氧气，可使NO氧化为NO2，有利于氮氧化物以HNO3形式得到回收，使实际酸耗降到3mol左右。
☞溶解速度和排气速度变化如图5-3、酸耗变化如图5-4所示。
●初始硝酸浓度不宜过高，否则酸耗太大、气峰陡，大量氧化氮不能有效回收，甚至造成溶解器正压，使放射性物质外泄。
☞溶解结束时要有一定的剩余酸度，这是萃取调料所需要的，也是为了保证溶芯后期的反应仍有足够的速度。
☞包括剩余酸度在内，溶解1mol铀所需的全部HNO3的总mol数叫做酸铀mol数比，一般取3.5－5。
☞在间隙溶解过程中，这些硝酸常分两批加入，以利于提高总溶解速度、降低酸耗和排气峰。
☞第一批加入总酸量的56－60％，以元件完全浸没为限，
☞第二次加酸用于提高后半段溶解速度。
☞整个一批元件块的溶解过程约为5－10h。
●铀芯表面积对溶解速度也有影响。
☞在其它工艺条件相同的情况下，铀芯总表面积越大，相对溶解速度越高。
☞溶解后期由于铀芯尺寸大大缩小，总的反应表面积也就很小，因此最后一
部分铀要完全溶解是很慢的，这也就降低了平均溶解速度。
☞如果每批铀芯不要求当批溶完，而是保留一部分溶剩的铀芯作为“留底”，则可显著提高平均溶解速度。
☞常用的留底量为50％，即每次溶解开始时，溶解器内的总铀量为两倍的投料量，溶解终了时保留一半留底。
☞采用留底的办法主要是增大铀芯的总表面积，使溶芯时的平均溶解速度较高。
☞表5-7为留底操作对提高溶解器生产能力的影响。
表5-7 留底对溶芯速度的影响
留底，％
新投料，％
平均溶解速度，kg/h
0
100
6.67
24
76
10.4
56
44
15.4
●溶芯在沸腾温度下进行，也用0.2m3/（m2·min）的空气搅拌。
另加稀释空气，使气量总和为反应放气量的一倍。
●在有金属铀留底时，钚溶于硝酸主要是形成Pu（Ⅳ）离子，也可能由于Pu（Ⅳ）放置歧化而有少量的Pu（Ⅲ）和Pu（Ⅵ）。
钚与硝酸的简化反应式为：
Pu+8HNO3→Pu（NO3）4+4NO2↑+4H2O
☞Pu（Ⅳ）主要以＋4价的阳离子存在，也有少量的络离子（如（PuNO3）3+）存在。
☞如果溶解液的剩余酸度控制得不好，造成低酸或缺酸条件，则会形成很难再溶的Pu（Ⅳ）聚合物，给后续萃取分离带来不应有的钚损失。
●生产堆乏燃料中裂片元素总量很少，不溶于硝酸的更加微量，因此可以忽略。
☞挥发性裂片元素在溶解时进入尾气，85Kr等惰性气体几乎全部从元件中释放出来并随尾气排出。
☞131I的去向则视溶解条件而定，当硝酸浓度较高时，已挥发的碘大部分又在冷凝器中回流；而随酸度降低，又有较多的131I通过冷凝器进入尾气。
（2）氮氧化物回收和溶解尾气处理
●在不加空气氧化的情况下，铀的总溶解反应可写成：
U+5.5HNO3→UO2（NO3）2+2.25NO2↑+1.25NO↑+4H2O
●如果通入氧气，则理论上可以实现“无烟”溶解：
U+2HNO3+1.5O2→UO2（NO3）2+H2O
●但实际上不可避免地会有氮氧化物生成，即使充分回收也只能达到酸耗为2.5mol左右。
●溶芯尾气中氮氧化物的充分回收对保护环境和降低试剂的消耗都有很大的意义。
☞氮氧化物回收可以在溶解尾气处理过程中用吸收塔来完成。
☞但是最好是充分利用溶解系统的回流冷凝器，使氧化氮在其中充分转化为硝酸溶液并随即返回溶解器继续参加反应。
☞目前大多数后处理厂的吸收塔都只起尾气处理作用，而不作为主要回收手段，吸收塔的尺寸也大大缩小了。
●为了在回流冷凝器中充分氮氧化物，需要采取以下措施：
1）通入空气或氧气促进NO转化为NO2。
由于NO2被水吸收生成HNO3的同时，仍放出一部分NO，而NO本身不能被水吸收，因此NO的氧化速度是氧化氮回收的主要控制因素。
目前各后处理厂普遍在溶解时通入空气或氧气。
溶解1kg铀所需要的氧化空气用量为0.5－1m3。
2）降低排气峰值。
排气峰过陡则瞬时气量很大，由于在冷凝器内停留时间不足而使氧化氮吸收不完全。
为了降低排气峰值可以在溶解开始阶段向溶解器内喷入水蒸汽。
水蒸气会把NO2大量吸收，使气峰值大大降低。
吸收了NO2的水蒸气在冷凝器内以HNO3形式冷凝下来且流回溶解器。
这样既降低了气峰值，又降低了酸耗，还不影响溶解速度。
大型工厂还趋向于采用连续操作的溶解设备以使排气比较均匀，从而提高氮氧化物的回收率。
3）采用下行式回流冷凝器。
下行式回流冷凝器是从顶部通入溶解气体，从底部排出回流冷凝液（返回溶解器）和尾气的装置。
在顶部就形成较多的冷凝液与尾气一起并流向下，所以全部体积回流液在整个停留时间对尾气进行充分洗涤，NO2的吸收效率最高。
另一方面由于冷却水从下往上流动所以在底部尾气快要出口处温度最低，对NO氧化和NO2吸收都是最有利的。
采用下行式回流冷凝器可以使排出的尾气中氮氧化物含量降至很低水平，整个溶解酸耗可降低到2.5－3mol。
相反在早期采用上行式回流冷凝器中由于顶部尾气出口处回流体积很小，而底部回流液量虽大，但温度较高，因此都不利于NO氧化和NO2吸收，实际酸耗都
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