THOREX流程（thorium extraction process），理学-化学-放射化学与核化学-核燃料循环化学-核燃料循环，用磷酸三丁酯萃取法从辐照过的钍燃料元件中回收、纯化钍和铀-233的乏燃料后处理流程。是乏燃料水法后处理流程之一。钍本身不能直接用作核燃料，但它在反应堆中通过核反应生成的铀-233是易裂变核素，可作为核燃料。由于世界上使用钍燃料元件的反应堆还很少，THOREX流程还没有被大规模地应用于工业上。THOREX流程所用的萃取剂磷酸三丁酯（TBP）具有许多优点。TBP对铀、钍的萃取能力比对裂变产物和镤-233要强得多，因此通过多级逆流萃取和洗涤，可使铀、钍与裂变产物及镤分离。然后利用钍在TBP中的萃取率比铀低这一性能，小心地调节流比，先用低酸（0.2摩/升的硝酸）将钍反萃，再用极稀的酸（0.005～0.01摩/升的硝酸）来反萃铀，从而实现铀和钍的分离。铝包壳的钍燃料元件中，在少量汞离子和氟离子存在下，铝和钍都可溶于硝酸，利用硝酸铝作为TBP萃取铀、钍时的盐析剂，可以大大降低料液的酸度，使主要裂变产物锆、铌、钌等水解而降低萃取率，使裂变产物较易去污。