核燃料水法后处理流程之一，是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（见铀）的化工过程。
钍元件在反应堆中，通过下列核反应生成铀233，钍本身不能直接用作核燃料，但它所生成的铀 233是易裂变核素，可作为核燃料。

由于世界上使用钍元件的反应堆还很少，梭勒克斯流程还没有被大规模地套用于工业上。

梭勒克斯所用的萃取剂—磷酸三丁酯 (TBP)—具有许多优点（见普雷克斯流程）。

TBP对铀、 钍的萃取能力比对裂变产物和鏷233要强得多，因此，通过多级逆流萃取和洗涤，可使铀、钍与裂变产物及鏷分离。

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摩尔/升的硝酸）将钍反萃，再用极稀的酸（0.005～0.01摩尔/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。

经过第一萃取循环分离后的铀和钍，可以各自再经过一个萃取循环以进一步纯化，钍也可经过硅胶吸附除去鏷233和锆、铌，经草酸沉澱除去钌。

这种流程利用包壳成分作盐析剂，对裂变产物的去污较好，这是它的优点，但产生的强放射性废液含大量盐分，浓缩倍数受到限制，因而废液体积较大。
梭勒克斯流程有一种变体：在用机械法或化学法脱去铝包壳后，钍燃料用硝酸溶解，然后用TBP萃取，进行钍、铀及裂变产物的分离。

在该过程中，以硝酸作为萃取时的盐析剂，在这种情况下，由于酸度较高，对裂变产物的去污不如上述用硝酸铝作盐析剂的方法。

因此，通常还要採取一些改善去污的措施(如提高过程温度等)。但用硝酸作盐析剂的最大好处，就是高放射性废液中盐分较少，便于浓缩处理。

朗着，杨云鸿译：《核燃料后处理工程》，原子能出版社，北京，1980。

(J. T. Long,Engineering forNuclear Fuel Reprocessing, Gordon & Breach, New York, 1967.)