乏燃料後處理

在反應堆內燒過的核燃料。核燃料在堆內經中子轟擊發生核反應，經一定時間從堆內卸出。它含有大量未用完的可增殖材料鈾-238或釷-232，未燒完的和新生成的易裂變材料鈈-239、鈾-235或鈾-233以及核燃料在輻照過程中產生的鎿、鎇、鋦等超鈾元素，另外還有裂變元素鍶-90、銫-137、鍀-99等。經過冷卻後把有用核素提取出來或把乏燃料直接貯存。

把已經使用的3%-4%的鈾廢料（乏燃料），以化學方法將鈾和鈈從裂變產物中分離出來，稱為乏燃料再溶解和後處理技術。回收的鈾和鈈可在核電廠混合氧化物燃料中再循環使用，以生產更多能量，從而使鈾資源得到更充分利用並減少濃縮需求。後處理也通過減少高放廢物的體積和去除鈈有助於廢物的最終處置。

乏燃料後處理技術，是高放射性條件下的高技術，世界上核電站的核燃料處理與保存本身就是一個十份困難的事情，有了這一技術，其意義是不僅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，為人類造福，更重要的是為減小了體積，降低了放射性，為保存核廢物創造了條件，對環境也是一個大貢獻。

1、冷卻與首端處理：冷卻將乏燃料組件解體，脱除元件包殼，溶解燃料芯塊等。

2、化學分離：即淨化與去污過程，將裂變產物從U-Pu中清除出去,然後用溶劑淬取法將鈾-鈈分離並分別以硝酸鈾酰和硝酸鈈溶液形式提取出來。

3、通過化學轉化還原出鈾和鈈。

4、通過淨化分別製成金屬鈾（或二氧化鈾）及鈈（或二氧化鈈）。

2017年，國務院正式批覆《核安全與放射性污染防治“十三五”規劃及2025 遠景目標》(以下簡稱《規劃》。2017年3 月23 日，環保部舉行新聞發佈會，對《規劃》進行解讀。

我國曆來重視核電廠乏燃料安全，為了充分利用裂變材料資源，確立了乏燃料後處理的閉式核燃料循環政策。為此，我國設立了專門的乏燃料基金，保障乏燃料後處理經費，積極推進乏燃料後處理技術研究、開發並取得突破。動力堆乏燃料後處理中試廠已經熱試，與法國合作建設商用後處理大廠項目的談判也在進行中。中核集團針對商用後處理大廠項目開展了廠址普選工作。環境保護部（國家核安全局）對乏燃料後處理廠建設提出嚴格的技術要求並實施審批制度，安全、環保要求與核電廠保持在同一個層次。 ^[1]