簡介
乏燃料含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未燒完的和新生成的易裂變材料239Pu、235U或233U以及核燃料在輻照過程中産生的镎、镅、锔等超鈾元素，另外還有裂變元素90Sr、137Cs、99Tc等。經過冷卻後把有用核素提取出來或把乏燃料直接貯存。
後處理
技術
乏燃料後處理技術，就是用中國自己制造的設備和技術，把已經使用3%-4%的鈾廢料（乏燃料），以化學方法将鈾和钚從裂變産物中分離出來，稱為乏燃料再溶解和後處理技術。回收的鈾和钚可在核電廠混合氧化物燃料中再循環使用，以生産更多能量，從而使鈾資源得到更充分利用并減少濃縮需求。後處理也通過減少高放廢物的體積和去除钚有助于廢物的最終處置。
乏燃料後處理技術，是高放射性條件下的高技術，其意義是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，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。
2010年12月21日，中國第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠——中核四〇四中試工程熱調試取得成功。熱調試的成功，實現了核燃料閉式循環的目标，有力地推動了核燃料産業及核電的快速發展，為中國先進後處理工程技術的開發提供了重要的研究實驗平台，标志着中國已掌握了動力堆乏燃料後處理技術。
工藝
1、冷卻與首端處理：冷卻将乏燃料組件解體，脫除元件包殼，溶解燃料芯塊等。
2、化學分離：即淨化與去污過程，将裂變産物從Ｕ-Pu中清除出去,然後用溶劑淬取法将鈾-钚分離并分别以硝酸鈾酰和硝酸钚溶液形式提取出來。
3、通過化學轉化還原出鈾和钚。
4、通過淨化分别制成金屬鈾（或二氧化鈾）及钚（或二氧化钚）
溶解
乏燃料溶解包括兩個部分：一是去殼；二是溶芯。對于生産堆元件國外均采用化學去殼法。對于鋁合金殼均采用堿溶解的方法。
溶解過程
先在溶解器内加一定量的潤濕水（上一批元件去殼後的漂洗水），再加入元件和濃混合堿，通入稀釋空氣和攪拌空氣，通過溶解器夾套用蒸汽加熱升溫至沸點。鋁殼完全溶解所需的時間是通過實驗确定的。溶殼完畢後，向溶解器夾套通入冷卻水，待降至50℃後，将偏鋁酸鈉廢液從溶解器中轉出，并送至廢水處理和貯存廠房。然後用去離子水漂洗鈾芯，漂洗水抽出後留作下批元件去殼時的稀釋水(即潤濕水)。
和金屬鈾的溶解一樣，二氧化鈾在間歇溶解器中溶解時，也出現排氣峰，該峰值一般在溶解1小時内出現，最高排氣量可達一般排所量的10倍左右。對于動力元件，國外均采用切數據一浸到法。
溶解原理
鋁是一種兩性金屬，它既溶于酸，又能深于堿，而鈾則不溶于堿。因此元件的鋁包殼通常可用氫氧化鈉溶解。鋁殼與氫氧化鈉發生如下反應：2Al+2NaOH+2H2O→2NaAlO2+3H1↑
氫氣與空氣混合，在濃度為4—75%(體積)的範圍内，達到燃點時可引起爆炸。為了保證過程的安全，需盡量減少反應産生的氫氣量。在氫氧化鈉溶液中加入适量的硝酸鈾，可将上述反應生成的氫氣抑制在最小值。
其近似的總反應為：Al+0.85NaOH+1.05NaNo3→NaAl2+0.9NaNo2+0.15NH3↑+0.2H2O
習慣上稱氫氧化鈉與硝酸鈉的混合液為混合堿。它與鋁殼反應生成的氨氣與空氣混合，在濃度為15.7—27.4%(體積)的範圍内也有爆炸的危險，但爆炸限比氫氣窄得多，因而較易控制。所以用堿深解鋁殼時都加入硝酸鈉。
技術難點
溶解生産堆元件的工藝十分成熟，無技術堆點之處。但是對于溶解動力堆元件，必須要用切割機。切割機是溶解乏燃料的難點之一。因為該機器必須要可靠和遠距離操作，截止都2011年隻有少數幾個國家有這種技術。為了防止溶解過程中可能發生的臨界事故，世界正在開發各種的連續溶解器，并在溶解液中加钆中子毒化劑。為了清除溶解中燃料的不溶物，世界已開發了多種過濾器，如離子過濾器、燒結不鏽鋼過濾器和玻璃棉過濾器，但是其效果都仍需進一步的改進。
注意事項
在後處理工藝流程中，乏燃料溶解是首端部分，也是關鍵的一個步驟，它對整個後處理工藝有着很大的影響。特别是對動力堆元件的處理，由于燃料的燃耗高，不溶物增加，因此溶解不完全，就會對下續流程起着不良的作用。
另外，在元件切割中，處理不當就可能發生锆屑燃燒的事件，在溶解過程中可能發生臨界事故等問題。首端處理也是後處理流程中技術難度最大的部分。它要求設備高度自動化和可靠性。因此，切斷一溶解的技術國外出隻有少數的幾個國家，如美、俄、法才能。許多國家是靠進口才解決問題的，如印度、日本等。
最終處置
由于長壽命核廢料（包括乏燃料）必須長期同人類和環境隔絕。廣泛接受的看法認為，乏燃料、核燃料再處理的高放射性廢物以及钚廢料需要在妥善設計的場所存放幾萬年到一百萬年，以減少其放射性對環境的污染。同時，必須确保钚和高濃縮鈾不被用于軍事目的。一個基本的共識是，把乏燃料存放于地下幾百米的儲存場所要比将其堆放在地表更安全。因此把這些廢料存放在穩定地質構造中人工建造的地下儲存所（repository）是一種可行的方案，這便是乏燃料的最終處置方式，同時也叫深地質處置。
乏燃料的最終處置是指在穩定的地質構造中開掘的放射性核廢料存放場所，一般在地下300米以下。核廢料形态、其包裝、場地的密封和防滲以及地質條件等諸多因素決定了儲放場所成功與否。對深地質處置的基本要求是長時間将核廢料與環境隔絕開來，同時隻需要極少或者不需要維護。深地質處置的時間尺度很大，通常從幾萬年到一百萬年。在深地質處置中，盛放在容器中的核廢料被以某種方式密封，存放在隧道裡。最外面一層防護機制就是地質構造本身（比如岩層）。
