简介
乏燃料含有大量未用完的可增殖材料238U或232Th，未烧完的和新生成的易裂变材料239Pu、235U或233U以及核燃料在辐照过程中产生的镎、镅、锔等超铀元素，另外还有裂变元素90Sr、137Cs、99Tc等。经过冷却后把有用核素提取出来或把乏燃料直接贮存。
后处理
技术
乏燃料后处理技术，就是用中国自己制造的设备和技术，把已经使用3%-4%的铀废料（乏燃料），以化学方法将铀和钚从裂变产物中分离出来，称为乏燃料再溶解和后处理技术。回收的铀和钚可在核电厂混合氧化物燃料中再循环使用，以生产更多能量，从而使铀资源得到更充分利用并减少浓缩需求。后处理也通过减少高放废物的体积和去除钚有助于废物的最终处置。
乏燃料后处理技术，是高放射性条件下的高技术，其意义是世界上核电站的核燃料处理与保存本身就是一个十份困难的事情，有了这一技术，不仅能充分利用核燃料的功能，提高核燃料利用能力，为人类造福，更重要的是为减小了体积，降低了放射性，为保存核废物创造了条件，对环境也是一个大贡献。
2010年12月21日，中国第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核四〇四中试工程热调试取得成功。热调试的成功，实现了核燃料闭式循环的目标，有力地推动了核燃料产业及核电的快速发展，为中国先进后处理工程技术的开发提供了重要的研究实验平台，标志着中国已掌握了动力堆乏燃料后处理技术。
工艺
1、冷却与首端处理：冷却将乏燃料组件解体，脱除元件包壳，溶解燃料芯块等。
2、化学分离：即净化与去污过程，将裂变产物从Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶剂淬取法将铀-钚分离并分别以硝酸铀酰和硝酸钚溶液形式提取出来。
3、通过化学转化还原出铀和钚。
4、通过净化分别制成金属铀（或二氧化铀）及钚（或二氧化钚）
溶解
乏燃料溶解包括两个部分：一是去壳；二是溶芯。对于生产堆元件国外均采用化学去壳法。对于铝合金壳均采用碱溶解的方法。
溶解过程
先在溶解器内加一定量的润湿水（上一批元件去壳后的漂洗水），再加入元件和浓混合碱，通入稀释空气和搅拌空气，通过溶解器夹套用蒸汽加热升温至沸点。铝壳完全溶解所需的时间是通过实验确定的。溶壳完毕后，向溶解器夹套通入冷却水，待降至50℃后，将偏铝酸钠废液从溶解器中转出，并送至废水处理和贮存厂房。然后用去离子水漂洗铀芯，漂洗水抽出后留作下批元件去壳时的稀释水(即润湿水)。
和金属铀的溶解一样，二氧化铀在间歇溶解器中溶解时，也出现排气峰，该峰值一般在溶解1小时内出现，最高排气量可达一般排所量的10倍左右。对于动力元件，国外均采用切数据一浸到法。
溶解原理
铝是一种两性金属，它既溶于酸，又能深于碱，而铀则不溶于碱。因此元件的铝包壳通常可用氢氧化钠溶解。铝壳与氢氧化钠发生如下反应：2Al+2NaOH+2H2O→2NaAlO2+3H1↑
氢气与空气混合，在浓度为4—75%(体积)的范围内，达到燃点时可引起爆炸。为了保证过程的安全，需尽量减少反应产生的氢气量。在氢氧化钠溶液中加入适量的硝酸铀，可将上述反应生成的氢气抑制在最小值。
其近似的总反应为：Al+0.85NaOH+1.05NaNo3→NaAl2+0.9NaNo2+0.15NH3↑+0.2H2O
习惯上称氢氧化钠与硝酸钠的混合液为混合碱。它与铝壳反应生成的氨气与空气混合，在浓度为15.7—27.4%(体积)的范围内也有爆炸的危险，但爆炸限比氢气窄得多，因而较易控制。所以用碱深解铝壳时都加入硝酸钠。
技术难点
溶解生产堆元件的工艺十分成熟，无技术堆点之处。但是对于溶解动力堆元件，必须要用切割机。切割机是溶解乏燃料的难点之一。因为该机器必须要可靠和远距离操作，截止都2011年只有少数几个国家有这种技术。为了防止溶解过程中可能发生的临界事故，世界正在开发各种的连续溶解器，并在溶解液中加钆中子毒化剂。为了清除溶解中燃料的不溶物，世界已开发了多种过滤器，如离子过滤器、烧结不锈钢过滤器和玻璃棉过滤器，但是其效果都仍需进一步的改进。
注意事项
在后处理工艺流程中，乏燃料溶解是首端部分，也是关键的一个步骤，它对整个后处理工艺有着很大的影响。特别是对动力堆元件的处理，由于燃料的燃耗高，不溶物增加，因此溶解不完全，就会对下续流程起着不良的作用。
另外，在元件切割中，处理不当就可能发生锆屑燃烧的事件，在溶解过程中可能发生临界事故等问题。首端处理也是后处理流程中技术难度最大的部分。它要求设备高度自动化和可靠性。因此，切断一溶解的技术国外出只有少数的几个国家，如美、俄、法才能。许多国家是靠进口才解决问题的，如印度、日本等。
最终处置
由于长寿命核废料（包括乏燃料）必须长期同人类和环境隔绝。广泛接受的看法认为，乏燃料、核燃料再处理的高放射性废物以及钚废料需要在妥善设计的场所存放几万年到一百万年，以减少其放射性对环境的污染。同时，必须确保钚和高浓缩铀不被用于军事目的。一个基本的共识是，把乏燃料存放于地下几百米的储存场所要比将其堆放在地表更安全。因此把这些废料存放在稳定地质构造中人工建造的地下储存所（repository）是一种可行的方案，这便是乏燃料的最终处置方式，同时也叫深地质处置。
乏燃料的最终处置是指在稳定的地质构造中开掘的放射性核废料存放场所，一般在地下300米以下。核废料形态、其包装、场地的密封和防渗以及地质条件等诸多因素决定了储放场所成功与否。对深地质处置的基本要求是长时间将核废料与环境隔绝开来，同时只需要极少或者不需要维护。深地质处置的时间尺度很大，通常从几万年到一百万年。在深地质处置中，盛放在容器中的核废料被以某种方式密封，存放在隧道里。最外面一层防护机制就是地质构造本身（比如岩层）。
