乏燃料
在反應堆內燒過的核燃料
乏燃料，（spentfuel；irradiatedfuel），又稱輻照核燃料。是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。在核電站投入使用后，也產生放射性廢物，其中，從電站核反應堆堆芯中替換出來的“燃燒”后的燃料棒稱為“乏燃料”，它具有極強的放射性，或者進行一次性處置，或者需對其進行處理。
乏燃料的儲存
乏燃料后處理技術，就是用中國自己製造的設備和技術，把已經使用3%-4%的鈾廢料（乏燃料），以化學方法將鈾和鈈從裂變產物中分離出來，稱為乏燃料再溶解和后處理技術。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。后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。
乏燃料后處理技術，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后處理中間試驗工廠——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標，有力地推動了核燃料產業及核電的快速發展，為中國先進后處理工程技術的開發提供了重要的研究實驗平台，標誌著中國已掌握了動力堆乏燃料后處理技術。
1、冷卻與首端處理：冷卻將乏燃料組件解體，脫除元件包殼，溶解燃料芯塊等。
2、化學分離：即凈化與去污過程，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醯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、通過凈化分別製成金屬鈾（或二氧化鈾）及鈈（或二氧化鈈）
乏燃料處理流程
先在溶解器內加一定量的潤濕水（上一批元件去殼后的漂洗水），再加入元件和濃混合鹼，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確定的。溶殼完畢后，向溶解器夾套通入冷卻水，待降至50℃后，將偏鋁酸鈉廢液從溶解器中轉出，並送至廢水處理和貯存廠房。然後用去離子水漂洗鈾芯，漂洗水抽出后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小時內出現，最高排氣量可達一般排所量的10倍左右。對於動力元件，國外均採用切數據一浸到法。
鋁是一種兩性金屬，它既溶於酸，又能深於鹼，而鈾則不溶於鹼。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)的範圍內，達到燃點時可引起爆炸。為了保證過程的安全，需盡量減少反應產生的氫氣量。在氫氧化鈉溶液中加入適量的硝酸鈾，可將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鹼。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)的範圍內也有爆炸的危險，但爆炸限比氫氣窄得多，因而較易控制。所以用鹼深解鋁殼時都加入硝酸鈉。
溶解生產堆元件的工藝十分成熟，無技術堆點之處。但是對於溶解動力堆元件，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年只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，並在溶解液中加釓中子毒化劑。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。
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，它對整個后處理工藝有著很大的影響。特別是對動力堆元件的處理，由於燃料的燃耗高，不溶物增加，因此溶解不完全，就會對下續流程起著不良的作用。
另外，在元件切割中，處理不當就可能發生鋯屑燃燒的事件，在溶解過程中可能發生臨界事故等問題。首端處理也是后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只有少數的幾個國家，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。
由於長壽命核廢料（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鈈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，必須確保鈈和高濃縮鈾不被用于軍事目的。一個基本的共識是，把乏燃料存放於地下幾百米的儲存場所要比將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。核廢料形態、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將核廢料與環境隔絕開來，同時只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，存放在隧道里。最外面一層防護機制就是地質構造本身（比如岩層）。