公眾對核電站的顧慮，大多是因為擔心發生切爾諾貝利一樣的和洩露。

1986年4月26日切爾諾貝利核電廠四號機組反應堆爆炸，這是核能和平利用以來一次重大災難。

然而相對於1%或更低洩露風險的核電站核洩漏，100%存在、且放射性汙染危害可達10萬甚至百萬年的致命乏燃料，才是威脅公眾安全、限制核電站大規模發展的桎梏。

核電站發電過程中，當核燃料的裂變不能維持一定功率時，被換下來的未燃盡的核燃料稱為乏燃料，又稱輻照核燃料，它屬於高放廢料。

核電站乏燃料儲存水池

乏燃料中大量元素是強放射性的，隨著在核電廠乏燃料水池冷卻放置時間的延長，放射性也會逐漸降低。即便如此，放置十年之後，乏燃料仍有日常放射性本底強度的百億倍之高。

世界核協會的資料顯示佔比3%的高放廢料貢獻了95%的放射性。高放廢料總量雖很少，然而危害性卻很大。我們平常談之色變的主要核廢料，主要是指這一類。

核廢料的產量

我國核電事業迅猛發展，預計2020年末總裝機容量將達到5800萬千瓦，一座100萬千瓦的熱中子反應堆核電站（熱堆），每年產生約30t的乏燃料。隨著核電站的執行，卸出的乏燃料數量不斷積累至大部分核電站的在堆儲存水池容量已經超負荷，有的甚至接近飽和。這嚴重製約著我國核工業事業的發展。

乏燃料庫幾近飽和

因此，《核電中長期發展規劃》明確規定：在核電專案建設的同時，同步建設中低放射性廢物處置場。2020年前建成高放射性廢物最終處置地下實驗室。

核電站卸出的乏燃料中分為三種類型的放射性核素：一種是長壽命和短壽命的裂變產物，二是活化產物，三是錒系元素。乏燃料後處理可對其中的未燃盡核燃料進行再提取以便迴圈利用；對放射性的廢物，尤其是長壽命的錒系元素進行妥善安全的處置。

乏燃料處理方法

即，對於乏燃料的後處理方法，國際上通行的有兩種：一是不進行處理，燃料棒在核電站反應堆內燃燒完後將其長期暫存、永久儲存、直接處置，被稱為“開式核燃料迴圈”；另一種是對乏燃料進行後處理，回收其中的鈾和鈽，在加工成燃料進行重複利用，稱為“閉式核燃料迴圈”。

法國乏燃料處理廠

法國、英國、日本、印度等採用的是“閉式核燃料迴圈”；美國、加拿大、西班牙、瑞典、芬蘭等採用的是“開式核燃料迴圈”。

我國採取的是第一種，即對核電站乏燃料進行化學處理，從中回收總量佔96%左右的鈾-235和1%左右的鈽-239，用於核燃料的再迴圈，併為快中子反應堆（快堆）供應核燃料。而佔比總量3%左右的長壽命裂變產物和次錒系元素（錼、鋂、鋦等）才作為高放廢料，經玻璃固化處理後最終地質處理。

乏燃料後處理示意圖

乏燃料後處理回收核燃料的工藝

1、冷卻與首端處理：冷卻將乏燃料元件解體，脫除元件包殼，溶解燃料芯塊等。

2、化學分離：即淨化與去汙過程，將裂變產物從U-Pu中清除出去，然後用溶劑淬取法將鈾-鈽分離並分別以硝酸鈾醯和硝酸鈽溶液形式提取出來。

3、透過化學轉化還原出鈾和鈽

4、透過淨化分別製成金屬鈾（或二氧化鈾）及鈽（或二氧化鈽）

中核404乏燃料後處理中間試驗廠熱試

乏燃料後處理處置廢料的流程

1。對核廢料製成玻璃化的固體

採用玻璃為固化體是因為其耐滲出能力遠遠高於核廢料。

2。 將玻璃固化體裝入可遮蔽輻射的金屬罐中

3。 再將這些金屬罐放入位於地下500至1000米的處置庫內。

由於核廢料的半衰期從數萬年到10萬年不等，因此在選擇處置庫時必須確保其地質條件能夠保障處置庫至少能在10萬年的安全。

其實，世界各國進行乏燃料後處理，最初的目的並不是為了處理乏燃料，而是為了提取鈽製造原子彈。後來當人們發現地球鈾資源儲量有限後，又利用乏燃料後處理提取其中的鈽，用以製造鈾鈽混合燃料（MOX燃料），或製造快堆燃料。這也是人類進行乏燃料後處理僅有的兩個動機，與乏燃料的最終處置（消除輻射對環境的影響）基本上沒什麼關係。

對乏燃料的後處理可以大大減少或消除放射性廢物對環境的危害，使核能變得更加清潔、乾淨。