核燃料后处理是对反应堆辐照过（即燃烧过）的核燃料所进行的化学处理。其目的是从中除去裂变产物，回收未用尽的和新生成的核燃料物质。
处理流程
冷却
从反应堆卸出的核燃料，在进行化学处理之前，通常都经过一段时间的放置（或称为冷却）。放置的作用是让短寿命的核素衰变，从而达到以下几项目的：
①使毒性大而且易于挥发、容易造成环境污染的放射性碘 131衰变掉。
②使出堆时占辐照核燃料绝大部分放射性的短寿命核素衰变，从而大大减少后处理时的放射性；这不仅可以降低后处理过程的防护费用，而且对于水法后处理过程来说，还将大大减少辐射对有机试剂的降解破坏作用。
③对辐照铀燃料来说，让短寿命的中间生成核素镎239衰变为钚239；对辐照钍燃料来说，让镤233衰变为铀233，从而更完全地回收生成的核燃料。
首端处理
辐照核燃料在进行化学分离纯化之前，还需进行首端处理，其任务是将核燃料物质与其包壳材料分离。根据包壳材料的不同可采用化学法、机械法等不同的首端处理方法。
化学分离提纯
辐照核燃料的化学分离法纯化是核燃料后处理的主要的工艺阶段。它的任务是除去裂变产物，高收率地回收核燃料物质。后处理的化学分离流程，基于是否在水介质中进行而分为水法和干法两大类。水法流程指采用诸如沉淀、溶剂萃取、离子交换等在水溶液中进行的化学分离方法，干法流程则指采用诸如氟化物挥发、高温冶金、高温化学等在无水状态下进行的化学分离方法。
工业上应用的后处理流程都是水法流程。在历史上曾采用沉淀法流程从辐照天然铀中提取核武器用钚。但不久即为可以连续操作、更为有效的萃取法流程所代替。而在各种萃取法流程中性能最好、使用最成功的是以磷酸三丁酯为萃取剂的
普雷克斯流程，它是世界各国普遍用来处理电站堆辐照核燃料的工艺流程。
干法后处理流程有其独到之处，这方面也做过许多研究工作，但由于技术上要求高，工程上难度大，尚未被实际应用。
普雷克斯流程
（1）去壳和溶解：早期采用化学去壳法，即用适当的
化学试剂硫酸和氟化物分别将不同包壳材料 （不锈钢和锫合金）溶解。这种方法带来容器腐蚀，大量放射性废液及铀、钚损失等问题。因此，对动力堆乏燃料普遍采用切断浸取法去壳。溶解过程需采用适当方法以确保临界安全。
（2）共去污萃取：由萃取段和洗涤段组成，在萃取段中，铀和钚经30%（体积）TBP-正烷烃稀释剂多级逆流萃取进入有机相; 裂变产物基本上仍留在水相萃余液中;镅、锔也进入萃余液中，镎则在两相之间进行分配。在洗涤段，用约3 mol/L的硝酸洗涤来自萃取段的有机相，在除去其中夹带的裂变产物后，再返回萃取段。萃取段通常在室温下操作，萃取设备的物料滞留量要少，以减少溶剂辐照降解。提高洗涤段的温度有利于除钌。
（3）铀、钚分离：TBP对不同价态的钚有不同的萃取能力，三价钚的分配系数比四价钚的低得多。硝酸浓度低时，三价钚的分配系数更低。采用适当的还原方法，将载有铀、钚的有机相中的钚还原成三价而铀仍保持六价，即可将钚还原反萃而与铀分离。还原剂可用亚铁离子、四价铀、硝酸羟胺。
（4）铀的纯化：铀、钚分离后，铀用稀酸反萃，再经1～2个TBP萃取循环纯化。
（5）钚的纯化：铀、钚分离后的钚仍含有一定量的铀、镎和裂变产物，再经过两个萃取循环纯化。反萃时，可用稀酸（0.35 mol/L硝酸）选择性反萃取钚，也可用还原反萃。还可采用
阴离子交换作为钚的尾端净化步骤。
（6）溶剂再生返回使用：处理过大量裂变产物和钚的溶剂必须除去其中所含的裂变产物和降解（辐照降解和化学降解）产物，回收所含铀和钚。常用的溶剂处理方法是洗涤法，以酸、碱交替洗涤为主，近年来在研究新的溶剂再生方法。
（7）废水处理：后处理过程产生大量多种废水，放射性废水按其比活度大小分为高放、中放和低放废水，并可根据含盐量、含酸量进行分类。高放废水多采用蒸浓储存以待进一步处理。低放废水可采用凝聚沉淀法、
离子交换法处理。还可用电渗析法、反渗透法处理。对于放射性水平低于露天水源中最大允许浓度的废水，可经稀释直接排入江河、海洋。
特点
核燃料后处理是一种放射化工过程，具有与一般化工过程不同的显著特点。
① 大量易裂变物质的存在，有发生临界事故的危险。一旦出现这种危险，即使不是发生爆炸，仅其产生的强烈的中子和γ辐射，以及放射性物质的扩散，也会造成严重的后果。因此，要采取充分的安全措施以防止发生临界事故。常用的方法有限制易裂变物质的质量、浓度，限制工艺设备系统的尺寸和使用大量吸收中子的中子毒物等。
② 辐照核燃料在后处理前虽然经过一段时间的放置，但在后处理时仍具有很强的放射性。因此，后处理过程必须在有厚的
重混凝土防护的密封室中进行，并实行远距离操作控制，以保护操作人员和防止环境污染。设备的维修也必须实行远距离操作或在对设备进行充分的放射性去污之后进行直接维修。强放射性对物质有辐射分解作用，会对所用的
化学试剂（特别是有机试剂，如萃取剂）和化学过程产生影响。
③ 核燃料后处理的主要目的是回收核燃料物质。根据这些物质进一步加工的方式、方法的不同，对净化（主要是除去放射性裂变产物）有不同的要求。但是，一般都要求对回收的核燃料进行再加工时能做到不需要昂贵的防护和远距离操作设备。这就要求核燃料后处理过程具有很高的净化能力。例如，从电站用轻水堆的辐照燃料中回收铀时，净化系数（净化前核燃料物质比活度与净化后核燃料物质比活度的比值）要求达到10；回收钚时，净化系数要求达到10，都远高于一般化工分离过程的要求。此外，还要求对核燃料物质有尽可能高的回收率。
核燃料后处理过程中产生的废物，一般都具有很强的放射性，必须进行处置和妥善贮存，严防污染环境。
发展历史
后处理技术首先是通过处理生产堆辐照过的燃料以提取军用钚而发展起来的。20世纪40年代中期，美国研制了磷酸钚沉淀流程，并在汉福特（Hanford）工厂投入运行。接着又开发了溶剂萃取流程，先是采用甲基异丁酮为萃取剂的雷道克斯（Redox）流程，并在汉福特厂建成投产。40年代末，英国研究了用二
丁基卡必醇为萃取剂的布特克斯（Butex）流程，在温茨凯尔（Windscale）建厂。1949年美国又研究出采用一种更好的萃取剂——
磷酸三丁酯（TBP） 的普雷克斯 （Purex） 流程， 于1954年萨凡那河（Savannah River）钚生产厂投入运行。1956年，汉福特工厂用该流程取代了
雷道克斯流程。以后法国在马库尔（Marcoule）钚分离厂和处理轻水堆低浓铀的阿格（La Hague）厂，英国在温茨凯尔厂都采用了
普雷克斯流程。
1966～1972年期间， 美国的西谷 （WestValley）厂和新建的巴成尔 （Barnwell）核燃料厂也都采用该流程处理动力堆和民用核电厂的乏燃料。世界其他各国 （中国、俄罗斯、印度、德国、意大利、日本） 曾建立的后处理厂或小型后处理装置基本上都采用了警臂克斯流程。普遍认为普霄克斯流程是切实可行、经济可靠的后处理方法，已积累了处理大量生产堆燃料和动力堆氧化物燃料的经验。采用此工艺的动力堆乏燃料年处理能力已达到5000余t重金属。
对钍燃料的后处理， 60年代初美国研制了采用TBP为萃取剂的梭勒克斯 （Thorex）流程。并用该流程处理了辐照过的钍燃料。
在此期间，也研究了若干种干法后处理技术，主要有以下三种：①熔融盐电解法：在一定条件下，每种金属在一定的介质（如熔融氯化物）中形成具一定电位的离子对。适当地调节电位，使铀或超铀元素与裂变元素或锕系元素之间的分离。该法在俄罗斯已达到中试规模。②熔融萃取法：利用不同元素的氯化物的稳定性差异，或者说它们在熔融金属（Bi或Cd）和熔融盐之间（LiCl-KCL） 分配比的差别来实现锕系元素与裂变元素的分离。③
氟化物挥发法：先将燃料中各种元素转变为氟化物， 然后根据它们的氟化物的不同挥发度进行分离或纯化。与水法相比， 干法有可处理深燃耗乏燃料、化学步骤少、减少放射性废液及提高处理批量等优点。但一般说来，干法在铀和钚分离、对裂变产物的去污程度等方面都不如水法;腐蚀问题严重，需用特殊材料，价格昂贵;工程问题较多，维修困难等。故仍处于试验研究阶段。