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       輻照過的燃料元件從堆內(nèi)卸出時(shí)，無論是否達(dá)到設(shè)計(jì)的燃耗深度，總是含有一定量裂變?nèi)剂希òㄎ捶至押托律模；厥者@些寶貴的裂變?nèi)剂希ㄢ?235，鈾-233和钚）以便再制造成新的燃料元件或用做核武器裝料，是后處理的主要目的。此外，所產(chǎn)生的超鈾元素以及可用作射線源的某些放射性裂變產(chǎn)物（如銫-137，鍶-90等）的提取，也有很大的科學(xué)和經(jīng)濟(jì)價(jià)值。

       乏燃料后處理具有放射性強(qiáng)，毒性大，有發(fā)生臨界事故的危險(xiǎn)等特點(diǎn)，因而必須采取嚴(yán)格的安全防護(hù)措施。

       后處理工藝可分下列幾個(gè)步驟：

     （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(xué)分離：即凈化與去污過程，將裂變產(chǎn)物從Ｕ-Pu中清除出去,然后用溶劑淬取法將鈾-钚分離并分別以硝酸鈾酰和硝酸钚溶液形式提取出來。

     （3）通過化學(xué)轉(zhuǎn)化還原出鈾和钚。

     （4）通過凈化分別制成金屬鈾（或二氧化鈾）及钚（或二氧化钚)。