乏燃料 (spent fuel) 在核反應堆中經受過輻射照射、達到預期燃耗的核燃料，通常由核電廠或研究用核反應堆產生。乏燃料中包含有大量的放射性元素，包括未反應的鈾、新產生的钚和次錒系元素以及裂變產物等。伴隨著放射性核素的衰變，乏燃料放出一定量的衰變熱，因此必須慎重管理。

乏燃料的化學成分和放射性壓水堆核電廠卸出的乏燃料中 96%的質量是剩余未反應的鈾，大部分是鈾-238，小部分是鈾-235。通常情況下，鈾-235 的質量分數小于 0.83%，仍然高于天然鈾中的比例。乏燃料中大約 0.9%的質量是钚-239、钚-240 和钚-241 等，這些钚由鈾-238俘獲中子后經 β 衰變再俘獲中子而產生，其中钚-239 是長壽命易裂變核素，可以用于制造混合氧化物燃料。

對于天然鈾核燃料，易裂變成分鈾-235 的濃度為 0.71%。當停止使用的時候，總的易裂變材料的成分仍然達 0.5%，其中鈾-235 約占 0.23%，钚-239 和钚-241 約占 0.27%。從反應堆中卸除這些燃料的原因并不是裂變物質已經消耗完了，而是因為能夠吸收中子的裂變產物已經足夠多，導致核燃料無法維持鏈式裂變反應。

乏燃料中還有少量的次錒系元素镎、镅和鋦。在反應堆中由重核俘獲中子形成的這些元素的含量依賴于使用的核燃料的性質與反應堆的條件。典型的壓水堆核電廠乏燃料中錒系元素的含量和裂變產物的量見表 1、表 2。

乏燃料中占其質量 3%的物質是鈾-235 和钚-239 的裂變產物。這些物質被認為是放射性廢物，但是由于它們可能有工業上和材料上的用途，仍然需要將它們分離出來。鈾和钚的裂變產物包含了周期表中從鋅到鏑的所有元素，這些元素按照質子數的分布出現兩個峰：第一個峰是鋯、釕、鉬、锝等，另一個峰是碘、氙、銫、鋇、鑭、鈰、鐠、釹等。許多裂變產物不具有放射性，或者是壽命很短的 β 放射性同位素，但是仍然有相當數量的產物是中長壽命的 β 放射性同位素，如鍶-90、銫-137和很長壽命的锝-99 和碘-129 等。

乏燃料的衰變熱 當核反應堆關閉的時候，鏈式核裂變反應也隨即停止，然而由于裂變產物的 β 衰變，乏燃料仍然放出大量的熱量，熱功率大約是核反應堆穩定工作時功率的 7%。在反應堆關閉 1 小時以后，衰變熱功率約為穩定工作時的功率的 1.5%，1 天以后變為 0.4%，1 周后 變為 0.2%，然后隨著時間延長繼續慢慢減小。壓水堆乏燃料卸除放置 1 年后 ，放射性降低到2×10∧6 ～ 3×10∧6 Ci/tHm，熱功率降到 1×10∧6 W/tHm，以后持續下降。300年之前，放射性和釋熱主要來自裂變產物，之后主要來自錒系元素。

從核反應堆中移出的乏核燃料通常會儲存在乏燃料貯存水池(見圖 2)中進行冷卻，同時對其放射性提供屏蔽。核電廠乏燃料冷卻時間一般不少于 3～5 年。乏核燃料水池使用熱交換器，讓冷卻水在其中循環流動將衰變熱帶走。

處理 對于乏燃料的處理，目前的技術路線有兩條：

一是：經過化學后處理分離鈾、钚加以循環利用的閉合燃料循環策略，典型的處理工藝是使用磷酸三丁酯作為萃取劑的普雷克斯萃取流程;

二是：不進行化學處理直接進行整備以后處置的一次通過策略。

最終處置通常的最終處置采用深地層地質處置的方式。不同的乏燃料處理技術路線，其最終處置的對象是不同的。對于化學分離的技術路線，通過后處理提取了可循環利用的鈾和钚，其余的放射性核素留在廢物中，轉化為高放廢物玻璃固化體，進行最終處置。對于一次通過的技術路線，要處置的是乏燃料本身，必須對乏燃料進行必要的整備以滿足最終處置的要求。