术语表 · 核电
乏燃料
在反应堆中使用后卸出的燃料组件，放射性极强、余热很高，含有铀、钚、裂变产物和次锕系元素。
燃耗约 50 GWd/t 的轻水堆卸出燃料中，仍有约 93–94% 是铀（U-235 约 0.8%），钚占 1%，裂变产物占 4–5%，镎、镅、锔等次锕系元素约占 0.1%。头几百年里，放射性和余热主要来自裂变产物；长期放射毒性则来自锕系元素。不回收时，放射毒性要经过约 100,000–300,000 年才降到原始铀矿的水平；回收锕系元素后，只需几千年。
衰变热 ≈ 停堆时为反应堆功率的 6–7%，一天后约 1%，一年后约 0.1%
管理步骤：
- 湿法贮存：在水池中存放 5–10 年，导出衰变热。
- 干式贮存：装进钢和混凝土容器，许可期长达数十年。
- 后处理（法国 La Hague、俄罗斯，日本六所村正在调试）分离出铀和钚，用来制造 MOX 燃料。
- 深地质处置：芬兰 Onkalo 处置库位于花岗岩中约 430 m 深处，是世界上第一座，2024–2025 年开始试运行；瑞典 Forsmark 处置库正在建设。
1 GWe 的轻水堆每年卸出约 20–25 t 乏燃料。全球库存约 400,000 吨重金属，其中约三分之一已经过后处理。折合到每单位电量，体积很小，约每 MWh 3 克。燃耗越高，卸出的质量越少。