核废料可以加工制作成快中子反应炉的燃料吗？
可以，条件是“核废料”先经过适当的后处理（reprocessing），分离出仍然可裂变或可转
换的核素，再制成快中子反应炉（Fast Neutron Reactor, FNR）可用的燃料。概要流程如
下：
1. 乏燃料后处理
‧ 铀、钸分离：普遍使用溶剂萃取（PUREX）或改良的先进流程（如UREX、GANEX）。
‧ 次要超铀元素分群：钇、锕系（Am, Cm, Np）可另外萃出，用于“均一回收”(homogen
eous recycling) 或“目标燃料棒”(target) 中燃烧。
2. 制成燃料
‧ MOX (Mixed-Oxide)：把回收铀(U)与钸(Pu)调成 UO -PuO 混合粉，再压制、烧结为燃
料锭。
‧ 金属燃料：对某些快堆（如俄罗斯的 BN-系列、US EBR-II 传统）会将 U-Pu-Zr 金属
铸造成燃料棒。
‧ 熔盐或氮化物/碳化物：用于下一代设计，能承受更高通量与温度。
3. 在快中子谱中燃烧
快中子反应炉利用“快中子”(>~0.1 MeV) — 无慢化剂 — 可同时：
‧ 裂变 Pu-239、Pu-241（发电并减少长寿命核素）
‧ 嬗变 Am、Cm、Np（把高放废弃物转成短寿命或可裂变同位素）
‧ 增殖 Pu-239：用 U-238 捕获快中子生成的新燃料，理论上延伸铀资源。
4. 现实范例
‧ 俄罗斯 BN-800：装填约 30% MOX，来源含经济性再处理的乏燃料与退役武器级钸。
‧ 法国 ASTRID（已取消）与新构想：计画闭燃料周期，把 LWR 乏燃料变成快堆燃料。
‧ 中国 CFR-600 试验堆：亦规划使用 MOX，目的是建立闭式周期。
‧ 美国 TerraPower Natrium / ARDP fast-spectrum 设计：预计使用 HALEU 或回收燃料
，但仍处于示范阶段。
5. 挑战
‧ 经济性：再处理与MOX制造成本高，当铀价便宜时缺乏诱因。
‧ 技术与安全：化学过程产生高放液体废物，需要防扩散、临界安全控制。
‧ 政策与公众接受度：部分国家（美、加）暂停商业再处理，法、俄、中、日则持续研发
。
结论
只要建立“再处理 快堆燃料制备 快堆发电 再处理”的闭式燃料周期，乏燃料确实
能成为快中子反应炉的新燃料，并显著降低总体高放废弃物量与寿命。不过，经济与政策因
素决定了这条路在不同国家的可行性与推进速度。
“核废料” 并不废. 是非常珍贵的能源储备