核廢料可以加工製作成快中子反應爐的燃料嗎？
可以，條件是「核廢料」先經過適當的後處理（reprocessing），分離出仍然可裂變或可轉
換的核素，再製成快中子反應爐（Fast Neutron Reactor, FNR）可用的燃料。概要流程如
下：
1. 乏燃料後處理
‧ 鈾、鈽分離：普遍使用溶劑萃取（PUREX）或改良的先進流程（如UREX、GANEX）。
‧ 次要超鈾元素分群：釔、錒系（Am, Cm, Np）可另外萃出，用於「均一回收」(homogen
eous recycling) 或「目標燃料棒」(target) 中燃燒。
2. 製成燃料
‧ MOX (Mixed-Oxide)：把回收鈾(U)與鈽(Pu)調成 UO -PuO 混合粉，再壓製、燒結為燃
料錠。
‧ 金屬燃料：對某些快堆（如俄羅斯的 BN-系列、US EBR-II 傳統）會將 U-Pu-Zr 金屬
鑄造成燃料棒。
‧ 熔鹽或氮化物/碳化物：用於下一代設計，能承受更高通量與溫度。
3. 在快中子譜中燃燒
快中子反應爐利用「快中子」(>~0.1 MeV) — 無慢化劑 — 可同時：
‧ 裂變 Pu-239、Pu-241（發電並減少長壽命核素）
‧ 嬗變 Am、Cm、Np（把高放廢棄物轉成短壽命或可裂變同位素）
‧ 增殖 Pu-239：用 U-238 捕獲快中子生成的新燃料，理論上延伸鈾資源。
4. 現實範例
‧ 俄羅斯 BN-800：裝填約 30% MOX，來源含經濟性再處理的乏燃料與退役武器級鈽。
‧ 法國 ASTRID（已取消）與新構想：計畫閉燃料週期，把 LWR 乏燃料變成快堆燃料。
‧ 中國 CFR-600 試驗堆：亦規劃使用 MOX，目的是建立閉式週期。
‧ 美國 TerraPower Natrium / ARDP fast-spectrum 設計：預計使用 HALEU 或回收燃料
，但仍處於示範階段。
5. 挑戰
‧ 經濟性：再處理與MOX製造成本高，當鈾價便宜時缺乏誘因。
‧ 技術與安全：化學過程產生高放液體廢物，需要防擴散、臨界安全控制。
‧ 政策與公眾接受度：部分國家（美、加）暫停商業再處理，法、俄、中、日則持續研發
。
結論
只要建立「再處理 快堆燃料製備 快堆發電 再處理」的閉式燃料週期，乏燃料確實
能成為快中子反應爐的新燃料，並顯著降低總體高放廢棄物量與壽命。不過，經濟與政策因
素決定了這條路在不同國家的可行性與推進速度。
「核廢料」 並不廢. 是非常珍貴的能源儲備