主题：从中国核技术新突破谈乏燃料后处理。 -- 桃源客

还有相当的钚240、钚241，钚241是易裂变元素，对于热堆回用回收钚有重要意义，由于其半衰期短，为避免其损失，对后处理和MOX燃料制备周期有要求。

由于MA和钚240、241的存在，在热堆中使用MOX燃料时钚的回用次数有很大限制，一般不超过两次，仅仅将对天然铀的利用率从不到1%提高到1.5%左右。从减少MA数量和铀资源利用的角度出发，用快堆烧反应堆级钚才是更合理选择。

由于快堆燃耗远高于动力堆，其后处理流程使用Pulex流程受到很大限制，如萃取过程易出现三相，所以一直在研究更有效的处理方法。

相比与美国的Urex＋流程，其他国家在研究将MA和LFFP（长寿命裂变产物）从Pulex流程的高放废液中分离出来的流程，希望用快堆和ADS系统对MA和LFFP进行嬗变，国内也有类似的研究如清华的Trpo流程。