考慮到本土鈾資源和大量釷資源儲(chǔ)藏，印度采用基于閉式燃料循環(huán)的“核能三步走計(jì)劃”，目前采用乏燃料經(jīng)PUREX流程后處理，高放廢液經(jīng)玻璃固化后暫存。

印度巴巴原子研究中心核燃料循環(huán)組P.K. Wattal主任發(fā)表的名為《印度核燃料循環(huán)后段概況》的文章，介紹了印度核燃料循環(huán)后段概況，包括改進(jìn)的燃料循環(huán)、乏燃料后處理流程以及廢物管理計(jì)劃。

（一）改進(jìn)的燃料循環(huán)

印度“核能三步走計(jì)劃”的第二階段是將重水堆乏燃料經(jīng)后處理獲得鈾钚在快堆中使用，高放廢液經(jīng)玻璃固化后暫存。為最大化利用資源，印度對(duì)不同燃料循環(huán)的分離技術(shù)進(jìn)行了改進(jìn)，包括PUREX流程中高放廢液的分離、快堆金屬燃料的干法后處理以及釷作為快堆钚燃料的外層燃料使用。

（二）后處理流程

PUREX流程的改進(jìn)，包括：對(duì)萃取過(guò)程中溶劑降解行為的研究；更有效的溶劑洗滌系統(tǒng)研究；無(wú)鹽試劑的使用研究；增強(qiáng)鈾中除钚的分離效率；廢液中核素的回收；設(shè)備設(shè)計(jì)、自動(dòng)化技術(shù)、機(jī)器人、材料研究等技術(shù)的提高；以及首端系統(tǒng)的研究。

研究先進(jìn)重水堆二氧化釷乏燃料的后處理流程，基于3%磷酸三丁酯/十二烷從釷中回收U-233，采用硝酸羥胺為還原劑，通過(guò)化學(xué)還原分離U-233和钚。

已建造可對(duì)燃耗在100GW d/t以上的快堆乏燃料通過(guò)改進(jìn)PUREX流程進(jìn)行后處理的熱室，并正在卡爾帕卡姆建造快堆燃料循環(huán)設(shè)施，用于處理原型快堆的乏燃料。對(duì)于冷卻時(shí)間短的快堆乏燃料，首選后處理流程為干法后處理。印度已開(kāi)展了十多年的實(shí)驗(yàn)室規(guī)模的干法后處理技術(shù)研究。

（三）廢物管理計(jì)劃

印度的廢物管理計(jì)劃涉及整個(gè)核燃料循環(huán)過(guò)程、醫(yī)療、工業(yè)、研究中使用放射性核素所產(chǎn)生的放射性廢物，建設(shè)并運(yùn)行有相關(guān)廢物管理設(shè)施，已具有多年的安全運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。

印度用硼硅酸鹽在焦耳熔爐中進(jìn)行高放廢液的玻璃固化，在塔拉普爾運(yùn)行有玻璃固化設(shè)施，配有相關(guān)貯存設(shè)施，在卡爾帕卡姆建造的同類設(shè)施也即將竣工。同時(shí)，印度也在開(kāi)展冷坩堝玻璃固化技術(shù)的研究。對(duì)于深地質(zhì)處置，印度地質(zhì)條件多為花崗巖，目前正在地下實(shí)驗(yàn)室開(kāi)展相關(guān)研究，包括對(duì)計(jì)劃選擇場(chǎng)址的評(píng)估和主體巖石特性的研究。

低中放廢物處理技術(shù)的研究，主要是為減少?gòu)U物體積，研究包括減少設(shè)備規(guī)模、提高凈化效果以及二次廢物的最小化。

印度還開(kāi)展了多級(jí)溶劑萃取高放廢液分離流程的研究，以期在塔拉普爾建造一套錒系元素分離設(shè)施。目前，印度開(kāi)展的研究主要是新萃取劑的研究和合成。