考慮到本土鈾資源和大量釷資源儲藏，印度采用基于閉式燃料循環(huán)的“核能三步走計劃”，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，包括改進的燃料循環(huán)、乏燃料后處理流程以及廢物管理計劃。

（一）改進的燃料循環(huán)

印度“核能三步走計劃”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，印度對不同燃料循環(huán)的分離技術(shù)進行了改進，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，包括：對萃取過程中溶劑降解行為的研究；更有效的溶劑洗滌系統(tǒng)研究；無鹽試劑的使用研究；增強鈾中除钚的分離效率；廢液中核素的回收；設備設計、自動化技術(shù)、機器人、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，通過化學還原分離U-233和钚。

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

（三）廢物管理計劃

印度的廢物管理計劃涉及整個核燃料循環(huán)過程、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，建設并運行有相關(guān)廢物管理設施，已具有多年的安全運行經(jīng)驗。

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

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

印度還開展了多級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施。目前，印度開展的研究主要是新萃取劑的研究和合成。