废核燃料再处理
日本动力炉与核燃料开发事业团的东海为核燃料再处理工厂，从1979年起，一直受到美国的严格限制，后来，由于里根政府放宽了限制政策，终于从1981年秋季开始，得以满负荷生产了。废核燃料再处理，对有效利用铀资源甚为必要。今后，日本的方针是，试验工厂——东海再处理工厂的建设，试运转等经验基础上，尽快地建设民办的废核燃料再处理工厂。
在原子反应堆里燃烧过的为核燃料，除了铀235核裂变后的 “废料” 之外，还有微量的未燃尽的铀235与钚239 (不发生裂变的铀238吸收了中子以后，发生核变化形成的可燃物质) 混杂在一起，废核燃料处理技术，就是将 “废料” 分离，除杂，从而回收可再次使用的铀或钚。
再处理技术共有三种： 一种是将用过的废核燃料粉碎成粉末，再对粉末进行处理的干法； 另一种是将原料溶解于硝酸溶液中进行处理的湿法； 还有一种是介于两者之间的半干法。其中已经实用的是湿法。
输出电力为100万千瓦的轻水型原子能发电站，一年约生产30吨废核燃料。将这些废核燃料运回再处理工厂，经过贮存池冷却后，连同不锈钢燃料棒一起，用剪切机切成长5厘米左右的小块，再将其中的燃料溶于硝酸溶液中，然后用有机溶剂首先分离出核裂变生成物，把余下的铀和钚的混合液送往下道工序，用钚还原剂等将两部分离，并予回收。
采用这套程序进行再处理时，要接触大量的放射能。为了控制放射线的辐射或不让钚产生核裂变起见，要彻底做到所谓临界管理。从这一点来看，这种工厂虽然是简单的化工厂，但其结构的复杂程度，却远远超过了一般工厂。
东海工厂引进的法国技术，于1971年动工，1974年竣工。其后，经长期的试运转，1981年1月正式投产，该厂的处理能力为0.7吨。根据开工率的不同，年处理能力为140—210吨，可处理5—6座100万千瓦的原子能发电站的废核燃料。此外，日本在20世纪90年代中期，完成处理能力为1200—1300吨的正式民办工厂。
东海工厂从动工到正式运转，之所以花了10年时间，是因为试运转过程中不断出现故障，再加上卡特时期，美国政府提出了废核燃料再处理的延期政策，以“日美原子能协定” 为借口，对日本加以限制，美国认为，若把单体钚取出来，便可作为核爆炸材料使用，这关系到核扩散问题，因此从军事观点出发，对再处理作了限制，但是，世界上各技术先进国都一致认为，将最高效的能资源钚置之不用，就谈不上原子能开发。