После выгрузки облученного или отработавшего ядерного топлива из реактора оно обычно хранится на площадке реактора в течение 5 – 10 лет. Затем оно готово к долгосрочному хранению или переработке, если используется замкнутый или частично замкнутый топливный цикл с рециклом. Помимо традиционной переработки для повторного использования урана и плутония в качестве нового ядерного топлива, существуют также возможности переработки других материалов, полученных из ядерного топлива. В процессе такой переработки можно было бы удовлетворить потребности общества в промышленности, медицине и космосе.
В отчете NEA № 7686 «Раскрытие скрытой ценности ядерного топлива: Социальные выгоды от переработки различных материалов» рассматриваются возможности извлечения различных элементов и (или) изотопов из отработавшего ядерного топлива для применения, отличного от использования в новых видах ядерного топлива или в целях трансмутации, которые рассматриваются в широком спектре публикаций (NEA, 2010; NEA, 2018; NEA, 2021). Таким образом, основное внимание уделяется неактинидным элементам, включая металлы платиновой группы и редкоземельные элементы, радиоизотопы, такие как 137Cs и 90Sr, и конструкционные материалы (цирконий). Рассматриваются некоторые специфические способы выделения актинидов, которые приводят к альтернативным применениям, включая извлечение нептуния для производства 238Pu в космической энергетике.