关于核燃料循环，学界和业界比较统一的概念是指铀钚核燃料循环，即以235U或239Pu为主要裂变燃料的核燃料入堆前制备、堆内运行和出堆后处理的整个过程，通常包括铀矿冶、铀转化、铀浓缩、燃料元件制造、堆内运行、乏燃料贮存和再处理、最终处置等工艺过程。目前国际上俄、法、印、日、英等主要核电大国仍坚持闭式核燃料循环路线，均有运行的后处理设施，并在不断开发新的后处理技术。
核燃料循环产业发展的最佳状态是消耗最少的核资源，产生最好的经济效益，造成最小的环境危害。现阶段，主流的核燃料循环技术方案为开路热堆循环、闭式热堆循环、快热联合循环三种核燃料循环3种。快热联合循环经济性始终优于闭式热堆循环，闭式循环与开路循环经济性优势交替出现。
其中，开路热堆循环是最简单的核燃料循环方案。循环的物料平衡数据主要取决于PWR的相关参数，受容量因子、热电转换效率、卸料燃耗、燃料富集度、贫铀浓度等因素影响。对于1GW标准PWR构成的开路热堆循环，每年装卸燃料量约22t，需天然铀约180t。
闭式热堆循环是现阶段最成熟的核能可持续利用方案，中段以热堆为主，在后段，乏燃料从堆内卸出，经冷却水池暂存后进行再处理，提取U和Pu进行循环利用。1GW标准PWR构成的闭式热堆循环，每年装卸燃料量约22t，产生废物3.4t，需天然铀约140t。
快热联合循环中段以快堆、热堆为主，在后段，乏燃料从堆内卸出，经冷却水池暂存后进行再处理。再处理提取Ｕ进入铀转化环节，在热堆内复用，提取超铀元素（TRU）进入TRU元件制造环节，在快堆内使用。再处理后的放射性废物直接进入最终处置。对于1GW的快热联合循环，每年装卸燃料量为13.7t，产生废物0.9t，需天然铀约63t。
新思界
产业研究中心出具的《
2020-2025年中国核燃料循环及数行业市场深度调研及发展前景预测报告 》显示，中国核能发展“三步走”战略和国际核能技术发展趋势，以及国家战略性新兴产业发展规划与国家中长期科技发展规划纲要均明确提出发展快堆技术。全球可供经济开采的铀资源有限，我国快堆发展必然兼顾增殖，推广应用MOX燃料的同时发展增殖比高的金属燃料快堆势在必行。目前和今后一个时期我国先进燃料循环系统首先需要处理轻水堆乏燃料，积累工业钚，为轻水堆特别是快堆提供MOX燃料，并积极开发水法全分离与干法分离技术以满足快堆发展。
