無論核電站怎樣設計，總會產(chǎn)生核廢料，這是不爭的事實。但是，隨著新核電站的不斷建設，核廢料的最終處置的問題迫在眉睫。

    目前，約有440個核動力反應堆在30個國家/地區(qū)運行。去年大約有12座新反應堆投運，但將有多達16座永久性關停。全球已有174座反應堆永久關停，其中約有一半在西歐。

    在世界范圍內，存儲的乏燃料鈾接近450,000公噸。盡管過去有許多其他國家進行了后處理，但只處理了一小半，主要是由法國，印度，俄羅斯和英國進行。中國和日本開始計劃進行后處理。

    核廢料的形式根據(jù)存儲庫性能而有所不同，但是大多數(shù)監(jiān)管準則要求核廢料必須在少于1％的液體的條件下進行運輸。真正的區(qū)別將在于廢物中短壽命和長壽命放射性核素的比例，這主要來自反應堆運行期間產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物與錒系元素。

    固體燃料與液體燃料，球形燃料與燃料棒，快堆與熱堆以及各種后處理方法與未處理等因素，都會對放射性核素的比例產(chǎn)生一定的影響。例如， ORIENT循環(huán)后處理方法產(chǎn)生的高放射性廢物約是傳統(tǒng)的后處理方法（如PUREX工藝）的十分之一。

    放射性核素的比例將影響包裝密度，進而影響存儲庫的大小，因為衰變熱決定了與熱流限制以及存儲包裝間隔相關的幾何形狀。

    建立和運營深層地質存儲庫的成本很高。

    如果可以將存儲庫縮小至十分之一，那么節(jié)省的成本將是可觀的，成本將低于后處理。經(jīng)合組織（OECD）和國際原子能機構（IAEA）對替代反應堆廢物的研究表明，存儲庫的尺寸最高可縮減至五十分之一。

    衰變熱是深層地質存儲庫設計的主要輸入?yún)?shù)。對于在花崗巖，粘土和凝灰?guī)r地層中的處置，最大允許處置密度由熱量限制決定，存儲裝置的間距一般約為8英尺。

    先進的燃料循環(huán)所產(chǎn)生的高放射性廢物的衰變熱比壓水堆乏燃料所產(chǎn)生的少很多。

    由于經(jīng)過后處理的核廢料所釋放的熱量較低，因此其占用的最終存儲庫的空間要小。銫和鍶是產(chǎn)生熱量最大的核素，它們的分離進一步降低了的存儲庫的空間需求。例如，在粘土地層中進行處置的情況下，與壓水堆乏燃料直接存儲方案相比，通過全封閉循環(huán)方案將存儲所需的體積減少了3.5倍，而通過銫和鍶的分離將存儲所需的空間減少了9倍。

    OECD研究表明，乏燃料在經(jīng)過各種燃料循環(huán)方案存儲50年后，其衰減熱的變化均不超過四分之一。同時，燃料循環(huán)方案與壓水堆乏燃料直接存儲方案相比，200年后高放射性廢物的衰變熱最多可降低30倍。先進燃料循環(huán)方案大大降低了高放射性廢物的熱功率，并因此減少所需的存儲庫空間。

    但是也存在特例，例如擁有美國唯一的深層地質核處置庫（WIPP）的環(huán)境是含有大量的鹽類的巖石。塊狀鹽的熱導率約為晶體巖石的五倍，這意味著其允許的熱負荷可能更高。此外，塊狀鹽具有獨特的蠕變性能，高放射性廢物的熱量越高其特性越好。

    乏燃料的深孔處置也是一種可選處置方式，球形燃料反應堆和熔鹽反應堆特別適合于這種處置方式，可實時從燃料中除去裂變產(chǎn)物。這些廢物沒有寬度或體積限制，因此其存儲庫的廢物包裝非常容易。

    OECD建議采用兩種處理高放射性廢物的途徑：在快堆中鈾/钚和錒系元素的多次循環(huán)以及在熱堆中使用釷基燃料以增加資源的利用率，并將核廢料最小化。OECD表示相對于一次性燃料循環(huán)，這兩種途徑都將減少核廢料的放射毒性，并且通常會減少長半衰期同位素的比例及其在存儲庫中產(chǎn)生的熱負荷。

    IAEA的研究表明，完全裂變再循環(huán)或完全錒系元素再循環(huán)可以將核廢料的放射毒性降低100到200倍，并將半衰期從100,000多年減少到不到1,000年。這些處置方案和反應堆設計中仍存在許多未知數(shù)。

    一些反應堆的設計溫度比目前反應堆要高很多，并且設計壽命更長和更高的燃料燃耗。有些使用快中子或超熱中子，并使用腐蝕性極強的冷卻劑，例如熔融金屬或熔融鹽。因此需要進行額外的研發(fā)，使燃料后處理技術適應新的燃料類型，并為新的核廢料開發(fā)合適的固定基質。

    新反應堆和各種后處理方案將改變核廢料的類型，并在一定程度上影響存儲庫的空間和設計。這些新設計從等量的燃料中獲取更多的能量。但無論最終建造的反應堆的設計如何，仍然需要存儲庫。

    自第二次世界大戰(zhàn)以來，全球產(chǎn)生的核廢料總量與全球每小時煤炭工業(yè)產(chǎn)生的有毒化學廢料量相同。