無(wú)論核電站怎樣設(shè)計(jì)，總會(huì)產(chǎn)生核廢料，這是不爭(zhēng)的事實(shí)。但是，隨著新核電站的不斷建設(shè)，核廢料的最終處置的問(wèn)題迫在眉睫。

    目前，約有440個(gè)核動(dòng)力反應(yīng)堆在30個(gè)國(guó)家/地區(qū)運(yùn)行。去年大約有12座新反應(yīng)堆投運(yùn)，但將有多達(dá)16座永久性關(guān)停。全球已有174座反應(yīng)堆永久關(guān)停，其中約有一半在西歐。

    在世界范圍內(nèi)，存儲(chǔ)的乏燃料鈾接近450,000公噸。盡管過(guò)去有許多其他國(guó)家進(jìn)行了后處理，但只處理了一小半，主要是由法國(guó)，印度，俄羅斯和英國(guó)進(jìn)行。中國(guó)和日本開(kāi)始計(jì)劃進(jìn)行后處理。

    核廢料的形式根據(jù)存儲(chǔ)庫(kù)性能而有所不同，但是大多數(shù)監(jiān)管準(zhǔn)則要求核廢料必須在少于1％的液體的條件下進(jìn)行運(yùn)輸。真正的區(qū)別將在于廢物中短壽命和長(zhǎng)壽命放射性核素的比例，這主要來(lái)自反應(yīng)堆運(yùn)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(huì)對(duì)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(jìn)而影響存儲(chǔ)庫(kù)的大小，因?yàn)樗プ儫釠Q定了與熱流限制以及存儲(chǔ)包裝間隔相關(guān)的幾何形狀。

    建立和運(yùn)營(yíng)深層地質(zhì)存儲(chǔ)庫(kù)的成本很高。

    如果可以將存儲(chǔ)庫(kù)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(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）對(duì)替代反應(yīng)堆廢物的研究表明，存儲(chǔ)庫(kù)的尺寸最高可縮減至五十分之一。

    衰變熱是深層地質(zhì)存儲(chǔ)庫(kù)設(shè)計(jì)的主要輸入?yún)?shù)。對(duì)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(chǔ)裝置的間距一般約為8英尺。

    先進(jìn)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(guò)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(chǔ)庫(kù)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(jìn)一步降低了的存儲(chǔ)庫(kù)的空間需求。例如，在粘土地層中進(jìn)行處置的情況下，與壓水堆乏燃料直接存儲(chǔ)方案相比，通過(guò)全封閉循環(huán)方案將存儲(chǔ)所需的體積減少了3.5倍，而通過(guò)銫和鍶的分離將存儲(chǔ)所需的空間減少了9倍。

    OECD研究表明，乏燃料在經(jīng)過(guò)各種燃料循環(huán)方案存儲(chǔ)50年后，其衰減熱的變化均不超過(guò)四分之一。同時(shí)，燃料循環(huán)方案與壓水堆乏燃料直接存儲(chǔ)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(jìn)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(chǔ)庫(kù)空間。

    但是也存在特例，例如擁有美國(guó)唯一的深層地質(zhì)核處置庫(kù)（WIPP）的環(huán)境是含有大量的鹽類的巖石。塊狀鹽的熱導(dǎo)率約為晶體巖石的五倍，這意味著其允許的熱負(fù)荷可能更高。此外，塊狀鹽具有獨(dú)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(yīng)堆和熔鹽反應(yīng)堆特別適合于這種處置方式，可實(shí)時(shí)從燃料中除去裂變產(chǎn)物。這些廢物沒(méi)有寬度或體積限制，因此其存儲(chǔ)庫(kù)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(duì)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(huì)減少長(zhǎng)半衰期同位素的比例及其在存儲(chǔ)庫(kù)中產(chǎn)生的熱負(fù)荷。

    IAEA的研究表明，完全裂變?cè)傺h(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(yīng)堆設(shè)計(jì)中仍存在許多未知數(shù)。

    一些反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)溫度比目前反應(yīng)堆要高很多，并且設(shè)計(jì)壽命更長(zhǎng)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(qiáng)的冷卻劑，例如熔融金屬或熔融鹽。因此需要進(jìn)行額外的研發(fā)，使燃料后處理技術(shù)適應(yīng)新的燃料類型，并為新的核廢料開(kāi)發(fā)合適的固定基質(zhì)。

    新反應(yīng)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(chǔ)庫(kù)的空間和設(shè)計(jì)。這些新設(shè)計(jì)從等量的燃料中獲取更多的能量。但無(wú)論最終建造的反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)如何，仍然需要存儲(chǔ)庫(kù)。

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