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    無論核電站怎樣設計，總會產生核廢料，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。

    核廢料的形式根據存儲庫性能而有所不同，但是大多數監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生的裂變產物與錒系元素。

    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生一定的影響。例如， ORIENT循環后處理方法產生的高放射性廢物約是傳統的后處理方法（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，那么節省的成本將是可觀的，成本將低于后處理。經合組織（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參數。對于在花崗巖，粘土和凝灰巖地層中的處置，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。

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

    由于經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，乏燃料在經過各種燃料循環方案存儲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，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生的熱負荷。

    IAEA的研究表明，完全裂變再循環或完全錒系元素再循環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。

    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，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。

    自第二次世界大戰以來，全球產生的核廢料總量與全球每小時煤炭工業產生的有毒化學廢料量相同。