无论核电站怎样设计，总会产生核废料，这是不争的事实。但是，随着新核电站的不断建设，核废料的最终处置的问题迫在眉睫。

目前，约有440个核动力反应堆在30个国家/地区运行。去年大约有12座新反应堆投运，但将有多达16座永久性关停。全球已有174座反应堆永久关停，其中约有一半在西欧。

在世界范围内，存储的乏燃料铀接近450,000公吨。尽管过去有许多其他国家进行了后处理，但只处理了一小半，主要是由法国，印度，俄罗斯和英国进行。中国和日本开始计划进行后处理。

核废料的形式根据存储库性能而有所不同，但是大多数监管准则要求核废料必须在少于1％的液体的条件下进行运输。真正的区别将在于废物中短寿命和长寿命放射性核素的比例，这主要来自反应堆运行期间产生的裂变产物与锕系元素。

固体燃料与液体燃料，球形燃料与燃料棒，快堆与热堆以及各种后处理方法与未处理等因素，都会对放射性核素的比例产生一定的影响。例如， ORIENT循环后处理方法产生的高放射性废物约是传统的后处理方法（如PUREX工艺）的十分之一。

放射性核素的比例将影响包装密度，进而影响存储库的大小，因为衰变热决定了与热流限制以及存储包装间隔相关的几何形状。

建立和运营深层地质存储库的成本很高。

如果可以将存储库缩小至十分之一，那么节省的成本将是可观的，成本将低于后处理。经合组织（OECD）和国际原子能机构（IAEA）对替代反应堆废物的研究表明，存储库的尺寸最高可缩减至五十分之一。

衰变热是深层地质存储库设计的主要输入参数。对于在花岗岩，粘土和凝灰岩地层中的处置，最大允许处置密度由热量限制决定，存储装置的间距一般约为8英尺。

先进的燃料循环所产生的高放射性废物的衰变热比压水堆乏燃料所产生的少很多。

由于经过后处理的核废料所释放的热量较低，因此其占用的最终存储库的空间要小。铯和锶是产生热量最大的核素，它们的分离进一步降低了的存储库的空间需求。例如，在粘土地层中进行处置的情况下，与压水堆乏燃料直接存储方案相比，通过全封闭循环方案将存储所需的体积减少了3.5倍，而通过铯和锶的分离将存储所需的空间减少了9倍。

OECD研究表明，乏燃料在经过各种燃料循环方案存储50年后，其衰减热的变化均不超过四分之一。同时，燃料循环方案与压水堆乏燃料直接存储方案相比，200年后高放射性废物的衰变热最多可降低30倍。先进燃料循环方案大大降低了高放射性废物的热功率，并因此减少所需的存储库空间。

但是也存在特例，例如拥有美国唯一的深层地质核处置库（WIPP）的环境是含有大量的盐类的岩石。块状盐的热导率约为晶体岩石的五倍，这意味着其允许的热负荷可能更高。此外，块状盐具有独特的蠕变性能，高放射性废物的热量越高其特性越好。

乏燃料的深孔处置也是一种可选处置方式，球形燃料反应堆和熔盐反应堆特别适合于这种处置方式，可实时从燃料中除去裂变产物。这些废物没有宽度或体积限制，因此其存储库的废物包装非常容易。

OECD建议采用两种处理高放射性废物的途径：在快堆中铀/钚和锕系元素的多次循环以及在热堆中使用钍基燃料以增加资源的利用率，并将核废料最小化。OECD表示相对于一次性燃料循环，这两种途径都将减少核废料的放射毒性，并且通常会减少长半衰期同位素的比例及其在存储库中产生的热负荷。

IAEA的研究表明，完全裂变再循环或完全锕系元素再循环可以将核废料的放射毒性降低100到200倍，并将半衰期从100,000多年减少到不到1,000年。这些处置方案和反应堆设计中仍存在许多未知数。

一些反应堆的设计温度比目前反应堆要高很多，并且设计寿命更长和更高的燃料燃耗。有些使用快中子或超热中子，并使用腐蚀性极强的冷却剂，例如熔融金属或熔融盐。因此需要进行额外的研发，使燃料后处理技术适应新的燃料类型，并为新的核废料开发合适的固定基质。

新反应堆和各种后处理方案将改变核废料的类型，并在一定程度上影响存储库的空间和设计。这些新设计从等量的燃料中获取更多的能量。但无论最终建造的反应堆的设计如何，仍然需要存储库。

自第二次世界大战以来，全球产生的核废料总量与全球每小时煤炭工业产生的有毒化学废料量相同。