高放废物

      浓缩后的裂变产物贮存在专门设计的不锈钢双层壁的大罐中，此罐要连续冷却。最初，高放废液的发热量相当于20瓦/升。部分放射性是由半衰期大约为1年的一些同位素（钌，锆等）产生的。乏燃料贮存约10年以后，每吨铀的发热量大约只并入玻璃体中，然后再浇到因科镍（INCONEL）合金制的容器中成为琉璃块。一块玻璃约重100公斤。开始时琉璃的发热率约为100-150瓦/升玻璃。

      玻璃固化后的废物要在坚井中存放10至15年，坚井在冰在里须保持通风。以后靠空气对流足以带走琉璃块产生的热。5年以后玻璃的发热率约为20瓦/升，30年后只有10瓦/千。

      一座1000兆瓦的核电站运行一年产生的高放废物液总体积约为20立方米，一旦将其固化就只有2立方米。玻璃固化解决了在头几年贮存期内占了高放废物绝大部份放射性的裂变产物贮存带来的许多问题。试验已证实，玻璃至少可稳定一个世纪。锕系元素（超铀元素）的问题则有几百万年，因为它们的半衰期非常长。尽管有各种有利的试验证据说明玻璃在那么长的时间内仍能稳定。但是还不能下结论。因此，以下两种办法正在接受检验：

      1. 把玻璃固化废物存放在深地层处置库内，此库位于几百万年内都不会发生变动又能防止水渗入地层中。这样就在许多代入时间里为这些然险废物与公众之间提供了一保险屏障。

      2. 为高放废液担供更精细的化学分离手段，而将裂变产物贮存在深地层处置库中。锕系元素则可在专门设计的反应堆中用快中子轰击，以转化成半衰期较短的元素。

中、低放废物

      核电站和后处理厂二者都产生低放废物，这些废物根据其放射性水平的不同被包容在沥青或混凝土中，然后再装在金属桶或混凝土桶内。在法国对这些废物做仔细鉴定以后，将这些废特桶（或容器）放在钢筋混凝土的地沟中，或者就在阿格的混凝土或沥青层上堆放五六层高，然后再堆上5米厚的粘土将它们埋住。贮存区有排水系统，流出液经检测后再排放。

      阿格后处理厂也产生一些放射性水平较高的水泥固化废物以及量虽少但是值得注意的α放射性废物。这两类废物均存在钢筋混凝土浅理场中。

废物贮存的另外两种方法

瑞士的国家废物贮存合管公司（CEDRA）

      瑞士联帮的法律要求经营核电站的所有电力公司都要提交一份贮存放射性废物贮存公司统一经管瑞士各核电公司的废物。瑞士国家废物贮存合管公司对废物贮存研究得很精确，很细致。联帮政府已经瑞士国家废物贮存合营公司颁发许可证，可以贮存燃料后处理后得到的高放玻璃固化废物。瑞士的技术包括先将玻璃基本浇到不锈钢容器中，然后将其存放在地下创库的间隔为5米的坑道中。每桶废物周围真充膨润上土块。为确定最合适的贮存场所，瑞士国家废场贮存合营公司已在瑞士北部钻了几口1200米深的勘探井，这些井钻到结晶花岗岩或片麻岩岩层中。勘探工作一直在进行，然而，处置库的开挖预期要到本世纪未才人开始。而正式贮存要到2020年左右。在这以前，将在卢森斯（Lucens）和维伦林根（Wurenlingen）建设临时贮存设施。

瑞典的燃料中央贮存设施（CLAB）工程

      瑞典的官方政策是以核电只是暂时的这一原则作基础的。从现在起到2010（即到瑞典最后一座核电站退役）瑞典的核规划只需要7500吨浓缩铀作燃料。所得到的乏燃料中有850号要按合同送到阿格和塞拉菲尔德（Sellafield）去后处理。其余的将在奥斯卡斯哈门（skarshamn）核电站附近的一座称为克莱勃的地下贮存设施中存放约50年。乏燃料中央贮存设施的一斯工程是从地面以下30米的基岩中开挖出一个长120米、宽20米、高27米的洞穴，此洞内有4座充水3000立方米的水池，每座可容750吨乏燃料（相当于瑞典各核电站运行的两年半卸料量）。瑞典乏燃料贮存设施能扩建到容量为9000吨铀。目前的方案是：燃料不经过后处理，先在瑞典乏燃料贮存设施中存放，以后再从水池中取出，封装在10厘米的铜制容器中，再将此容器堆积在结晶岩中的500米深的竖井中。坚井再骼膨润土（一种遇水膨胀的粘土）填埋。

      低、中放废物贮存在福斯马克（Forsmark）附近开挖出的一个10000立方米的洞穴里。

退 役

      象所有的工业设施一样，核电站和其它燃料循环工厂有朝一日也必然要停止运行。公众不清楚它们退役以后会发生什么事情。工厂停产时它们已运行了20至40年。在核电站停运两年内，辐照过的燃料将被运到后处理厂或是贮存地。但是因为每座核电站总有一部分(包括其堆芯及其冷却剂系统)受到中子通量的辐照，所以钢制构件会变成放射性的。电站各种部件(例如蒸汽发生器)因沉积有从堆中来的腐蚀产物而被沾污。最成问题的放射性同位素之一是钴—60。它是由钴—59(制不锈钢合金用的镍中含的一种杂质)俘获一个中子生成的。钴—60的半衰期为5年，这就可说明退役过程的复杂性了。

      退役可分几级，其范围可从让退役电站保持经常的监督状态，直到建设该电站的场地能恢复到它原来的面貌这最后—‘级。在第一级，放射性被密闭在厂房内部。这一步是没有什么问题的，因为电站设计规定在运行时它就确保有这一功能．它只要求反应堆的密封性不被破坏，通风系统作些修改．并且排干电站系统内的水，以防放射性气溶胶释放出来。这一阶段叫以保持20年，直到放射性衰减到很低。这一级的持续时间可长可短。这取决于主要关心的是地面要早日恢复，还是要推迟这——大笔的退役花费。所进行的研究，拆卸试验堆和原型堆(如美国的埃尔克里弗(Elk River)堆)取得的经验，以及修理运行中的堆，它们所取得的经验都证实了拆卸是可行的。一座  堆拆得愈快，花费就愈大。如果堆在开始退役后5年拆除．则其费用将增加到该堆当初建设费用的10％左右。在这种情况下，由于放射性仍然很高，许多工作必须靠遥控工具进行。如果拆卸推迟几年，费用町减少—半。电力公司为退役费用留出储备金。 —种可能的方案是：用高压喷枪去污，将辐照过的部件切割成可搬运的体积，再装在屏蔽容器内将它们运走；另一种方案是把所有的辐照过的设备都装入反应堆容器中，再在现场附近将此容器密封起来，形成一大块比厂房小些的混凝土块。此场址则可用来建另—座电站。