Chất thải phóng xạ bao gồm những vật liệu (khí, lỏng, rắn) bị loại bỏ khỏi quá trình sản xuất và sinh hoạt, có hàm lượng các hạt nhân phóng xạ ở mức cao hơn mức miễn trừ được quy định bởi các cơ quan có thẩm quyền.

Chất thải phóng xạ xuất hiện tại tất cả các khâu của chu trình nhiên liệu hạt nhân.

Từ năm hoạt động thứ 3, một lò phản ứng PWR thay mới 1/3 nhiên liệu trong vùng hoạt. Đồ thị Hình 3 cho thấy nhiên liệu hạt nhân đã cháy có độ phóng xạ cao với thời gian sống của các đồng vị phóng xạ dài, cần có những biện pháp xử lý và quản lý thích hợp. Độ phóng xạ của thanh nhiên liệu đã cháy cao gấp khoảng 10⁸ lần so với trước khi nạp vào lò và phải hàng trăm nghìn năm sau độc tính phóng xạ mới tương đương với độ phóng xạ quặng urani trong thiên nhiên.

Một lò phản ứng nước nhẹ 1000 MWe điển hình sẽ tạo ra (trực tiếp và gián tiếp) 200-350 m³ chất thải hoạt độ thấp và trung bình (low and intermediate level radioactive waste, LILW) và khoảng 28 tấn nhiên liệu đã sử dụng (spent fuel, SF) mỗi năm.

Tổng lượng SF trong khoảng hơn 50 năm vận hành các lò phản ứng dân sự trên toàn thế giới là 280.000 tấn kim loại nặng (kln), khoảng 1/3 được tái xử lý, còn khoảng 190.000 tấn kln (với 1.800 tấn Pu) đang lưu giữ theo công nghệ khô hoặc ướt (bằng khoảng 20 lần khả năng tái xử lý hiện nay). Dự tính đến 2020 con số này sẽ lên tới 445.000 tấn kln.

Việc tách và sử dụng lại plutoni và urani từ SF thực hiện ở một số nước đã làm tăng tiềm năng nhiên liệu hạt nhân, đồng thời làm giảm sự phức tạp của quá trình quản lý chất thải hoạt độ cao (high level radioactive waste, HLW).

Một sáng kiến đã được đề xuất và đang trong giai đoạn nghiên cứu triển khai về một chu trình nhiên liệu hạt nhân khép kín, kết hợp việc hoàn thiện quá trình tái xử lý SF với chế tạo loại lò phản ứng tiên tiến sử dụng minor actinoit làm nhiên liệu. Trong chu trình này toàn bộ urani và plutoni cũng như các minor actinoit (MA, tên gọi những actinoit tạo thành trong quá trình hoạt động của lò phản ứng để phân biệt với những actinoit có sẵn trong nhiên liệu hạt nhân ban đầu) được đưa trở lại lò phản ứng sinh năng lượng. Chất thải hoạt độ cao HLW khi đó chỉ bao gồm các sản phẩm phân chia hạt nhân và thời gian quản lý lưu giữ giảm từ hàng trăm nghìn năm xuống còn khoảng 300- 400 năm. Nếu chỉ tách urani và plutoni như một số nước đã thực hiện trong chu trình kín hiện nay thì HLW của quá trình tái xử lý vẫn cần thời gian bảo quản hàng chục nghìn năm.

Quản lý chất thải hoạt độ thấp và trung bình từ chu trình nhiên liệu

Chất thải LLW thể rắn được tạo ra từ chu trình nhiên liệu hạt nhân bao gồm giấy, vải vụn, dụng cụ, quần áo, bộ lọc, vv…, chứa một lượng nhỏ các đồng vị phóng xạ có thời gian sống ngắn. Đối với loại chất thải này không cần che chắn trong xử lý và vận chuyển và chỉ cần chôn cất nông. Để giảm thể tích, LLW thường được nén hoặc đốt trước khi xử lý. Chất thải lỏng từ các công đoạn trước lò có chứa urani, thori, radi với mức độ nguy hiểm phóng xạ thấp. LLW bao gồm khoảng 90% thể tích và chỉ chứa 1% độ phóng xạ của tổng lượng chất thải phóng xạ.

Chất thải ILW có độ phóng xạ cao hơn và đòi hỏi che chắn thích hợp, bao gồm nhựa trao đổi ion, cặn hóa chất và kim loại vỏ bọc nhiên liệu, cũng như vật liệu bị ô nhiễm khi chấm dứt hoạt động lò phản ứng, thường được xử lý bằng các quá trình bê tông hóa hoặc bitum hóa rồi đem lưu giữ  hoặc chôn lấp tập trung. ILW chiếm khoảng 7% về thể tích và chứa 4% lượng phóng xạ của chu trình nhiên liệu. Theo định nghĩa, ILW khi phân rã phóng xạ tạo ra nhiệt lượng ít hơn 2 kW/m³.  Lượng nhiệt như vậy nói chung không phải tính đến khi thiết kế cơ sở lưu trữ hoặc xử lý loại chất thải này.

                LLW dạng lỏng rất phổ biến tại các nhà máy khai thác chế biến quặng phóng xạ, các nhà máy điện hạt nhân, các cơ sở sản xuất và sử dụng đồng vị phóng xạ. Các phương pháp xử lý đối với loại chất thải LLW dạng lỏng nói chung là:

                - Dùng các chất hấp thu tự nhiên (các hợp chất khoáng) hoặc các chất hấp thu tổng hợp (nhựa trao đổi ion, các tác nhân chiết) để tập trung các đồng vị phóng xạ vào pha rắn.

                - Sử dụng phương pháp kết tủa, đồng kết tủa, như dùng sữa vôi, sắt clorua, có bổ sung BaCl₂ để chuyển các nguyên tố phóng xạ và kim loại nặng vào pha rắn.

                - Có thể dùng phương pháp bay hơi để cô đặc, cô đặc các nguyên tố phóng xạ, sau đó dùng xi măng đóng rắn dung dịch.

                - Kết tủa rắn sau đó được đưa vào lưu giữ tạm thời rồi đem chôn lấp nông.

                Các nuclit phóng xạ có thời gian sống ngắn Pa²³⁴, Th²²⁷, Th²³¹, Th²³⁴, Ra²³³, Ac²²⁷, Po²¹⁰ có thể không gây nguy hiểm, song đáng chú ý trong các chất thải là các đồng vị urani, Th²³⁰, Ra²²⁶, Rn²²², Pb²¹⁰. Trên thực tế hàm lượng Pb²¹⁰ trong thải đều thấp hơn hàm lượng cho phép. Do đó việc theo dõi và quản lý các đồng vị urani, Th²³⁰, Ra²²⁶ và Rn²²² là nội dung chính trong quản lý thải phóng xạ quá trình khai thác và xử lý quặng urani.

                    Quá trình xử lý thải rắn và lỏng thuộc trách nhiệm của cơ sở khai thác chế biến quặng urani. Các biện pháp an toàn và xử lý thải phải được tính toán từ khi thiết kế lựa chọn công nghệ khai thác xử lý quặng, chọn địa điểm xây dựng nhà máy và khu vực thải (tính đến các yếu tố khí hậu, khí tượng thuỷ văn, địa hình, địa chất, quy hoạch chung về sử dụng đất và khả năng dễ tẩy xạ cũng như chôn cất lâu dài của bã thải).

                Nhiều cải tiến công nghệ đã được nghiên cứu triển khai nhằm giảm diện tích khu vực phải làm việc với chất phóng xạ, giảm lượng quặng phải xử lý bằng tác nhân hoá học dẫn tới làm giảm lượng chất thải phóng xạ gây nguy cơ ô nhiễm môi trường. Để giảm lượng chất thải lỏng, việc tái sử dụng nước trong một chu trình sử dụng nước khép kín được nhiều cơ sở sản xuất áp dụng.

Bãi chứa thải rắn và lỏng là một bộ phận của nhà máy xử lý quặng để sản xuất uran kỹ thuật. Toàn bộ đuôi thải từ quá trình hoà tách sau khi trung hoà bằng sữa vôi cùng bã kết tủa khi xử lý thải lỏng (dưới dạng bùn nhão chứa 45% chất rắn) được tập trung về khu vực chứa thải ở khoảng cách nhất định (3km) từ nhà máy.

Việc xử lý tại chỗ các đống lớn đuôi quặng thải bao gồm xác định các thông số về phóng xạ, hoá học và địa chất, thực hiện công nghệ ép nén sườn đống thải tạo độ dốc thích hợp và sau đó che phủ bằng các lớp đất khác nhau với chiều dày 1,9 m (0,4 m lớp đất khoáng và 1,5 m đất trồng trọt), đồng thời tạo thảm thực vật và định hướng dòng chảy lâu dài cho nước bề mặt.

Hammerberg (Schlema- CHLB §øc)

(a) năm 1960 khi khu vực khai thác quặng urani đang hoạt động;

(b) n¨m 1993 lúc bắt đầu dự án hoàn thổ;

(c) năm 1997 khi đang thực hiện Dự án hoàn thổ

Quản lý chất thải hoạt độ cao từ Chu trình nhiên liệu

HLW phát sinh từ quá trình sử dụng nhiên liệu urani, là "tro" nóng từ quá trình "cháy" nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân. HLW chứa các sản phẩm phân hạch và các nguyên tố siêu urani (các minor actinide) tạo ra trong lõi lò phản ứng. HLW có độ phóng xạ rất lớn và có nhiệt độ cao do nhiệt phân rã, đòi hỏi phải được làm mát và che chắn phóng xạ. HLW có năng suất tỏa nhiệt lớn hơn 2 kW/m³ và chiếm khoảng 95% tổng lượng phóng xạ của chất thải chu trình nhiên liệu. Người ta phân biệt hai loại HLW:

                - Đối với chu trình nhiên liệu hở: bản thân nhiên liệu đã qua sử dụng (nhiên liệu đã "cháy") đem chôn thải trực tiếp là nguồn HLW.

                - Đối với chu trình nhiên liệu kín: chất thải từ quá trình tái chế nhiên liệu đã qua sử dụng là nguồn HLW.

HLW có chứa cả các đồng vị có thời gian sống dài và cả các đồng vị có thời gian sống ngắn, vì thế có thể gây ra tác động  độc hại phóng xạ mạnh và lâu dài cho người và môi trường.

Giải pháp quản lý và sử dụng bền vững nhiên liệu hạt nhân đã cháy phải:

                - Bao gồm tất cả các bước quản lý nhiên liệu đã qua sử dụng cho đến khâu thải cuối cùng, tuân thủ một kế hoạch thực tế chấp nhận được.

- Thể hiện tính khả thi với mức độ ảnh hưởng có thể chấp nhận, đáp ứng các tiêu chí quan trọng đã được xác định.

                - Bao gồm một kế hoạch tài chính thực tiễn và cân bằng thu chi.

                - Không áp đặt gánh nặng quá mức vào các thế hệ tương lai.

Trong loại chất thải này có mặt các sản phẩm phân chia có thời gian sống dài (như tecnexi 99 chu kỳ bán rã 220.000 năm, iod 129 chu kỳ bán rã 15,7 triệu năm) và các nguyên tố sau urani (như neptuni 237 chu kỳ bán rã 2 triệu năm và plutoni 239 chu kỳ bán rã 24.000 năm).

                Nhiên liệu đã cháy có độ phóng xạ rất cao: 33.000 – 55.000 TBq/tấn  (1 TBq = 27 Ci), đồng thời phát nhiệt ( 3- 6 kW/tấn).

Những năm gần đây, lượng nhiên liệu đã sử dụng phát sinh mỗi năm là khoảng 7.000 tấn, và đến 3.000 tấn trong đó được dự định để tái chế. SF không tái chế đang được lưu trữ, phần lớn là tại địa điểm lò phản ứng. Khoảng 90% trong số này là trong bể nước (Hình 10a), còn lại được lưu giữ trong ngăn chứa khô (Hình 10b). Vào năm 2015 các quỹ dành cho việc quản lý SF tổng cộng khoảng 100 tỷ USD, trong đó 51 tỷ USD ở châu Âu,  40 tỷ USD ở Mỹ và 6,5 tỷ USD tại Canada.

Các nhà máy tái chế thương mại hoạt động chủ yếu ở Pháp, Anh, và Nga với công suất khoảng 5.000 tấn mỗi năm và đã xử lý 80.000 tấn trong 50 năm. Một nhà máy tái chế mới với công suất 800 t/năm ở Rokkasho (Nhật Bản) đang vận hành thử. Pháp và Anh thực hiện tái chế cho các nước khác, Nhật Bản đã chuyển trên 140 chuyến hàng SF đến châu Âu từ năm 1979. Cho đến nay hầu hết nhiên liệu đã qua sử dụng của Nhật Bản đã được tái chế ở châu Âu, với chất thải được thủy tinh hóa, urani và plutoni thu hồi (dưới dạng nhiên liệu MOX, mixed-oxide fuel) đưa trở về Nhật Bản để được sử dụng trong lò phản ứng. Nga cũng thực hiện tái xử lý SF từ các lò phản ứng do Liên Xô thiết kế đặt tại các nước khác.

Urani thu được sau quá trình tái xử lý nhiên liệu đã cháy chứa U234 và U236 là chất hấp thu nơtron, đòi hỏi chi phí nhiều hơn để làm giàu nhiên liệu. Hiện khoảng 1% nhu cầu thế giới hàng năm đã sử dụng RepU.

                Tới tháng 1/2007 có 36 lò phản ứng (khoảng 8% lò phản ứng đang vận hành trên thế giới) được cấp phép sử dụng nhiên liệu MOX (ở Bỉ, Pháp, Đức, Ấn Độ và Thụy Điển), ngoài ra có thể có một số lò ở Trung Quốc và Nga. Mỹ đã cấp phép cho 1 lò trong chương trình giảm vật liệu vũ khí và thử nghiệm lần đầu nhiên liệu MOX vào 2005.

The Euratom Supply Agency thông báo việc sử dụng nhiên liệu MOX trong EU đã giảm nhu cầu urani tự nhiên khoảng 1.010 tU vào 2005 và 1.225 tU vào 2006. Từ 1996, theo ước tính của ESA các lò phản ứng của EU đã thay thế được 11.515 tU nhờ việc sử dụng 95,8 tấn plutoni trong nhiên liệu MOX.

Các cơ sở tái xử lý và chế tạo nhiên liệu MOX đã có và đang xây dựng ở Trung Quốc, Pháp, Ấn Độ, Nhật, Nga, Anh. Công ty TNHH nhiên liệu hạt nhân Nhật Bản đã thử nghiệm nhà máy tái xử lý tách plutoni từ tháng 3/2006 và các cơ sở hạt nhân Nhật dự định sử dụng nhiên liệu MOX trong 16-18 lò phản ứng.

Đối với việc lưu giữ lâu dài HLW, để đảm bảo không có ảnh hưởng môi trường đáng kể xảy ra trong thời gian trên mười ngàn năm, việc lưu giữ dưới tầng địa chất "nhiều lớp che chắn" được khởi thảo. Nhờ đó các nguyên tố phóng xạ bị khóa chặt trong HLW và ILW và bị cô lập hoàn toàn khỏi sinh quyển.

Các lớp che chắn chính là:

- Cố định chất thải trong một giá thể không hòa tan như thủy tinh borosilicat hay đá tổng hợp (dạng viên nhiên liệu đã là một vật liệu gốm UO₂ rất ổn định).

- Giữ HLW bên trong một container chống ăn mòn, chẳng hạn như thép không gỉ.

- Đặt container  sâu dưới lòng đất trong một cấu trúc đá ổn định.

- Bao bọc xung quanh bằng một chất hấp thu như sét bentonit nếu nơi lưu giữ ẩm ướt.

Cho đến nay vẫn chưa có nhu cầu thực cho các kho chứa vĩnh viễn HLW, nên lưu trữ trên mặt đất trong 40-50 năm là yêu cầu đầu tiên để nhiệt và phóng xạ có thể phân hủy đến mức làm cho việc xử lý và lưu trữ dễ dàng hơn.

Quá trình lựa chọn nơi bảo quản trong tầng địa chất có độ sâu thích hợp đang được tiến hành ở một số nước. Phần Lan và Thụy Điển đã cập nhật với kế hoạch lưu giữ trực tiếp nhiên liệu đã sử dụng trong các mỏ đã khai thác, kể từ khi quốc hội của họ quyết định quy trình an toàn, sử dụng công nghệ hiện có. Cả hai quốc gia đã lựa chọn các vị trí ở Thụy Điển, sau khi so sánh các phương án. Mỹ đã lựa chọn cho một kho lưu trữ lâu dài ở núi Yucca - Nevada, mặc dù điều này hiện đang bị đình trệ do các phản ứng mang tính chính trị. Hiện cũng đã có đề nghị các kho lưu giữ HLW quốc tế trong tầng địa chất tối ưu.

Một câu hỏi hiện nay là liệu chất thải nên được sắp xếp thế nào để chúng có thể dễ dàng truy xuất từ kho lưu trữ lâu dài. Có lý do chính đáng để nghĩ đến yêu cầu sử dụng, vì thế hệ tương lai có thể xem xét các chất thải đã chôn là một nguồn tài nguyên có giá trị. Mặt khác, việc đóng cửa vĩnh viễn có thể tăng cường an ninh lâu dài của công trình. Sau khi chôn cất khoảng 1.000 năm một lượng đáng kể các chất phóng xạ sẽ bị phân rã. Lượng phóng xạ còn lại sẽ tương tự như một loại quặng urani tự nhiên, mặc dù mức độ tập trung cao hơn.

Lỗ khoan sâu là thích hợp hơn cho một lượng nhỏ của chất thải so với các chương trình quốc gia liên quan đến xử lý trực tiếp nhiên liệu đã sử dụng, và do đó có nhiều khả năng sẽ được dùng cho khối lượng nhỏ chất thải có thời gian sống ngắn phát sinh từ các chu kỳ nhiên liệu thế hệ IV.

Biện pháp, kế hoạch lưu trữ, tái chế và chôn cất HLW của các quốc gia khác nhau được tóm tắt trong bảng sau.

Ấn Độ	Chu trình kín	- Nghiên cứu lưu trữ lâu dài trong lòng đất đối với HLW
Nhật Bản	Chu trình kín	- Thí nghiệm dưới lòng đất trong đá granit tại Mizunami từ năm 1996 - Nhiên liệu đã sử dụng và HLW được lưu giữ tạm thời ở Rokkasho từ năm 1995 - Bắt đầu từ năm 2013 xây dựng cơ sở lưu trữ tạm thời nhiên liệu đã sử dụng tại Mutsu - NUMO thành lập năm 2000, lựa chọn địa điểm lưu trữ lâu dài sâu dưới mặt đất đến năm 2025, hoạt động từ năm 2035, có thể truy xuất
Nga	Chu trình kín	- Thí nghiệm dưới mặt đất trong đá granit hoặc đá gneis tại khu vực Krasnoyarsk từ năm 2015, cần phát triển thành nơi lưu trữ lâu dài - Tìm kiếm các vị trí lưu giữ cuối cùng trên bán đảo Kola - Lưu trữ trong bể nước cho nhiên liệu VVER-1000 đã qua sử dụng tại Zheleznogorsk từ năm 1985 - Lưu trữ khô đối với nhiên liệu RBMK và các nhiên liệu khác đã qua sử dụng tại Zheleznogorsk từ năm 2012 - Vận hành các cơ sở lưu trữ tạm thời khác nhau
Hàn Quốc	Thải trực tiếp song muốn điều chỉnh	- Khẳng định chương trình chất thải năm 1998, KRWM thành lập năm 2009 - Cơ sở trung tâm lưu trữ tạm thời được kế hoạch hóa từ năm 2016
Tây Ban Nha	Chu trình hở	- ENRESA thành lập năm 1984, kế hoạch hoạt động được chấp nhận năm 1999 - Lưu trữ tạm thời tập trung tại Villar de Canas từ năm 2016 - Nghiên cứu lưu giữ sâu dưới lòng đất, quyết định sau năm 2010
Thụy Điển	Chu trình hở	- Cơ sở trung tâm lưu trữ tạm thời nhiên liệu đã cháy - CLAB - đi vào hoạt động từ năm 1985 - Thí nghiệm nghiên cứu dưới mặt đất tại Apso để lưu giữ lâu dài HLW - Địa điểm Osthammar được chọn làm nơi lưu giữ lâu dài
Thụy Sỹ	Chu trình kín	- Lưu trữ tạm thời cho HLW và nhiên liệu đã sử dụng tập trung tại ZZL Wurenlingen kể từ năm 2001 - Một địa điểm lưu giữ nhỏ hơn chứa nhiên liệu đã qua sử dụng tại Beznau - Thí nghiệm nghiên cứu dưới mặt đất cho kho lưu trữ lâu dài chất thải hoạt độ cao tại Grimsel từ năm 1983 - Lưu giữ lâu dài trong lòng đất sâu từ năm 2020, thùng chứa có khả năng truy xuất
Anh	Chu trình kín	- Lưu giữ chất thải hoạt độ thấp  hoạt động từ năm 1959 - HLW từ quá trình tái chế được thủy tinh hóa và lưu giữ ở Sellafield - Vị trí lưu trữ cuối cùng được chấp nhận trên cơ sở thoả thuận cộng đồng - Công ty NDA thực hiện lộ trình lưu trữ trong lòng đất
Mỹ	Thải trực tiếp song có xem xét điều chỉnh	- DoE chịu trách nhiệm đối với nhiên liệu đã qua sử dụng từ năm 1998, tích lũy được 32 tỷ Dola Mỹ quỹ chất thải - Chú trọng nghiên cứu và phát triển kho lưu trữ cuối cùng ở Yucca Mountain, Nevada - Quyết định của Quốc Hội năm 2002 đặt kho lưu giữ lâu dài trong lòng đất ở Yucca Mountain bị đối đầu chính trị trong năm 2009 - Lưu trữ tạm thời trung tâm cho nhiên liệu đã sử dụng hiện nay là khả thi

               

                                                                                       TS Cao Hùng Thái