概念
乏燃料中間儲存是一種乏燃料近期管理方式，為乏燃料後處理和處置技術開發、政策和法規制定、技術路線討論和選擇、後處理廠選址和建設等預留充裕的時間。乏燃料中間儲存設施提供了安全、穩定、可靠的乏燃料儲存，其運行和維護主要依賴於適當的設計和建造。設計的基本要求是保證乏燃料在接收、吊裝、儲存和回取時沒有不適當的健康、安全或環境風險。為達到這個基本要求，應進行設施的安全評估，評估的主要內容包括：維持燃料次臨界，餘熱排除，輻射防護，保持密封性。這些特性也應在所有預期運行事件和設計基準事故情況下得以滿足。
乏燃料中間儲存策略研究
隨著世界各國對後處理政策的調整，乏燃料的儲存，特別是中間儲存在核燃料循環中的地位日趨重要，中間儲存不僅可減小後處理中所遇到的因放射性強而帶來的一系列操作問題，而且在經濟上也顯得更為合理。
中間儲存的選擇
乏燃料中間儲存主要涉及選擇：
（1）乾儲存或者濕儲存；
（2）在堆儲存、集中儲存或分散式離堆儲存。
濕法和乾法儲存技術
（1）濕法儲存
乏燃料的水池儲存是一門成熟的技術，是一種安全可靠的儲存方法。因為水具有良好的熱傳導性能，池水不斷地循環冷卻，把乏燃料產生的衰變熱導出，同時水也是一種禁止材料和透明度高的物質，所以可在直視的條件下完成在儲存水池中的乏燃料卸料、轉運等工作。
（2）乾法儲存
乾容器儲存是既經濟又高效的乏燃料管理方式。具體的乾儲存成本取決於所使用的系統類型、國家批准要求和所需的乾儲存單元容量等等。雖然水池儲存是一種成熟的技術，現有反應堆水池已積累豐富的經驗，但是，它的經濟性存在問題，因為其基建投資和運行、維修費用高。對短期和中期儲存而言，與水池比較，金屬禁止容器因其模組化而具有很大優勢。
乏燃料乾儲存是一種非常靈活的方式，它提供了最方便和有效的乏燃料儲存方式，能夠適應不同的情況變化。與濕法儲存相比，乾儲存使用氣體（通常使用一種惰性氣體，如氦氣，或一種非活性氣體，如氮氣，以限制儲存中乏燃料的氧化）或空氣代替水作為冷卻劑，金屬或混凝土代替水作為輻射屏障。對實行開放式燃料循環的國家，乾儲存在研究最終解決方法期間為安全儲存乏燃料提供了選擇；對許多實行閉式燃料循環的國家，乾式儲存為實現後處理更好達到國家經濟和能源目標提供了更加靈活的選擇；對實行兩種策略混合的國家，乾式儲存為他們提供了路線選擇的靈活性。
國際乏燃料儲存經驗
隨著核電發展，全世界積累了大量乏燃料。2005年，全世界產生的乏燃料大約是280000 tHM，其中190000tHM處於儲存狀態。預計2010年儲存的乏燃料將達到210000 tHM。2002年，全世界乏燃料儲存能力大約是243800tHM。在建24000 tHM，大於全世界乏燃料總量171000 tHM(2003年1月數據)，總量和容量平行增長，充足的儲存狀況可望得到延續。
美國使用兩種儲存方法儲存乏燃料：乏燃料水池和乾容器。美國現有65個反應堆場址。共103座正在運行的核反應堆，都有乏燃料水池。在水池中冷卻大約5年後．乏燃料可轉移到千儲存容器中。容器通常由1個或多個鋼、鑄鐵或鋼筋混凝土殼組成，提供防漏和輻射禁止。其容量通常為大約10 tHM。乾容器儲存已經在24個州的35
座核電站取得了許可。根據現今的計畫，到2011年，預期65個場址中的51個將擁有乾儲存設施。2013年將有57個。到2017年，也就是尤卡山計畫開放的日期，將有64個反應堆場址擁有乾容器儲存設施。
在乏燃料政策方面，法國施行的是乏燃料後處理和鈽再循環政策，乏燃料後處理產生的鈽只以MOX燃料形式
再循環一次，之後進行中間儲存。不立即進行後處理。法國只對65%-75%的乏燃料進行後處理，並在大約20個堆中使用MOX燃料。法國並非按照一個一成不變的既定藍圖來發展核燃料循環工業，而是不斷評估，在必要時做出重大政策調整。
壓水堆乏燃料中間貯存技術研究
研究背景
根據IAEA分析統計，截至2012年底，全球31個國家或地區擁有在運核電機組437台，總裝機容量約3.925億千瓦，占全球發電量的16%左右。
全世界核設施已產生了超過350000 tHM的乏燃料， 並且以每年10500 tHM的速度增加，預計到2020年全球乏燃料量將達到445000 tHM。核電站反應堆卸出的乏燃料具有很高的放射性，同時釋放出大量的衰變熱。國際上對乏燃料的處理方式主要有兩種：一次通過方式和後處理閉式循環方式。一次通過方式比較簡單，即乏燃料卸出之後不經後處理直接包裝放到地質處置庫中長期貯存，不再循環利用。由於乏燃料含有大量未裂變和新生成的易裂變核素、未用完的可裂變核素、裂變產物和超鈾元素等，一般要存放幾十萬年才能使其放射性衰減到和天然鈾礦相當的水平，因此該方式存在著很大的技術和工程難度，世界上還沒有一個國家建成並使用地質處置庫。
後處理閉式循環考慮到反應堆卸出來的乏燃料中大約含有95%的鈾和1%的鈽，這兩種物質從乏燃料中分離出來之後可以再次利用，而剩下的大約4%的裂變產物和次錒系元素固化後進行深地質層處置或進行分離嬗變後再處置。
該處理能提高鈾資源利用率，減少高放廢物處置量並降低其毒性。根據分離方式的不同，分離出鈾和鈽之後，衰減時間可以縮短到萬年左右；如對剩下的次錒系元素再進行分離嬗變，只需要兩三百年就能使核廢物的放射性衰變到安全水平。然而乏燃料後處理是一項敏感技術，可生產高純度的鈽，有核擴散的風險，再加上乏燃料後處理技術門檻和費用都極高，只有少數國家掌握乏燃料後處理技術。
全世界大部分核電站運行時間都已超過20年，其卸出的乏燃料數量都已經接近或超過核電廠內的在堆貯存水池容量，面臨著乏燃料的去向問題。由於沒有建成可運行的乏燃料地質處置庫，同時乏燃料後處理能力不足，即乏燃料後端發展落後於核電的發展，乏燃料的貯存處置成為國際難題。另外，從福島核事故來看，引起核事故的原因不僅來自於正在運行中的反應堆，也可能是在堆貯存的乏燃料。
全球主要核電國家乏燃料貯存現狀
由於全球乏燃料後處理能力有限，以及一些政治和技術路線的選擇問題，導致每年進行後處理的乏燃料量僅相當於當年卸出的乏燃料總量約1/5。1997年以後，在不進行乏燃料後處理的美國，新設計的核電站都具有相當於每百萬千瓦600 tHM的乏燃料貯存能力。即使在進行乏燃料後處理的法國，其每百萬千瓦核電站也配套了200 tHM 乏燃料貯存能力。
由於絕大部分乏燃料都需要貯存若干年，而貯存的乏燃料又大多採用在反應堆廠址內貯存的在堆方式，乏燃料組件放置到特定的框架結構內，放到水池中採用濕式貯存。但日本福島核事故導致民眾對於核電站水池中貯存的乏燃料開始關注和擔心。對於核電站廠址水池中大量的、高密度貯存的乏燃料的擔心逐漸蔓延到全球，成為影響核能可接受性的不可忽視的問題之一。為應對早期設計的核電站乏燃料貯存容量不足，各國普遍採取增加反應堆水池中乏燃料貯存密度的方法。由於在水池中貯存更多的乏燃料，就增加了乏燃料水池的冷卻負荷。在核電站廠址內新建乏燃料的乾式貯存設施，將水池中卸料時間較長、釋熱率較低的乏燃料轉移到乾式貯存設施中，可以降低水池中乏燃料的密度、提到應對水池泄漏或冷卻失效等事故的能力。世界上主要核電國家都已經開始或擴大乏燃料乾式貯存。在我國的秦山三期CANDU堆核電站廠址也已經使用了乾式貯存技術。乾式貯存設施與濕式貯存相結合，大大增加了乏燃料的臨時貯存容量，可以很好地滿足未來乏燃料的貯存需要，為核電站的安全平穩運行提供了良好的保障。
壓水堆乏燃料乾式貯存技術發展趨勢
圖1 阿根廷筒倉式乏燃料乾式貯存設施 壓水堆乏燃料乾式貯存主要有兩種類型：金屬容器系統和混凝土筒倉系統。在混凝土筒倉系統中，將乏燃料裝入金屬密封鋼筒中，再將金屬密封鋼筒裝入混凝土筒倉中進行貯存。混凝土筒倉位於地面之上（圖1），貯存方向可以是垂直或水平。混凝土充當結構材料以及輻射禁止材料，通過專用管道所產生的對流可以排出混凝土筒的熱量。為有效禁止輻射照射，通常這種混凝土桶壁都很厚（厚度約為65cm），材料為金屬、混凝土或金屬與混凝土的混合物。
圖2 德國生產的乏燃料金屬容器 金屬容器系統（圖2）通常用球墨鑄鐵或鍛鋼製成，且帶有兩個通過螺栓或焊接固定其上的蓋子。金屬容器的內表面有一種專用樹脂（通常為聚乙烯）作為中子禁止材料。金屬容器外表面設有耳軸以便將其吊起和移動。金屬容器做運輸用時，需在底部和頂蓋上安裝有防震器以確保運輸的穩定性。
縱觀當前的乏燃料乾式貯存容器，主要可歸納分為金屬容器和混凝土筒倉兩大類。兩者的設計、結構配置與特性雖大不相同，但作為乏燃料的中間貯存設備，都需要滿足下列要求：1）提供足夠的輻射禁止功能，使環境輻射劑量低於法定限值；2）提供足夠的結構強度，以確保基本的吊運、操作或遭受可能的天然及人為意外事件情況下均能確保結構的安全並迅速恢復正常運轉；3）提供良好的散熱冷卻機制，以導出乏燃料熱量，並確保整體機構的溫度低於限值，維護乏燃料的安全。因此，乏燃料乾式貯存容器的製造廠家必須基於上述基本要求，配合燃料的類型及核電廠特性，開發出各種不同形式的產品，符合環境安全、社會輿論與經濟等各項評估。
