A Paksi Atomerőműben mostanáig keletkezett, valamint a jövőben keletkező kiégett üzemanyag újrahasznosításának potenciális előnyeit vizsgáltuk. Kétféle forgatókönyvet és kétféle reprocesszálási technológiát feltételeztünk: az eddig keletkezett és a jövőben keletkező kazetták egy időpontban, illetve külön időpontban történő reprocesszálása a PUREX, illetve egy továbbfejlesztett, valamennyi aktinoidát elválasztó eljárással. Referenciának a kiégett kazetták feldolgozás nélküli elhelyezését tekintettük. A végleges elhelyezés időskáláján a fejlett eljárás hulladékának a legkisebb az aktivitása, hőfejlődése és radiotoxikus leltára. A PUREX eljárással is számottevően csökkenthető a hulladék hőfejlődése, azonban a radiotoxikus leltárt nem csökkenti elegendő mértékben. A reprocesszálással kinyert uránnal és plutóniummal egy 1000 MW-os blokk több évtizedes működése biztosítható.