标准200L钢桶的直径为560mm，高度为860mm，壁厚为1.2～1.25mm，加厚型钢桶的壁厚为1.5mm（EJ1042-1996）。由于壁厚很薄，由钢桶底板和桶壁所占据的体积份额很小。因此，采用200L钢桶固化方案，基本上不会因为钢板的壁厚而增加废物包的体积，即废物包的体积基本上接近废物固化体的体积。采用桶内搅拌装置搅拌混合时，桶的装填系数可以达到接近95%（秦山一期为94%）。在考虑钢桶壁厚这一因素，其装载的固化体体积占装载废物后形成废物包总体积的百分比可以达到93%，废物包的体积增容比小于1.08：1。与混凝土废物桶相比，采用200L钢桶固化方案后可以减少将近一半（49%）固体放射性废物的体积（由蒸残液和废树脂固化所形成）。
　　以田湾核电站设计资料为例，采用混凝土桶固化方案，正常运行后每年由蒸残液和废树脂固化所产生的废物量是140个混凝土废物桶，每个混凝土废物桶的体积是2m3，固化后废物包的总体积为280m3。如以混凝土废物桶固化的有效容积利用率为0.475、钢桶固化的有效容积利用率为0.93进行计算，采用200L钢桶固化方案所产生的废物包的体积为280×0.475/0.93=143m3，与混凝土桶固化方案相比，废物体积可以减少137m3。
　　（2）有利于提高系统运行的经济性
　　与混凝土桶固化方案对比，采用200L钢桶固化方案可以减少废物产生量、降低系统对设备尺寸和动力功能的要求，减少系统建造、运行、维修和所产生的放射性固体废物的处置费用，提高系统运行的经济性。
　　1）可以节省的废物桶购置费用根据俄方设计文件，正常每台机组每年由蒸残液和废树脂固化所产生的废物量是140桶，取混凝土废物桶价格为6000元/个、200L钢桶价格为350元/个、钢桶固化的有效容积利用率为0.93进行计算。根据前面的计算，用钢桶固化同样数量蒸残液和废树脂所产生的废物包的体积为143m3，按照每个钢桶的体积200L计算，需要的钢桶数量为：143÷0.2=715（个）采用混凝土桶固化方案采购混凝土桶需要的费用为：140个×6000元/个=840000元采用200L钢桶固化方案采购钢桶需要的费用为：715个×350元/个=250250元因此，采用200L钢桶固化方案每台机组每年可以节省的废物桶购置费用为：840000－250250=589750（元）将近60万元。
　　2）可以节省的废物包处置费用广东核电合营有限公司曾经对废物包的处置费用进行过测算，考虑废物处置场的建设费、处置场的运行和管理费（包括废物运输费，工作人员劳务费和维修、动力费用）和处置场关闭后建造覆盖层费用以及长期监视维护费用，1m3废物包的处置总费用约需1.3万元。根据这一测算，采用混凝土桶固化方案处置每台机组每年所产生的废物所需的废物处置费为：280m3×1.3万元/m3=364万元而采用200L钢桶固化方案处置每台机组每年所产生的废物所需的废物处置费为：143m3×1.3万元/m3=185.9万元因此，与混凝土桶固化方案相比，采用200L钢桶固化方案每台机组每年可节省的废物处置费为：364–185.9=178.1（万元）
　　3）可以节省的总费用本处所述可以节省的总费用仅仅是上述两项费用之和，不包括由于采用200L钢桶方案使所需的固化系统设备的规模减小、造价降低而节省的项目投资等费用（因为不了解相关设备的相应的合同价格，所以不对此进行计算）。采用混凝土桶固化方案每台机组每年所需的总费用为：84＋364=448（万元）采用200L钢桶固化方案每台机组每年所需的总费用为：25＋185.9=210.9（万元）因此，仅考虑废物桶的购置费和废物处置费两项，采用200L钢桶固化方案每台机组每年可以节省的总费用为：448－210.9=237.1（万元）
　　两台机组每年可以节省将近500万元的费用（474.2万元）。如果再考虑200L钢桶固化方案所需的系统设备的规模减小带来的设备采购、系统建造、运行和维修等费用的减少，效果将更为显著。因此，采用200L钢桶固化方案，从经济效益来说，确实是相当可观的。　　
　　　　（3）有利于运行和维修由于200L钢桶固化方案所涉及设备较小，技术比较成熟，便于运行操作和控制，减少维修工作量和维修时间，有利于减少作业人员的受照剂量。从辐射防护的原则、角度去考虑，也是十分有益的。与混凝土桶固化方案对比，更有利于运行和维修。
　　（4）从管理的角度，符合国家有关放射性废物管理方面的规定和国标对放射性固体废物的运输要求
　　国标GB14500-2002《放射性废物管理规定》在“5废物管理的基本原则”、“8废物产生的控制”、“10基本要求”和“11废物的整备”的相关章节中明确提出对废物管理的主要目标是“应控制废物的产生量，尽可能减少所产生废物的活度和体积，达到最优化，使其在放射性活度和体积两方面都保持在实际可达到的最少量”，并且要求“在废物处理和整备设施的优化设计中，应采用使用寿命长、操作维修简便、处理效果好、投资和运行费用低以及二次废物产生量少、减容比大、包装体积小的方案”。与混凝土桶固化方案对比，采用200L钢桶固化方案可以减少约50%左右的放射性固体废物的产生量，同时技术成熟，便于运行和维修，满足国标GB14500-2002《放射性废物管理规定》“有利于环境保护、提高废物减容量、减小废物包装体体积、使放射性废物的产生最少化、使运行与维修简单和安全、力求获得最佳的技术、经济、环境和社会效益，并有利于可持续发展”方面的要求。尽管国标GB11928-89《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》规定废物容器外表面剂量率应低于2mSv/h，但该要求是对放射性物质安全运输规定的要求，更准确的说是对放射性物质厂外运输的要求，并不是在核电站内任何环节都要求放射性废物包装容器外表面的辐射剂量率都要小于2mSv/h。在对放射性废物的运输方面，在HAF0800《核电厂放射性废物管理安全规定》第7章中有明确的说明，现摘录如下：7.1厂外运输7.1.1厂外运输必须符合国家关于放射性物质运输的规定，国家运输必须符合有关的国家规章。
　　7.1.2应选择适当的废物运输的方式和路线，以限制运输所造成的影响。7.2厂内运输7.2.1在核电厂内或厂区边界内的放射性废物的运输必须符合国家的有关规定。7.2.2厂区运输的最低要求是必须确保厂区人员有足够的辐射防护，并足以防止放射性物质向环境释放。
　　由此可以看出，放射性废物的厂外运输强调的是必须符合放射性物质安全运输规定（废物包外表面剂量率小于2mSv/h，是其主要的要求内容之一）；而对厂内运输强调的则是必须确保厂区人员有足够的辐射防护。可以认为距离、时间和屏蔽都是辐射防护措施，因此，厂内运输不是单一地强调屏蔽措施（即通过屏蔽来保证废物包外表面辐射剂量率小于2mSv/h）。
　　在电厂内部贮存时，由于放射性废物仍然在电厂的范围内受到控制，并没有超出电厂以外的环境，不会对公众和环境造成影响，因此，放射性废物容器外表面剂量率并非必须达到GB11928-89《低、中水平放射性固体废物暂时贮存规定》所规定的表面剂量率应低于2mSv/h的要求，只要在上述放射性废物从电站运出、运往放射性固体废物处置场处置时满足上述要求即可。
　　在正常运行条件下，核电厂绝大部分废物（根据美国统计大约是90%左右）用200L钢桶做包装容器，容器外表面剂量率就已小于2mSv/h。在无屏蔽状态下，浓缩废液固化物表面剂量率约0.2～0.5mSv/h，废树脂固化物表面剂量率约5～8mSv/h。对于少数比活度较高的废物在用200L钢桶包装后，如果要厂外运输，也完全可以通过带屏蔽的运输容器来解决，只需要保证运输容器外表面的辐射剂量率小于2
　　mSv/h即是满足放射性物质安全运输规定的该项要求，而运输容器可重复使用，不会增加所置废物包的体积。
　　在放射性废物处置领域中，半衰期长的放射性核素一般是指半衰期大于30年的放射性核素，而半衰期相对较短的核素一般是指半衰期小于或等于30年的放射性核素（包括137Cs）。M-310型核电厂浓缩废液和废树脂中主要放射性核素是134Cs、137Cs、60Co，其中除137Cs半衰期是33年外，134Cs、60Co的半衰期都只有2年左右，而137Cs在废物领域又明确划分到了半衰期小于或等于30年的核素类。废过滤器芯中则主要是活化放射性核素（包括51Cr、54Mn、58Co、59Fe、60Co、110mAg和124等），其中半衰期较长的60Co（半衰期2.5年）和54Mn（半衰期314天）各占约3%份额，约占60%份额58Co其半衰期只有71天，其它核素半衰都很短。