作者/ 張淑君 組長 核能研究所保健物理組
前言
國內自民國67年首度啟動核能發電，陪伴台灣近半個世紀以來的經濟發展，然核能發電雖能提供低碳能源與提升能源穩定性，而其所留下的用過核子燃料既可說是一種可再利用能源亦可說是一種廢棄物；故在國際上，有些國家如法國，發展再處理技術來二次提煉可分裂物質，再製成混合氧化物(MOX)核燃料，以增進使用率並降低廢棄物量；而有些國家如美國，避免核子擴散，則將其視為廢棄物而採行直接處置。
國內用過核子燃料管理的策略規劃係近程採核能電廠內濕式貯存，中程進行乾式貯存，長程推動最終處置，並依現行「用過核子燃料最終處置計畫書(2014年核定版)」之規劃，進行長程處置技術之推動，依計畫時程訂於2055年完成最終處置場的建造。
用過核子燃料存有錒系元素，是屬於長半衰期的放射性核種，因此被形容為萬年遺毒，而為解決此既已存在的問題，科學家分析用過核子燃料在生物圈中的放射性危害演變後，認為以深層地質處置技術來長期處置用過核子燃料是安全可行的作法。本篇文章即是希望能透過簡明的文字，介紹國際上如何實現深層地質處置的長期安全性，揭開技術的神秘面紗。
用過核子燃料輻射特性
為了安全處置對用過核子燃料，首要須對用過核子燃料的輻射特性進行瞭解。用過核子燃料內部所含的放射性核種活度會隨時間而衰變，定義為「半衰期」，不同的放射性核種具有特定的半衰期，如常見的銫-137核種的半衰期約為30年，此表示在30年後的銫-137活度會減少1/2，60年後活度減少到1/4，90年後活度減少到1/8，持續減少直至可忽略的程度。以國內沸水式反應器所產生的最高燃耗之用過核子燃料為例，當其自反應器退出並經中期貯存而至最終處置階段時，推算約95%仍是屬於鈾系列的核種，其中仍以天然存在的鈾-238核種為主，高達90%以上，鈾-235核種僅剩不到1%，除此之外，亦在核分裂過程產生鈽、鋂、鋦等超鈾元素約有1%左右，而鍶-90、碘-129、銫-137、鎝-99等分裂產物約占4%。而所謂潛在危害後代子孫元凶的關鍵核種係指具有長半衰期的超鈾元素，通常為萬年以上，且這些核種主要是釋出阿伐粒子，一旦攝入至體內將會造成相對嚴重的健康效應，故發展深層地質處置技術的目的即是在防患這些核種對後代子孫與環境的潛在有害影響。
用過核子燃料深層地質處置
用過核子燃料長時間尺度的深層地質處置，可藉由自然界存在的相似環境進行「天然類比」，如日本岐阜縣東濃鈾礦床之鈾礦埋藏超過1,000萬年、澳洲的昆嘎拉鈾礦床約距今16億年至15億年前形成，透過研究上述礦床周邊的地質條件以及天然鈾系核種的遷移與遲滯現象，已獲國際一致認同「深層地質處置」是可以達到安全處置的方式。
用過核子燃料深層地質處置計畫需結合處置場選址、設計、建造、運轉與封閉等階段進行全程發展規劃，通常需費時近百年。目前各國的推動進度，芬蘭運用瑞典發展的KBS-3處置概念已通過Okiluoto場址之花崗母岩處置執照申請，於2016年底開始興建最終處置場，預計於2023年啟用；瑞典也正進行Forsmark場址之花崗岩處置執照申請，目前已完成技術審查並進行環境影響公聽會的最後階段；而其餘如法國，法國國會已於2016年批准選定Bure的鄰近村落為最終處置場預定地，目前正由核廢料專責機構準備執照申請作業。除介紹上述3個選址程序領先的國家外，筆者引用日本2017年2月發表的「關於各個國家高放射性廢棄物處置」報告(RWMC, 2017)，該報告整理世界各國發展深層地質處置的最新進度(如圖一)，瑞士與大陸已針對可能的候選場址進行概要性的鑽孔調查，其餘國家仍處於全國性普及調查或是文獻調查，而國內預計2017年底完成深層地質處置技術之可行性評估。
圖一：日本財團法人原子力環境整備促進與資金管理研究中心整理各國深層地質處置技術與選址發展進度
處置安全性的確保
深層地質處置主要是運用「隔離」、「圍阻」與「遲滯」的觀念，以多重障壁及深層防禦的設計原理來達成，以下將簡易說明：
- 「隔離」是指遠離人類生活所涉及的生物圈範圍，國際上通常界定處置深度是超過地下300公尺深，除此之外，放置高放射性廢棄物的地質岩體(通常稱為處置母岩)須具備適當的地質環境，能發揮長期將放射性核種與生物圈安全隔離的效果。
如我國「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」第4條與第5條(行政院原子能委員會，2013)則分別提出對處置場址禁制與限制的基本要求：
「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」第4條
高放處置設施場址，不得位於下列地區：
- 活動斷層或地質條件足以影響處置設施安全之地區。
- 地球化學條件不利於有效抑制放射性核種污染擴散，並足以影響處置設施安全之地區。
- 地表或地下水文條件足以影響處置設施安全之地區。
- 高人口密度之地區。
- 其他依法不得開發之地區。
「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」第5條
高放處置設施場址，避免位於下列地區：
- 有山崩、地陷及火山活動之虞者。
- 地質構造可能明顯變化者。
- 水文條件易改變者。
- 處置母岩具明顯劣化現象者。
- 地殼具明顯上升或侵蝕趨勢者。
高放處置設施場址有前項情形時，其經營者應提出確保高放處置設施符合安全要求之解決方法。
- 「圍阻」是指運用多重障壁理念，防止用過核子燃料之放射性核種釋出，國際上通用的多重障壁，除用過核子燃料本身的鋯合金護套具有圍阻功能外，還須額外設計廢棄物罐、緩衝材料與回填材料，此通常稱為工程障壁系統。筆者引用瑞典SKB公司發展的KBS-3處置概念系統如圖二(SKB, 2011)，簡述各個系統元件之功能，以使讀者更了解多重障壁的設計理念。
- 廢棄物罐：主要功能是發揮長期將用過核子燃料及其所含的放射性核種包封在罐內，選用的材料必須考慮對抗腐蝕、應力的條件。
- 緩衝材料：每個處置孔均置放一個廢棄物罐，而在廢棄物罐周圍須填充一定厚度的緩衝材料，用以維持廢棄物罐不易受到地下岩體的影響，保持廢棄物罐能長期處於無氧、還原的環境。為此，緩衝材料通常採用含有高含量蒙脫石的膨潤土，可具備低滲透性與高回脹壓力，除防止地下水侵入處置孔外，亦可緩衝周圍母岩所施與的應力，以及支撐廢棄物罐。
- 回填材料：回填材料的性質需求與緩衝材料相似，回填材料主要是充填於處置隧道中，利用回脹壓力確保處置孔中的緩衝材料不會變形，同時也具有低滲透性，可確保處置設施於回填後不易形成水流通道。
圖二、瑞典SKB公司發展KBS-3處置概念系統
註：圖中標註中文翻譯(由左至右，由上至下)
Fuel pellet of urarium dioxide：二氧化鈾燃料丸
Cladding tube：燃料護套
Spent nuclear fuel：用過核子燃料
BWR assembly：BWR元件
Ductile iron insert：內部球墨鑄鐵元件
Copper canister：廢棄物銅罐
Bentonite clay：膨潤土
Cystalline bedrock：結晶岩體
Surface portion of final repository：最終處置場地表設施
Underground portion of final repository：最終處置場地底設施
- 「遲滯」是指當處置達足夠長的時間後，「圍阻」功能是有可能無法維持而使得放射性核種有機會釋出，當放射性核種釋出到工程障壁系統中，在多重障壁及深層防禦理念下，將同時發揮延緩或阻斷放射性物質的遷移路徑，如緩衝材料除具有低滲透性與高回脹壓力之特性外，亦具有吸附核種、膠體瀝濾等功能；如此一來，因放射性核種的活度會衰變，將可延緩放射性核種再度進入生物圈的時間與活度濃度。
原子能委員會發布之「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」(行政院原子能委員會, 2013)，明訂高放處置設施之設計，應確保其輻射影響對設施外一般人所造成之個人年有效劑量不得超過0.25毫西弗，而對設施外關鍵群體中個人所造成之個人年風險，不得超過百萬分之一。為確保深層地質處置的安全性，建立系統性的安全評估方法是國際通用的作法，安全評估方法首要需彙集可能影響場址與處置設施安全的各項因子，包括熱、水、力、化的特性與其耦合的作用行為，此部分將集合大量的科學知識，透過技術研究可增進知識庫的完備性，可基於地質環境特性進行各個系統單元的功能評估，以實現多重障壁與深層防禦的工程設計理念。而為確保深層地質處置能具備長時間的安全性，可以透過情節發展描述未來可能發生的各種條件與狀況，抑或是透過情節發展進行系統功能的健全性分析，在量化分析計算過程中可探討其中所存在的不確定性與靈敏度影響，如此在處置計畫發展的各個階段，以滾動式管理可逐一確認影響因子的本質與關聯性，明確技術突破目標，推動達成具安全可靠性與可行性的場址與深層地質處置方案。
安全評估是結合安全防護策略與綜合性專業技術的表現，而為達到對深層地質處置安全的信賴度與接受度，國際原子能總署(IAEA)提出「安全論證(Safety Case)」的觀念(IAEA, 2012)，安全論證係源自於法律領域的術語，說明律師如何為辯護人進行舉證、辯證的過程，最後由法官裁定；深層地質處置亦是如此，透過安全評估呈現安全防護策略與各項科學證據，透過情節發展與量化分析說明對安全標準的符合性，在各項品質保證與文件化管理提供利害關係人與主管機關的決策判斷；所以安全論證是結合科學、技術、資訊統整與決策管理而構成的辯證集合體，須涵蓋處置計畫的各個階段，從初始的地質調查、設計分析、建造、運轉、到最後的封閉，各階段都應發展該階段的安全論證，透過每一個階段的迭代回饋與知識傳承，最終獲取對處置設施安全性與可信度的最大集合體。
結語
「非核家園」的終極目標在於妥適的解決用過核子燃料最終處置問題，避免將困擾遺留給後代子孫。我國用過核子燃料處置相關研發計畫積極循序推動中，透過計畫分階段的管理，將可適時有效解決問題，獲取社會大眾的理解與認同，承擔起應負的世代責任。
深層地質處置是國際公認可行的用過核子燃料處置方式，結合多重障壁之安全理念，可將潛在有害的放射物質深埋於穩定的地層中，免除對後代人類與環境可能造成之危害。
用過核子燃料最終處置之國際關注的焦點議題，各國莫不投入人力與物力積極尋求持續提升安全性的可靠技術。善用國際經驗將可以加速我國處置技術成長，並增進公眾信心與提升安全品質。
參考文獻
- 行政院原子能委員會(2013)，高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則，會物字第1020001007號令；2016/05/24取自 http://gazette.nat.gov.tw/EG_FileManager/eguploadpub/eg019013/ch07/type1/gov61/num19/Eg.htm
- IAEA (2012), The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste, Series No. SSG-23, IAEA, Vienna.
- RWMC (2017), 諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について, 日本原子力環境整備促進・資金管理センター. http://www2.rwmc.or.jp.
- SKB (2011), Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark Main report of the SR-Site project, TR-11-01, Svensk Kärnbränslehantering AB.