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1 用過核子燃料最終處置計畫潛在處置母岩特性調查與評估階段 - 97 年度計畫 成果報告 ( 修訂二版 ) 台灣電力公司 中華民國九十八年六月

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3 摘要 為達成 用過核子燃料最終處置計畫 (2006 年 7 月核定版 ) 的近程目標, 提出我國 用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告 ( 簡稱 NFD2009 報告 ), 本計畫針對報告內容需求, 規劃出 潛在處置母岩特性調查 功能 / 安全評估 技術發展 三大主題, 進行研究發展工作 在潛在處置母岩特性調查方面, 進行花崗岩深層地質特性資料的蒐集與調查, 並與泥岩及其他母岩進行比較, 顯示現已發展調查技術可應用於花崗岩母岩深層地質特性調查, 並發現花崗岩具有較佳的長期穩定性 此外, 持續進行花崗岩測試區之井下試驗與跨孔追蹤稀釋試驗, 以及實驗室核種遷移與緩衝回填試驗, 用以建構功能評估驗證本土案例所需之地質概念模式 在國際間再處理方法研究方面, 則針對各式用過核子燃料再處理方法進行研析 用過核子燃料各式再處理方法部分則包括目前已商業運轉多年的 UEX 程序, 以及改進分離技術與製程後仍在實驗發展階段之再處理方法如 UEX 及 UEX+ 系列等分離程序 本研究之成果可提供將來我國於核燃料循環與用過核子燃料再處理方法瞭解與應用 在國外 HLW 相關處置資料分析方面, 本年度研析國際原子能總署各國現況資訊報告並進行各國之國家報告分析, 依序彙整為各國高放射性廢棄物處置資訊彙整表 針對用過核子燃料最終處置系統整合模式評估與案例分析工作, 在基本情節案例之近場 遠場及生物圈計算與分析方面, 本研究進行 NFD 2009 報告所需之系統整合模式 ( 近場 遠場及生物圈 ) 基本案例的分析與評估, 進而完成我國用過核子燃料長程處置之階段性目標 在安全評估模式之機率式分析方面, 則建立全系統功能安全評估架構, 並配合本土性現地調查及實驗數據, 據以進行近場 遠場及生物圈之機率式分析, 最後比較確定式生物圈劑量率分析結果與法規值 (0.25 mv/yr)

4 ABAC o reach the short-term goal specified in the pent Nuclear Fuel Final Disposal rogram (proclaimed by the Atomic Energy Council in July, 2006) the reliminarily echnical Feasibility eport for Final Disposal of pent Nuclear Fuel rogress eport (NFD2009 eport), integrating available and updated results of technology development conducted over the years it categorized research efforts as three different working items, those are otential Host ocks Characteristics Investigation, Development of Disposal echnology, and erformance and afety Assessment of epository Facilities. For characterization of potential host rock,comparing available data of deep formations about granite, mudrock, and others from investigation works, we present recent development of technology in investigation for deep characteristics of granitic host rocks. Granitic rocks also present better performance on long-term stability than other host rocks. Besides, downhole measurements and cross-hole tracer testings in granite test area, as well as laboratory experiments of radionuclide transport with buffer/backfill materials, have been carried out. hese data provide the basic geological framework with domestic data for case study of the erformance Assessment. For the retreatment method, this study focuses on the topics of reprocessing of spent nuclear fuel. he various processes available for spent nuclear fuel reprocessing are also studied, such as the generalized commercial UEX process and the improved separating technologies and processes of UEX and UEX+ series in the laboratory scale. he results of this study could provide the knowledge and applications on spent nuclear fuel reprocessing in the future for

5 aiwan. For international disposal information analysis, this study, mainly focus on the analysis of waste management issues proposed by IAEA and the country report for the different country. It completes the demonstrated table about the management of HLW. For the basic and alternative cases of the total system performance assessment. he basic cases of the total system performance assessment estibalished from 2001 to 2007 will be analyzed to perform the required contents in NFD 2009 report. In the future, the domestic data for investigation and experiment will be compiled for probabilistic analysis integrating the components of near-field, far-field and biosphere. he dose rate of deterministic analysis in biosphere is compared with 0.25 mv/yr, which is proposed as the current regulation limit.

6 目錄 頁次 摘要目錄...i 圖目錄... iii 表目錄...v 1. 概述 計畫目的 計畫執行成果 處置環境條件的調查研究 花崗岩深層地質調查 深層地質資料庫整合與應用服務系統開發 潛在處置母岩空中磁測解析 潛在處置母岩特性調查 功能 / 安全評估 近場 遠場 生物圈 技術發展 地質概念模式評估 區域性地下水量估算技術發展 實驗室核種遷移與緩衝材料試驗 安全評估模式之機率式分析 功能 / 安全評估資訊系統 用過核子燃料再處理產生高放射性廢棄物源項特性分析 各國高放處置計畫資訊分析 日本 韓國 瑞典 芬蘭 美國 i

7 4. 結論 參考文獻 ii

8 圖目錄 頁次圖 3-1:6 號井孔內攝影判釋之裂隙位態分布圖 圖 3-2:6 號井岩脈之位態分布圖 圖 3-3:6 號井井測資料綜合分析 圖 3-4:Office 應用程式嵌入 DWF 格式物件之範例 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 圖 3-6: 台灣西南部平原區及麓山帶地質概圖 圖 3-7: 台灣中央山脈泥岩地層與 921 震後地震分布關係圖 圖 3-8: 台灣西南部平原區鑽井地下水流向示意圖 圖 3-9: 台灣西南部地震 斷層構造及泥火山分布圖 圖 3-10: 台灣西南部外海 平原區與麓山帶之地層與各天然氣儲集層 圖 3-11: 中生代基盤岩分布深度圖 圖 3-12:-NV 模式之核種外釋途徑 圖 3-13:A-NV 模式之核種外釋途徑 圖 3-14:A-NH 模式之核種外釋途徑 圖 3-15: 近場核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 圖 3-16: 近場核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-17: 近場核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 圖 3-18: 近場核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-19: 近場核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 圖 3-20: 近場核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 圖 3-21: 裂隙岩體傳輸概念模型 圖 3-22: 核種於裂隙岩體之傳輸 圖 3-23: 虛擬處置場水文地質模型 圖 3-24: 遠場評估程式之時間間隔修正 圖 3-25: 遠場核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 圖 3-26: 遠場核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-27: 遠場核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 圖 3-28: 遠場核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-29: 遠場核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 圖 3-30: 遠場核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 圖 3-31: 生物圈核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 圖 3-32: 生物圈核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-33: 生物圈核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 iii

9 圖 3-34: 生物圈核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 圖 3-35: 生物圈核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 圖 3-36: 生物圈核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 圖 3-37:4 號井抽水下 2 號井水位及 EC 變化圖 圖 3-38: 小規模試驗場址之裂隙頻率隨深度變化之特性 圖 3-39: 小規模試驗場附近之裂隙網路模擬結果 圖 3-40:1 號及 4 號井剖面上 m 裂隙區之流通路徑演算結果 圖 3-41: 膨潤土在好氧合成海水批次動力吸脫附實驗之 ph 及 Eh 分析 圖 3-42:CsGW 室溫下之動力吸附結果 圖 3-43:CsGW 高溫下之動力吸附結果 圖 3-44: 樣品槽大小對於 XD 訊號蒐集之差別性 圖 3-45: 核種吸附試驗資料庫輸入介面 圖 3-46:Y 之水文地質概念模式 圖 3-47:Y 程式模擬核種傳輸之介面連結 圖 3-48: 機率式分析之總劑量率曲線 圖 3-49: 岩體及水流邊界條件 圖 3-50:e-79 及 Cs-135 核種之機率式評估曲線 圖 3-51: 取平均值後之全部核種外釋曲線 圖 3-52:UEX 再處理程序主要步驟流程 圖 3-53:UEX 再處理程序主要步驟流程 圖 3-54:UEX+1 再處理程序概念流程 圖 3-55:UEX+2 再處理程序概念流程 圖 3-56:UEX+1a 再處理程序概念流程 圖 3-57:UEX+3 再處理程序概念流程 iv

10 表目錄 頁次表 3-1:6 號井各裂隙段計算出之水力傳導係數值 (K, m/sec) 一覽表 表 3-2: 碳 -14 定年及地化模擬之西南部平原區泥岩層水力傳導係數 表 3-3: 分析案例 (I) (II) 之分配係數差異 表 3-4: 分析案例遠場引用參數 表 3-5:BIOOD-2 模式數據 表 3-6: 核種 DCF 值 表 3-7: 機率式分析之歷年成果概述 表 3-8: 世界主要再處理廠所使用的 B 萃取劑 稀釋劑組成 表 3-9: 進步型鈾萃取再處理程序依序產物分類表 表 3-10: 每 100 公噸用過核子燃料於進步型鈾萃取再處理程序處理後預估所產生 廢棄物型態與體積 表 3-11: 日本之國家處置現況資訊彙整表 表 3-12: 各國國家報告分析結果比較表 v

11 1. 概述 依據 放射性物料管理法施行細則 第 37 條第一項規定 : 高放射性廢棄物產生者或負責執行高放射性廢棄物最終處置者, 在每年二月及十月底前, 應分別向主管機關提報前一年之執行成果及次一年之工作計畫 另, 依據原能會 2006 年 7 月核定之 用過核子燃料最終處置計畫書 規劃內容, 台電公司自 2005 年起開始進行 潛在處置母岩特性調查與評估階段 (2005~2017 年 ) 之工作, 其近程目標為 : 於 2009 年提出 用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告 (reliminarily echnical Feasibility eport for Final Disposal of pent Nuclear Fuel rogress eport, 簡稱 NFD 2009 報告 ), 以作為後續最終處置計畫工作推動之基礎 為達成此一近程目標, 台電公司於 97 年度針對我國潛在母岩之特性 / 構造 處置概念 處置系統初步功能及系統安全評估流程等, 進行相關技術的研究發展工作 因此, 本成果報告將說明用過核子燃料最終處置計畫 97 年度工作計畫執行成果 1-1

12 2. 計畫目的 用過核子燃料最終處置計畫 之整體目標, 旨在依 放射性物料管理法 之規定, 經由持續進行地質調查與評估技術之發展, 尋找適合的地質環境, 妥善進行我國用過核子燃料之最終處置 ( 深層地質處置 ) NFD2009 報告涵蓋 處置環境條件的調查研究 用過核子燃料處置的功能評估 等技術發展成果 以此為基礎, 後續之工作規劃則針對我國處置環境調查與處置技術發展, 展開潛在處置母岩特性調查與技術發展工作 為達成於 2009 年提出 NFD2009 報告之近程目標, 台電公司持續於 97 年度進行潛在處置母岩特性調查 花崗岩質處置母岩初步功能 / 安全評估技術建立及處置技術之研究發展工作, 主要工作為 : (1) 潛在處置母岩現有深層地質及特性資料的蒐集與調查 深層地質資料庫整合與應用系統的建立, 並進行空中磁測資料解析, 取得潛在處置母岩岩體可能分布及主要地質構造等資訊 ( 參見 3.1 節 ) (2) 用過核子燃料最終處置系統整合模式評估與案例分析進行基本情節案例之近場 遠場及生物圈計算與分析, 與安全評估模式之機率式分析, 以達成 NFD2009 報告案例分析之需要 ( 參見 3.2 節 ) (3) 持續進行小規模試驗場之跨孔追蹤稀釋試驗與數據分析 蒐集區域性地下水量估算技術資料 建立此試驗場裂隙特性的基礎模式, 以及進行實驗室核種遷移與緩衝回填材料試驗等工作, 以提供 用過核子燃料處置的功能評估 驗證案例之用 ( 參見 3.3 節 ) (4) 國際間再處理方法研究研究國際間用過核子燃料再處理方法, 如法國 英國與日本使用的 UEX 方法, 及美國發展之 UEX 及 UEX+ 系列再處理方法 ( 參見 3.3 節 ) 2-1

13 (5) 高放射性廢棄物國際處置資訊分析 97 年度先行分析國外 HLW 相關處置資料, 目前針對國際原子能總署各國現況資訊報告與 23 國之國家報告進行彙評, 以做為 98 年度計畫 HLW 處置概念差異之比較 ( 參見 3.4 節 ) 2-2

14 3. 計畫執行成果 3.1 處置環境條件的調查研究 97 年度執行工作包括 : 花崗岩深層地質調查 深層地質資料庫整合與應用服務系統開發 潛在處置母岩空中磁測解析 以及潛在處置母岩特性調查等項目 花崗岩深層地質調查測試區 6 號井花崗岩體東南側邊界, 深度 500 m, 於 96 年度完成鑽探工作, 本年度工作進行系統性井測作業, 包含地球物理 地球化學及水文地質方面的孔內調查與分析, 以獲取測試區岩體之地層物理特性與構造位態 裂隙地下水化學特性, 以及裂隙水力傳導係數等花崗岩質潛在處置母岩特性資料 (1) 地球物理井測主要可分為物性井測及地層位態井測兩大項, 物性井測包括 : 自然加馬 (GAA) 自然電位 () 16 吋電阻 (16N) 64 吋電阻 (64N) 側向電阻 (LAEAL) 井徑 (CALIE) 電導度 (CON) 溫度 (E) 全波形超音波探測 (FULL WAVE FO ONIC LOG) 及加馬能譜 (GAA ECU) 等項目 位態井測的探測項目包括 : 超音波電視井測 (Acoustic eleviewer) 構造位態井測 (Dipmeter) 及孔内攝影 (Borehole V) 等 由孔內攝影 超音波電視井測及位態井測三項井錄統計分析, 均顯示 6 號井之裂隙主要為北東走向 朝南傾斜的位態, 傾斜角度以中高角度 (30~ 90 ) 為主 ( 圖 3-1) 裂隙主要發生在岩脈 ( 圖 3-2) 侵入, 以及剪切構造處, 大部份裂隙都具有礦物充填 根據上述井測結果綜合研判, 6 號井所在花崗岩體大致完整, 顯現出高電阻 高聲波速度之特性 ; 其中所含裂隙帶孔隙因含水, 電阻較低而反映出異常 3-1

15 帶, 約分布在 6 個深度區段, 深度為 : 由 123.5m 至 136.5m 157.4~177.4m 253.9~283.0m 339.5~349.8m 435.4~451.6m 及 至孔底 ( 圖 3-3) (2) 地球化學井測地球化學孔內調查工作最終是以雙封塞針對特定裂隙段, 進行封塞後, 自該封塞段抽取裂隙地下水至水質穩定, 或超過封塞段地下水容積 3 倍 ( 約 45 公升 ) 以上後, 再進行水質取樣與分析工作 上述取樣工作耗時甚長, 在遇到裂隙導水不佳狀況時, 所需時間更是難以估計, 且不符計畫探討主要導水裂隙水質的需求 由於孔內的裂隙段可能很多, 但不見得每個裂隙段的導水性均非常良好, 亦或導水性良好但對水質差異性不高, 因此, 在決定裂隙段進行封塞取樣前, 主要透過岩心井錄 孔內攝影 地物通井井測 微流速通井井測結果, 初步判斷裂隙段的可能位置, 再輔以通井抽水干擾前後的地化通井井測結果 ( 圖 3-3), 決定導水性較佳且水質特異性較高的裂隙段, 作為封塞取樣的區段 基本上, 在通井狀態下, 由於地下水在孔內會互相混合, 因此, 地化通井井測結果並無法代表岩層在特定深度的水質條件, 故須透過封塞取樣方可取得較具代表性的水質參數 然而, 透過在通井抽水干擾 ( 沉水馬達抽水降低水位約 30 公尺 ) 前後的地化通井井測結果的比對, 可供初步判斷導水性較佳且水質特異性較高的裂隙段位置 由於通井抽水干擾所造成的壓降 ( 約 30 公尺 ), 會使得導水性較佳的裂隙水較易進入孔內, 當其水質差異性較高時, 則可明顯由通井抽水干擾後與干擾前之地化通井井測的結果比對而獲知, 進而可供進一步判斷導水性較佳且水質特異性較高的裂隙段位置 本年度在 6 號井抽水干擾前 後各施行乙次深度 500 公尺之地化井測工作, 主要是為了瞭解孔內地下水之水質敏感性參數背景值, 並比較抽水干擾後之地化特性差異, 來判斷孔內主要導水裂隙的所在位置 在圖 3-3 中, 針對通井抽水干擾前後的地化通井井測 3-2

16 結果而言, 雖然在 100 公尺以上的裂隙段有明顯的水質變化, 但由於本計畫的特性需求 ( 深地層處置約 500 公尺深 ), 因此上述用以判斷取樣封塞段的方法, 僅注重在深度深於 100 公尺以下的裂隙段 ; 另外, 在約 310 公尺深度附近, 通井抽水干擾前的氧化還原電位 (edox) 有明顯的變化, 經比對岩心井錄 孔內攝影 地物通井井測 微流速通井井測結果可知該深度並無明顯裂隙段, 因此判斷造成該變化的原因, 可能來自孔內懸浮物所造成的影響 整體而言, 在深度 127~132 公尺 165~175 公尺 244~253 公尺 270~280 公尺 338~345 公尺 434~447 公尺及 484~499 公尺附近所呈現的水質些微跳動現象, 與地物井測所呈現的低電阻帶, 以及孔內微流速所研判的導水位置相當一致, 顯示上述深度極可能代表 6 號井的導水裂隙帶 ( 圖 3-3) 經再與孔內各裂隙段的水力傳導係數值 ( 表 3-1) 比對, 本項目工作選擇在 127.5~130.0 m (W1) 278.0~280.5 m (W2) 和 498.5~501.0 m (W3) 等深度進行間距約 2.5 m 的地下水雙封塞抽水洗井及取樣 ; 上述三個裂隙段均為表 3-1 中水力傳導係數較高的裂隙段 整個雙封塞抽水洗井及取樣工作時程大約為期一個半月左右, 各封塞段的代表性水質敏感性參數 ( 例如酸鹼度 導電度 氧化還原電位 ) 之現地量測值如下 :(a) W1: 酸鹼度 (ph) 8.42~8.43 導電度 (EC) ~0.2785m/cm 氧化還原電位 (edox) -381~-375 (E Ag/ AgC l, mv); (b) W2: 酸鹼度 (ph) 8.11~8.14 導電度 (EC) ~ m/cm 氧化還原電位 (edox) -544~-541 (E Ag/ AgC l, mv); (c) W3: 酸鹼度 (ph) 8.20~8.30 導電度 (EC) ~0.3292m/cm 氧化還原電位 (edox) -598~-578 (E Ag/ AgC l, mv) 3-3

17 開口裂隙微裂隙破碎帶 ai Diagram Ground Circle Diagram 圖 3-1:6 號井孔內攝影判釋之裂隙位態分布圖 ( 左圖為裂隙面的極點投影圖 ; 右圖為裂隙面的大圓投影圖 ) ai Diagram Ground Circle Diagram 圖 3-2:6 號井岩脈之位態分布圖 ( 左圖為岩脈的極點投影圖 ; 右圖為岩脈的大圓投影圖 ) 3-4

18 Depth (m ) 地化通井井測孔內微流速地物井測 Well Name: KBH06 down flow up flow Location: K Area Elevation: 0 eference: Ground urface edox(mv) edox(mv) KBH06 孔內微流速 (m/day) Depth (etres) KBH06 KBH06 ( 抽水干擾前 KBH06 ) ( 抽水干擾後 KBH06 ) ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ EC(m/cm) EC(m/cm) ph ph 圖 3-3:6 號井井測資料綜合分析 GAA E(16N) LAEAL E 0 (C) (OH-) (OH-) (V) (DEG C) 33 E E(64N) DEL E 500 (OH) (OH-) (DEG C).1 代表可能的導水裂隙位置 3-5

19 (3) 水文地質孔內試驗水文地質孔內調查包括孔內微流速井測 (Borehole microflow measurement) 及裂隙封塞水力試驗 (Hydraulic pack-off test) 兩項工作 孔內微流速量測結果 ( 圖 3-3) 顯示鑽孔中向上流速 (Up flow) 介於 ~ m/sec 之間 ; 向下流速 (Down flow) 則介於 ~ m/sec 之間, 顯示深度 60~170m 250~300m 及 430~500m 之間可能有較大之流速, 研判上述裂隙段的導水性較高 另外, 依其流動方向鑽孔水流自套管 (60m) 至 130m 為向上, 自 130m 至 170m 為向下, 170m 至孔底則為向上流動的變化, 故研判於 130m 處附近為一出水點 (ource), 即水流由岩層裂隙流出至鑽孔處 ; 170m 處附近則為一水流匯集點 (ink), 即水流由鑽孔流入岩層裂隙 本次 6 號井裂隙封塞水力試驗區段之規劃, 亦係綜合地球物理井測 地球化學及微流速量測等三項結果, 共規劃 59m~62m 74m~77m 100m~103m 12 7m~1 30m 13 1m~13 4m 137m~140m 165m~168m 172m~175m 253m~256m 269m~ 272m 278m~281m 345m~348m 435m~438m 47m1~474m 498m 501m 等 15 個區段進行裂隙封塞水力試驗 ( 表 3-1), 水力試驗分析結果整體而言水力傳導係數介於 10-7 ~10-5 m/sec 之間 3-6

20 表 3-1:6 號井各裂隙段計算出之水力傳導係數值 (K, m/sec) 一覽表 試驗 Hvorslev UB oye 備註 區段 m=1 m=(1/10) 1/2 m=(1/100) 1/2 59m~62m m~77m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 100m~103m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 127m~130m m~134m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 137m~140m m~168m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 172m~175m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 253m~256m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 269m~272m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 278m~281m m~348m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 435m~438m <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 <10-9 低透水性 471m~474m m 501m 說明 :Hvorslev UB (U.. Bureau of eclamation) 及 oye 公式為三種常用來解 釋花崗岩裂隙封塞地下水壓力的公式 (Hamm et al., 2007) 3-7

21 3.1.2 深層地質資料庫整合與應用服務系統開發 97 年計畫持續進行地下地質資料維護與更新及進行三維視覺化展示平台的建置, 藉由視覺化深層地質資料的展現, 增加資料整合與橫向溝通的能力 (1) 地下地質資料維護與更新 : 本項工作是一長期累積性的工作, 為使計畫長期的研究與調查資料成果得以妥善保存, 各技術領域之知識能夠永續發展 累積與傳承, 希望透過妥適之資訊技術呈現過去計畫的成果, 更能完整且系統化的保存寶貴之資料與技術知識 新增資料數計 49,891 筆, 累積資料庫內資料數為 515,458 筆, 新增內容主要是 6 號井地球物理井測 地化井測 微流速與水文地質孔內封塞試驗數據與解析成果 (2) 三維視覺化展示平台建置 : 由於目前完成建置之地質概念模型大多為 Autodesk 公司的繪圖檔案 (.dwg) 格式, 需要有 AutoCAD 或是 DWGViewer 程式提供平台進行模型瀏覽, 同時也考驗平台載具繪圖顯示的效能, 常造成模型檔案預覽與流通的不便 有鑑於此, Autodesk 公司訂定了一個 DWF(Dwsign Web Format) 檔案格式, 並提供免費的 Design eview 2009 程式給使用者方便瀏覽模型, 並將 DWF 檔案發佈功能整合於現有的 AutoDesk 全系列產品中 同時結合了 icrooft Office 的應用程式, 可將 DWF 的瀏覽控制項元件嵌入 Office 文件中 ( 主要是 Word 與 oweroint 應用程式 ), 讓我們可以直接於 Office 應用程式中, 開啟模型並使用控制項工具查看瀏覽, 詳如圖 3-4 之範例所示 3-8

22 在 Word 文件中點擊圖片兩下後, 開啟 DWF Viewer 控制項工具列, 即時互動瀏覽模型 控制項工具列 圖 3-4:Office 應用程式嵌入 DWF 格式物件之範例 3-9

23 3.1.3 潛在處置母岩空中磁測解析為掌握國內幾個潛在處置母岩的大尺度分布情形, 及其鄰近區域地質構造資訊, 本計畫 96 年經由中興航空及 Fugro 公司的技術合作, 取得對花崗岩 泥岩 及中生代基盤岩等潛在處置母岩部份地區的高精度空中磁力探測及初步資料解析 這些花崗岩質 泥岩質及中生代基盤岩質等潛在處置母岩飛航所獲致全磁力網格 (IGrid) 初步成果, 於 97 年計畫進行詳細的資料處理 ( 濾波 歸極換算 向上 / 下延伸 微分處理 最小二乘法趨勢面移除等 ) 與圖幅輸出, 用以建立三維構造解析技術及進行區域岩層磁力性分析 (97 年版 ) 等工作 由於飛航所量測得全磁力強度係各深度地下磁體感應磁場的總合, 故不易直接依據全磁力強度圖進行岩層及構造分布之分析與解釋 為克服岩層磁體因磁傾角與磁偏角的影響, 將來自不同深度的磁力訊號加以分離, 以便能掌握區域性構造與淺部構造等特徵, 下列資料處理步驟是磁力構造解釋必要的前置作業 主要包括 : 向上延伸 (Upward Continuation) 歸極換算 (eduction to the pole; ) 微分 (Derivative) 與濾波 (Filtering) 等, 說明如下 : (1) 向上延伸向上延伸的功能在於透過解迴旋 (Convolution) 運算, 將磁力量測基準面向上提升至某特定高度, 由於基準面高度提高, 量測點與地下磁體間的距離加大, 故磁力異常較不受淺部局部磁體影響, 而能反映出大區域的構造形貌 (2) 歸極換算歸極換算之主要目的, 在於將磁傾角小於 90 度區域所獲得的磁力異常圖, 轉換成磁傾角等於 +90 度或 90 度時的磁力異常圖 為降低磁傾角對磁力異常解釋的影響, 進行磁力資料解釋時, 歸極換算常與垂直微分併合使用, 藉以分析磁力的趨勢 (rend) 與組織 (agnetic exture) 特徵 (3) 微分 3-10

24 微分處理可以使細微的變化更顯助, 故透過微分處理可以加強地下磁體邊界的對比, 使地下磁體的邊界更易於辨認 (Bround et.al.; 2004) ; 較常使用的方法包括 : 垂直微分 (Vertical Derivative; VD) 全水平微分 (otal Horizontal Derivative; HD) 傾角微分 (ilt Derivative; D) 解析訊號 (Analytic ignal; A) 等 (4) 濾波濾波處理除了可濾除雜訊 (Noise) 提高信噪比 (/N atio), 亦可分離深部與淺部磁力異常 透過設定適當的截切頻率 (Cutoff Frequency), 將磁力異常圖分離為區域磁力異常 (egional agnetic Anomaly) 用以反映較深的構造 ; 以及剩餘磁力異常 (esidual agnetic Anomaly) 用以反映相對較淺的構造 圖 3-5 為空中磁測經上述流程繪製完成之各代表性磁力異常圖幅示意圖 潛在處置母岩特性調查為掌握大範圍地下潛在處置母岩可能的分布, 及瞭解主要地質構造特徵, 以篩選出較適合的潛在處置母岩區域,97 年度本計畫除參考高放長程處置計畫各階段有關潛在處置母岩特性調查報告, 亦彙整國內地下地質 鑽井 地下水監測網等調查報告與監測資料, 並參酌 95 年度透過國際合作進行空中磁測調查之成果, 以評估潛在處置母岩分布區域 因此, 本計畫近期將以過去所累積的花崗岩質潛在處置母岩特性資料為基礎, 持續取得長期監測分析的資料, 將進一步加以分析以展現現有特性調查成果於 NFD2009 報告中, 並整合應用空中磁測解析結果來說明岩層地下分布及規模, 作為本土花崗岩質潛在處置母岩深層地質環境特性評估的依據, 以達成於 2009 年提報 我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告 之重要目標 3-11

25 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (a) 測線分布圖 3-12

26 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (b) 全磁力異常圖 3-13

27 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (c) 經歸極換算之磁力異常圖 3-14

28 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (d) 經歸極換算與一次垂直微分處理之磁力異常圖 3-15

29 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (e) 區域磁力異常圖 3-16

30 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (f) 剩餘磁力異常圖 3-17

31 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (g) 解析信號處理之磁力異常圖 3-18

32 圖 3-5: 磁力異常圖幅結果圖 (h) 經傾斜微分處理之磁力異常圖 3-19

33 (1) 花崗岩就現有地質資料來看, 花崗岩的分布以台灣東部中央山脈中花崗岩出露最多, 西部離島則有金 馬 烏坵等島嶼出露花崗岩 本計畫過去成果驗證了離島地區花崗岩體, 已具備千萬年來的長期地質穩定特性 ; 此外, 針對位於板塊邊界過去認為較不穩定之本島東部花崗岩體, 經初步地表踏勘, 並根據最新文獻資料分析, 顯示部分花崗岩體可能近百萬年來亦已呈現穩定地塊條件 (a) 台灣東部花崗岩體 : 台灣東部的花崗岩體 (80-90 a) 形成於南澳運動, 包括奇瑤谷 源頭山 飯包尖山 大濁水 溪畔及開南岡等地區六個出露面積較大的岩體, 受 6.5 a 以來 弧陸碰撞 造山運動影響, 夾雜在中央山脈東側變質岩層中 根據空中磁測調查結果發現, 台灣東部花崗岩體可分成兩區, 磁測資料有明顯差異 : 一為夾於片岩層中的岩體 ( 以源頭山 飯包尖山及奇瑤谷岩體為主 ), 一為夾於大理岩層中的岩體 ( 以大濁水 溪畔及開南岡岩體為主 ) 雖然東部花崗岩自 6.5 a 以來受到 弧陸碰撞 作用影響發生造山運動, 但根據最新文獻資料顯示, 本島花崗岩體屬於東部地震分布較少的地區, 抬升與剝蝕速率亦低於中央山脈其他地區 (Fuller et al., 2006), 且近百萬年來所在地塊已廣泛發生張裂構造 ( 李元希, 1997), 就地質構造學理上而言可能已邁入較穩定階段 (Fuller et al., 2006), 其穩定性之調查將於後續年度規劃進行 (b) 離島花崗岩體 : 離島地區花崗岩位於大陸沿海一帶 ( a 形成 ), 位於歐亞大陸板塊內部華南花崗岩帶之東南隅的岩體, 屬於世界著名中生代環太平洋花崗岩帶西緣 自早白堊紀燕山運動 (Yanshanian Orogeny) 以來, 此區即未再次受到造山運動影 3-20

34 響, 少有地震, 在一千多萬年來處於較穩定的地區, 僅隨台海長期張裂活動而抬升 剝蝕, 並受海水面升降作用所影響 (2) 泥岩 : 台灣泥岩分布主要在西南部平原區地下及麓山帶 ( 圖 3-6), 及海岸山脈等地, 屬於未變質的泥岩層 ; 另外, 在雪山山脈及中央山脈亦有泥岩層出露, 屬於輕度變質的泥岩 ( 包括硬頁岩 板岩等, 參見圖 3-7 所示 ) (a) 台灣西南部泥岩地層並非全由泥岩所組成, 其夾有若干厚薄不一的砂岩夾層, 此些砂岩層的所在層位不定, 多為古河道沈積砂層 泥岩層的主要形成時代, 屬中新世晚期至更新世, 亦即距今約 5.5 百萬年至 40 萬年之間所沈積而成 台灣西南部泥岩層分布在兩個區域, 其一為泥岩出露的麓山帶區域, 另一為平原區 ( 圖 3-6) 在泥岩出露地區測得之厚度在 2,000 m 以上, 西南平原區地表下之泥岩地層, 由地球物理勘測及鑽井資料獲知的厚度已達 4,000 m 以上, 到了高雄外海約 50 km 處, 泥岩厚度更達 7,000 m 以上, 往西南有增厚之趨勢 平原區地下 700 公尺以上多為更新世以來沈積含薄層砂岩的泥岩層, 因泥岩層阻隔使地下水垂向流通不易 ( 圖 3-8)(Lu et al., 2008) (b) 國內西南部人口密集度高, 沿海地區魚塭養殖業發達, 且因超抽地下水而地層下陷 此外, 由地下水觀測網資料相關研究發現, 西南部地下水因潟湖的蒸發作用而具高鹽度特徵, 致使民井加深取用深層地下水, 但因超抽導致地下水流速加快現象, 如表 3-2 所示, 由碳 -14 定年結果求得的水力傳導 係數大約在 10-5 ~10-3 m/s 的範圍內, 相較於現地抽水試驗的 結果要大上 1~2 個數量級 (Lu et al., 2008) (c) 國內西南部地區活動構造多 地層隆升快但剝蝕率高, 山地多形成泥岩惡地形 ; 此外, 此區地震深度淺 災害性地震頻率高 ( 圖 3-9 a,b) 泥岩層中夾有富甲烷及二氧化碳的天然氣 3-21

35 儲存層 ( 圖 3-9c; 圖 3-10) 主要構造帶沿線又有泥火山噴發作用 ( 圖 3-9c), 上述天然事件特性亦為泥岩處置條件評估要考慮的影響條件 (d) 中央山脈及海岸山脈泥岩 : 中央山脈泥質岩層所在地區, 地形險峻 因複雜的構造作用而岩質破碎 受高雨量及風化作用影響具有較高的剝蝕率等因素, 加上 921 震後地震分布集中在中央山脈泥岩地層區 ( 圖 3-7), 導致桃 竹 苗 中 投等縣山區地層鬆動, 每每颱風豪雨即導致山崩 地滑及土石流 上述因素說明分布於中央山脈的泥岩層, 若規劃作為潛在處置母岩調查對象, 需要更精細的調查技術來避免上述天然事件的影響 ; 至於海岸山脈泥岩因為延伸性有限, 多為惡地形, 又位於弧陸碰撞帶之主要地震 斷層活動帶上, 亦不建議列為調查對象 (3) 其他 : 台灣其他具有潛在處置母岩條件的岩層為西部海域的中生代基盤岩, 本計畫 95 年度進行之空中磁測 ( 圖 3-5 錯誤! 找不到參照來源 錯誤! 找不到參照來源 ), 並參考中油公司西部海域及平原區震測與鑽井資料 ( 圖 3-11), 發現西部海域中生代基盤岩除花嶼以外均位於海下 1000 m 深度以下, 越往本島延伸越深 ( 西部平原下超過 2000 m 深, 如圖 3-11 所示 ), 因此岩層分布已超出目前處置概念設計的深度 3-22

36 表 3-2: 碳 -14 定年及地化模擬之西南部平原區泥岩層水力傳導係數 Well pairs Distance (km) ravel time (yrs) Hydraulic gradient ( 10-3 ) K (m/s) calculated K (m/s) in situ testing N03-1 N N03-2 N N02-1 N N09-1 N N09-3 N N08-1 N N08-2 N N12-1 N N12-2 N N12-2 N N11-1 N N11-2 N negative N11-3 N negative N10-4 N N10-4 N N22-1 N N21-2 N negative 資料來源 :Lu et al. (2008) 3-23

37 圖 3-6: 台灣西南部平原區及麓山帶地質概圖 3-24

38 圖 3-7: 台灣中央山脈泥岩地層與 921 震後地震分布關係圖 ( 資料來源說明 : 地震資料 : 交通部中央氣象局地震測報中心 ; 地層資料 : 經濟 部中央地質調查所 ) 3-25

39 III III IV IV 圖 3-8: 台灣西南部平原區鑽井地下水流向示意圖 ( 摘自 Lu et al., 2008) 說明 : 剖面 III IV 所選擇的鑽井分別位於曾文溪北 南兩側, 參考碳同位素年代可將地下含水層分三至四層, 因泥岩層阻隔造成垂向流動不易 3-26

40 (a) (b) Lacombe et al. (2001) (c) You et al. (2004) 圖 3-9: 台灣西南部地震 斷層構造及泥火山分布圖說明 : 圖 (a) 顯示地震規模, 圖 (b) 顯示地震震源深度 ( 摘自 Lacombe et al., 2001); 圖 (c) 顯示麓山帶泥岩出露區的泥火山多沿主要斷層構造帶分布 ( 摘自 You et al., 2004) 3-27

41 圖 3-10: 台灣西南部外海 平原區與麓山帶之地層與各天然氣儲集層說明 : 由地下水觀測網鑽井鑽得更新世泥岩質地層包括六雙層 二重溪層及古亭坑層 ; 由中油油氣鑽井鑽得深層地層及重要岩層介面 ( 數字 1-8 所示 ) 六雙層大部份為泥岩, 夾砂岩或粉砂岩互層的頁岩, 最厚可達 1040 m 二重溪層岩性以泥質砂岩主, 夾有泥岩, 厚約 830 m, 其底部有數十公尺砂岩是台灣西南部唯一生產油氣的地層 古亭坑層位於高雄麓山帶往西南海域延伸, 以泥岩為主, 偶夾薄層泥質砂岩, 在中洲中油鑽井中地下 635 m 以下至 4421 m 均為古亭坑層 ( 摘自能源局,2008) 3-28

42 圖 3-11: 中生代基盤岩分布深度圖 ( 資料來源 :Lin et al., 2003; 圖示為中生代基盤岩上覆新生代沈積層厚度分布, 即中生代基盤岩頂部之深度 ) 3-29

43 3.2 功能 / 安全評估現階段國內之參考處置概念係以用過核子燃料深層地質處置為主, 輔以多重障壁系統 ( 包含工程障壁與天然障壁, 後者或稱地質圈 ), 俾便達到最終處置之目的, 此種概念是目前國際上一致公認最可行且最為可靠的最終處置方式 整個工程障壁系統由外圍之處置母岩所包圍, 處置母岩即所謂之天然障壁, 藉由處置母岩極低的地下水流速, 及核種與母岩的各種地化作用, 形成另一道屏障, 達到延遲核種遷移的效果 處置場系統安全評估架構主要包含近場 遠場及生物圈之三個子系統評估模式 近場 ( 含工程障壁系統及其外圍部分母岩 ) 主要分析核種在工程障壁系統及周圍母岩之開挖擾動帶的近場遷移與傳輸 ; 遠場 ( 即天然障壁之傳輸 ) 則評估核種於處置母岩裂隙之傳輸 ; 生物圈評估模式係採用水井釋出途徑 (IAEA,2003), 分析生物圈劑量率, 獲得最終核種外釋評估劑量 為完成用過核子燃料最終處置 2009 初步可行性評估報告之安全評估案例分析部份, 以達成用過核子燃料最終處置計畫書近期里程碑之要求 本分項以 90~93 年度計畫所發展之一維模式的系統安全評估模式架構 ( 核能研究所, ), 此架構涵蓋確定式與機率式分析技術, 及 94~96 年度計畫所發展以近場二維模式為基礎之近場 遠場及生物圈確定式分析技術 ( 核能研究所, 2008), 以 94~96 年度計畫所更新源項資料 測試區水文地質概念模型 測試區現地調查數據及彙整國外評估報告之適用參數數據, 進行近場 遠場及生物圈環境之基本情節案例更新運跑及分析 近場 基本情節案例之近場計算與分析工程障壁系統為處置場多重障壁基本設計之一環, 目的在強化放射性廢棄物處置場場址天然障壁之隔離效能, 以達到遲滯核種遷移並確保環境與人類安全之最終目的 進行近場環境之核種外釋評估時, 3-30

44 須考慮近場環境及工程障壁可能之阻隔作用 釋出與傳輸過程之種種因素, 這些因素主要有 (1) 廢棄物本體之核種存量 (2) 釋出之化學機制 ( 廢棄物型態 )(3) 傳輸之機制 ( 在緩衝材料之擴散 開挖擾動帶之傳輸 )(4) 工程及天然障壁之物理性質 ( 地下水流速 / 流量 孔隙率 擴散係數 裂隙等 )(5) 工程及天然障壁之遲滯性質 ( 吸附 ) 等 國際上許多國家在進行近場安全評估 (safety assessment), 大都以概念化之徑向傳輸模式為主要分析方法, 如瑞士 (NAGA, 1994) 瑞典 (KI, 1996) 德國 (Luhrmann et al., 2000) 與日本 (JNC, 2000) 等 因此, 2000 至 2004 年已建立核種自工程障壁徑向釋出之評估技術 (Zhou, 2000; 張福麟等, 2002; 林佳蓉等, 2003) 包括概念模式 數學模式 與電腦程式等之建立, 以及確定式 (deterministic) 與機率式 (probabilistic) 分析技術 ( 朱信忠和吳典諺, 2002; 朱信忠和董家寶, 2003) 案例分析等 ( 朱信忠, 2002; 2003; 盧俊鼎, 2005) 為進一步探討並評估外釋概念模式對核種於近場環境外釋的影響, 2005 至 2007 年發展廢棄物罐垂直置放之軸向 / 徑向 / 坑道多途徑釋出 (Zhou, 2004;Ju, 2006), 及廢棄物罐水平置放替代方案多途徑核種釋出之概念模式與安全分析技術 (Zhou, 2005), 建立了考慮近場廢棄物罐垂直與水平置放之軸徑向核種外釋之確定式評估分析能力 在考慮核種經由軸徑向外釋概念模型下, 以評估近場的核種外釋, 能更貼近核種於真實情況之工程障壁與近場母岩環境下的釋出行為 本報告即以 90~93 年度計畫發展之近場徑向安全評估模式 ;94~96 年度計畫發展之近場軸 / 徑向安全評估模式為基礎, 進行基本案例之近場核種外釋評估與分析 對應所發展不同屬性的近場評估程式, 模擬近場核種外釋之基本案例可區分為 -NV A-NV 及 A-NH 等三種模式 此三種模式之差異性說明如下 : (1) -NV 模式 (adial ransport odel for adionuclide Near-field elease with Canister Vertical Emplacement): 廢棄物罐為垂直置放, 考慮核種傳輸方向為沿著廢棄物罐徑向方向 ( 如圖 3-12), 所採用之評估程式為 INAG-N(Zhou, 2000; 2002); 3-31

45 (2) A-NV 模式 (Axial and adial ransport odel for adionuclide Near-field elease with Canister Vertical Emplacement) 廢棄物罐為垂直處置, 考慮核種傳輸方向為沿著廢棄物罐軸向與徑向方向 ( 如圖 3-13), 所採用之評估程式為 INAG-NV2(Zhou, 2004); (3) A-NH 模式 (Axial and adial ransport odel for adionuclide Near-field elease with Canister Horizontal Emplacement) 廢棄物罐為水平處置, 考慮核種傳輸方向為沿著廢棄物罐軸向與徑向方向 ( 如圖 3-14), 所採用之評估程式為 INAG-NH(Zhou and Apted, 2005) -NV 模式所考慮的概念情節為 : (1) 處置場封閉後, 地下水重新侵入處置場, 母岩及緩衝重新飽和, 廢棄物罐在處置場封閉後 100,000 年因完全腐蝕掉而喪失了圍阻功能 依據李瑞益等 (2005) 研究成果 : 估算經十萬年時間, 廢棄物罐之腐蝕總厚度分別為 1.5 及 2.6 cm 依據我國處置概念, 廢棄物罐外層銅材為 5 cm, 則在如芬蘭 YJ-95 及我國 KBH01-W2 二者的鹽性還原處置母岩條件下, 廢棄物罐的耐蝕性, 應可維持廢棄物罐結構完整性達十萬年或更長的時間, 故本文依據上述研究成果, 保守假設廢棄物罐無針孔腐蝕狀況, 其壽命為十萬年, 進行評估 (2) 廢棄物罐因腐蝕而失效 (" 廢棄物罐瞬間消失 "), 地下水開始接觸到廢棄物本體 ; (3) 廢棄物本體表面 晶格邊界 (grain boundary) 及間隙 (gap) 邊緣等之放射性核種, 因溶解之機制及溶解度限制作用而溶解於地下水中 當廢棄物罐因腐蝕而失效後, 地下水接觸到廢棄物本體, 存在於燃料與護套間隙及晶格邊界上之核種, 隨即溶解於水中而外釋 此瞬間釋出量佔用過核子燃料內該核種存量之比率稱為瞬釋分 3-32

46 率 (IF) 根據 European Commission A project-topical report 2 (1999) 說明 : 揮發性高之核種 (volatile species) 如 I Cs 等具有較高之瞬釋分率 此外, 瞬釋分率亦與燃耗度及燃料型態有關 (4) 廢棄物本體基質內之放射性核種, 隨廢棄物本體基質之溶解而逐漸溶解於地下水中 ; (5) 溶解於地下水的放射性核種因擴散 (diffusion) 機制而離開廢棄物本體, 並往外遷移 ; (6) 溶解於地下水中之核種在工程障壁內以擴散機制而往外遷移 ; (7) 核種在工程障壁之遷移主要機制為分子擴散原理, 其核種濃度考慮衰退 滋生 吸附 擴散 及溶解度限制等作用 ; (8) 以單一個廢棄物罐為評估基礎 ; (9) 由於廢棄物罐之設計壽命相當長, 處置場溫度分佈已恢復至自然的地溫梯度狀態, 故不考慮廢棄物本體溫度對核種遷移的影響 近場 A-NV 及 A-NH 概念模式之外釋情節除與前述 -NV 模式相同外, 並考慮 核種經由開挖擾動帶, 向外遷移至近場處置母岩及處置隧道 ( 水平置放另增加考慮運轉隧道效應 ) 等途徑, 再釋出至附近地質圈 之情節, 包含其中各外釋途徑所相對需考慮之核種吸附 活度的衰退與滋生 化學元素的溶解限度 及分子擴散等效應 INAG-N INAG-NV2 及 INAG-NH 程式之初始條件皆為 用過核燃料處置時之核種存量 (mol/canister), 即源項之初始存量, 其他介質均為零核種濃度 ;INAG-N 程式之邊界條件為用過核燃料從廢棄物基質體以固定的溶解率釋出, 另一邊界則為平移 (advection) 出開挖擾動帶之核種外釋量 ; 而 INAG-NV2 及 INAG-NH 程式之邊界條件同為用過核燃料從廢棄物基質體以固定的溶解率釋出, 另一邊界則為處置隧道和零濃度邊界區塊所指定之零濃度邊界 進行評估分析之基本案例內容說明如下 : 3-33

47 (1) 分析案例 (I): 模擬分析的對象分別為 -NV A-NV 及 A-NH 模式, 案例分析結果末碼以 I 標記, 如 -NV-(I) 分析案例 (I) 中核種 Kd 值採 ILA-99 報告 (Vieno et al., 1999) 之建議值進行分析 (2) 分析案例 (II): 以基本案例 (I) 之參數數據為主, 緩衝材料及母岩對於 e 及 Cs 核種之分配係數則以本土化數據 ( 鄧希平等,2005) 替代, 做為評估程式模擬分析的輸入資料, 案例分析結果末碼以 II 標記, 如 -NV-(II) 分析案例 (I) (II) 之分配係數差異如表 3-3 所示 近場基本案例評估結果如圖 3-15~ 圖 3-20, 由 -NV-(I) 與 -NV-(II) 案例分析結果, 核種由廢棄物本體溶解釋出後至處置時間 1.0E+7 年中, 處置前期 (1.0E+05~1.0E+06 年間 ) 較大釋出率的核種主要為分裂活化產物核種, 於處置後期 (1.0E+06~1.0E+07 年間 ), 主要釋出核種為錒系核種 但整體相較之下, 錒系核種之最大釋出率較分裂活化產物核種約低 1~2 個數量級, 以個別核種而言, 近場主要較大釋出率之核種分別為 Cl-36 e-79 Zr-93 c-99 及 I-129 其中, Cl-36 e-79 與 I-129 核種因瞬釋分率 (IF) 較大且於緩衝材料及開挖擾動帶幾乎不吸附之特性, 故在廢棄物罐失效時 (1.0E+05 年 ), 核種則有較大的瞬間外釋率 Zr-93 與 c-99 則因核種初始存量較高, 故在處置前期為較高釋出比例之核種, 但因 Zr-93 與 c-99 之溶解度限值較 Cl-36 e-79 與 I-129 核種低且緩衝材料與開挖擾動帶介質對其吸附性較高, 故 Zr-93 與 c-99 核種之最大釋出時間較晚且外釋量約低於 Cl-36 與 e-79 一個數量級 由於分析案例之廢棄物罐壽命達 1.0E+05 年, 半化期較短之分裂 / 活化產物核種在未達廢棄物罐壽命時即已衰變耗盡 ( 如 C-14 Ni-63 r-90 Cs-137 核種 ), 而部份未耗盡核種之外釋曲線則多為衰退段 此外, 因一般分裂 / 活化產物核種之半化期較衰變鏈核種為短, 所以在評估年限 (1.0E+06 年 ) 後, 主要釋出核種為錒系核種, 以 a-226 與 Np-237 核種為主 但整體相較之下, 錒系核種之最大釋出率較分裂活 3-34

48 化產物核種約低 1~2 個數量級 故針對近場核種外釋的分析結果, 如採用較長壽命之廢棄物罐, 可有效圍阻可能為較大釋出率之核種 -NV-(II) 案例中 ( 如圖 3-16), 因緩衝材料及母岩對 e 核種之吸附性與 -NV-(I) 案例差異極微, 故兩案例之 e 核種的外釋結果相近 ; 而 -NV-(II) 案例之緩衝材料及母岩對 Cs 元素之吸附性皆小於 -NV-(I) 案例, 故 -NV-(II) 案例之 Cs 核種的尖峰外釋率約大於 -NV-(I) 案例一個數量級 但因 -NV-(II) 案例之 Cs 核種峰值發生時間較總外釋率峰值晚約 1.5E+03 年, 且 Cs 核種最大外釋率約為總外釋率曲線峰值之 6%, 故對於核種之總外釋率峰值影響甚小 圖 3-17 與圖 3-18 為 A-NV 模式模擬計算所得之分析案例 (I) 與 (II) 的核種外釋結果 ; 而圖 3-19 與圖 3-20 則為 A-NH 模式模擬計算所得之分析案例 (I) 與 (II) 的核種外釋結果 由基本案例的計算結果可知, 三個近場評估程式模擬的核種外釋曲線相似 而尖峰外釋率部份, 因 A-NV A-NH 模式除考慮核種沿著廢棄物罐徑向傳輸之效應外, 並增加考慮沿著廢棄物罐軸向傳輸的阻滯效應, 故核種總外釋劑量曲線的峰值較 -NV 模式評估結果約減少 40% 3-35

49 表 3-3: 分析案例 (I) (II) 之分配係數差異 Ns 緩衝材料分配係數母岩分配係數 (m 3 /kg) (m 3 /kg) C C E-03 Cl Cl E-04 Ni Ni-59 Ni E E-01 e e E E-04 [5.5E-03] [1.9E-03] b b E E+00 r E E-02 Zr Zr E E-01 Nb Nb E E-01 o o E E+00 c c E E-01 d d E E-01 n n E E-01 I I E E-04 Cs Cs E E-01 Cs-137 [6.5E-02] [3.5E-02] m m E E-02 u u-238 u-239 u E E+00 u-241 u-242 U U-233 U-234 U E E+00 U-236 U-238 h h-229 h E E-01 h-232 Cm Cm-245 Cm E E-01 Am Am-241 Am E E-01 Np Np E E-01 a a E E-01 a a E E-01 註 : (1) 引用資料來源 ILA-99:Vieno et al., 1999 (2) 括弧 [ ] 內為鄧希平等 (2005) 研究之建議值 3-36

50 圖 3-12:-NV 模式之核種外釋途徑 處置隧道 #11 #3 廢棄物罐 緩衝材料 #2 #1 #5 #9( 基質 ) #10( 裂隙 ) 開挖擾動帶 #4 #6 母岩 #7( 基質 ) #8( 裂隙 ) # : 區塊編號 圖 3-13:A-NV 模式之核種外釋途徑 3-37

51 運轉隧道 近場母岩 處置隧道 開挖擾動帶 緩衝材料 廢棄物罐 運轉隧道 近場母岩 處置隧道 主裂隙或斷層 圖 3-14:A-NH 模式之核種外釋途徑 10 8 C u-240 elease rate (Bq/yr) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal ime (yrs) elease rate (Bq/yr) B B B B B B B B B B B U U U U U U U U U U U B B B B A A BU A UB U B A A A B U U A B U B A U U B A UB UB A U B U A ime (yrs) (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-15: 近場核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 A U B U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal 3-38

52 10 7 e-79 : -NV-(I) 10 7 otal : -NV-(I) 10 7 Cs-135 : -NV-(I) e-79 : -NV-(II) Cs-135 : -NV-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (a)e 核種 ime (yrs) (b)cs 核種 10 6 otal : -NV-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (C) 核種總外釋率 (-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-16: 近場核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 10 8 C u-240 elease rate (Bq/yr) ime (yrs) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal elease rate (Bq/yr) B B B B B B B B B B B B U U U U U U U U U U U U B UB B B A B A A B A A B A B U A B U BU B A U B U A B A U ime (yrs) A U B U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-17: 近場核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 3-39

53 10 7 e-79 : A-NV-(I) 10 7 otal : A-NV-(I) 10 7 Cs-135 : A-NV-(I) e-79 : A-NV-(II) Cs-135 : A-NV-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (a)e 核種 ime (yrs) (b)cs 核種 10 6 otal : A-NV-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-18: 近場核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 10 8 C-14 elease rate (Bq/yr) ime (yrs) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal elease rate (Bq/yr) 10 8 u B B B B B B B B B B B B B U U U U U U U U U U U 10 0 U U 10-2 UB B 10-4 B A A B B A A 10-6 B B A A UB B 10-8 A B B U A U ime (yrs) A U B U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-19: 近場核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 3-40

54 10 7 e-79 : A-NH-(I) 10 7 otal : A-NH-(I) 10 7 Cs-135 : A-NH-(I) e-79 : A-NH-(II) Cs-135 : A-NH-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (a)e 核種 ime (yrs) (b)cs 核種 10 6 otal : A-NH-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NH-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NH-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-20: 近場核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 3-41

55 3.2.2 遠場 遠場水文地質概念對於放射性廢棄物深層處置概念而言, 遠場岩體 ( 或稱地質圈 ) 是一個天然的屏蔽系統 當核種從開挖擾動帶中釋出後, 會隨著地下水沿著岩體最容易流動的路徑遷移, 這些路徑包含了岩石之斷層 裂隙或是滲透率較大的區域 現階段主要考慮處置場及生物圈之間的複雜裂隙網路予以簡單化, 將其視為水平的多重等間距之平板 ( 圖 3-21), 以此均勻化之水平平板代表地下水在岩體裂隙中流動, 藉著橫向延散作用, 使得每一個廢棄物罐釋出之核種會相互混合並隨著水流漸漸遠離處置場 圖 3-22 說明核種的遷移方式有平流 擴散及延散, 且具有吸附於裂隙壁上及擴散至母岩的孔隙中並吸附在其中之特性 本項工作內容係配合近場核種外釋結果與假設核種外釋概念模型, 核種經由近場工程障碧系統外釋後, 溶解於地下水中, 隨著地下水流到達遠場母岩及裂隙中, 而遠場安全評估即是運用現有花崗岩質水文地質資料與外釋途徑, 分析核種於母岩及裂隙區之外釋率及傳輸時間 現階段母岩及裂隙特性係以虛擬處置場為模擬對象, 處置母岩選擇為結晶岩類之花崗岩, 質地細密且孔隙率極小, 因此水流僅在岩層裂隙中流動, 具有水流流動能力之裂隙段稱為導水通道, 依目前之水文地質概念假設為 1000 m 的距離後 ( 圖 3-23), 接觸到主要斷層帶或大範圍裂隙帶 主要斷層帶之核種傳輸能力引用芬蘭 ILA-99 報告中之 1% 稀釋比例予以評估, 因為在考慮生物圈 EB1A 飲水情節中, 水量為影響關鍵之一, 而主要斷層帶上可有各方向之水量湧入, 流經處置場而帶出放射性核種之地下水流量僅為主要斷層帶水量之一小部份, 造成核種濃度有一定比例的稀釋, 此比例值在芬蘭報告中假設為 1% 3-42

56 遠場評估程式修正為執行近場 遠場及生物圈之全系統功能安全評估, 須調整核種外釋率或劑量率之時間間隔為一致, 因此配合近場之時間間隔顯示方式進行修正遠場時間間隔, 在 1.0E+5~1.1E+5 yr 間將時間間隔予以加密 圖 3-24(a) 為修正前之遠場外釋率曲線, 圖 3-24(b) 為修正後之遠場外釋率曲線, 紅色標註處為顯著差異, 因在近場時部份核種有顯著的瞬釋分率, 修正過後之遠場評估程式可正確顯示核種外釋情形, 並得到正確之外釋率峰值及發生時間 遠場分析案例評估參數由於深地層地質異質 異向性及參數不確定性影響下, 選用的參數皆必須在合理現地考量下, 並與國外相似地質處置情況下 (ILA-99 IE-94 H12) 選擇合理且範圍不致太超過的情況, 作為合理參數運跑的依據 針對母岩特性主要以現地調查為主, 並配合國外數據做為檢核輸入參數的適用性 本年度經由台電公司 工研院能環所 與核能研究所三方召開之參數討論會確認遠場參數之引用, 母岩性質為密度 孔隙率 擴散係數與地下水流速, 而導水通道 ( 裂隙 ) 性質為傳輸距離 裂隙間距 裂隙內寬 擴散係數與延散度等 ( 表 3-4); 核種於花崗岩質母岩中分配係數則引用自芬蘭 ILA-99 報告及鄧希平等 (2005) 遠場分析案例結果接續前述分析案例之近場 -NV A-NV 及 A-NH 三種模式之外釋結果, 進行遠場核種外釋分析, 案例描述如下 : (1) 分析案例 (I): 以表及表所述之參數數據做為多重平行均勻裂隙模式程式的輸入資料 (2) 分析案例 (II): 以分析案例 (I) 之參數數據為主, 緩衝材料及母岩對於 e 及 Cs 元素之分配係數則以本土化數據如表 3-3( 鄧希平等, 2005), 做為多重平行均勻裂隙模式的輸入核種特性參數 3-43

57 因部分核種於廢棄物罐存量 (inventory) 中有較高之瞬釋分率, 在 -NV-(I), 可發現核種於廢棄物罐破裂時 ( 約 1.0E+5 yr 時 ), 核種外釋量於短時間內偏高, 遠場岩體延遲與遲滯效應後, 在相同時間後 ( 約 1.01E+5 yr 時 ), 其尖峰處略為下降 ( 圖 3-25), 總外釋率量值在此峰段 (1.0E+5~1.01E+5 yr) 間主要由 e-79 I-129 Cl-36 C-14 及 b-87 等核種占較大之比例 ; 於時間約 1.5E+5~6.0E+5 yr 間出現另一峰段, 其總外釋率量值主要由 c-99 Zr-93 Cs-135 Np-237 等核種占較大之比例 ; 而分裂活化產物約在 2.3E+6 yr 前幾已全部外釋, 在 2.3E+6 ~1.0E+7 yr 間主要由錒系核種 U-238 U-234 h-230 a-226 等核種佔較大比例 另外, 由比較 -NV-(I) 及 -NV-(II) 案例結果 ( 圖 3-26), 因本土化數據中僅變動 e 與 Cs 之分配係數值, 其中 e 分配係數值較 -NV-(I) 為大, 造成 e-79 核種外釋率峰值降低 ( 圖 3-26 (a)), 但 Cs-135 分配係數值較 -NV-(I) 大幅降低一個數量級距, 故有明顯的提高核種外釋率峰值, 且峰值發生時刻亦較早 ( 圖 3-26 (b)) 而對照前述各個峰段時間之重要比例核種,-NV-(II) 之核種總外釋率曲線差異, 在初期峰段 e-79 造成總外釋率變小, 中期峰段 Cs-135 略為提高核種總外釋率及加快外釋時間, 後期峰段因主要由錒系核種外釋, e 與 Cs 已外釋完畢, 外釋曲線則重疊 ( 圖 3-26 (c)), 其總外釋率峰值有些微的降低 ( 尖峰值約將降低 0.22%), 且峰值發生時刻出現約在後期 2.8E+5 yr, 較 -NV-(I) 約晚 1.8E+5 yr 由於近場 A-NV 及 A-NH 之模式差異性, 僅顯示在遠場輸入端的濃度差異, 經遠場傳輸 1000 m 後, 此 A-NV 及 A-NH 之外釋率曲線 ( 圖 3-27 與圖 3-29), 在評估時間 1.0E+5~1.0E+7 yr 間, 所有核種均已達尖峰外釋點, 且總外釋率量值主要由 e-79 I-129 Cl-36 C-14 b-87 Ni-59 Zr-93 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 等分裂活化產物, 及 Np-237 U-233 h-229 a-226 等錒系核種所累積, 其餘核種外釋率值則相對較低 而與本土化數據作比較 ( 圖 3-28 與圖 3-30), 其效應與前述 -NV 案例之情形相同 3-44

58 表 3-4: 分析案例遠場引用參數 遠場參數 數值 說明 母 密度 2650 kg/m 3 林蔚等,2005,pp.106 岩 孔隙率 0.58% 林蔚等,2005,pp.106 擴散係數 E-6 m 2 /yr ILA-99,pp.253 地下水流速 3.16 m/yr 歐陽湘等,2006,pp.4-42,4-100,4-168 (K 值引用 NFD-EEL BH01 BH02 BH04 之 58 組資料計算平均值, 水力梯度保守假設為 0.1) 導 傳輸距離 1000 m 測試區水文地質圖, 保守假設值 水通道 裂隙間距 引用鑽孔編號 BH01 深度位於 m, 位態為 (249,82) 之裂隙群組 : EEL 建議值 ( 歐陽湘等,2006, pp.4-100,pp.4-168) 2/19 技術討論會 (2006) 0.081m BH01_ _(249,82):0.081m BH02_ _(248,70):0.038m BH04_50-75_(43,82):0.185m 裂隙內寬 4.73E-3 m EEL,NFD-EL ,pp.3-39 擴散係數 E-2 m 2 /yr hilip et al., 1994, pp.122. 延散度 75 m EEL 建議值 2/19 技術討論會 (2006) 3-45

59 處置孔 處置孔間距 橫向延散 裂隙 近場釋出 母岩 近場釋出之質量流 裂隙中之平流縱向延散 / 擴散 地下水流 圖 3-21: 裂隙岩體傳輸概念模型 表面吸附 岩體擴散與吸附 圖 3-22: 核種於裂隙岩體之傳輸 C E3 E5 C 1000m 500m 花崗岩質母岩已知的斷層帶或破碎帶虛擬處置場 地下水淺層流向深層地下水可能流向 ( 未按實際比例 ) 圖 3-23: 虛擬處置場水文地質模型 10 8 C C-14 elease rate (Bq/yr) ime (yrs) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-140 o-93 b-87 otal (a) 修正前 (b) 修正後圖 3-24: 遠場評估程式之時間間隔修正 elease rate (Bq/yr) ime (yr) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-140 o-93 b-87 otal 3-46

60 10 8 C u-240 elease rate (Bq/yr) ime (yr) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-140 o-93 b-87 otal elease rate (Bq/yr) U U U U U U U U U 10 0 U U U U 10-2 U A A 10-4 A A A 10-6 A A A 10-8 A U A ime (yr) A U U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal 10 7 e-79 : -NV-(I) 10 7 otal : -NV-(I) 10 7 Cs-135 : -NV-(I) (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-25: 遠場核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 e-79 : -NV-(II) Cs-135 : -NV-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) ime (yrs) (a)e 核種 (b)cs 核種 10 6 otal : -NV-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-26: 遠場核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 3-47

61 10 7 e-79 : A-NV-(I) 10 7 otal : A-NV-(I) 10 7 Cs-135 : A-NV-(I) 10 8 C u-240 elease rate (Bq/yr) ime (yr) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-140 o-93 b-87 otal elease rate (Bq/yr) U U U U U U U U U U U U U U U A A A A A A A U A U ime (yr) A U U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-27: 遠場核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 e-79 : A-NV-(II) Cs-135 : A-NV-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) ime (yrs) (a)e 核種 (b)cs 核種 10 6 otal : A-NV-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-28: 遠場核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 3-48

62 10 7 e-79 : A-NH-(I) 10 7 otal : A-NH-(I) 10 7 Cs-135 : A-NH-(I) 10 8 C u-240 elease rate (Bq/yr) ime (yr) Cl-36 Ni-63 Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-140 o-93 b-87 otal U U U U U U U U U U UU U U U U (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-29: 遠場核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 elease rate (Bq/yr) U A A A A A A A ime (yr) A U A U U-236 h-232 Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal e-79 : A-NH-(II) Cs-135 : A-NH-(II) elease rate (Bq/yr) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) ime (yrs) (a)e 核種 (b)cs 核種 10 6 otal : A-NH-(II) elease rate (Bq/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NH-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NH-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-30: 遠場核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 3-49

63 3.2.3 生物圈本分項 97 年度工作主要延續 94~96 年度計畫所更新源項資料 測試區水文地質概念模型 測試區現地調查數據及彙整國外評估報告之適用參數數據, 進行生物圈環境之基本情節案例更新運跑及分析 生物圈劑量計算模式生物圈劑量評估則分析計算從遠場外釋之核種, 在生物圈中經由各種傳輸途徑及食物鏈而對人類所造成的輻射劑量, 並與法規值比較, 以確定該處置場的安全性 本分項假定生物圈核種傳輸主要來自飲用井水 ; 飲用井水情節可分成兩種模式 : 第一個模式 (BIOOD-1) 假設地質圈之外釋核種直接提供作為計算井水中之核種濃度, 類似於 IAEA 之參考案例 EB1A(IAEA, 2003); 第二個模式 (BIOOD-2) 假設由地質圈之外釋核種, 經過水井附近的淺地層含水層之遷移, 然後再進入水井, 此種模式類似於 IAEA 之參考案例 EB1B(IAEA,2003) 本分項之生物圈基本案例評估則採用 BIOOD-2 模式, 評估程式則採用 ABE 程式 (ABE, Enviros and Quintessa Ltd., 2006) BIOOD-1 生物圈模式之個人年有效劑量採用下式進行計算 : H E, i = Cw, i I DCFi (3-1) 式中 : H E, i C w, i : 放射性核種 i 的年輻射劑量率 (v/yr) : 井水中放射性核種 i 的濃度 (Bq/m 3 ) I : 飲用水的每人年飲用率 (m 3 /yr) DCF : 放射性核種 i 的攝入劑量轉換係數 (v/bq) i BIOOD-2 生物圈模式之個人年有效劑量的計算式如下 : H E, i = Cw, i I DCFi D f (3-2) 式中 : D : 核種在含水層中遷移之稀釋因子 ( 無單位 ) f 3-50

64 其餘參數單位同 (3-1) 式 又 C w, i ( x0 x, t) = AF, i ( x, t, x0 ) F ( ) (3-3) 式中 : C i w, ( x, t) : 放射性核種 i 在含水層 (x,t) 位置的濃度 (Bq/m 3 ) A i F, ( x, t, x0 ) : 含水層的傳輸因數 (yr/m 3 ) F i ( x 0 ) x 0 x t : 放射性核種 i 進入含水層的流率 (Bq/yr) : 放射性核種進入含水層的位置 (m) : 水井的位置 (m) : 時間 (yr) 生物圈劑量計算參數 BIOOD-2 生物圈模式則依據測試區參數 ( 表 3-5)( 馬志銘等, 2008), 核種攝入劑量轉換係數 DCF (dose conversion factor)( 表 3-6) 乃參考我國游離輻射防護安全標準 ( 原能會, 2007) 及 IC-72 報告 (IC, 1996) 表 3-5:BIOOD-2 模式數據參數名稱 數值 單位 含水層內部地下水流速 m/yr 含水層孔隙率 水力傳導係數 1.0E-05 m/yr 區塊 (compartment) 長度 180 m 遲滯係數 依核種而定 - 延散度 180 m 含水層密度 2000 kg/m 3 水井抽水量 m 3 /yr 3-51

65 表 3-6: 核種 DCF 值 核種 攝取 (ingestion) 攝取 (ingestion) 核種 DCF 值 (v/bq) DCF 值 (v/bq) C E-10 Am E-07 Cl E-10 u E-09 Ni E-10 Np E-07 Ni E-11 U E-08 e E-09 h E-07 r E-08 Cm E-07 Zr E-09 u E-07 Nb E-09 u E-07 c E-10 U E-08 d E-11 U E-08 n E-09 h E-07 I E-07 a E-07 Cs E-09 Am E-07 Cs E-08 u E-07 m E-08 U E-08 u E-07 a E-07 U E-08 o E-09 h E-07 b E-09 Cm E-07 ( 原能會,2005) 生物圈劑量率生物圈評估接續遠場核種外釋結果進行案例分析, 生物圈評估結果如圖 3-31~ 圖 3-36, 經由生物圈 BIOOD-2 模式分析計算所得的劑量率數值, 影響整體總劑量率最大者為錒系核種 在 1E+06 年前由 e-79 與 I-129 為影響總劑量率之主要核種,1E+06 至 1E+07 年間影響總劑量率之核種則為 a-226 及 h-229 對於基本案例 (I) 與案例 (II) 之比較結果 ( 圖 3-32 圖 3-34 及圖 3-36), 因 e 與 Cs 核種非主要生物圈劑量之影響核種, 故整體總劑量值曲線差異極小 ; 個別核種 e 之比較結果其劑量曲線相似 ; 而近 遠場核種外釋率差異較大的 Cs 核種, 除外釋時間提早外, 劑量峰值並無顯著差異 經與法規值比較, 三種不同評估模式之基本案例生物圈劑量率峰值均遠低於法規值 2.5E-4 v/yr 3-52

66 10-6 e-79 : -NV-(I) 10-6 otal : -NV-(I) 10-6 Cs-135 : -NV-(I) Dose rate (v/yr) -6 C Cl-36 Ni ime (yr) Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal Dose rate (v/yr) -6 u U-236 h U U U U U U U U U U U U U U U ime (yr) (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-31: 生物圈核種外釋分析之 -NV-(I) 案例 A U Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal 10-7 e-79 : -NV-(II) 10-7 Cs-135 : -NV-(II) Dose rate (v/yr) Dose rate (v/yr) ime (yrs) ime (yrs) (a)e 核種 (b)cs 核種 10-7 otal : -NV-(II) 10-8 Dose rate (v/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-32: 生物圈核種外釋分析之 -NV-(II) 與 -NV-(I) 案例差異性比較 3-53

67 10-6 otal : A-NV-(I) Dose rate (v/yr) -6 C Cl-36 Ni ime (yr) Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal Dose rate (v/yr) -6 u U-236 h U U U U U U U U U U U U U U U ime (yr) (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-33: 生物圈核種外釋分析之 A-NV-(I) 案例 A U Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal 10-6 e-79 : A-NV-(I) 10-6 Cs-135 : A-NV-(I) 10-7 e-79 : A-NV-(II) 10-7 Cs-135 : A-NV-(II) Dose rate (v/yr) Dose rate (v/yr) ime (yrs) (a)e 核種 ime (yrs) (b)cs 核種 10-7 otal : A-NV-(II) 10-8 Dose rate (v/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NV-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NV-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-34: 生物圈核種外釋分析之 A-NV-(II) 與 A-NV-(I) 案例差異性比較 3-54

68 10-6 otal : A-NH-(I) Dose rate (v/yr) -6 C Cl-36 Ni ime (yr) Ni-59 e-79 r-90 Zr-93 Nb-94 c-99 d-107 n-126 I-129 Cs-135 Cs-137 m-147 o-93 b-87 otal Dose rate (v/yr) -6 u U-236 h U U U U U U U U U U U U U U ime (yr) (a) 分裂活化產物 (b) 錒系核種圖 3-35: 生物圈核種外釋分析之 A-NH-(I) 案例 A U Cm-245 u-241 Am-241 Np-237 U-233 h-229 Cm-246 u-242 u-238 U-238 U-234 h-230 a-226 Am-243 u-239 U-235 a-231 otal 10-6 e-79 : A-NH-(I) 10-6 Cs-135 : A-NH-(I) 10-7 e-79 : A-NH-(II) 10-7 Cs-135 : A-NH-(II) Dose rate (v/yr) Dose rate (v/yr) ime (yrs) (a)e 核種 ime (yrs) (b)cs 核種 10-7 otal : A-NH-(II) 10-8 Dose rate (v/yr) ime (yrs) (c) 核種總外釋率 (A-NH-(I) 案例中核種 Kd 值採 ILA-99 報告之建議值 ;A-NH-(II) 案例中核種 Kd 值採鄧希平等 (2005) 研究之建議值 ) 圖 3-36: 生物圈核種外釋分析之 A-NH-(II) 與 A-NH-(I) 案例差異性比較 3-55

69 3.3 技術發展 地質概念模式評估建立地質概念模式之目的在於整合現地調查資料, 以供後續成果展示 技術驗證之應用, 並實質支援初步功能 / 安全評估技術之發展 有鑑於國內花崗岩質潛在處置母岩具有比泥岩較高的安全性 進一步調查花崗岩質的岩體規模 分布與主要構造帶延伸等資訊, 有其必要性 近幾年已初步累積測試區花崗岩體之形界 岩性種類 覆蓋層厚度 構造帶分布及大地構造演化史之相關調查資訊 此外, 於花崗岩質潛在處置母岩的三口深井組合成的小規模試驗場, 進行井下的地質 構造 地物 地化 水文地質 岩石力學等試驗, 其試驗結果已於 96 年度計畫中建立深層地質及構造地質概念模式及相關參數資料庫 由實驗室所進行之非裂隙段岩塊水力脈衝試驗所得數據, 計算其水力傳導係數, 介於 m/sec 之間 ; 至於花崗岩測試區之六處鑽孔內, 共獲得 60 組裂隙段雙封塞水力試驗數據, 水 力傳導係數經計算後, 介於 m/sec 之間, 裂隙水力傳導係數 值並無明顯隨深度增加而遞減之現象 在 FY94-96 間已完成單一裂隙及主要裂隙帶跨孔追蹤稀釋試驗等基礎下,97 年度主要是進行小規模試驗場斷層帶之跨孔追蹤釋試驗與分析, 以及水力自然梯度試驗的數據分析, 用以建構初步功能 / 安全評估技術發展案例分析所需之地質概念模式 (1) 小規模試驗場斷層帶跨孔追蹤稀釋試驗為驗證主要裂隙帶及斷層帶之聯通性 (Connectivity) 及計算其傳輸參數 (ransport parameters), 利用 2 號及 4 號鑽井進行跨孔干擾試驗, 以確認兩鑽井間之聯通性及背景基本水質 ( 如導電度 EC) 於 4 號鑽井內 150m 處置放沉水式馬達, 固定抽水率為 50 公升 / 分鐘, 同時於 2 號鑽井內置放 chlumberger Diver 系統之水位計, 觀測水位及導電度 (EC) 隨時間之變化 由 2 號及 4 號鑽井地下水位變化趨勢可初步研判,2 號鑽井內地下水洩降量較 4 號鑽井大, 且變 3-56

70 化延時較快, 顯示 2 號鑽井岩層較類似裂隙介質 (Fracture media) 水力特性, 而 4 號鑽井則較類似孔隙介質 (orous media) 水力特性, 有較多之補注來源 (echarge), 造成抽水洩降變化較趨緩 經由跨孔干擾試驗成果 ( 圖 3-37), 證實 2 號及 4 號兩鑽井間確有聯通特性, 這將提升後續跨孔追蹤稀釋試驗成功的機率 (2) 自然梯度追蹤稀釋試驗數據分析利用 1 號及 4 號鑽井間的跨孔自然梯度示蹤劑試驗結果, 分析小規模試驗場的傳輸特性, 並以此裂隙連通性分析結果為依據, 修訂小規模試驗場之水文地質概念模式 先依據裂隙頻率特性, 如圖 3-38 顯示在小規模試驗場裂隙頻率隨深度變化之情形, 利用地質統計的機率場模擬法模擬出小規模試驗場附近的裂隙構造 ( 圖 3-39), 並擷取 1 號及 4 號鑽井間剖面上在 m 裂隙區段的二維裂隙網路分布情形, 以進一步應用連通裂隙網路演算法, 繪製連通裂隙路徑 ( 如圖 3-40 所示 ) 此研究後續可進一步探討邊界條件及傳輸參數對模擬結果的影響, 或應用溶質傳輸合成模式, 求解通過 1 號及 4 號井間連通裂隙網路中的溶質分布, 並求得下游邊界的溶質穿透曲線, 以提供分析小規模試驗場址在試驗深度段的岩體傳輸特性 3-57

71 KBH04 pumping at 150m Q=50 L/min and KBH02 monitoring KBH02 level monitoring KBH02 EC monitoring level(cm) cm EC(m/cm) /11/15 9:36 A 2008/11/15 12: /11/15 2: /11/15 4: /11/15 7: /11/15 9: /11/16 12:00 A 2008/11/16 2:24 A 2008/11/16 4:48 A 2008/11/16 7:12 A 2008/11/16 9:36 A /11/16 12:00 date and time 圖 3-37:4 號井抽水下 2 號井水位及 EC 變化圖 圖 3-38: 小規模試驗場址之裂隙頻率隨深度變化之特性 3-58

72 North 圖 3-39: 小規模試驗場附近之裂隙網路模擬結果 圖 3-40:1 號及 4 號井剖面上 m 裂隙區之流通路徑演算結果 3-59

73 3.3.2 區域性地下水量估算技術發展未來用過核子燃料最終處置場址絕對不會位於地下水源 水質保護公告區或地下水潛在補注區, 但地下水是一動態水資源, 無法保證將來處置場下方不會有地下水資源的存在, 因此地下水的流動與貯存機制對於功能與安全評估將會是一重要考量因素 有鑑於此, 為了建立本土花崗岩測試區區域性地下水量估算技術, 本研究回顧數種現行評估技術, 蒐集區域性地下水量估算技術資料蒐集分類 多裂隙段壓力長期觀測及聯通關係分析 區域性地下水位變化分析 區域性地下水量估算技術評估與建立, 以及隧道開挖湧水量評估技術等資料, 並針對區域地下水蘊藏量 (torage) 及補注 ( 入滲 ) 量 (echarge) 進行重點研究, 以作為後續花崗岩母岩地下水量調查評估規劃的參考 但這並不意謂本工作會針對處置場地下水資源進行開發考量, 僅期望將整體地下水資源須考量之相關技術作一說明 地下水資源蘊藏量可由體積法估計 ( 或稱容積儲存量 ), 係將調查區範圍之體積乘上有效孔隙率 (Effective orosity) 而得, 可由下式表達 : Q = V η (3-4) 式中, Q = 地下水蘊藏量 (m 3 ) V = 調查區體積 (m 3 ) η = 有效孔隙率 ( 或以破碎率表示 )(%) 另一種估計法稱為 彈性儲存量, 係指受壓儲集層 (Confined Aquifer) 降低水位後所釋出水量, 主要來自兩種機制 : (1) 有效應力 (Effective tress) 壓縮儲集層, 受儲集層可壓縮性 (Compressibility) 控制 ; (2) 降低壓力而膨脹流體, 受流體可壓縮性控制 其計算公式可由下式表達 (Freeze and Cherry, 1979, p.59): 3-60

74 Q = V = gb( α + ηβ) V 式中, ρ (3-5) B α β = 貯水係數 (torage Coefficient) = 儲集層厚度 (m) = 儲集層可壓縮度 = 流體可壓縮度 可用水量 (afe yield) 為考量區域地下水蘊藏量 (torage) 及補注 ( 入滲 ) 量之重要關鍵技術, 可依計畫或研究尺度 (cale), 將出水量區分為抽水井出水量 (Well yield) 含水層出水量 (Aquifer yield) 及水域出水量 (Basin yield) 等三種 1980 年初期則出現永續出水量 (ustainable yield) 名詞, 主要強調地下水資源應被長期永續運用 1987 年則由美國 World Commission on Environmental and Development 提出研究報告, 將此觀念作更佳之解釋, 即目前地下水資源開發須考慮到下一代他們的基本需求 這份報告則於 1992 年於巴西舉行地球高峰會議中經多國簽屬, 共同維護資源的永續 由此可見分析可用水量並不單只為抽用地下水資源的角度, 尚須考量自然環境與社會經濟及發展等因素 其計算或估算方法說明如後 : (1) 抽水井可用水量計算方法 : (a) 分級試水 (tep-drawdown test): 為抽水試驗 (umping test) 方法之一, 其目的在求取單井可用水量 (afe Yield) 及水井效率 (Well efficiency) 一般可分成三級 四級及五級等三種, 由現地工程師依井中出水狀況作決定 若考慮將抽水量 (umping ate, Q) 分成四級, 由小而大 ( 亦即 Q1<Q2<Q3<Q4) 各級抽水量差概略相等 ( 即 Q2-Q1 Q3-Q2 Q4-Q3) 試驗過程中則利用自動觀測設備記錄各級抽水量對應之時間 (t) 及洩降量 (draw-down), 洩降量為動水位 3-61

75 (Dynamic water level) 與靜水位 (tatic water level) 間之差值 ( 即 h1 h2 h3 及 h4) 每一級試驗過程中需視洩降量穩定後, 再調整抽水量至下一級 將上述資料以繪圖軟體及卡式座標作圖, 理論上應成直線關係, 但實際會因抽水量增加而造成洩降量劇增, 此轉折點所對應之抽水量即為可用水量 (b) 希爾方法 (Hill method): 係將年平均記錄之地下水位變化, 與年平均記錄抽水量成線性關係, 取地下水位年平均變化為零時, 所對應的抽水量即為可用水量 (2) 區域性可用水量估算方法 : (a) 水文平衡法 : 地下水為水循環中之一部份, 降雨或地表水流藉由入滲行為至地下含水層而行成地下水 地下水可用水量可由地下水補注量 地下水貯存變化量及人為干擾等三個部份推求而得 : Q + t = QN + QAD (3-6) 式中, Q Q N Δ / t = 地下水安全出水量 = 地下水補注量 = 地下水貯水變化量 Q AD = 人為干擾 ( 如抽水等 ) 此種方法最常以數值模式進行模擬分析, 其中 G-ODFLOW 則為國內目前運用最廣泛之商業軟體 ODFLOW 是由美國地質調查所 (UG) 發展完成, G(Groundwater odeling ystem) 為一視覺化 (Visualization) 套裝軟體, 主要以 ODFLOW 為核心, 增加資料輸入 (re-process) 及模擬成果展現 (ost-process) 之功能, 3-62

76 以節省數值模擬過程所耗費之時間 ODFLOW 為一塊狀有限差分法 (Block Centered Finite Difference Approach), 以強制隱式法 (trong Implicit rocedure, I) 進行數值求解 G 套裝模擬軟體是由美國楊百翰大學 (BYU) 所發展, 經費來源為美國國防部 (Department of Defense, DOD), 主要目的是針對國防重要設施 ( 如機場 地下油料或化學原料儲存場 試爆場等 ) 進行地下水流動及擴散模擬預測 (b) 入滲面積法此方法是利用長期氣象觀測資料 ( 至少 10 年 ) 估計入滲率 (q), 再乘以有效入滲面積 (A) 及 50%, 即為區域安全出水量, 主要使用氣象資料包括降雨量及皿蒸發量 地域性氣候受地理位置影響甚大, 以花崗岩測試區而言, 每年十月至隔年二月間雖然有降雨, 但降雨並不集中, 蒸發量一般多大於降雨量, 因此地下補注量並不多 ; 三月份開始有春雨發生, 雨量不多, 但足以潤濕表土, 使雨水能補注地下水, 這段期間約 40% 雨水會補注地下水 ; 隨著梅雨季節來臨, 雨量也逐漸增多, 且降雨延時長, 平均約有 50% 之雨水會補注地下水 較精確計算量將待氣象資料蒐集後再作進一步分析 上述評估技術中 地下水資源蘊藏量 ( 即公式 (3-4)) 之估算方法較適合應用於評估處置場之功能與安全, 因此將於小規模試驗場深井中進行相關參數之試驗, 以及其涵蓋之區域範圍進行長期觀測與驗證, 以建立本土花崗岩區域地下水量估算技術, 協助後續安全評估在溶質傳輸機制模擬預測的技術驗證 實驗室核種遷移與緩衝材料試驗核種遷移及工程障壁緩衝回填材料的研究, 是用過核子燃料最終處置計畫重要工作之一, 在目前潛在處置母岩特性調查與評估階段, 相關研究大多在實驗室內進行模擬實驗 本計畫自 90 年起即規劃以花 3-63

77 崗岩為潛在母岩, 膨潤土及石英砂為緩衝回填材料, 希望經由核種吸附批次實驗及管柱實驗, 以完整有系統的將核種在緩衝回填材料之工程障璧中的吸附特性及傳輸模式, 建立探討未來用過核子燃料在深地層處置時的安全評估方法, 目前成果已可提供本土花崗岩核種傳輸特性資訊給功能安全評估技術發展之用 97 年計畫要在手套箱內厭氧環境下, 探討膨潤土對核種的吸附特性 考慮的核種包括 Cs e; 實驗所用的液相為人工合成地下水與人工合成海水 ; 使用的緩衝材料為膨潤土 此外, 為了配合 NFD2009 報告的需求, 將彙整並解析本階段計畫所獲得的花崗岩及緩衝材料核種傳輸參數 Kd 值 (97 年版 ) (1) 緩衝材料核種吸附特性的研究及模擬分析 ( 批次法 ): (a) 批次動力實驗 : 實驗環境以厭氧環境為主, 並進行好氧環境之對照實驗 實驗用水為合成海水及合成地下水 好氧對照實驗已完成膨潤土 (X-80) 在合成海水之 e 及 Cs 之批次動力吸脫附實驗, 其 ph 及 Eh 數據分析結果如圖 3-41 實驗結果顯示在實驗進行 10 分鐘後, 膨潤土在含 Cs 及 e 的合成海水中, 其 ph 及 Eh 值波動並不大 而後續厭氧環境實驗將在厭氧 (<200ppm) 環境進行核種 (Cs 及 e) 之批次動力吸脫附實驗, 以觀察不同吸附時間核種的吸附 Kd 值, 探討不同核種之間的競爭機制 (b) 批次等溫吸附曲線實驗 : 本實驗將在厭氧 (<200ppm) 環境下, 以固液比 1g: 30mL, 核種濃度為 及 10-6 的條件下, 進行膨潤土對核種吸附模式的探討 核種選用 Cs 及 e, 液相包括合成海水及合成地下水, 目前實驗仍進行中 (c) 溫度對核種吸附之影響 ( 化學反應槽法 ): 本實驗是以 90 的高溫進行吸附實驗, 並與室溫的結果做比較, 藉由兩種不同溫度的吸附實驗值, 來推算出核種吸附反應的一些基本熱力學參數 本實驗主要以化學反應槽法的方 3-64

78 式, 利用一 5 公升之玻璃雙頸化學反應槽, 維持相同之固液比 (100g/3L), 利用橡皮瓶塞密封住其中一頸口, 而另一頸口則利用溫度計密封, 使整體化學反應槽維持一獨立實驗條件 在確定了化學反應槽系統之穩定性以及使用非放射性銫離子分析方式之可行性後, 進行了在室溫條件下, 銫離子吸附在 X-80 之吸附實驗, 成果如圖 3-42 所示 實驗結果發現, 銫離子吸附在 X-80 是屬於快反應, 吸附反應會在 10 分鐘內達到平衡, 此時之分配系數落在 125 ml/g 左右 此結果也展示了化學反應槽方式的優點, 也就是可以探討短時間內 (< 1 小時 ) 的反應, 此外, 藉由三重複過程中刻意錯開部分取樣時間, 得到共多的實驗數據點, 藉此得到更完整之吸附動力反應之反應函數 進行高溫實驗時, 先將整個系統利用加熱器加溫到 90 並維持一小時後, 再加入 100g 之 X-80 土樣後, 充分攪拌以達到均勻混合之目的 在特定時間以不銹鋼針頭取樣, 由於每次取樣之體積為 1 ml, 整體實驗下來總共取樣 15~20 次, 因此我們在此忽略取樣過程對於實驗之固液比的改變 ( 取 20 ml 只佔原溶液 3000 ml 的 0.66 %) 在高溫反應實驗結果也與室溫反應相似 ( 圖 3-43), 也就是吸附反應會在 10 分鐘內達到平衡 而不同結果在於, 在高溫條件時, 其分配係數只有約 25 ml/g 左右, 也就是分配係數為室溫的 20% 此結果顯示, 在高溫時, X-80 對於銫核種之吸附能力會有明顯的下降 此現象主要來自於, 在 90 環境時, 被吸附的銫離子有較多的熱能, 且此能是超過於脫附反應所需要之活化能, 因此脫附反應可以進行, 也因此降低了實驗結果所得到之分配係數 (d) 固相材料核種吸附位置分析 : 首先利用 XD 分析技術分析 X-80 之結構, 以瞭解 X-80 之矽鋁氧化合物層的周期性排列, 由於 X-80 表面因為錯置的關係帶著負電, 造成 X-80 表面需要吸附些陽離子或是水合 3-65

79 離子來中和 X-80 表面電性, 這表示了當 X-80 吸附銫離子 的時候, 應該會造成其矽鋁氧化合物層周期排列的改變, 會 反應在 XD 之繞射光譜中 如圖 3-44 所示, 我們發現使用 較小直徑之樣品槽, 會在 10~15 o 2θ 得到一非對稱性之繞射 峰 ; 相對的, 使用較大之樣品槽時, 就不會出現此繞射峰 我們推測此繞射峰應該是來自於樣品槽本身材料所貢獻之繞射, 而當樣品槽有著較大的直徑時, 由於所能容量之 X-80 樣品較多, 因此 X 光多打在 X-80 樣品上, 藉此避免了樣品槽材料所貢獻之干擾 此實驗結果證明了, 用較小直徑之樣品槽, 會得到有干擾的繞射結果, 可能會導致對於 X-80 晶格結構上的誤判, 進而影響表面分析之結果 (2) 花崗岩及緩衝材料核種傳輸參數 Kd 值 : 核種吸附資料庫 (DB) 是功能安全評估時所不可或缺的重要參數資料 早期的研究, 都是以實驗室進行批次實驗, 進而獲得分配係數 (Kd), 作為核種吸附的特性參數 OECD/NEA 自 1981 年開始便推動一個國際合作計畫, 蒐集各國研究單位有關核種分配係數 Kd 值的資料 這些實驗資料彙整後發現,Kd 值隨著液固比 ph Eh 實驗濃度 離子強度 溫度 核種型態 固相材料等實驗條件不同, 而有相當的差異 我國非 OECD/NEA 的會員國, 但是經由物管局與瑞士 Nagra 簽署雙方合作交流的機會, 我國也取得 OECD/NEA 初版資料庫的內容, 經由清華大學許俊男教授的努力將此資料庫轉成中文化後, 約有五千多筆資料轉檔之後可供使用, 再配合此資料庫的欄位格式, 陸續加入國內用過核子燃料最終處置計畫執行的成果 圖 3-45 為 核種吸附試驗資料庫管理系統 的圖形化使用介面, 係由清華大學協助台電公司綜合研究所建置完成 核種吸附試驗資料庫管理者可採用單筆匯入或批次匯入的模式來將欲新增之核種吸附試驗資料匯入資料庫中 核種吸附試驗資料庫管理系統 中並提供介面讓核種吸附試驗資料庫管理者可直接進行核種吸附試驗資料之瀏覽或編輯 3-66

80 CsW ew CseW Absorption CsW ew CseW Desorption ph 8.5 ph ime (h) 300 Absorption ime (h) 300 Desorption Eh (mv) 150 Eh (mv) CsW ew CseW CsW ew CseW ime (h) ime (h) 圖 3-41: 膨潤土在好氧合成海水批次動力吸脫附實驗之 ph 及 Eh 分析 3-67

81 圖 3-42:CsGW 室溫下之動力吸附結果 圖 3-43:CsGW 高溫下之動力吸附結果 3-68

82 圖 3-44: 樣品槽大小對於 XD 訊號蒐集之差別性 ( 圖中長度之標示為樣品槽之大小 ) 3-69

83 圖 3-45: 核種吸附試驗資料庫輸入介面 3-70

84 3.3.4 安全評估模式之機率式分析本報告 3.2 節完成基本案例之確定式整合與評估 ( 包含近場及地質圈核種傳輸評估與生物圈輻射劑量評估 ), 為達到建立國內放射性廢棄物深層地質處置之全系統安全評估能力, 以進行機率式分析的實際應用評估, 以下概述國外與現階段國內之機率式評估發展成果 各國處置研究計畫皆有發展機率式分析的技術, 美國 Y(Yucca ountain roject) 計畫在 A 架構下進行機率式評估, 整體 A 架構包括建立水文地質概念模式 ( 圖 3-46) 及分析情節, 及程式模擬核種傳輸之介面連結 ( 圖 3-47) 從 Waste form( 廢棄物體 ) EB( 工程障壁 ) UZ( 未飽和帶傳輸 ) Z( 飽和帶 ) 到 BIO( 生物圈 ) 採取整體 A 架構下進行分析 (DOE, 2002) 其機率式分析案例採用 onte Carlo 法對評估參數取樣 300 組實現值 (ealizations), 分析全部核種之總劑量率曲線 ( 圖 3-48), 圖中以 5th 50th 95th 百分位數及平均值進行分析比較, 在 40,000 年時約 5% 的機率其劑量率約在 1 mrem/yr; 在 60,000 年時約 50 % 的機率會低於 1 mrem/yr. 在 100,000 年時約 50 % 的機率在 10 mrem/yr 日本 H12 報告 (JNC, 2002) 採用三維離散裂隙網路模式 (Discrete Fracture Network; DFN) 模式分析地質圈傳輸情形, 模擬地質圈範圍假設為 200m 200m 200m 的立方體岩體, 其處置隧道及開挖擾動帶區域範圍假設位於岩體中心點, 距離邊緣為 100m, 地下水流方向為單一方向之一維流, 上下邊界為零流量邊界 ( 圖 3-49); 以裂隙參數 ( 位態 半徑 長度 導水性 內寬等 ) 採用機率分布型態建構 3D-DFN 之裂隙岩體, 進行分析 e-79 及 Cs-135( 圖 3-50) 等 16 個核種在 50 個實現值 (ealizations) 之外釋曲線之安全評估, 並取外釋曲線在 50 個實現值中之平均值 ( 圖 3-51) 做為安全評估參考 國內機率式分析技術發展自 90 與 91 年度開始以 Goldim 軟體做為評估模擬的工作平台, 93 與 年度則建立全系統之功能安全評估架構 (A), 並進行不確定性分析及參數敏感度評估分析工作, 成果 3-71

85 如表 3-7 之說明 參考美國 Y 計畫, 國內現階段將近 遠場及生物圈程式串聯在 A 架構下, 可進行參數數據不確定性之核種傳輸分析, 已建立的技術有參數取樣法 (Latin Hypercube 及 onte Carlo) 及排列方式 ( 隨機排列及特定相關排列 ) 階步回歸分析 及第一階可靠度法 (FO) 等, 而機率式分析圖形展示主要有累積機率密度補函數圖 (CCDF) 百分位數分佈圖及散佈圖 在以 A 架構進行近場 遠場 生物圈評估程式串連整合之機率式分析前, 首先需針對具機率分布之參數進行彙整, 包含參數上 下限值 平均值 分佈型態等 而參數引用之第一優先原則為採用國內本土性數據, 因此彙整國內現地調查或實驗數據等為現階段重要工作 ; 其次為引用國外安全評估文獻之數據, 因芬蘭之處置母岩特性與我國目前假設之處置母岩相同, 均為花崗岩質之結晶岩類, 且芬蘭 ILA-99 文獻中有完備之核種分配係數值, 包含各種地下水之分配係數值, 因此列為引用依據 ; 而再其次則為程式假設數據, 為配合程式運跑而進行合理假設, 近 遠場程式均已與國外程式驗證合理性及比較 ( 郭明傳與吳柏林, 2008; 李禎常與童琮樟, 2008) 後續則參考國內試驗數據 國外程式運跑數據進行合理且保守之假設, 藉由階段性所建立之合理參數數據, 以進行後續基本案例之機率式評估與分析 3-72

86 表 3-7: 機率式分析之歷年成果概述年度成果概述以 Goldim 模擬工作平台, 發展處置場的全系統安全分析模式, 提供確定式安全分析及參數不確定性之機率式安全評估來探討處置對生物圈的影 響, 並結合拉丁超立體 (Latin Hypercube) 及蒙地卡羅 (onte Carlo) 兩種取樣方法, 以機率式安全分析核種造成生物劑量的累積分佈補函數, 瞭解核種傳輸參數之不確定性對處置場長期安全性的效應 ( 蘇碩懿等,2001) Goldim 模擬工作平台上建立污染物在工程障壁與自然環境的傳輸模式與生物圈的評估, 精進源項之工程障壁的核種傳輸模式, 及地質圈核種有效傳輸路徑和模式, 增加簡化式分析模式的真實性, 透過天然障壁傳輸參 數的敏感度分析與機率式安全分析, 暸解深層母岩之水頭梯度與水力傳導係數 地下水層之水力傳導係數 花崗岩岩體與裂隙帶之分布係數等參數對核種處置長期安全性的重要程度 ( 蘇碩懿等,2002) 以全系統安全分析模組中的源項 地質傳輸與生物劑量等模式, 針對不準確性分析的重要參數, 進行機率式安全分析, 了解虛擬處置場對生物圈的相關影響 亦進行四個不同吸附係數數值之核種, 在配合遠場分布型參數 的變化, 得到遠場參數的不確定性, 其主要影響參數有地下水流速 裂隙間距 裂隙內寬等與地質圈參數, 將對評估結果有著大範圍的不確定性 ( 張福麟,2005) 接續 93 年計畫成果對遠場參數母岩地下水流速 裂隙間距 裂隙內寬等, 配合測試區之數據範圍, 以 Latin Hypercube 取樣 100 組數據, 在隨機配對下產生 700 組實現值 (ealization), 考慮 I-129 核種不吸附特性, 分析裂隙流 速對尖峰外釋率之影響, 母岩地下水流速為明顯影響核種尖峰外釋率大小之參數, 而裂隙內寬及間距因需考慮搭配造成之動態孔隙率之大小值, 因此其尖峰外釋率散佈點較廣, 也較具有不確定性 ( 李禎常與童琮樟,2008) 3-73

87 (DOE, 2002) 圖 3-46:Y 之水文地質概念模式 (DOE, 2002) 圖 3-47:Y 程式模擬核種傳輸之介面連結 3-74

88 (DOE, 2002) 圖 3-48: 機率式分析之總劑量率曲線 (JNC, 2000) 圖 3-49: 岩體及水流邊界條件 3-75

89 (JNC, 2000) 圖 3-50:e-79 及 Cs-135 核種之機率式評估曲線 (JNC, 2000) 圖 3-51: 取平均值後之全部核種外釋曲線 3-76

90 3.3.5 功能 / 安全評估資訊系統本資訊系統於 96 年度完成階段性建置與開發, 轉換單機版 ACCE 安全評估資料庫系統 至 QL erver 資料庫管理系統, 並運用網際網路資訊技術, 透過 Web 介面提供包括文字說明 圖表記錄 研發成果 數據彙整等數位資料的查詢, 提供用過核子燃料最終處置參與人員技術溝通平台 近幾年隨著處置評估技術的發展及各國的 FEs 報表隨著時間會有修訂的版本公佈, 本分項亦陸續蒐集相關國家最新的文獻資料, 經審視後針對我國 FEs 各個欄位資料予以修訂與更新 由於資料庫中所有欄位的紀錄尚未完備, 而 FEs 報表內容所涉及的領域很廣, 亟需邀集相關領域人員共同完成 FEs 基本資料表, 以作為情節發展分析之重要參考文件 因此, 後續將研擬提供各領域專家填寫的表單, 除將資料庫已有的欄位資料填寫至各個表單中, 其餘尚未有資料的部份, 則依其領域與專長發送給相關人員進行填寫, 並審閱與修訂表單中已填寫的資料 本年度隨著計畫的進行, 陸續蒐集彙整相關文件資料, 並著手研擬本系統資料建置之前置品保作業程序, 未來資訊經品保作業程序確認後, 方透過本資訊系統之維護介面建置於資料庫中 用過核子燃料再處理產生高放射性廢棄物源項特性分析 國際間再處理方法研究本分項研究主要目的在於了解國際間用過核子燃料再處理方法, 如法國 英國與日本使用的 UEX 方法, 以及美國發展中之 UEX 及 UEX+ 系列再處理方法 由於 UEX 再處理方法為主要再處理國家 ( 美國 法國 日本及英國等 ) 廣泛應用且已商業運轉多年, 故其主要流程及再處理工法資訊最為完整 (Benedict et al., 1981; 任風儀 周鎮興,2006) UEX 及 UEX+ 系列之再處理方法目前仍處於大型實驗室研析階段 其最主要的目的是將燃料中的鈾單獨分離出來, 使得原 UEX 方法另可分離出核武成分之鈽元素與核分裂產物包裹處理 3-77

91 後再循環使用 然此概念需要有新式核能反應爐相關技術配套後才能實現, 故目前包括美國阿岡諾國家實驗室等研究機構仍持續進行研究 藉由上述對不同再處理方法的研究, 以提供未來再處理方法的選擇 以下說明此兩類用過核子燃料再處理方法 (1) 商業運轉的 UEX 再處理方法程序鈽鈾萃取分離再處理方法 (lutonium Uranium Extraction / UEX) 為目前商業化運轉的再處理方法, 其處理程序大致可細分成下列 16 個步驟 ( 圖 3-52) UEX 主要是藉由萃取分離原理及萃取溶劑與稀釋劑選擇 ( 表 3-8) 的方式進行鈾 鈽金屬離子及分裂產物, 以單獨獲取純鈾 純鈽 其原理為利用金屬離子可形成非水溶性錯合物的性質將原來是水溶性的鈾 鈽離子萃取入有機溶液相, 且大部分核分裂物卻不形成錯合物因而殘留在水溶相, 得以與鈽 鈾分離 之後萃取到有機相的鈽 鈾再加入適當的還原劑, 有選擇性地將四價鈽還原成三價鈽使鈽離子錯合物形成能力大為減弱, 則可以很輕易的被反萃取到水相而分離純鈾與純鈽 另外則把和有用的鈾與鈽個別分離剩餘的無利用價值高活度產物以玻璃固化的方式形成高放射性廢棄物 (2) UEX 及 UEX+ 系列再處理方法程序鈾萃取 (Uranium Extraction / UEX) 再處理程序是由美國阿岡諾國家實驗室 (Argonne National Laboratory / ANL) 與進步型燃料循環協會計畫 (Advanced Fuel Cycle Initiative / AFCI) 所發展, 其經費來源主要由美國能源部提供研究基金 鈾萃取再處理程序發展至今先後有 UEX UEX+1 ( 即 UEX+) UEX+1a UEX+2 UEX+3 等程序, 而 UEX+4 程序仍在前置研究階段 UEX 再處理方法前期發展概念為將鈾與鎝完全分離, 使得分離後的鈾可以低放射性廢棄物暫時貯存, 俾便將來再利用 ( 圖 3-53; Baisden and Choppin, 2007) 進步型鈾萃取再處理程序 (UEX+/Advanced UEX) 則以 UEX 再處理方法為前導程序, 進而加入多個階段處理程序, 俾利分離 3-78

92 鈾 鎝外的產物 ( 或廢棄物 ), 其依序產物如表 3-9(Chair, et al, 2006), 以達成 UEX+ 再處理系列程序的主要目標 : (A) 鈾 (U) 回收率須高於 90%, 且處理後的鈾在豐化 (enrichment) 後以黃餅型態 (U 3 O 8 ) 暫存, 除可供未來燃料循環利用外, 如需直接處置, 則其含量需低於低放射性廢棄物 C 類的標準 (B) 鎝 (c) 回收率須超過 95% (C) 碘 (I) 回收率在燃料溶解過程須超過 95% (D) 銫 (Cs) 與鍶 (r) 的回收率須達 97% 以降低處置場中的熱負載 (E) 鈽 (u) 與錼 (Np) 的回收率須超過 99%, 純化程度須符合 OX 燃料規範的要求 (F) 鋂 (Am) 與鋦 (Cm) 的回收率須達 99.5%, 以提供給未來快中子反應器 (Fast eactor/f) 燃料使用 (G) 從 UEX+ 程序中所含有可溶的分裂產物 ( 除銫 鍶 鎝 碘和鑭系元素 ) 殘留液需固化以便於進行處置 UEX+1 ( 即 UEX+) 再處理程序概念 ( 圖 3-54) 可分成下列五個作業階段 : UEX ( 分離 U 與 c) CCD-EG ( 分離 Cs 與 r) NEX ( 分離 Np 與 u) UEX ( 分離 Zr 等金屬元素 ) Cyanex 301( 分離 Am, Cm 及鑭系元素 / 稀土元素 /are earths) 由於 UEX+1 再處理程序中如 Cyanex 301 作業階段為加拿大所發展的程序, 故美國 Argonne 國家實驗室為首之研發團隊則陸續發展 AUE (Argonne odel for Universal olvent Extraction) 此整合式 GUI 程式, 其根據組成成分的分佈比例計算 化學平衡常數及熱力學常數等反應關鍵因素, 可先期高度正確地預測溶劑萃取過程中的化學反應行為 UEX+2 再處理程序 ( 圖 3-55) 即利用由美國 Argonne 國家實驗室所主導共同萃取 (Co-Extraction) 作業段與 Idaho 國家實驗室所主導的 CCD-EG 作業段, 並使用 AUE 程式所共同發展, 其主要目的為利用不同分離方法分離目標產物 ( 或廢棄物 ) UEX+1a 再處理程序 ( 圖 3-56) 則加以改進並結合 UEX CCD-EG UEX, 同時摒除 NEX 及 Cyanex 301( 商業運轉時穩定性 3-79

93 不足 ) 等作業階段, 而改用自行研發的 ALEAK(rivalent Actinide Lanthanide eparation by hosphorus Extractants and Aqueous Komplexes) 程序, 其中 ALEAK 程序主要目的是要從 ph 值約 的酸性溶液中分離三價態鑭系元素 (oyer, 2006) UEX+3 再處理程序 ( 圖 3-57) 與 UEX+1a 之間的主要差異是以後端的 FEX(Fission roduct Extraction) 程序分離目標產物 ( 或廢棄物 ) 中的 Cs/r(Laidler, 2007) 目前美國為唯一獨力發展進步型鈾萃取再處理程序之國家, 並依雅卡山處置場與 GNE 政策分離鈾 鎝及其他的產物 ( 或廢棄物 ) 俾利處置與用過核子燃料再回收利用 故將來我國若考慮以此為主要再處理程序時, 則應有相對應之處置配套政策相輔, 這也是本計畫的執行此子項工作主要目的之一 此外 UEX+ 系列再處理方法估計會產生的廢棄物型態與廢棄物體積部分, 以美國阿岡諾國家實驗室 (Argonne National Laboratory / ANL) 的研究為例 (Laidler, 2007), 顯示其擁有良好的燃料再利用與用過核子燃料減廢效果 ( 表 3-10) 每 100 公噸未經處理與包裝之用過核子燃料 ( 體積推估約 45 立方公尺 ) 經 UEX+1a 或 UEX+3 再處理程序處理後預估所產生廢棄物體積約小於 立方公尺 ( 即處理後所產生廢棄物體積小於 30 立方公尺 ) 故處理前 後體積減少差異為 15 立方公尺, 佔原未經處理前用過核子燃料體積三分之一以上之比例 其體積減少的主要原因是燃料束中原佔大部分整體體積之燃料上下支撐架及燃料棒溶解後所剩燃料護套皆可壓縮減容, 同時亦可產出可回收再利用的產物如鈾產物 因此未來鈾產物 ( 黃餅型態,U3O8) 確定不以低放射性廢棄物型態進行處置, 而改以回收再利用之用途, 則剩下之廢棄物體積則約小於 立方公尺, 其僅佔原每 100 公噸未經處理與包裝之用過核子燃料體積 ( 約 45 立方公尺 ) 約四分之一之比例 3-80

94 (Benedict et al.,1981) 圖 3-52:UEX 再處理程序主要步驟流程 3-81

95 (Baisden and Choppin,2007) 圖 3-53:UEX 再處理程序主要步驟流程 3-82

96 (onica,2007) 圖 3-54:UEX+1 再處理程序概念流程 3-83

97 (onica,2007) 圖 3-55:UEX+2 再處理程序概念流程 3-84

98 (oyer,2006) 圖 3-56:UEX+1a 再處理程序概念流程 3-85

99 (Laidler,2007) 圖 3-57:UEX+3 再處理程序概念流程 3-86