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計畫摘要

1050487：放射性廢棄物貯存與處置安全管制技術發展
執行放射性廢棄物貯存與處置安全管制技術發展，辦理：107放射性廢棄物中長期貯存安全管制技術發展，107年低放射性廢棄物坑道處置安全審驗技術建立之驗證評估研究，107年用過核子燃料處置安全審驗及平行驗證技術建立。
1.計畫需求研擬。
2.計畫招標、評選與簽約執行。

年度目標

辦理：：一、107年放射性廢棄物貯存安全審查平行驗證技術發展。二、107年低放射性廢棄物處置安全審查平行驗證技術發展。三、107年用過核子燃料處置安全審查平行驗證技術發展。共執行：一、美國ELEA用過核子燃料集中貯存設施申請案例研析與提昇我國安全審驗技術，二、英國放射性廢棄物室內貯存安全審查與法規監管驗證技術研析，三、美國過核燃料乾貯設施貯存期間的老化管理程序資訊研析與我國貯存設施10年再評估管制之整合應用，四、日本用過核子燃料乾式貯存設施設計審查案例研析，五、低放射性廢棄物坑道處置場址特性審驗技術驗證評估研究，六、低放射性廢棄物坑道處置工程設計驗證評估之研究，七、低放射性廢棄物坑道處置結構穩定驗證評估技術之研究，八、低放射性廢棄物坑道處置長期安全驗證評估之研究，九、低放射性廢棄物坑道處置生物圈安全評估審查技術之研究，十、國際高放最終處置計畫安全審驗及技術規劃建置資訊研析，十一、工程障壁系統熱-水耦合效應及核種傳輸平行驗證技術建立，十二、近場緩衝材料潛變、熱-水耦合實驗與數值模擬技術建立，十三、封塞用低鹼性混凝土(水泥-矽灰-飛灰三系統)國際資訊及力學特性研析。

重要執行成果

分項1. 放射性廢棄物貯存安全審查平行驗證技術發展(3/4)
1-1放射性廢棄物貯存安全審查平行驗證技術發展
1.美國ELEA用過核子燃料集中貯存設施申請案例研析與精進我國安全審查技術
(1)完成補充美國ELEA用過核子燃料集中貯存設施安全標準與審查作業中與設施相關之重要安全評估資訊內容。
(2)完成美國與我國用過核子燃料集中貯存設施安全管制技術差異性比較。
(3)完成我國用過核子燃料集中式乾式貯存設施安全分析報告審查規範建議初稿。
2.英國放射性廢棄物安全管制法規研析
(1)重點摘錄英國放射性廢棄物安全管制法規及審查指引
(2)完成英國高活度放射性廢棄物之工業指引研析；
(3)完成英國法規與我國法規之差異性比較；
(4)對我國核子燃料貯存草案修正提出8項內容建議。
3.美國用過核子燃料乾式貯存設施貯存期間的老化管理程序研析與我國貯存設施10年再評估安全管制之整合應用
(1)完成美國NRC技術報告(MAPS)中管制機關認可的老化管理方案審查指引研析
(2)完成美國取得執照更新之用過核子燃料乾式貯存護箱及貯存設施的老化管理方案實務經驗調查
(3)提供用過核燃料乾貯設施10年安全再評估之審查項目及維護與監測管理計畫導則之精進建議

1-2日本用過核子燃料集中貯存設施設計審查案例研析
(1)追蹤日本青森陸奧廠外用過核子燃料集中貯存設施設計審查進度，並確認地震，火山與海嘯相關審查要項與管制要求。
(2)研析國際間室內乾式貯存設施耐震設計及意外事故評估方法，與綜合比較日本、德國與英國室內乾貯建築物之結構形式、護箱種類、與環境監測項目等。
(3)針對國際性能規範與延長貯存之趨勢，另外考量室內貯存建築通風與廠外貯存運輸安全之需求，提出我國用過核子燃料集中貯存設施安全標準與審查作業導則草案精進建議。

分項2.低放射性廢棄物處置安全審查平行驗證技術發展(3/4)
2-1 107年低放射性廢棄物坑道處置安全審驗技術建立之驗證評估研究
1.低放射性廢棄物坑道處置場址特性審驗技術驗證評估研究
(1)研析美國核管會NUREG-2175技術報告，探討有關功能評估、無意闖入、場址穩定性分析、深度防禦分析、廢棄物接受等關鍵課題，可作為我國低放處置管制之參考。
(2)研析開挖導致坑道周圍裂隙之水力-力學耦合效應，包含不同開挖方法造成之破裂差異、應力重新分布、水力傳導係數變化及可能形成核種傳輸之水力通道。
(3)提出「低放射性廢棄物最終處置設施安全分析報告審查導則(第0版)」符合坑道處置概念精進建議。
2.低放射性廢棄物坑道處置工程設計驗證評估之研究
(1)研析美國、日本與瑞典案例，釐清處置工程設計與安全分析參數之關聯性與審驗考量，與相關法規、技術規範要求。
(2)完成近岸與離島坑道處置，有關工程設計之設計特徵、設計準則與設計基準之審驗評估項目與所需驗證技術分析。
(3)提出我國低放坑道處置工程設計審查重點與注意事項建議。
3.低放射性廢棄物坑道處置結構穩定驗證評估技術之研究
(1)提出處置坑道結構穩定之驗證評估技術要項建議，包含地震設計基準、大地材料參數、處置坑道支撐系統、洞口段之覆土與側壓影響等。
(2)研析各種隧道耐震分析法及山岳與土層隧道受震條件之比較，與隧道耐震分析擇定方法。
(3)整理我國低放射性廢棄物可能場址與處置坑道型式，並依坑道結構穩定性之影響因素，包括外力因素、環境因素與非力學因素，提出處置坑道結構穩定之驗證評估技術要項建議。
4.低放射性廢棄物坑道處置長期安全驗證評估之研究
(1)研析瑞典SR-PSU場址技術報告TR-14-10之資料品質審驗技術及TR-14-12之安全評估輸入資料審驗技術，釐清安全評估之資料來源及品質審驗技術要項。
(2)建立銜接遠場地質圈與近場處置設施之坑道處置多子核種傳輸數值模擬，提升近岸環境坑道處置安全驗證評估技術。
(3)提出我國低放坑道處置長期安全評估之資料品質保證審查重點與注意事項建議。
5.低放射性廢棄物坑道處置生物圈安全評估審查技術之研究
(1)研析國際低放坑道處置生物圈安全評估技術，包括安全評估的初始條件、場區封閉後之法規要求與安全評估各項技術項目等。
(2)進行國際坑道處置生物圈安全評估驗證項目與我國低放坑道處置生物圈安全評估之關聯性探討，包含場址條件、地景發展與土地利用、系統單元演變、特徵事件作用、核種傳輸模式、評估參數與不確定性等，並提出我國需發展建置之驗證技術項目。
(3)提出我國低放坑道處置生物圈安全評估之審查重點與注意事項建議。

分項3. 用過核子燃料處置安全審查平行驗證技術發展(3/4)
3-1 107年用過核子燃料處置安全審驗及平行驗證技術建立
1.國際高放最終處置計畫安全審驗及技術規劃建置資訊研析
(1)研究日本高放最終處置技術發展報告(NUMO TR-13-05)，研析處置技術進展、科學基礎的安全分析、及階段性計畫實施方針等資訊，提出關鍵議題評析與建議。
(2)研究OECD/NEA對日本高放廢棄物地質處置選址程序之國際同儕審查報告(2016)，瞭解國際專家對日本選址作業審查建議，並提出審查關鍵要項之建議。
(3)針對國內階段性成果報告進行審查，依場址特性、處置設施設計、安全分析及輻安與法規進行分組研析，提出關建議題評析與建議。
(4)分別於107年3月23日、5月31日、9月28日、11月5日舉行四次工作會議，參與研究人員進行工作討論及意見交換。
2.深地層處置設施溫度參數、間隙及開挖擾動帶效應分析及階段成果報告平行驗證技術建立
(1)進行深地層處置設施間隙效應耦合數值分析及研析，建構間隙效應模擬分析技術，提出研析重點或注意事項。
(2)針對處置場施工過程可能造成之開挖擾動帶，進行數值驗證技術研析及模型建構，提出研析重點或注意事項。
(3)研析瑞典SKB報告溫度參數資訊，依據SKB研究成果與國內階段性成果報告進行驗證比較，建立驗證技術。
3.高放處置設施工程障壁緩衝材料潛變及處置環境模型實驗審驗技術研析
(1)進行小型耦合試驗，研析緩衝材料之耦合結果。另建立數值模型模擬試驗情形，依據試驗結果及數值模擬分析結果，提出審查重點或注意事項。
(2)研析國際潛變參數相關資訊及模擬技術，並進行力學試驗(單向度壓密試驗及直接剪力試驗)及提出潛變數值模擬分析模式，建立潛變參數量測技術。
4.高放處置設施低鹼性混凝土性質審驗技術及其與周邊環境作用機制資訊研析
(1)研究封塞用三系統低鹼性混凝土之配比設計、新拌性質、力學性質與耐久性質，瞭解三系統低鹼性混凝土特性，提供未來處置設施設計參考。
(2)進行低鹼性混凝土受壓力下之水密特性分析，瞭解添加適量摻料之三系統低鹼性混凝土，可提高混凝土水密性。