高放射性廢棄物

一、營運規畫流程

二、高放廢棄物處置概念

三、我國用過核子燃料最終處置時程規劃

四、我國用過核子燃料最終處置計畫進程

高放射性廢棄物最終處置計畫(以下簡稱本計畫)的規劃與推動，世界各國均採階段式(stepwise approach)的方式來進行，以期妥善進行計畫的推動、提昇民眾的接受度並保留決策的彈性。研究地區範圍由大到小，歷經「概念及規劃階段」、「區域調查階段」、「場址調查階段」、「場址精密調查階段」、「建照」等階段，並建置地下實驗室以驗證安全評估，因此推動時程均須歷經數十年的時間。

本計畫依照放射性物料管理法規定，參考國外發展經驗，於93年提報「用過核子燃料最終處置計畫書」並經原能會核定，本計畫全程依階段分為「潛在處置母岩特性調查與評估」(94～106年)、「候選場址評選與核定」(107～117年)、「詳細場址與試驗」(118～127年)、「處置場設計與安全分析評估」(128～133年)、「處置場建造」(134～144年)等五個階段(圖一)。依規劃時程，我國預定於民國127年擇定處置場址，144年完成處置場建造。

本計畫現處於「潛在處置母岩特性調查與評估階段(94～106年)」，經彙整過去研發成果，已於民國98年提報「用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告(SNFD2009報告)」，採用國際間之深層地質處置概念，於99年7月獲原能會准予核備。SNFD2009報告的結論主要有三項：我國存在可供作為進一步調查的潛在母岩；我國具備500 公尺深度的深地層特性調查與資料解析的相關基礎技術；我國具有處置用過核子燃料的初步安全評估能力。

根據已核備、公告之期程規劃，現階段尚未涉及選址作業，且國內目前尚無高放最終處置場址的法定選址程序，因此，本計畫在無特定場址條件下，持續進行全國地質環境(大地構造)、地質合適性調查(火山、斷層活動、地殼抬升或沈陷、氣候及海平面變遷等影響因子)以建立相關深層地質調查及安全評估技術，並推動「國際技術交流」與「國際同儕審查」，俾於106年底提報「用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告(SNFD2017報告)」，確認我國處置技術與評估能力，完成階段性目標。

五、相關報告

· 用過核子燃料最終處置計畫

Preliminary Technical Feasibility Study for Final Disposal of Spent Nuclear Fuel - 2009 Progress Report (Summary)

用過核子燃料最終處置計畫 (2006核定版)

用過核子燃料最終處置計畫 (2006摘錄版)

用過核子燃料最終處置計畫審查報告

用過核子燃料最終處置計畫書 (2006核定版) 7.1.5節修訂內容

用過核子燃料最終處置計畫書 (2006核定版) 7.1.5節修訂審查報告

我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告

我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告 (中文簡要版)

我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告審查報告

用過核子燃料最終處置計畫書2010年修訂版審查報告

用過核子燃料最終處置計畫書2010年修訂版

用過核子燃料最終處置計畫書2014年修訂版審查報告

用過核子燃料最終處置計畫書2014年修訂版

· 用過核子燃料最終處置計畫成果報告

105年用過核子燃料最終處置計畫成果報告104年用過核子燃料最終處置計畫成果報告103年用過核子燃料最終處置計畫成果報告102年用過核子燃料最終處置計畫成果報告101年用過核子燃料最終處置計畫成果報告100年用過核子燃料最終處置計畫成果報告99年用過核子燃料最終處置計畫成果報告98年用過核子燃料最終處置計畫成果報告97年用過核子燃料最終處置計畫成果報告96年用過核子燃料最終處置計畫成果報告95年用過核子燃料最終處置計畫成果報告

94年用過核子燃料最終處置計畫成果報告

六、國際經驗

· 瑞典

瑞典的高放射性廢棄物種類為用過核子燃料，主要由4座核能電廠產生。取出的用過核子燃料於各電廠冷卻後（約1年後），再一併利用SKB公司的專用船運輸至SKB持有營運的「集中式中期貯存設施」（CLAB），貯存於CLAB地底的濕式貯存設施中。截至2013年底的貯存量共有5,740噸。預計在所有反應器停止運轉前所產生的用過核子燃料將會累積達12,000噸。瑞典的核子循環採開放式循環系統，不將用過核子燃料再處理，而直接密封至廢料罐進行地質處置，計劃將於地底約500公尺深的結晶岩層中進行地質處置，由SKB負責處置工作。

地質處置計

瑞典計劃於地底約500公尺深的結晶岩層中進行地質處置，利用廢料罐、緩衝材料膨潤土（Bentonite）、以及地質等多重障壁系統作為廢棄物的隔離措施（稱為KBS-3概念）。SKB以KBS-3概念為基礎，選定Östhammars市的Forsmark作為處置場預定地，並於2011年3月申請處置場的建設許可。

廢料罐由外層的銅製容器與內層的鑄鐵容器製造而成，如下圖所示。考量到外層的銅製容器需承受腐蝕性，因此設計約5公分厚；而內層的鑄鐵容器作用為承受外部應力。BWR燃料元件可以套上燃料匣的狀態，最多12束存放於廢棄物罐中；PWR燃料元件則維持控制棒插入的狀態，最多4束存放於廢棄物罐中。將用過核子燃料密封後的廢棄物罐重量約為24~27噸。

用過核子燃料密封廢料罐示意圖

處置場的KBS-3概念如下圖所示。將用過核子燃料密封至廢料罐後，周圍再以緩衝材料（膨潤土）包覆，最後將其置於力學及化學安定的母岩之中。多個人工障壁與天然障壁組合而成的多重障壁系統是為了能夠將廢棄物長期與外界隔離，即使無法隔離的時候也能夠延遲放射線外漏。有關廢料罐的擺設方式，瑞典燃料組件燃料組件最多收納12組最多收納4組以縱向擺放為主要方式研發，但芬蘭的Posiva公司也同時研發了橫向擺放的方式。

KBS-3處置概念示意圖

SKB為了實施地質處置計畫需建設「廢棄物罐密封設施」與「用過核子燃料處置場」兩項新的設施。廢棄物罐密封設施計劃合併建設於貯存場CLAB中，又稱CLINK計畫，。而用過核子燃料處置場則以Östhammars市Forsmark作為預定地，目前既存所有反應器停機後，將產生約6,000束廢棄物罐（相當於12,000噸鈾燃料），於地底500公尺深進行地質處置。

用過核子燃料處置場概要圖

註：紅線範圍為廢料罐密封設施與CLAB設施區

CLINK示意圖

完成後的地底設施如下圖所示，全體面積約為3.6平方公里、隧道總長為72公里（處置地道約61公里），此地下設施建設為階段性計畫，先將廢料罐安置於一部份的處置地道並掩埋後，再於別處的平行地區繼續建設處置地道，之後重複進行。

· 芬蘭

芬蘭於1994年修訂核能法，禁止用過核子燃料的進出口，因此各核能電廠所產生的用過核子燃料需於各自於電廠內進行中期貯存。從反應爐取出的燃料先在反應爐中的燃料池進行冷卻，之後再移到電廠內的中期貯存設施進行貯存，最後再將用過核子燃料直接進行最終處置。

經過一連串法律修訂，芬蘭決定將Olkiluoto作為用過核子燃料最終處置場預定地。Posiva於2012年提出處置場建設許可，並預計於2020年提出營運許可申請、2022年開始營運。另外為了供應新建中的Olkiluoto電廠3號機的容量需求，Posiva提出容量擴大申請，由原本計劃的4,000噸提升到目前的6,500噸容量。

芬蘭的處置容器與瑞典相同，由外層的銅製容器（耐腐蝕）與內層的鑄鐵容器（承受應力）組成，根據反應爐的不同型式有不同的尺寸。如圖15.2-4所示，左邊為Loviisa的VVER式反應爐所產生的燃料用、中間為Olkiluoto的BWR反應爐、右邊為新建中的EPR用。根據燃耗值差異也有不同的容納數量，目前計劃BWR與VVER為12束裝、EPR為4束裝。

而用過核子燃料之封裝設施根據計畫將設置在處置場的地面建築當中。

廢料罐尺寸示意圖

資料來源：RWMC, "諸外国における高レベル放射性廃棄物の処分について", 2016

資料來源：STUK, "Country report – Finland：New Regulatory Guides for Design and Procurement of Nuclear Fuel and Status of Operation and Construction of NPPs in Finland", 2015

芬蘭的處置容器（廢料罐）

芬蘭的地質處置採用SKB開發的KBS-3概念，由Posiva Oy負責營運。將用過核子燃料中的放射性核種與廢料罐、緩衝材料、回填材料、地質岩層等層層包覆後，形成長期且安定的多重障壁系統。處置方式為將廢料罐嵌入處置地道的地面挖掘出的處置孔，再以緩衝材料進行填充，如圖15.2-6、15.2-7。然而，Posiva Oy也與SKB同時進行橫向安置方式的研發（KBS-3H）。

芬蘭的地質處置系統圖

資料來源：Posiva, "Nuclear waste management of the Olkiluoto and Loviisa nuclear power plants：Summary of operations in 2012"

芬蘭的地質處置工程障壁系統

資料來源：Posiva, "Pocket Guide to final disposal"

Olkiluoto處置場位於Eurajoki的Olkiluoto，將用來處置Olkiluoto電廠1~3號機與Loviisa電廠1、2號機運轉50~60年所產生的用過核子燃料，最大可容納6,500噸，於地底400~450公尺深進行處置計畫，處置地道總長度為42公里，處置地區面積為2~3平方公里。（此為處置5,500噸的計畫規模）

封裝設施概念設計圖，其建築包含：封裝設施、通風大樓、提升設備大樓、研究室與辦公室。

Olkiluoto處置場概念圖-1

資料來源：Posiva Oy website

Olkiluoto處置場概念圖-2

資料來源：TVO, "Management of Spent Fuel and Other Nuclear Waste in Finland - Progress of the Programme since the 1970s", 2011

七、Q&A

Q1用過核子燃料處置是否會對下一代造成負擔？

Q2 用過核子燃料最終處置技術發展有哪些研發重點？

Q3 用過核子燃料可以境外處置嗎？

Q4 我國是否可找到合適地點進行用過核子燃料處置？

Q5 國際上高放射性廢棄物最終處置現況如何？

Q6 用過核子燃料處置有何重要安全原則？

Q7 用過核子燃料最終處置設施的選址過程，是否須完成環境影響評估？

Q8 我國用過核子燃料處置計畫的進展如何？

Q9 用過核子燃料處置技術過發展程中，為何需設置地下實驗室？

Q10 用過核子燃料最終處置所需要的費用多少？來源為何？

Q11 用過核子燃料處置若無法依照規劃時程執行，會有什麼影響？

Q12 用過核子燃料處置方式除了放在地底下之外，是否有其他方案？

Q13我國建立用過核子燃料處置設施是可行的嗎？如何評估安全性？.

Q14國際上深層地質處置的未來研究與發展情況如何？

Q15我國核電廠產生的用過核子燃料數量為何？

Q16我國用過核子燃料的特性為何？

Q17我國發展用過核子燃料深層地質處置，對於台灣地質合適性的掌握如何？

Q18我國發展用過核子燃料深層地質處置的調查技術現況如何？

Q 19離島地下水層普遍存在海水入侵鹽化問題，是否會對用過核子燃料深層地質處置安全性造成威脅？

Q20我國發展用過核子燃料處置容器，目前的概念設計為何？

Q21用過核子燃料處置容器(廢棄物罐)在地下水環境中有可能發生腐蝕而失效嗎？

Q22發展用過核子燃料深層地質處置技術需有成熟的地下岩體開挖技術，我國這方面技術如何？

Q23地震議題對於深層地質處置技術的影響為何？各國有何對策及研發經驗？臺灣該如何因應？

Q24用過核子燃料處置的安全評估期長達百萬年，這樣的評估有意義嗎？

QA內容：

Q1用過核子燃料處置是否會對下一代造成負擔？

答：

1、用過核子燃料的妥善處置，是所有核能發電的國家，都必須面對的問題，而且基於世代正義原則，是這一代人應該要努力解決的問題，而不應該債留子孫。

2、國際原子能總署(International Atomic Energy Agency, IAEA)在安全標準叢書第SF-1號中指出，核子設施與相關作業(含放射性廢棄物管理)應能「必須保護現代和後代人類與環境免於輻射危險」。且第3.29條規定「對於放射性廢棄物的管理必須避免給後代子孫造成不必要的負擔；亦即產生廢棄物的現代人必須為廢棄物的長期管理尋求並採取安全、切實可行與環境上可接受的解決方案。應藉由對物料進行回收與再利用等適當的設計措施和程序，將放射性廢棄物的產生量維持在實際可行的最低程度」。

3、台電公司亦秉持不造成下一代負擔的理念，與國際規範一致，積極面對用過核子燃料處置問題。從民國75年起，即積極展開用過核子燃料最終處置的相關研究計畫，循序致力於研發處置技術；同時已根據核能發電數量攤提設立「核能發電後端營運基金」，結合人力與經費，籌謀解決之道。依目前用過核子燃料處置計畫之規劃，處置設施預定於民國144年啟用，應可解決我國用過核子燃料處置問題，不會對下一代造成負擔。

 

Q2用過核子燃料最終處置技術發展有哪些研發重點？

答：

1、國際上對於用過核子燃料最終處置技術的發展已累積數十年的經驗。一般技術面的研發重點，包含「場址調查」、「設施設計」與「安全評估」等3大領域。整合此3項技術領域的成果，共同建構可維護人類安全的處置設施。

2、台電公司於民國106年提出「我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告」，彙整「潛在處置母岩特性調查與評估階段」之研究結果，參酌各核能先進國家發展之用過核子燃料處置技術，針對我國母岩特性，完成地質環境資訊的蒐集研析，並以參考案例進行設計概念與安全評估技術發展。藉由此階段性之整合評估，驗證現行我國用過核子燃料最終處置方案與處置技術發展規劃之可行性，以明確展現我國所處之地質環境與現行技術能量。該報告評估結果確認我國境內存在可供作為進一步調查的潛在處置母岩，且國內已具有階段性的處置安全評估能力。

 

Q3用過核子燃料可以境外處置嗎？

答：

1、國際合作境外處置用過核子燃料一直以來是國際上的焦點。支持者的論點認為：(1)在全球化與地球村的觀點下，高放處置安全期限漫長，可能達數十萬年，而國家體制與政治疆域會隨時間變遷，一般僅達數百年，因此最終處置是國際性問題；且(2)高放處置場費用龐大，合作處置可以有更多選擇妥適場址的機會，並集中人力與物力，提高安全與效益。反對者的論點則認為：境外處置是以鄰為壑的作法，容易導致強權國家，輸出廢棄物至落後國家。

2、在國際動態方面，國際原子能總署(International Atomic Energy Agency, IAEA)與歐盟等國際組織皆支助可行性研究計畫。2016年澳洲南澳大利亞省曾提出國際共同貯存與處置的倡議，但遭到公民諮議團體否決。

3、在各國立場方面，部分國家立法禁止放射性廢棄物輸入；有的國家則不排除尋求合作處置的機會。我國則依「放射性廢料管理方針」的策略：「放射性廢料之最終處置，採境內、境外並重原則，積極推動；不論境外是否可行，仍應在境內覓妥處置場址備用。」

 

Q4我國是否可找到合適地點進行用過核子燃料處置？

答：

1、依據「用過核子燃料最終處置計畫書(2014年修訂版)」規劃，我國目前(2017年)尚為「潛在處置母岩特性調查與評估階段」，後續才會展開選址程序，故仍未公布任何候選場址。

2、台電公司於民國98年提出之「我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告」及民國106年提出之「我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告」中，分別彙整階段性潛在處置母岩特性與地質環境之調查結果。根據地質構造長期穩定性初步調查研究所得資料，及其初步安全分析的綜合技術可行性評估結果顯示，台灣不論本島及外島，均確實存在潛在處置母岩，可供後續進行區域性的評選。

Q5國際上高放射性廢棄物最終處置現況如何？

答：

1、國際上目前尚無高放射性廢棄物最終處置設施運轉中，主要原因在於用過核子燃料退出反應器後仍需約數十年的中期貯存，以降低其衰變熱，確保後續的處置作業安全。雖然如此，但為達成安全處置用過核子燃料之目的，各核能先進國家莫不投入大量的人力與物力進行技術開發，長期持續的推動最終處置計畫，我國亦是如此。

2、核能國家中以芬蘭、瑞典與法國等3國的處置計畫進度較快。

(1)芬蘭於2004年在奧基洛托(Olkiluoto)建造用過核子燃料處置設施地下實驗室；2013年底提出處置設施建造許可申請；芬蘭政府於2015年11月核准申請，目前正在建造中；規劃於2023年啟用。

(2)瑞典於2009年選出福斯馬克(Forsmark)為處置場址；2011年3月提出建造申請，目前政府審查中；預定於2030年啟用。

(3)法國於1998年選出布雷(Bure)為最終處置優先調查場址；預計於2020年開始建造；2025年開始試營運。

 

Q6用過核子燃料處置有何重要安全原則？

答：

用過核子燃料處置應致力於達成以下幾項重要的安全原則：

1、處置設施應符合我國相關法規與相關國際公約之規定。

2、處置設施應足以保障公眾、工作人員、後代子孫的安全，並合理抑低輻射劑量的潛在影響。

3、處置設施應選擇具有長期穩定性之母岩，並採深層地質處置方式，隔離地表作用與人類活動的潛在影響，並圍阻放射性物質的潛在釋出，確保處置設施之長期安全。

4、處置設施應進行詳細地質調查，並審慎選擇合格場址，避免位於潛在不利影響之地區。

5、處置設施應採多重障壁之設計，使處置系統不會因為單一障壁的功能失效而影響整體安全。

6、處置設施在致力兼顧安全與環保的前提下，應採行經濟與有效之最佳可行技術。

7、處置設施安全性的確認應經過安全論證，亦即整合提出證據與論述並進行辯證，經由反覆進行的資訊更新與補充強化設計與作業品質，以確保運轉與長期安全性。

8、處置設施發展過程應程序嚴謹與公開透明，並導入專業同儕審查及公眾參與選址機制，以集思廣益，凝聚共識。

深層地質處置 多重障壁系統

Q7用過核子燃料最終處置設施的選址過程，是否須完成環境影響評估？

答：

1、我國依環保署「開發行為應實施環境影響評估細目及範圍認定標準」(102.09.12)第30條第1項第3款之規定，放射性廢棄物最終處置設施應實施環境影響評估。

2、台電公司在處置計畫「場址詳細調查與試驗階段」期間將進行環境資料調查分析，並向環保主管機關提出環境影響評估相關文件，接受審查，以確保環境品質之維護。

 

Q8我國用過核子燃料處置計畫的進展如何？

答：

1、依據「放射性物料管理法」及其施行細則，台電公司應就核能電廠產生的用過核子燃料，擬訂「用過核子燃料最終處置計畫」，提報原能會核定。且每四年應檢討修正，並敘明理由及改正措施，報經原能會核定後執行。

2、台電公司依原能會核定的「用過核子燃料最終處置計畫書」2014年修訂版積極推動相關工作中。整體計畫時程分為5個階段：

(1)潛在處置母岩特性調查與評估階段(2005年至2017年)。

(2)候選場址評選與核定階段(2018年至2028年)。

(3)場址詳細調查與試驗階段(2029年至2038年)。

(4)處置場設計與安全分析評估階段(2039年至2044年)。

(5)處置場建造階段(2045年至2055年)。

3、我國目前(2017年)為「潛在處置母岩特性調查與評估階段」，已依原定計畫：(1)完成我國潛在處置母岩特性調查與評估；(2)建立潛在處置母岩功能/安全評估技術。並整合階段性技術研發成果提出「我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告」。

 

Q9用過核子燃料處置技術過發展程中，為何需設置地下實驗室？

答：

1、地質環境具有因地制宜的獨特性，進行長期的調查、監測與觀察是確認其處置母岩合適性的必要措施。此外，藉由實際的現地驗證，亦可以確認設計與營運技術的可行性。

2、在潛在處置母岩區域或在候選場址設置地下實驗室是各核能國家處置計畫推動過程的必要作法。例如芬蘭、法國、日本、南韓、瑞典、瑞士等均有長期營運中的地下實驗室。

3、一般來說，透過地下試驗可以得到以下成果：

(1)處置母岩細部特性的瞭解。

(2)地質障壁的功能技術驗證。

(3)工程障壁的功能技術驗證。

(4)處置設施的營運技術驗證。

(5)強化技術交流與國際合作。

4、台電公司目前亦將地下實驗室之設置工作納入規劃。

 

Q10用過核子燃料最終處置所需要的費用多少？來源為何？

答：

1、用過核子燃料最終處置係由核能發電後端營運基金支應。

2、核能發電後端營運總費用在法規、政策或技術有重大的更動，而可能影響核能發電後端營運費用時進行重新估算。根據最新的估算，以6部核能機組運轉40年，高、低放射性廢棄物均採境內處置方式為計算基礎，合計約須新台幣3,353億元(97年幣值)。其中高放(即用過核子燃料)最終處置所需費用預估為1,382億元，佔後端營運總費用的41.2%。

3、核能發電後端營運基金於76年成立，提撥至民國106年10月底止，後端基金累計淨值約3,277億元。配合電業法相關規定，至114年底前台電公司將以定額方式撥提後端營運所需費用。

相關詳細資訊請參見經濟部核能發電後端營運基金管理會官網：

http://www.nbef.org.tw/index.php。

 

Q 11用過核子燃料處置若無法依照規劃時程執行，會有什麼影響？

答：

1、用過核子燃料處置目前按原訂規劃由台電公司積極推動中，預定於2055年啟用處置設施，目前計畫並無明顯不可行之情況。

2、用過核子燃料處置若無法依照規劃時程執行，則預期主要影響如下：

(1)將問題遺留給後代，而未能一勞永逸的解決問題。

(2)需延長用過核子燃料貯存的時間，增加營運、維護與監測等的成本。

(3)處置計畫仍需積極推動，持續投入國家資源。

Q12用過核子燃料處置方式除了放在地底下之外，是否有其他方案？

答：

1、目前國際共識認為深層地質處置(deep geological disposal)，是具體可行的高放射性廢棄物處置方式，此種處置方式是藉由人工與天然的多重障壁設計概念，圍阻或遲滯放射性核種釋出及遷移，最終目標希望能將高放射性廢棄物與人類生活圈長久隔離，使其對人類之輻射劑量影響減低至無害的程度。

2、除了深層地質處置外，國際上仍持續發展各種技術，致力尋求更安全有效的解決方式，例如以核分離與核轉換(partitioning and transmutation)技術使長半衰期核種轉變為穩定的短半衰期核種；又例如採用深層鑽井處置(deep borehole disposal)技術，將用過核子燃料處置於數公里深的地底深處等，惟相關技術的可行性與成本效益仍需持續驗證。此外，亦曾有專家學者提出南北極冰層下處置與外太空處置等概念，但這些概念是否可行則尚待後續研發與驗證。

Q13我國建立用過核子燃料處置設施是可行的嗎？如何評估安全性？

答：

1、依照國際原子能總署(International Atomic Energy Agency, IAEA)的定義，深層地質處置「功能評估」係對放射性廢棄物處置系統或分系統之功能進行預估，並將分析所得結果與適當之標準或準則進行比較。「安全評估」則是以輻射劑量或是風險作為主要指標，用以評估整體處置系統之安全性。功能/安全評估的最終目的，在於整合放射性廢棄物特性、工程障壁功能及場址特性，並就整個處置系統的功能進行整體性的量化分析與模擬，以評估處置系統的適當性與安全性。

2、目前安全評估技術發展遵循上述方法，並參考瑞典處置設施建造執照申請案之安全評估方法論及處置系統設計，配合參考案例的地質概念模式及特性數據進行技術可行性評估，得到以下結論：

(1)建立安全評估與情節建構方法論，說明風險評估方法及評估模式工具之間的整合與所需參數連結；

(2)孕育國內地質環境特徵與處置設施概念設計，以參考案例展示建立可信賴的安全評估技術；

(3)依據現階段安全評估技術優先加強項目，完成研究發展重點規劃，提供推動下一階段候選場址評選與核定階段的技術支援。

3、由成果經驗回饋，了解深層地質處置設施長期安全評估所需之技術，下一階段將以整合地質調查/工程設計/安全評估，建立數據品質、技術驗證與標準程序為目標，並針對未來可能提出的候選場址區域，以資訊公開透明方式，說明各候選場址區域的安全特性，以完成用過核子燃料處置設施之建造執照申請。 

Q14國際上深層地質處置的未來研究與發展情況如何？

答：

用過核子燃料深層地質處置在國際上已經是公認可行的技術，芬蘭與瑞典皆已進入建造執照申請階段。儘管如此，各國均依國情及環境特質致力於處置技術研發，以期能持續提升安全性。未來國際上深層地質處置技術研究與發展具有以下的趨勢：

1、設立專責機構負責推動處置技術研發之協調整合事宜。

2、設置地下實驗室，以成為地質調查、設施建置工程、功能與安全評估等技術驗證的基地。

3、強化環境監測與生態保護，使其成為處置設施開發的重要一環。

4、論證設施設計可行性，以全尺寸試驗驗證實其可靠性與可行性。

5、廣泛考慮不同的處置方案以增加處置計畫的變通性。

6、強化處置技術的可逆性及再取出技術可行性，以適應未來科技進步的可能變化。

7、配合電腦軟硬體技術的發展，強化安全評估技術的健全性與合理性。

8、發展安全論證體系，整合科學技術與社會經濟課題。

9、促進國際合作，共同提升安全技術水準。

10、加強科技研發成果的公眾溝通應用，以利處置計畫的順利推動。

「用過核子燃料最終處置計畫」執行期間，對於國際科學技術發展趨勢之研析亦屬工作重點。將視國情需要引進國際先進技術與經驗，以使處置安全符合國際水準。 

Q15我國核電廠產生的用過核子燃料數量為何？

答：

1、國內現有運轉核能電廠共計3座，核能一廠與核能二廠使用沸水式反應器，核能三廠使用壓水式反應器。各個電廠皆有2部機組，總計有6部機組進行核能發電。由於各個核能電廠發電功率不同，各機組設計也不同，因此所產出的用過核子燃料組件數量也不相同。

2、依據原子能委員會統計資料(截至民國106年7月)，沸水式反應器類型用過核子燃料組件累積15,086束，壓水式反應器類型用過核子燃料組件累積2,920束，共18,006束，如下表。

機組

商轉年

(民國)

貯存容量(束)

已貯存量

預估每週期(約18個月)最大退出量(束)

束

公噸鈾

核一廠

一號機

67

3,083

3,074

528

~110

二號機

68

3,083

3,076

529

核二廠

一號機

70

4,838

4,548

765

~180

二號機

72

4,398

4,388

738

核三廠

一號機

73

2,160

1,452

580

~70

二號機

74

2,160

1,468

587

合 計

19,722

18,006

3,727

3、由於用過核子燃料總數量會隨著運轉條件變化而略為調整，故確切之用過核子燃料束總數須待所有核能電廠接近除役時方能取得精確數值。依據「用過核子燃料最終處置計畫書(2014年版)」內容，預估3座核能電廠6部機組運轉40年將會產生5,048公噸鈾的用過核子燃料。若以每組廢棄罐裝載12束沸水式用過核子燃料組件或4束壓水式用過核子燃料計算，估計約需2,500組廢棄物罐以容納國內所產生的所有用過核子燃料組件。

 

Q16我國用過核子燃料的特性為何？

答：

1、我國核能電廠採用國際商用規格之輕水式核能電廠設計，所使用的核子燃料組件為國際知名核子燃料製造廠商(如美國奇異、西屋與AREVA等公司)所製作。

2、用過核子燃料是指在核子反應器中無法再有效連鎖核分裂反應，且被移出反應器的核子燃料，用過核子燃料具有相當高之放射性，會釋放大量的衰變熱，所含之放射性核種中，如Tc-99、Cs-135、I-129等分裂產物及Np-237、Pu-239、Am-243、Cm-247等錒系核種，其半衰期長達數十萬年，且部分核種為阿伐發射體，對人體具有長期潛在輻射危害，因此審慎尋找共同認可的處置方式，確保用過核子燃料可以與生物圈長期隔離，一直是核能技術發展的重點。

3、用過核子燃料最終處置的基本要求是選擇適當的環境，將用過核子燃料永久安置，使其與人類生活圈隔離，以確保民眾安全及環境品質。

 

Q17我國發展用過核子燃料深層地質處置，對於台灣地質合適性的掌握如何？

答：

1、所謂用過核子燃料深層地質處置合適的潛在處置母岩，係指處置母岩具備良好的長期穩定性與可預測性，並可充分發揮處置母岩遲滯核種在地層遷移的能力，以及長期隔離核種於人類生活圈外的功能，並可與處置工程設施相結合，共同發揮隔離(isolate)、圍阻(contain)、遲滯(retard)核種於人類生活圈的3大功能。

2、參考國際案例，各國處置母岩均依該地區天然特性以及設計工法不同而有所考量；瑞典與芬蘭等國家處置母岩為結晶型的花崗岩，法國的處置母岩為泥岩，美國雅卡山案例為凝灰岩，其他國家也有因地制宜的篩選處置母岩，如加拿大沉積岩等。

3、我國針對深層地質處置母岩的研究，曾經探討過3種潛在處置母岩：花崗岩、泥岩及中生代基盤岩。SNFD2009報告針對臺灣花崗岩、泥岩及中生代基盤岩基本特性、地質史、大地構造、地震及活動斷層等特性，已進行初步的評估比較。

4、泥岩在臺灣本島分布廣泛，主要分布在西南部平原區、麓山帶，以及海岸山脈等地。臺灣泥岩分布地區大都與油氣與煤等地下資源有關，分布於臺灣西南部之泥岩厚度最深，分布範圍亦廣。中生代基盤岩係指在中生代時期形成的岩體且被新生代地層所覆蓋的基盤岩，此處所稱中生代基盤岩以澎湖群島、臺灣西部平原區及海域下方的中生代基盤岩為主。澎湖群島的花嶼，是海峽中唯一出露的中生代基盤岩島嶼，花嶼岩層以安山岩熔岩流為主，含有許多流紋岩質、石英安山岩質及玄武岩質岩脈，以及少部份變質的沉積岩。臺灣地區結晶岩分布於本島東部與離島，臺灣東部花崗岩本身分成6大岩體，但各岩體的岩性變化，不因變質作用而改變，仍保有原岩花崗岩、石英二長岩及花崗閃長岩為主之岩性。

Q18我國發展用過核子燃料深層地質處置的調查技術現況如何？

答：

1、為了探知臺灣用過核子燃料深層地質處置地質合適性，我國已經發展空中磁測、大地電磁、地電阻、微震觀測解析、GPS觀測解析等大區域調查技術，該技術對於推估地下岩體及構造分布，在臺灣已經建立並證實是有效的調查評估技術，曾經成功提前預測蘇花改交通隧道的地下導水構造區。

2、我國過去對於技術發展測試區所建立的小區域調查技術，包含概念模式建立、地質鑽探、孔內試驗分析、離散裂隙網路建立等離島結晶岩測試區相關研究成果，結合相關假設條件，用以發展處置設計與工程技術、安全評估數值模擬能力，並已於SNFD2017報告章節中，完整說明臺灣已具備深層地質特性調查與資料解析能力。

Q19離島地下水層普遍存在海水入侵鹽化問題，是否會對用過核子燃料深層地質處置安全性造成威脅？

答：

1、有利的處置母岩化學條件可增加用過核子燃料深層地質處置安全性，其中，關於海水鹽化的問題，高鹽度的地下水對於緩衝材料及回填材料的特性確實有負面的影響，特別是回脹壓力及水力傳導係數，因此，確保處置設施位於有利的化學條件，為選址的重要任務(SKB, 2011, p262)。

2、沿海地區包含陸域及海域，對於水系統而言，陸域之淡水系統及海域之海水系統間存在天然的淡海水交界面，如下圖所示(Giri, 2012)，此交界面使得淡水系統及海水系統各自維持其流場，即所謂的動態平衡，可防止海水入侵，避免沿海生態環境突變或惡化(內政部營建署，2015)。因此，只要處置場設施位置設置得宜，即可確保處置設施位於淡水區域之穩態流場中，不致受到海水鹽化之影響。

3、以具有6口地質鑽孔(編號為KMBH01至KMBH06)之離島結晶岩測試區為例，現地鑽孔可提供孔內地球化學量測及分析，經由一系列的實際取樣並進行水質分析後，即可確認處置設施位置或處置深度之地下水質狀態。例如，藉由汲取KMBH01、KMBH02及KMBH04之地下水並進行分析後，結果顯示水質分類屬於淡水型(fresh water)的地下水(林鎮國、張育德，2003，c4；張傳聖等人，2005，c2.6)，因此，可藉由此方法確認處置深度的化學條件是否適合進行用過核子燃料深層地質處置。

圖：淡海水交界面示意圖

資料來源：摘自Giri(2012)

參考文獻：

1、內政部營建署(2015)，台灣沿海地區自然環境保護計畫(II)－北海岸、北門、尖山、九棚、好美寮；2017/10/02取自http://www.cpami.gov.tw/kids/index.php?option=com_content&view=article&id=10715&Itemid=53。

2、林鎮國、張育德(2003)，K區孔內地球化學量測，我國用過核燃料長程處置潛在母岩特性調查與評估階段─潛在母岩特性調查計畫(91年計畫)，SNFD-ERL-90-198。

3、張傳聖、郭泰融、林蔚、張育德、李奕亨(2005)，跨孔試驗與量測，我國用過核子燃料長程處置潛在母岩特性調查與評估階段—潛在母岩特性調查(93年計畫)，SNFD-ERL-90-220。

4、Giri (2012), Fresh water from a well in the sea at Rameswaram; 2017/10/02 from https://blogatgeocene.net/2012/09/09/fresh-water-from-a-well-in-the-sea-at-rameswar

Q20我國發展用過核子燃料處置容器，目前的概念設計為何？

答：

1、用過核子燃料之最終處置容器是由銅外殼及鑄鐵內襯所組成，為包封用過核子燃料及其所含放射性物質之容器，由於外型看似罐型，又稱廢棄物罐，此概念設計是參考瑞典KBS-3處置概念而定。

2、深層地質處置整體概念是藉由人工與天然的多重障壁設計概念，圍阻或遲滯放射性核種釋出及遷移，將放射性核種與人類生活圈長久隔離，使其對人類之輻射劑量影響減低至無害的程度。工程障壁系統由廢棄物罐、緩衝材料及回填材料等所構成，天然障壁系統為處置母岩。

3、廢棄物罐基本功能即是將用過核子燃料及其所含之放射性物質包封在罐內，阻止其中的核種釋出至生物圈，並維持運轉過程中符合輻射安全的法規要求；故廢棄物罐須滿足的需求如下：

(1)抗圍壓條件：

廢棄物罐需承受周圍膨潤土回脹壓力與地下水壓，回脹壓力約6 MPa至15 MPa。長期演化分析顯示，離島結晶岩測試區在每12萬年循環的冰河期中，仍不會受冰層覆蓋；在極端保守假設下，參考瑞典接近北極圈的設計條件，廢棄物罐須至少能承擔45 MPa之圍壓。

(2)抗不均勻壓力：

針對因不同飽和密度膨潤土經地下水入滲，以致完全飽和後將產生不均勻的回脹壓力，使廢棄物罐承受彎矩效應，故設計時需予考慮

(3)抗剪力條件：

處置設施在封閉後，當地震發生時，可能使處置孔周圍母岩的既有裂隙發生錯動，並對緩衝材料與廢棄物罐形成剪力作用，故設計時須予考慮。

(4)抗腐蝕條件：

廢棄物罐使用的銅應為高純度銅，其氧含量僅容許數10 ppm，避免晶界腐蝕。

(5)輻射劑量：

依據「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」第9條規定：高放射性廢棄物處置設施之設計，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 mSv。

(6)表面劑量率：

為避免地下水輻射水解以及緩衝材料膨潤土受輻射影響，故限制廢棄物罐表面劑量率限值要小於1 Gy/hr (SKB, 2010c, p30)；另外，於運輸途中仍需規範廢棄物罐表面輻射劑量率，以降低運輸與搬運相關人員所接受之輻射劑量。

(7)臨界性：

為確保臨界安全，故廢棄物罐內須維持在次臨界狀態，即中子有效增殖因子需小於1，而為保守起見再取5%的保守度，故中子有效增殖因子需小於0.95。

參考文獻：

1、原能會(2013)，高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則，中華民國94年8月30日會物字第0940028885號令發布，中華民國102年1月18日會物字第1020001007號令修正。

2、SKB (2010a), Heikki Raiko, Rolf Sandström, Design analysis report for the canister, SKB, TR-10-28.

3、SKB (2010b), Design, production and initial state of the canister,SKB, TR-10-14.

SKB (2010c), Spent nuclear fuel for disposal in the KBS-3 repository, SKB, TR-10-13.

 

Q21用過核子燃料處置容器(廢棄物罐)在地下水環境中有可能發生腐蝕而失效嗎？

答：

1、深層地質處置的地下水環境屬於無氧環境，廢棄物罐在此地下水環境腐蝕速率很微小，設計與施工得當，廢棄物罐的失效時間，可能超過百萬年。既使廢棄物罐失效後，放射性核種釋出，也可能會再經過漫長的時間才會影響到生物圈，屆時，生物圈受放射性核種的影響，已在輻射劑量及風險的可接受範圍內。

2、臺灣目前尚未進入用過核子燃料廢棄物最終處置地點的場址評選階段，因此以離島結晶岩測試區做為參考案例。

在參考案例的腐蝕初步評估中，所考慮到的腐蝕過程包括處置初期的有氧條件、和地下水覆蓋廢棄物罐的無氧條件下，評估對象則有全面腐蝕、局部腐蝕、微生物腐蝕及應力腐蝕龜裂。針對參考案例的地質調查獲得之地質特性資訊進行處置環境條件的初步分析，在測試區環境的處置設施深度地下水非常稀釋，酸鹼值略微鹼性，氯離子含量遠低於瑞典、芬蘭或加拿大深層地下水，對於腐蝕反應機制影響的差別將會出現在早期有氧，對於地下水入侵緩衝材料剛飽和時期，此時除了全面腐蝕亦可能伴隨局部腐蝕，但由於近場環境的緩衝材料本身含有適度的氯離子可以供給孔隙水溶液減少銅殼鈍性的發生以避免局部腐蝕，因此，在有氧環境中腐蝕機制還是以氧的全面腐蝕為主，當進入無氧階段，則以硫化物的全面腐蝕為主。

3、參考案例處置初期氧氣誘發腐蝕之評估結果，腐蝕深度不到毫米等級，而在參考案例的環境下僅有緩衝材料未飽和時期可能發生局部腐蝕，其評估結果與各國相似。

4、此外，微生物腐蝕及應力腐蝕龜裂皆傾向不會發生。微生物對腐蝕的影響主要來自硫酸鹽還原反應間接造成銅發生腐蝕反應，並不會有微生物會直接造成處置環境中的銅發生嚴重腐蝕，而應力腐蝕龜裂則是因為應力腐蝕龜裂的條件不容易同時達成，因此不會發生應力腐蝕龜裂之現象。

5、經整體的研究總結，臺灣參考案例之評估結果與瑞典、芬蘭(King et al., 2002, p139; SKB, 2006a, ch10.6; SKB, 2006b, ch3.5)、加拿大(King, 2005, ch3)、日本(King et al., 2001, ch9)、瑞士(Johnson and King, 2003, ch7.1.2)之評估結果相似。若廢棄物罐有完整的緩衝材料保護，於100萬年內廢棄物罐不會發生腐蝕破壞失效，可避免廢棄物罐內之核種釋出。

參考文獻：

1、Johnson, L.H. and King, F. (2003), Canister options for the disposal of spent fuel. Nagra Technical Report NTB 02-11, National Cooperative for the Disposal of Radioactive Waste, Switzerland.

2、King, F., Ahonen, L., Taxén, T, Vuorinen, U., and Werme, L. (2001), Copper corrosion under expected conditions in a deep geologic repository, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, SKB, TR-01-23.

3、King, F., Ahonen, L., Taxén, T., Vuorinen, U., and Werme, L. (2002), Copper corrosion under expected conditions in a deep geologic repository. Posiva 2002-01, Posiva Oy, Finland.

4、King, F. (2005), Overview of the corrosion behaviour of copper and steel used fuel containers in a deep geologic repository in the sedimentary rock of the Michigan Basin, Ontario. Report 06819- REP-01300-10101, Ontario Power Generation, Nuclear Waste Management Division, Canada.

5、SKB (2006a), Long-term safety for KBS-3 repositories at Forsmark and Laxemar – a first evaluation, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, SKB, TR-06-09.

SKB (2006b), Fuel and canister process report for the safety assessment of SR-Can, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, SKB, TR-06-22.

 

Q22發展用過核子燃料深層地質處置技術需有成熟的地下岩體開挖技術，我國這方面技術如何？

答：

1、我國在過去二、三十年來的都市發展與更新，隨著公共工程的大型化、都市化和地下化(如捷運及鐵路地下化)等趨勢，建築基礎開挖的規模、深度及複雜性等也愈來愈具挑戰性，已建立了許多本土化之豐富成果，並累積了相當多的深開挖經驗，故我國於開挖工程無論在分析設計及施工技術上皆已達世界水平。

2、我國在山岳隧道曾經歷的開挖困難，包括雪山隧道以及蘇花改，其貫穿高山的長隧道，工程相當複雜，它不只是2點之間的「單管」工程，而還是包含連結平行隧道的安全走廊、橫坑道、通風廊道、地下工具間、中繼站、迴轉道等互相倚賴的單元，而共同構成的系統，能克服其中之工程問題完成隧道建置，絕對是需仰賴成熟地開挖技術以及工程設計能力。

3、菲律賓海板塊在花蓮附近向北傾沒到宜蘭地區的地下深處，因弧後擴張，讓受擠壓的岩盤，變成壓力釋放的鬆散狀態，在臺灣東北部產生很多西北方向的張力裂縫。其中，雪山隧道全長12.9 km，中間有3.6 km的四稜砂岩既堅硬又碎裂，且雪山山脈所蘊含的大量地下水，且雪山山脈具有很多張力裂縫，讓地下水得以滲入，使得全斷面鑽掘機(Tunnel Boring Machine，TBM)多次被夾埋於破碎岩體及大量傾洩的地下水中，最後工程人員採用局部鑽炸法搭配全斷面鑽掘機，並採豎井設施進入施工克服困難，獲德、義、日、美等多國隧道專家稱讚。

4、蘇花改工程中的觀音隧道和相連的谷風隧道總長12.5 km，於國內僅次於雪山隧道，觀音、谷風隧道受限地質、湧水因素，開挖方式採用鑽炸法，為加速工程進度，工程單位利用舊北迴隧道作為施作導坑，讓工程進度加速。此工程受限地質因素，又面對臺灣東海岸破碎地質以及崩積土層，因此所造成的施工困難度是世界少有，但我國藉著豐富的施工經驗及現代化的設計成功克服遭遇的各種工程問題，讓蘇花改的期程可順利進行。

5、針對用過核子燃料深層地質處置之開挖深度與岩體特性，其工程技術在關鍵方法與機具，國際上處置工程採用地下實驗室驗證施工方法，例如瑞典Äspö地下實驗室、芬蘭ONKALO地下實驗室、日本瑞浪(Mizunami)地下實驗室與幌延(Horonobe)地下實驗室，均證明目前的隧道施工方法，足以進行用過核子燃料地質處置的岩體開挖。而我國在逐步建立國內處置工程能力之過程中，除可就我國現有工程經驗加以延伸外，亦同時參考國際先進國家在此方面的技術與經驗，使工程經費與風險降低，確保處置計畫具經濟效益，並可藉由運用已發展的工程技術，達成建造、運轉、封閉之各階段任務。

6、目前岩石隧道開挖方式有傳統鑽炸及機械開挖2大類，而機械開挖則依挖掘機具分為旋臂式鑽掘機(Road Header，簡稱RH)及全斷面鑽掘機等開挖方式。除了上述較常見之方法外，國外亦有採用以金剛石線材作為岩石切割工具之線切工法(SKB, 2014, p7)，為高放射性廢棄物處置設施最新發展之施工方式，該法線切的隧道斷面，具有對隧道擾動相對最小的優點，針對各工法技術及成本進行比較如下表。而鑽炸法及機械開挖工法皆是我國工程界已常使用之開挖方式，而線切工法則可與國外交流合作引進此工法，以達到最小開挖擾動之效益，以下則針對上述施工技術與對應的機具設備作研究探討。

參考文獻：

朱棟樑(2015)，最終處置隧道開挖施工法之技術評估，核能研究所。

SKB (2014), Study of wire sawing for deposition tunnels, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, SKB, R-14-08.

Q23地震議題對於深層地質處置技術的影響為何？各國有何對策及研發經驗？臺灣該如何因應？

答：

1、依據NEA(Nuclear Energy Agency)2006年發行2.1版的特徵/事件/作用(FEPs)資料庫，地震活動屬於外部條件的大規模地質作用，是深層地質處置長期安全評估的重要因子，主要影響性彙整如下：

(a)地震引致裂隙剪力位移，可能破壞處置設施。

(b)地震所產生的振動可能影響深層地質處置的障壁系統。

(c)地震可能影響岩體裂隙的地下水流特性，使得裂隙再活化(reactivation)，改變裂隙導水係數或傳輸路徑。

2、國際上，地震議題是場址特性調查的重要項目，此外，各國在選址時，視地震活動較高之區域為潛在不利條件，例如：美國聯邦法規10 CFR 60.122(c)(12),(13),(14)，以及我國高放射性廢棄物最終處置設施場址規範第3條及第8條，場址位置將盡量遠離此類區域。

3、在研發經驗方面，國際上有較完整評估且資料公開的國家包含：瑞典、芬蘭與美國。目前瑞典與芬蘭為處置計畫進度最為領先之國家，瑞典與芬蘭地理位置相近，大規模地質活動雷同，並且都是使用KBS-3處置概念，因此，在地震議題方面評估方式相同。地震影響要項及其評估方法概述述如下：

(a)地震引致裂隙剪力位移：

i.瑞典與芬蘭採用數值模擬方式，瞭解裂隙剪力位移行為與地震之間的關聯，並在於處置設施設計時，巧妙避開裂隙剪力位移之威脅，降低地震引致之風險。

ii.美國則使用機率式斷層位移危害度分析(Probabilistic Fault Displacement Hazard Analysis, PFDHA)提供設計需求，以斷層位移量年超越頻率展現，進行避開斷層的設計。

(b)地震所產生的振動：

i.瑞典與芬蘭現今的地震活動度很低，地震規模介於0至4之間，因此，在運轉期間地震所產生的振動，不會有安全性影響。在封閉後環境，冰河時期則可能會發生規模7以上之地震，此時KBS-3處置概念的廢棄物罐已由工程障壁包覆，與母岩緊密接觸，也不會有安全性影響。因此，沒有此方面研究。

ii.美國使用機率式地震危害度分析(Probabilistic Seismic Hazard Analysis, PSHA)提供設計需求，評估組件與隧道在地震發生時，是否發生意外事件。

(c)地震可能影響岩體裂隙的地下水流特性：

i.瑞典與芬蘭透過簡易的計算評估，認為地震所改變的地下水流特性，影響程度很小，以致可以被忽略。

ii.美國雅卡山計畫的廢棄物罐置放於地下水面之上，因此，沒有此方面研究。

4、深層地質處置的地震議題跟特定場址(site specific)有關，儘管國際上的研究方法可以通用，但是研究結果未必適用於臺灣。因此，除引進國際上的技術，我國勢必建立評估能力，目前階段所建立之相關技術如下：

(a)以數值模擬評估地震引致離島結晶岩測試區的裂隙剪力位移行為，於處置孔數量設計上，保留餘裕，以利避開裂隙剪力位移之威脅，降低地震引致之風險。

(b)以機率式與定值式之地震危害度分析，進行離島結晶岩測試區之評估。另外，使用地工離心模型，進行廢棄物罐與緩衝材料的地震測試。

Q24用過核子燃料處置的安全評估期長達百萬年，這樣的評估有意義嗎？

答：

根據比利時MYRRHA專案研究指出，通常商用用過核子燃料在未經由核轉換與群分離之後處理條件下，整體用過核子燃料造成的放射毒性，約在百萬年內會降至等量天然鈾礦之輻射水平，如下圖。故設定安全評估期程為百萬年是有科學理論依據與研究之必要性。若評估時間超過百萬年，由於不確定度愈益發散，難以掌控，故不具意義。

參考文獻：

http://i0.wp.com/wavewatching.net/wpcontent/uploads/2012/09/radiotoxicity_graph.png

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