Abstract
核能電廠用過的燃料元件，經再處理過程所產生的高階放射廢液（HLLW），其處理及處置方法的確立，為近年來核能發展上極重要的一環。而有關廢液固化的材料及技術，其研究發展也相當活躍。其中，玻璃、合成岩、陶瓷等材料及固化技術都有相當多的研究報告發表。而本論文是有關高階放射廢液固化處理及處置之實驗，主要以沸石同時擔任吸附劑及固化材料的角色，探討核種在高溫固化處理時揮發的情形及所成固化體作地層處置時與地下水接觸之瀝濾舉動。實驗的結果也與目前正廣泛研究中之玻璃固化體作一比較，以作為續後研究之參考。在揮發實驗方面，於空氣中燒結，定結果巿Te，Ru，MO，Cs，Rb五種元素較易揮發出來。定量結果顯示，溫度超過１１００℃，各核種之揮發率急劇昇，１３００℃時，Te之揮發率為３８％，Ru為１２％，Cs為５％，Rb為４％，Mo為６％。改變燒結氣體通入氬氣燒結，Te揮發率降至１０％，而Ru降至１％以下。在瀝濾實驗方面，主要針對沸石之主要成分Si，A1及廢料中長半化期分裂產物之Sr，Cs作分析。實驗係依據MCC-1P靜態瀝濾實驗方法，以去離子水，海水及矽酸水溶液模擬地下水組成。實驗結果顯示，不同沸石之Si╱A1比不同影響到瀝濾結果。與其他實驗室的玻璃固化數據相比較，結果二者有相當的差異，瀝濾行為也不同。透過本實驗對揮發性及瀝濾性的研究，將有助於固化體在處理及處置過程中安全評估之解決。另更重要的是，將來在邁向實際處置研究時各種條件考慮，如緩衝材共存下時影響及與環境之相容性研究，本論文提供了第一步的研究成果。