Abstract
輕水式核反應器（ＬＷＲ）運作所產生的中、低強度放射性廢料包括濃縮廢液、廢樹脂、廢濾材及濾物。適當的處置這些放射性待處理物料是核電廠主要工作之一。本實驗分別選取商用不飽和聚酯與模擬ＢＷＲ（沸水式反應器）及ＰＷＲ（壓水式反應器）中的濕性待處理物料，即廢離子交換樹脂混合、固化，並就固化體的均勻性、密度、機械性質、抗水性、瀝濾率（Leachability）、耐火性、熱安定性及耐放射性進行探討。實驗結果顯示：一、固化容量：去水離子交換樹脂最高固化容量可達５０ｗｔ％，未去水離子交換樹脂經乳化固化，最高固化容量可達６０ｗｔ％，考慮瀝濾率及抗水性，去水離子交換樹脂之固化容量以小於５０ｗｔ％為佳，不去水離子交換樹脂乳化固化則以５０％為佳。二、密度方面：去水固化體密度均在１．２３ｇ╱ｃｍ3 以上，不去水乳化固化體密度也為１．２ｇ╱ｃｍ2 ，均高於投海要求標準１．２ｇ╱ｃｍ3 以上。三、機械性能方面：去水固化體的抗壓強度均在５００ｋｇ╱ｃｍ2 以上，不去水乳化固化體抗壓強度２００ｋｇ╱ｃｍ2 ，亦高於要求標準１５０ｋｇ╱ｃｍ2 。四、瀝濾率及抗水性：各固化體之抗水性佳，不會有柏油固化體膨脹龜裂的現象，尤其乳化固化體泡在水中後體積沒有明顯變化，去水固化體之擴散速率約為１０^-10ｃｍ2 ╱ｄａｙ，而乳化固體之擴散速率低於１０^-10ｃｍ2 ╱ｄａｙ，比水泥固化體１０^-2 ?１０^-3 ｃｍ2 ╱ｄａｙ低很多。五、耐放射線性：固化體接受１０^6?１０^7Ｒａｄ的γ-ray，硬度上有上升的趨勢。在１０8 Ｒａｄ劑量下，抗壓強度稍降，瀝濾率也較差。六、熱安定性方面：各固化體之熱分解溫度皆大於２７０℃。實驗結果顯示在樹脂配方，固化容量，及廢樹脂之預處理上若能適當之選擇和配合，將使固化體之熱安定性、機械性質及瀝濾率獲得改善。