Transcript National Tsing Hua University

核能發電
台電公司 環境保護處
蔡顯修 處長
中華民國100年07月
報告綱要
Ⅰ、認識核能發電原理
Ⅱ、認識放射性廢棄物營運
2
Ⅰ、認識核能發電原理
3
一、前言
電能是最符合人類永續發展需求的能源，重要的
是該用何種初級能源產生電能，才最符合整體效益？
核融合應該是人類最終可以依靠的初級能源。但處於
核融合的實用技術尚待突破，而石化資源已加速用盡
的不確定期，我們需要一個過渡性的初級能源，作為
連接現在與永恆的橋樑，以延續人類的文明。這個初
級能源也許就是我們已經用了50年、技術成熟的核
分裂核能電廠，也就是我們常說的核能發電或核能！
4
核能的來源
所有的物質，都是由各種原子所組成，而原子則是由中
子、質子和電子所構成。原子就像太陽系，中子和 質子組
構而成的原子核，在原子的中心有如太陽，而電子圍繞著
原子核，就像地球、火星等這一類的行星圍繞太陽旋轉。
有些原子的原子核若被外界的中子擊中時，容易分裂成
兩個較小的原子核，又稱為核分裂。
而所謂「核能」就是核分裂時所放出的能量。核分裂時
可產生極大的能量。例如鈾的原子核分裂所放出的熱量約
為碳原子燃燒放出能量的一千萬倍以上。
核能電廠就是利用核分裂所釋放出的能量來發電。
5
核能的來源（續）
核分裂的過程，新產生的分裂原子核的總質量會較分裂
前原先的原子核的總質量輕一些。這部份減少的質量就是
核能的來源。
核分裂時能釋放出多少能量是
依據1905年愛因斯坦所提出的理論
E=mc2計算，公式中的Ｅ為能量，
ｍ為質量，而Ｃ則為光速，其含義
為質量與能量為一體的兩面，兩者
之間是可以互換的。
6
電子軌道的行經距離為
原子核直徑的 10,000 倍
氫-1原子和氧-16原子結構示意圖；
氧原子的8個電子分佈在不同能階軌道上
7
構成物質的基本粒子特徵說明
中子(n)
電中性、一單位質量、能感受核力
質子(p)
一單位正電荷、一單位質量、能感
受核力。
一單位負電荷、1/1840單位質量、
能感受電磁力。
電子(e)
同位素:質子數相同但中子數不同的核種
8
150
120
中 90
質子
子
子數
中
數=
數 60
30
0
0
20
40
60
80
100
質 子 數
自然界穩定存在之核種，其原子核內質子與中子數的配比關係。較輕的核種中其質子
數約略等於中子數而較重核種的中，中子數大於質子數
9
束
縛
能
束縛能/核子 ﹝電子伏特 ﹞
10
8
鐵-56
鈾
鈾235
鐵
氦
6
4
氚
2
氘
0
-10
40
90
140
190
240
質量數
原子核質量數
核子平均束縛能與原子核質量數間的關係。輕原子核束縛能隨質量數的增加而迅速增
加；鐵-56的平均束縛能達到極大值，之後核子平均束縛能隨著原子核質量數的增加緩
緩下降。
10
彈性碰撞
中子
(n,n)
核種XA
中子
非彈性碰撞
(n,n’)
核種XA
激發狀態
中子
核種 XA
核種XA+1
複合暫態
輻射吸收
核種XA+1
加瑪射線
(n,gamma)
(活化產物)
核分裂
核種XA1
(n,f)
2  3 中子
核種XA2
中子與原子核作用分類示意圖
11
中
子
鈾-235
中子誘發鈾-235核分裂的過程。從左邊到右邊：一個中子撞擊鈾-235核，形成鈾236核。激發狀態鈾-236作劇烈啞鈴狀之震盪。此時核內正電荷互相排斥，導致啞鈴
狀結構瓦解，產生兩個質量數較小的原子核，並釋放出數個中子。
可維持核分裂連鎖反應的核種：U-235, Pu-239, U-233
12
鋇-137
+
中子
193.6百萬電子伏特能量
鈾-235
氪-96
E   m C 2
1克鈾的分裂可產生 960 千瓦-天的能量
1公斤鈾的分裂相當於16,000噸的黃色炸藥
核分裂連鎖反應
13
連鎖核分裂反應 (Nuclear Chain Reactions)，可釋放出大量能量。
~ 200 MeV / Fission = 3.20 x 10 –11 W – sec
1 g of U 相當於 960 kW – day energy
3 噸的煤 或 600 加崙的汽油
1 kg of U is equivalent of 16,000 tons of TNT
自然界的鈾有兩種同位素； U-235 (0.72%)， U-238 (99.28)
只有 U-235 可維持連鎖核分裂反應。
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鋇-137
中子
+
鈾-235
氪-96
193.6百萬電子伏特能量
E   m C 2
核分裂連鎖反應
15
核融合
氚-3
氘-2
+ 4.02百萬電
子伏特能量
氘-2
氫-1
16
二、核能電廠的設計
核能電廠除了熱能來源不同，
發電原理和傳統火力電廠一樣
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加熱產生蒸汽發電
渦輪機
鍋
爐
發
電
機
蒸
汽
冷
凝
器
幫浦
冷卻海水
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核能電廠與火力電廠的異同
核能與火力發電廠同樣具有鍋爐與發電的設備，水在鍋爐中加熱變成蒸
汽，再利用蒸汽的力量推動汽機，以帶動發電機發電。主要的不同點為火力
發電是在鍋爐內燃燒石油、天然氣或煤等化石燃料，核能發電是在反應爐(即
鍋爐)，以控制棒調節鈾燃料分裂的連鎖反應產生能量，將水加熱變成蒸汽。
19
核燃料丸
20
燃料丸填入燃料棒
21
22
核子反應爐
世界各國所使用的核子反應爐有很多種型式，我國使用的是輕水式反應爐，這也
是廣為世界各國所採用的。
我國的輕水式反應爐有「沸水式」(BWR)及「壓水式」(PWR)兩種，這是因其「
緩和劑」及「冷卻劑」都使用普通的水(即輕水)。
「沸水式」是在反應爐中直接產生蒸汽，並
且直接送到汽機，將蒸汽能量轉為機械能，
轉動發電機產生電力。
「壓水式」是把反應爐中，所產生高壓高溫
的水，送到蒸汽產生器，在那裡把另外一個
系統的水變為蒸汽，再送到汽機。
23
多重安全防衛
二次圍阻體
鋼板
一次圍阻體
反應爐槽
核燃料
24
核三廠
25
26
龍門核電廠(核四廠)
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三、核能發電的特性
－ 高建廠成本，低燃料成本 － 核能發電成本較穩定
－ 燃料體積小，運儲方便
－能源進口國家將核能發電視為"準自產能源"
－ 建廠成本高昂，電力公司須承受較高之投資風險
－ 不會產生溫室效應的氣體
－ 不會造成空氣污染
－ 產生放射性廢料
－ 民眾對安全的疑慮
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Ⅱ、認識放射性廢棄物營運
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一、前言
1. 放射性廢棄物之分類
 具有放射性或受放射性污染之廢棄物，即
稱為放射性廢棄物。依我國相關法規之定
義，放射性廢棄物可分類為高、低放射性
廢棄物兩類：
 高放射性廢棄物係指備供最終處置之用過核子
燃料或其經再處理所產生的萃取殘餘物；
 除此以外之其他放射性廢棄物，均歸類為低放
射性廢棄物。
30
2. 用過核子燃料來源
 在核反應器爐心中燃耗到無法再有效地支
持核分裂反應而被移離爐心的核子燃料
（每18個月約退出總數之1/3 ），即是所謂
的用過核子燃料。
 因我國目前未執行再處理作業，故所謂高放射
性廢棄物指的即是用過核子燃料。
 用過核子燃料中尚存有可回收的鈽、鈾等可利
用物質，故受到國際原子能總署嚴格監管。
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3. 低放射性廢棄物來源
 我國低放射性廢棄物來源：
 核能電廠在維護及運轉過程中所產生。
 核能電廠運轉壽命終了後，拆除過程中所產生。
 國內醫療院所、農業、工業及學術研究等單位
所產生。
（國內所產生之低放射性廢棄物，約90%來自核能發電，
其它約10 %則是來自醫學、農業、工業、學術及研究
單位等。 ）
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放射性廢棄物所含主要核種
高放射性廢棄物(用過核子燃料)
核種
Ni-63
Sr- 90
Tc-99
Cs-137
U-238
Pu-239
Pu-240
Am-241
Am-243
半衰期
92.0 yr
28.1 yr
2.12 × 105 yr
30.0 yr
4.51 × 109 yr
2.44 × 104 yr
6.58 × 103 yr
4.58 × 102 yr
7.95 × 103 yr
低放射性廢棄物
核種
Cr-51
Mn-54
Fe-55
Co-58
Fe-59
Co-60
Cs-134
Cs-137
半衰期
27.7 d
312.2 d
2.6 yr
71.3 d
45.0 d
5.26 yr
2.05 yr
30.0 yr
 低放射性廢棄物所含主要核種之半衰期較短且放射性強度較低，故採淺地層處置
方式，即可有效使低放射性廢棄物與人類的生活環境隔離。
 高放射性廢棄物具有相當高之放射性強度，且部分核種之半衰期長達數萬年以上
，故須採深層地質處置方式，將廢棄物深埋在地下深約300至1,000公尺之適當岩
層中，俾使高放射性廢棄物與人類的生活環境隔離。
33
二、低放射性廢棄物營運簡介
1. 處理與貯存
可燃廢棄物
固
體
可壓廢棄物
廢
棄
物 溼性廢棄物
焚化
灰渣
壓縮
倉庫
貯存
固化處理
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2. 最終處置
 因低放射性廢棄物所含核種之半衰期較短且放射
性強度較低，徹底解決的方式就是憑藉工程設施
配合天然的地質條件，將低放射性廢棄物與人類
的生活環境隔離，等待其放射性自然衰減，最後
回歸自然。
 最終處置的隔離應
用，係由人工的工
程結構和天然的地
質屏障而構成多重
障壁系統。
35
三、國際低放射性廢棄物處置概況
 處置技術
採多重障壁的設計，分成淺層處置（包括：土堆
混凝土庫、淺地掩埋、地下處置窖等）以及深層
處置（包括：地下坑道、海床下坑道、地下豎坑、
礦坑等）。
 處置經驗
目前美國、法國、英國、日本、西班牙、德國、
芬蘭、瑞典等均設有低放射性廢棄物最終處置場，
目前皆順利安全運轉中，且均能將放射性廢棄物
與生活環境隔離，確保大眾安全、維護環境品質。
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各國低放射性廢棄物最終處置場
國別
英國
俄羅斯
美國
法國
日本
西班牙
中國大陸
德國
瑞典
最終處置方式
淺層處置
淺層處置
淺層處置
淺層處置
淺層處置
淺層處置
淺層處置
深層處置
海床下坑道處置
芬蘭
坑道處置
瑞士
南韓
洞穴處置
岩穴處置
處置場所
Drigg
Sergiev Posad, Moscow reg.
Barnwell
L’Aube
Rokkasho-Mura
El Cabril
北龍， 廣東
Morsleben
Forsmark
Olkiluoto
Loviisa
Wellenberg
慶州市
啟用時間
1959
1961
1971
1992
1992
1992
2001
1978
1988
1992
1999
(選址作業中)
(興建中)
37
法國
經驗
法國運轉中的CENTRE DE L’AUBE 低
放射性廢棄物最終處置場
上 圖：設施運轉情形
中左圖：設施外觀圖
中右圖：設施封閉概念圖
下左圖：設施鳥瞰圖
下右圖：法國芒什低放射性廢棄物最
終處置場實景圖
(資料來源：法國ANDRA)
38
西班牙
經驗
西班牙運轉中的EL CABRIL
低放射性廢棄物最終處置場
鳥瞰圖
(資料來源：西班牙ENRESA)
日本
經驗
日本運轉中的 ROKKASHO
低放射性廢棄物最終處置場
(資料來源：日本 JNFL)
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瑞典
經驗
瑞典運轉中的SFR低放射
性廢棄物最終處置場
上左圖：地面設施鳥瞰圖
上右圖：設施概念圖
下 2 圖：設施出入口
(資料來源：瑞典SKB)
40
四、台電公司低放射性廢棄物營運現況
1. 處理
 低放射性廢棄物經過焚化、壓縮或固化處
理後，再以鍍鋅鋼桶盛裝，暫時貯存於現
代化貯存庫內。
 核能後端營運處減容中心位於核能二廠東南方
廠界內，裝置有焚化爐及超高壓壓縮機各乙套，
接收並處理來自核一、二廠之可燃與可壓廢棄
物。
41
低放射性廢棄物之減容處理
 對於可燃性低放射性
廢棄物採用焚化方式
處理，廢棄物的體積
平均約可以減少30倍
左右；對於可壓縮性
低放射性廢棄物採用
超高壓壓縮機壓縮方
式來減少其體積，平
均約可以減少3倍左
右。
焚化爐
超高壓壓縮機
42
低放射性廢棄物桶（容積 55 加侖）
43
2. 貯存
 在低放射性廢棄物最終處置場尚未興建完
成之前，國際上普遍一致的作法是將廢棄
物貯存在核能設施之內，台電公司亦遵循
歐美先進國家的處理方式，將低放射性廢
棄物暫時貯存在核能電廠與蘭嶼貯存場。
 截至97年04月底為止，各核能電廠共貯存
35,790桶的低放射性固化廢棄物，蘭嶼貯
存場則貯存97,960桶的低放射性固化廢棄
物，合計共貯存133,750桶。
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各核電廠低放射性廢棄物倉貯現況
統計時間：至97年04月底止
固化廢棄物 脫水樹脂
廠別
核一廠
核二廠
核三廠
總
計
7,300
25,980
2,510
35,790
單位：桶
可燃
可壓
4,050 10,617 10,325
5,250
1,846
其 他
7,208
376 12,553
合
計
39,500
46,005
倉貯能力
壕 溝
一號貯存庫
二號貯存庫
合 計
廠房暫存區
288桶
#2廢棄物倉庫 40,000桶
三號貯存庫 39,133桶
合 計 79,421桶
850
7,376
#1廢棄物倉庫
#2廢棄物倉庫
#3&4貯存區
#5廢棄物倉庫
合 計
10,771 13,617 12,092 20,611
92,881
157,908
1,471
1,154
1,391
2,497桶
23,390桶
40,000桶
65,887桶
5,000桶
5,000桶
600桶
2,000桶
12,600桶
註： 1.可燃廢棄物包括：廢棄之防護衣、手套、紙張、拖把布、 PE布、橡膠鞋‥ ‥等。
2.可壓廢棄物包括：汰換之設備零組件、管材配件、鐵塊、鋁片‥ ‥等廢金屬。
3.其他項下含廢油、柏油固化桶、廢土、保溫材、壓縮餅、舊燃料格架、廢過濾器等廢棄物。
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核能電廠內之低放射性廢棄物貯存庫
貯存庫內之廢棄物桶堆疊貯存
情形
核能電廠低放射性廢棄物貯存庫
外貌
46
蘭嶼貯存場貯存壕溝
貯存壕溝內之低放射性固化
廢棄物桶
蘭嶼貯存場低放射性廢棄物貯存壕溝
（於85年02月接收最後一航次廢棄物
後，已不再接收廢棄物 。）
47
3. 檢整重裝作業
 因蘭嶼天候高溫、潮濕且多鹽份，經20餘年貯放
後，蘭嶼貯存場部分廢棄物桶確有發生鏽蝕或破
損情形；惟由於貯存場採多重障壁設計，可確保
放射性物質不致外洩，故不會對附近生態環境造
成不良影響。
 為消弭民眾之疑慮及配合未來運往最終處置場之
需要，台電公司針對蘭嶼貯存場廢棄物桶進行全
面檢整重裝作業規劃，並安裝所需設施及設備，
經奉原能會核准後，已於96年12月正式展開現場
檢整重裝作業，預計於民國99年底前完成。
48
廢棄物桶狀況分類及檢整重裝方式
類
別
廢棄物桶狀況
一 廢棄物桶桶身及廢料體狀況良好
二
廢棄物桶表面油漆剝落
檢整重裝方式
直接回貯
除銹補漆後回貯
廢棄物桶銹蝕，無法除銹補漆， 以重裝容器包裝後
三
但內部廢料體狀況仍良好
回貯
四
廢棄物桶銹蝕破損或膨脹變形
重新固化裝桶後
回貯
49
蘭嶼貯存場廢棄物桶檢整重裝作業流程
第一類
廢棄物桶
第二類
廢棄物桶
暫存
除銹
補漆
暫存
壕溝
貯存
壕溝取桶
第三類
廢棄物桶
置入
重裝容器
第四類
廢棄物桶
廢料體
破碎作業
取桶作業
檢整重裝作業
暫存
固化
裝桶
暫存
暫存／回貯作業
50
4. 最終處置
 最終處置場規劃容量
低放射性廢棄物最終處置場將接收台電公
司 4 座核能電廠共 8 部機組產生之營運、
除役廢棄物及國內各界所產生之小產源廢
棄物，以各核能電廠運轉壽齡為40年計，
總開發容量規劃約為100萬桶。
51
 過去執行狀況
 過去境內、境外處置策略雙管齊下，境內選
址以烏坵鄉小坵嶼為優選場址，投資可行性
研究報告及環境影響評估書分別於90年8月及
91年7月陳報經濟部後，奉經濟部審查意見，
再深入調查評估其他可能替代場址。
 物管法於91年12月頒布施行，台電公司依規
定陳報「低放射性廢棄物最終處置計畫」。
 經濟部參照選址條例草案於93年7月成立「場
址評選小組」， 該小組於第 3 次會議（93 年
11月）同意台電公司提報之4個可能替代場址
並進行深入調查。
52
 場址設置條例
 「低放射性廢棄物最終處置設施場址設置條例
（簡稱：場址設置條例） 」已於95年4月28日
立法院二、三讀通過，完成立法，並於95年5
月24日經 總統公布施行。
 選址主辦機關經濟部於95年8月正式成立選址
小組，依據場址設置條例規定辦理選址工作，
並指定台電公司為選址作業者，以提供選址小
組有關處置設施之選址資料， 並執行場址調
查、安全分析、公眾溝通及土地取得等工作。
 台電公司正依場址設置條例之規定及主辦機關
核定之選址計畫，辦理場址調查評估工作。
53
低放射性廢棄物最終處置設施場址選址流程圖
公告選址計畫
96/3
公告潛在場址
96/12
公告建議候選場址
97/8
縣市自願場址
97/4
提報選址計畫
96/2
No
Yes
成立選址小組
95/8
No
最終處置場址
公投
97/10
Yes
行政院
核定
100/5
No
Yes
一二階
環評
100/4
候選場址
54
 選址作業執行現況
 已完成各可能潛在場址之初步調查工作，並
於 96 年底將潛在場址篩選報告提交選址小組。
後續有關潛在場址之選擇，將由場址選擇小
組票選決定後再提報主辦機關經濟部公告 。
 為推動地方性公民投票同意候選場址，台電
公司已於總管理處成立低放選址督導會報暨
設置「督導組」，並於各可能場址所在地之
營業區處設置「地方溝通宣導小組」，以積
極推動相關公眾溝通宣導工作。
55
 最終處置計畫時程規劃
 依據場址設置條例所訂選址程序，自該條例
公布施行日(95.05.24)起至奉行政院核定處置
場址為止，約需05年；最終處置場之設計興
建與運轉執照審核預計，亦約需05年，因此
預估於10年後（即民國105年）興建完成低放
射性廢棄物最終處置場 。
56
五、用過核子燃料營運簡介
用過核子燃料
 用過核子燃料 3 階段營運方式：

廠區內水池貯存

廠區內乾式貯存
再處理廠
廢高
棄放
物射
性

回收鈾及鈽
深 層 地 質 處 置 場
水池貯存：用過核子燃料剛自反應爐退
出時，尚有殘餘的熱量及輻射，因此存
放在電廠內水池中進行必要之冷卻。
乾式貯存：用過核子燃料在水池中經多
年冷卻以後，其殘餘熱及輻射強度已大
幅降低，因此自水池中移出，於電廠內
另興建設施以進行乾式貯存。
再處理或最終處置：可以將貯存中的用
過核子燃料取出，進行再處理以回收鈾
與鈽等可利用的物質；或建造深層地質
處置場，永久處置用過核子燃料或其經
再處理所產生的高放射性廢棄物，使其
與人類生活圈永久隔離。
57
六、國際用過核子燃料營運概況
1. 水池貯存
58
2. 四種乾式貯存方式之發展現況
美國核管會核發乾式貯存設施執照統計表
貯存方式
數量
混凝土護箱
16
混凝土模組
14
混凝土窖
2
金屬護箱
4
金屬護箱/混凝土模組
1
混凝土護箱/混凝土模組
2
金屬護箱/混凝土護箱
2
總計
41
59
美國(Massachusetts) Yankee Rowe核電廠 – 混凝土護箱乾式貯存設施
60
美國(Maryland) Calvert Cliffs 核電廠 – 混凝土模組乾式貯存設施
61
美國(Colorado) Fort st. Vrain 核電廠 – 混凝土窖乾式貯存設施
62
美國(Virginia) Surry 核電廠 – 金屬護箱乾式貯存設施
63
3. 再處理發展趨勢
 美國倡導GNEP計畫
 美國布希總統於2006年2月提出「全球核能夥
伴（Global Nuclear Energy Partnership, GNEP
）」計畫構想，主要目的在於與英、法、日、
俄、中等擁有先進核能技術的夥伴國家合作，
以研發無核武擴散疑慮的新核子燃料循環技術，
包含先進的用過核子燃料再處理技術 。
 依GNEP計畫構想，美國與夥伴國家將向開發
中國家提供整體核能技術，包括提供核子燃料
以及將用過核子燃料運回供應國進行再處理之
國際合作機制。
64
4. 最終處置
 美國雅卡山處置場：美國能源部已向核管會提出
建照申請，預計最快將於2017年興建完成雅卡山
(Yucca Mountain)處置場 。
 芬蘭Ökiluoto處置場：因調查及評估作業耗時，
處置場預定營運時程延到2020年以後。
 瑞典Oskarshamn處置場：因相關場址調查尚未
完成，其安全評估預定延到2009年完成，後續之
建照申請作業也順延到2009年後。
 日本NUMO處置機構：原訂2031年之處置場開始
營運，因調查與研發作業趨於審慎評估，已初步
延後至2033~2037年後才開始營運。
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七、台電公司用過核子燃料營運現況 (一)
核一廠用過核子燃料乾式貯存計畫
1. 目標
 99年03月完成一號機裝載2組護箱送至貯存場貯
存（一號機貯存水池預計於 99年03月池滿）。
貯核
存一
設廠
施用
（過
電核
腦子
合燃
成料
圖乾
）式
66
2. 計畫時程
工 作 項 目
96年
97年
98年
99年
建造執照審查
設備製造及測試
整地招標作業
整地
現場組裝測試及試運轉
完成前2個護箱裝填(99/03)
註：本計畫共將採購25個混凝土護箱，自99年4月起，其餘23個混凝土護箱將以
每月運送2個護箱之速度運至乾式貯存設施。
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(二)核二廠用過核子燃料乾式貯存計畫
1. 目標：102年取得運轉執照後啟用( 105年池滿)
2. 計畫時程
工 作 項 目
項次
1
「投資可行性報告」撰寫與審查
2
「環差報告」撰寫與審查
3
貯存設備採購帶安裝招標
4
建造執照申請文件撰寫與審查
5
「水保計畫書」撰寫與審查
6
整地、設備製造及交貨
7
「試運轉計畫書」撰寫與審查
8
試運轉
9
運轉執照申請文件撰寫與審查
10
用過核子燃料運送
97
98
99
100
101 102
103
104
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(三)用過核子燃料最終處置計畫
 依據原能會95年07月核備之「用過核子燃
料最終處置計畫書」，用過核子燃料最終
處置長程計畫之全程工作分為5階段執行：
 潛在處置母岩特性調查與評估（2005~2017）
 候選場址評選與核定（2018~2028）
 場址詳細調查與試驗（2029~2038）
 處置場設計與安全分析評估（2039~2044）
 處置場建造（2045~2055）
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八、結語
放射性廢棄物是核能發電的必然產物，台電公司
遵依我國相關法律規定，並參照核能先進國家的
作法，執行各項放射性廢棄物營運作業。
放射性廢棄物營運期間長，牽涉科技廣泛，因此
台電公司採整體規劃、分段實施的方式，並秉持
「安全至上、品質第一、追求環保、誠信負責」
的理念，積極推動各項放射性廢棄物營運工作。
有關低放射性廢棄物最終處置及用過核子燃料乾
式貯存工作，在技術及安全上並無問題，但在業
務之推動方面，則需要持續溝通，取得民眾及地
方政府支持，才可以順利完成。
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