楊昌鵬（ 放射試驗室 放射化學組長 ）
摘要：
日本青森縣六個所村低放廢棄物最終處置埋設中心，針對各核能電廠產生的低放廢棄物固化桶申請最終處置，訂定的固化桶接收技術基準與埋設最大放射能濃度，其作法值得本公司未雨綢繆事先參考準備。低放廢棄物固化桶最終處置埋設作業前的確認檢查作業，是由各核能電廠、日本核燃料公司（ JNFL）、與日本原子力安全基盤機構（JNES）三方面共同執行各個固化桶品質記錄文件的確認檢查。接著，固化桶最終處置埋設作業，則是由日本核燃料公司（ JNFL）負責，其作業經驗值得本公司未來放射性廢棄物最終處置場興建之規劃借鏡。日本核能安全委員會（ NSC）參考日本原子力安全基盤機構安全規格基準部（JNES-SS）的研究報告，核准其濃度分析決定方法，值得本公司各核能電廠與放射試驗室參考。尤其是日本原子力安全基盤機構（ JNES）整理出各核能機組產生的相關低放廢棄物之難測核種濃度相對易測核種比例因素（ scaling factor，SF），其數據也值得放射試驗室在執行各核能電廠產生的各類低放廢棄物之樣品難測核種濃度分析結果比較。
一、前言：
2009年（第九屆）亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會（ Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia），由日本原子力學會（ Atomic Energy Society of Japan，JAES）主辦，於 98年 10月 28日至 30日在日本名古屋市舉行，參加人員共 173人，除台灣、日本、韓國、印度等會員國外，尚有中國、美國、瑞士、德國、瑞典等國專家學者一齊參與盛會。台灣方面共有 11人出席，分別是本公司 3人、清大 3人、工研院 3人、核研所 2人。在會議第三天（ 10月 30日），主辦單位（日本原子力學會）安排與會人員參訪日本中部電力公司浜岡核能電廠，進行技術交流。筆者在出國前，就以電子郵件（ E-Mail）與此次會議連絡人：日本中部電力公司鹿角吉夫先生（ Mr. Yoshio Katsuno）洽商參訪浜岡核能電廠時，筆者想要技術交流的五項主題： (1)低放廢棄物難測核種分析技術（ Radiochemical analysis technique for Difficult To Measure（DTM）nuclides on Low Level Radioactive Waste）。(2)低放廢棄物難測核種與易測核種的比例因素（ Scaling Factors between Easy To Measure（ETM） nuclides and Difficult To Measure（DTM）nuclides）。(3)低放廢棄物固化體品質驗證（ Quality Verification on the solidification of Low Level Radioactive Waste）。(4)再循環管路（一次側管路）輻射增建度量（Radiation Built-up Measurement for Primary Loop Recirculation Pipes or Primary System Pipes）。(5)低放廢棄物最終處置作業（ Final Disposal of Low Level Radioactive Waste）。筆者想藉此機緣，當面向專家請益，並討論相關問題與經驗交流，及建立技術交流管道，方便日後各項業務推展、應用，以提升放射試驗室服務核能電廠與核能後端營運處的作業能力與品質。
在 10月 30日上午，筆者抵達浜岡電廠核能展示館時，浜岡電廠低放廢棄物難測核種分析專家已備妥日本青森縣六個所村低放廢棄物最終處置埋設中心與低放廢棄物難測核種濃度相對易測核種比例因素（ scaling factor，SF）等有關資料在大門口等候，因此筆者能夠順利地與該專家深入討論：低放放射性廢棄物最終處置、難測核種分析技術、與其相對比例因素等議題，並獲得其最新的相關資訊，經整理後擬分享給相關工作同仁。
二、核能電廠低放廢棄物的來源與處理：
核能電廠運轉及維護過程中所產生之低放射性廢棄物，依其物理型態分為濕性放射性廢棄物與乾性放射性廢棄物兩大類。濕性放射性廢棄物的主要來源有： (1)來自爐水淨化、燃料池淨化與廢水過濾器之耗乏粉末狀廢樹脂與過濾殘渣。 (2)來自化學廢液槽的廢水經蒸發濃縮器（ Vapor Body）蒸發濃縮後產生含有 25%-35%固體之濃縮廢漿。(3)來自冷凝水除礦器與廢水除礦器之耗乏粒狀廢樹脂。乾性放射性廢棄物的主要來源是來自機組設備維修工作所產生的廢棄物，有 (1)可燃廢棄物，例如：污染衣物、手套、鞋套、廢紙、破布、塑膠布、塑膠袋等。 (2)不可燃廢棄物，例如：大修時更換失效的爐心中子偵測與控制元件、一次側系統更換失效的管材、濾材、閥件、設備等、及受污染的工具、保溫棉、水泥塊、爐底灰等。
濕性放射性廢棄物處理，是依其特性分別處理： (1)針對耗乏粉末狀廢樹脂與過濾殘渣，以離心機脫水後下料，再加適量水泥均勻攪拌予以固化，並盛裝在 200公升鋼桶內。 (2)針對濃縮廢漿，則不經離心機脫水而直接下料，並加適量水泥均勻攪拌予以固化，盛裝在 200公升鋼桶內。 (3)針對耗乏粒狀廢樹脂，則以離心機脫水後，直接下料，盛裝在 200公升鋼桶內。
乾性放射性廢棄物處理，是先以人工方式分類，主要有： (1)可燃廢棄物 (2)不可燃但可壓縮廢棄物 (3)不可燃但也不可壓縮廢棄物。其次再依類分別處理： (1)針對可燃廢棄物，則直接送至焚化爐燃燒減容，焚化後的爐底灰，再以適量固化劑（水泥、瀝清、塑膠等）均勻攪拌予以固化，並盛裝在 200公升鋼桶內。 (2)針對不可燃但可壓縮廢棄物，則經切割後，再以超高壓壓縮機壓縮減容後，而盛裝在 200公升鋼桶內。 (3)針對不可燃但也不可壓縮廢棄物，若其是金屬或廢鐵類，則以切割、熔融方式減容成鑄錠後，再暫時儲存在電廠廢棄物倉庫內。若其不是金屬類，則經切割後直接盛裝在 200公升鋼桶內，而暫時儲存在電廠廢棄物倉庫內。
裝桶固化後的廢棄物，則經由輸送機系統輸送至養生暫存區，養生（curing）至少一星期後，將 200公升鋼桶封蓋、污染拭跡、輻射偵測，再送至電廠廢棄物倉庫內暫存儲存。
三、日本六個所村低放廢棄物最終處置中心作業：
1.六個所村核能園區：
日本青森縣六個所村（Rokkasho-mura）核能園區是由日本核燃料公司（Japan Nuclear Fuel Limited, JNFL）規劃興建與經營管理，目前該園區規劃設置的核子燃料循環設施有：(1)鈾濃縮廠、 (2)用過核子燃料接收與貯存廠、(3)用過核子燃料再處理廠、(4)混合氧化物燃料製造廠、 (5)玻璃固化廢棄物貯存中心、及 (6)低放廢棄物最終處置中心。
日本核燃料公司成立於 1980年 3月 1日，主要由東北電力、東京電力、北陸電力、中部電力、關西電力、中國電力、九州電力、四國電力、北海道電力等 9家擁有核能電廠的電力公司所組成，資本額 2千 5百億日圓，現有員工約 2千餘人，主要業務有： (1)低放廢棄物最終處置、 (2)鈾濃縮、 (3)MOX燃料製造、 (4)用過核子燃料再處理、(5)再處理後之廢棄物暫存、 (6)低放廢棄物與用過核子燃料運輸等作業。
2.低放廢棄物最終處置中心：
六個所村低放射性廢棄物處置中心，鳥瞰圖如圖 1所示，佔地 600,000 m2，設計容量 300萬桶，已核准之處置面積為 80,000 m2（約 40萬桶），於 1992年 12月開始運轉，第一期工程為均勻固化桶處置區，共有 30個處置單元（原規劃 40個），每一單元長、寬各 24 m，高 6 m，可處置 5,120桶廢棄物，總處置量為 204,800桶，截至 2009年 10月 30日止已處置 141,115桶；第二期工程為非均勻固化桶處置區，共有 16個處置單元，每一單元長 36 m，寬 37 m，高 7 m，可處置 12,960桶廢棄物，總處置量約為 207,360桶，截至 2009年 10月 30日止已處置 69,832桶。日本低放廢棄物固化桶最終處置方式，屬於淺地層掩埋，該低放廢棄物埋設中心第一、二期工程挖的空穴深度約 8-9 m，由核燃料公司經營管理，其營運現況如表 1所示。
3.接收低放廢棄物固化桶型式：
六個所村低放廢棄物最終處置中心接收各核能電廠產生的低放廢棄物固化桶型式有兩類：一為均質的固化桶、另一為充填（不均質的）固化桶，分別在第一期工程處置區（ 1號）與第二期工程處置區（ 2號）處置，如圖 2所示。在 1號場所處置的低放廢棄物是均質固化桶，係以水泥、瀝清、塑膠（Cement、Asphalt、Plastic）等固化材料來與濃縮廢液、淨化過濾殘渣、廢樹脂、爐灰等低放廢棄物均質的固化，並以 200公升桶承裝，如圖 3示意圖所示。六個所村低放射性廢棄物處置中心針對均質固化桶埋設的接受技術基準，如圖 4所示： (1)容器：須符合日本 JIS Z 1600（1993）相關容器規定或同等以上強度及可密封之材質。
1. 耐埋設荷重：容器須能承受埋設後覆蓋物的荷重。 (3)均質固化配合比：水泥或瀝清的重量須佔整桶廢棄物淨重（整桶廢棄物重減去容器重）的 50%以上、塑膠的重量須佔整桶廢棄物淨重的 30%以上。(4)攪拌混合：低放廢棄物與固化材料須攪拌混合均勻。(5)危害健康物質：須不含危害健康的物質。(6)表面輻射劑量率：不超過 10 mSv/h。(7)放射性濃度：不得超過埋設許可申請書上記載各個核種的最大放射性比活度，如表 2所示。 (8)表面污染限度：阿伐污染須小於 0.4 Bg/cm2，阿伐以外污染須小於 4 Bg/cm2。(9)軸向壓縮強度：須大於 1470 kPa。
2. 硬度：塑膠固化硬度須大於 25。(11)有害的間隙：桶蓋與固化體間無有害間隙。(12)固化後暫存期間：至少 6個月以上。 (13)標示與編號：須有低放廢棄物來源標示、輻射劑量率標示、輻射標誌、與管理編號。 (14)外觀檢查：無明顯破損。
在 2號場所處置的低在放廢棄物是充填固化桶，係以灰泥（ mortar）固化材料與受污染的廢金屬、保溫材、過濾器、塑膠材、水泥塊等低放廢棄物混合充填成不均質的固化體，並以 200公升桶承裝，如圖 5示意圖所示。六個所村低放射性廢棄物處置中心針對充填固化桶埋設的接受技術基準，如圖 6所示： (1)容器：須符合日本 JIS Z 1600（1993）相關容器規定或同等以上強度及可密封之材質。(2)耐埋設荷重：容器須能承受埋設後覆蓋物的荷重。 (3)一體成型充填：容器內的低放廢棄物須與固化材料一體成型。(4)固化材料的混合：固化材料與低放廢棄物須充分緊密混合。(5)危害健康物質：須不含危害健康的物質。 (6)表面輻射劑量率：不超過 10 mSv/h。(7)放射性濃度：不得超過埋設許可申請書上記載各個核種最大的放射性比活度，如表 2所示。(8)表面污染限度：阿伐污染須小於 0.4 Bg/cm2，阿伐以外污染須小於 4 Bg/cm2。(9)有害的間隙：桶蓋與固化體間無有害間隙。 (10)固化材料：水泥須符合日本 JIS R 5210（1992）或 JIS R 5211（1992）相關規定或同等以上之原料。 (11)固化後暫存期間：至少 6個月以上。
(12)標示與編號：須有低放廢棄物來源標示、輻射劑量率標示、輻射標誌、與管理編號。(13)外觀檢查：無明顯破損。
1. 低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程：
2. 日本各電力公司核能電廠產生的低放廢棄物固化桶，先暫存於廠區內之貯存倉庫，再排定最終處置時程前，必須經由電力公司、日本核燃料公司、與日本原子力安全基盤機構（ JNES）三方面共同執行廢棄物固化桶品質記錄文件的確認檢查，其作業流程如下：(1)在核能電廠內，由電力公司人員依據低放廢棄物固化處理作業相關程序書執行廢棄物固化與自主檢查作業，並由日本核燃料公司人員執行查證與確認作業，如圖 7所示。 (2)在核能電廠內，由電力公司人員整備廢棄物固化記錄文件、數據等相關資料與最終埋設處置申請資料，傳送至日本核燃料公司，再經由核燃料公司人員執行符合最終埋設處置技術規範的確認，如圖 8所示。 (3)經確認符合最終處置規範後，日本核燃料公司將該電力公司最終處置申請書提送原子力安全基盤機構審查，並由其抽樣檢查確認後，再以日本核燃料公司專用船隻 ---青榮丸號載往六個所村低放廢棄物最終處置中心如圖 9所示。 (4)在六個所村低放處置中心內，日本核燃料公司人員再次進行廢棄物固化桶數量、外觀、編號等目視檢查，並經原子力安全基盤機構人員確證後，才開始執行低放廢棄物埋設作業，如圖 10所示。
1. 低放廢棄物固化桶最終埋設處置作業流程：
日本核燃料公司以低放廢棄物專用運輸船隻 ---青榮丸號，載送原子力安全基盤機構審查核可最終處置的低放廢棄物固化桶至陸奧小川原港，卸下低放廢棄物後再以專用拖板車行經專用道路將低放廢棄物運往六個所村低放廢棄物最終處置埋設中心，如圖 11所示。接著，在埋設中心貯存庫再次地進行廢棄物固化桶外觀目視檢查與編號核對等作業，之後再用專用拖板車將該低放廢棄物固化桶運至埋設場所，如圖 12所示。最後，在埋設場所以埋設專用吊具（八桶一列，橫臥式抓具）將低放廢棄物固化桶吊入指定的穴坑（ Pit）各單元內，整個單元裝滿後即以水泥漿澆灌；並在其頂部鋪設強化水泥與鋼筋混泥土，之後在穴坑周圍與上部鋪設黏土層，接著再回填原開挖土覆蓋並植被，覆土厚度約 4公尺，使低放廢棄物與環境生態完全隔離，如圖 13所示。
圖 1日本青森縣六個所村低放廢棄物最終處置中心
圖 2六個所村低放最終處置中心接收埋設有均質固化桶與充填固化桶兩類
圖 3 水泥（Cement）均質固化的 200公升桶裝低放廢棄物
圖 4 六個所村低放處置中心對均質固化桶埋設的接受技術基準
圖5 灰泥（mortar）不均質固化的200公升桶裝低放廢棄物
圖 6 六個所村低放處置中心對充填固化桶埋設的接受技術基準
圖 7 低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程（1）
圖 8 低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程（2）
圖 9 低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程（3）
圖 10 低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程（4）
圖 11 六個所村低放廢棄物最終處置埋設中心接收廢棄物流程
圖 12 六個所村最終處置埋設中心執行廢棄物固化桶檢查
圖 13 六個所村最終處置埋設中心執行廢棄物固化桶埋設作業
表 1 日本核燃料公司經營低放廢棄物埋設中心之營運現況
表 2日本六個所村低放廢棄物埋設中心要求申請書上記載各個核種的最大許可放射性比活度
四、日本低放廢棄物難測核種濃度對易測核種的比例因素（Scaling Factors）：
日本各核能電廠低放射性廢棄物固化桶，申請送至青森縣六所村低放廢棄物最終處置埋設中心處置前，必須在申請書上記載每桶（ 200公升）固化廢棄物所含的放射性核種與其濃度，並檢附相關數據的記錄文件。然而，各核能電廠低放廢棄物之核種與濃度分析，大多是委託專業機構分析。
低放射性廢棄物固化桶所含的放射性核種，依其生成機制（來源）分為活化核種、分裂核種、與中子多元補獲阿伐核種三類；依其度量分析難易程度則分為易測核種（Easy To Measure nuclides，ETM）與難測核種（ Difficult To Measure nuclides， DTM）兩大類。易測核種係指可以非破壞方法，整桶外部直接度量分析，即可決定其放射性核種與濃度，例如 Co-60與 Cs-137等加瑪核種。難測核種係指必須採取代表性的樣品，以破壞方法進行化學繁瑣純化分析程序，才能決定其放射性核種與濃度。因此，難測核種依其濃度決定方法又細分為四類：第一類難測核種有 Sr-90、I-129等分裂核種與中子多元補獲的總阿伐核種，第二類難測核種有 C-14、Ni-63、Nb-94等腐蝕活化核種，第三類難測核種有 H-3與 Tc-99等分裂與活化核種，第四類難測核種有 Ni-59 等活化核種。
依據日本原子力安全基盤機構 JNES-SS-0801報告第 2.8節論述：放射能濃度，其對低放廢棄物固化桶所含放射性核種與其濃度的決定方法如下： (1)對於易測核種，如 Co-60與 Cs-137等加瑪核種，其濃度容易以非破壞的整桶外部直接度量分析法來決定，即加瑪能譜分析法度量即可得到。 (2)對於第一類難測核種，如 Sr-90、I-129等分裂核種與中子多元補獲的總阿伐核種，其濃度以各該核種濃度相對 Cs-137濃度之比例因素（Scaling Factor）計算決定。 (3)對於第二類難測核種，如 C-14、Ni-63、Nb-94等腐蝕核種，其濃度以各該核種濃度相對 Co-60濃度之比例因素（ Scaling Factor）計算決定。(4)對於第三類難測核種，如 H-3與 Tc-99等分裂與活化核種，其濃度以取代表性的樣品，經過放射化學分析後的平均濃度（ Average Radioactivity Concentration）來決定。(5)對於第四類難測核種，如 Ni-59等活化核種，其濃度以爐心燃料燃耗度等因素理論分析（ Theoretical Analysis）計算得到，係由 ORIGEN-2程式得到 Ni-59/ Ni-63 ＝ 8 × 10-3，再由前述分析獲得的 Ni-63核種濃度（實際量測到 Co-60核種濃度乘以 Ni-63核種濃度相對 Co-60核種比例因素），經過計算而決定 Ni-59核種濃度。
日本核能安全委員會（ Nuclear Safety Commission）參考日本原子力安全基盤機構安全規格基準部（JNES-SS）的研究報告，針對低放廢棄物固化桶所含放射性核種的生成機制，核准其濃度決定方法如表 3所示：
表 3 日本核能安全委員會核准固化桶廢棄物放射性核種濃度決定的方法
低放廢棄物各個固化桶所含的放射性易測核種與其濃度是由整桶實際度量分析得到，而難測核種濃度則是由事前取出代表性的樣品，經過前處理、放射分析、輻射 計測等步驟，而獲得該樣品中各難測核種濃度相對易測核種之比例因素（scaling factor，SF），事後再以此比例因素乘以實際度量得到的易測核種濃度，經此計算得到整桶低放廢棄物中各難測核種濃度。利用比例因素決定低放廢棄物整桶的放射性核種濃度核種示意圖如圖 14所示。
圖 14 利用比例因素決定低放廢棄物整桶的放射性核種濃度核種
日本原子力安全基盤機構安全規格基準部（JNES-SS），針對均質固化與充填（不均質）固化的 200公升桶裝低放廢棄物收集了有關電力公司核能機組在 1991年或之前大約 500件均質固化前低放廢棄物的樣品，及在 1997年或之前大約 1000件充填固化前低放廢棄物的樣品，分別進行各項難測核種放射化學分析研究與易測核種度量分析，考慮各核能機組反應器型式、燃料破損模式、及一次側系統設備應用材料等不同而分類，並由固化後 200公升桶裝低放廢棄物實際偵測數據，分別獲得各相關核能機組產生的低放廢棄物均質固化體中難測核種濃度相對易測核種之比例因素，如表 4所示，其中註明：(1)Cs-137較低濃度的機組：Onagawa、Fukushima Daiichi Unit 5/6、 Fukushima Daini、 Hamaoka、 Shimane and Tokai Daini nuclear power plants。(2)早期傳統材料的機組： Fukushima Daiichi、Hamaoka、Shimane (cement solidified waste)、 Tokai Daini and Tsuruga Unit 1 nuclear power plants。(3)使用低鈷材料的機組： Onagawa、Fukushima Daini and Shimane (plastic solidified waste)。
同樣地，日本原子力安全基盤機構也獲得各相關核能機組產生的低放廢棄物充填固化體中難測核種濃度相對易測核種之比例因素，如表 5所示，其中分類註明： (1)早期傳統材料的機組： Fukushima Daiichi、 Hamaoka Unit 1/2、Tokai Daini、 Tsuruga Unit 1 and Shimane Unit 1。(2)使用低鈷材料的機組： Onagawa、Fukushima Daini、 Hamaoka Unit 3/4 and Shimane Unit 2。(3)其他機組： Onagawa、 Fukushima Daiichi Unit 3-6、Fukushima Daini、 Hamaoka、 Shimane and Tokai Daini。
表 4 低放廢棄物均質固化體難測核種濃度相對易測核種之比例因素
表 5 低放廢棄物充填固化體難測核種濃度相對易測核種之比例因素
五、結論與建議：
1.針對低放廢棄物固化桶最終埋設處置作業，日本青森縣六個所村低放射性廢棄物處置中心接收低放固化體的型式與埋設接受的技術基準，如圖 4與圖 6所示，值得本公司各核能電廠參考，在低放廢棄物固化桶產生時候，就及時建妥該固化桶來源標示、品質驗證數據、輻射劑量率標示、輻射標誌、與管理編號等文件資料。
2 針對低放廢棄物固化桶最終處置作業前的確認檢查流程，日本是由電力公司各核能電廠、日本核燃料公司（ JNFL）、與日本原子力安全基盤機構（ JNES）三方面共同執行低放廢棄物固化桶品質記錄文件的確認檢查，如圖 7至圖 10所示，值得本公司相關單位借鏡。未來，我們放射性廢棄物最終處置場興建完成後開始接收低放廢棄物固化桶時，本公司各核能電廠就得進行最終處置作業前各個固化桶品質驗證數據的確認檢查作業。
3. 針對低放廢棄物固化桶最終處置埋設作業，日本六個所村埋設中心是由日本核燃料公司（JNFL）經營，其作業流程如圖 11至圖 13所示，值得本公司相關單位借鏡。未來，我們放射性廢棄物最終處置場興建規劃，可參考六個所村埋設中心的營運經驗，例如指定穴坑（ Pit）單元規劃、埋設專用吊具（八桶一列，橫臥式抓具）、及低放廢棄物專用拖板車等特殊設備。
4. 針對低放廢棄物固化桶與環境生態完全隔離作業，日本六個所村埋設中心是在埋設穴坑每一單元（ Pit Unit）內，整個單元裝滿後即以水泥漿澆灌，並在其頂部鋪設強化水泥與鋼筋混泥土，之後又在穴坑周圍與頂部鋪設黏土後，再回填原開挖土覆蓋並植被美化，其作法值得本公司未來放射性廢棄物最終處置場借鏡。
5. 針對低放廢棄物各個固化桶所含放射性核種與其濃度（比活度）決定作業，日本核能安全委員會（ Nuclear Safety Commission）參考日本原子力安全基盤機構安全規格基準部（ JNES-SS）的研究報告，核准其濃度分析決定方法如表 3所示，值得本公司各核能電廠與放射試驗室參考。目前本公司各核能電廠低放廢棄物裝桶時都會取樣送至放射試驗室分析，由本組（放射化學組）負責難測核種與易測核種之定性、定量分析，最後將分析結果報告：各個樣品所含的放射性核種與其濃度（比活度），送回各核能電廠與核能發電處存參處理。歷年來，我們分析的數據與委託核能研究所分析組分析的數據，尚缺進一步整理與分析，如日本原子力安全基盤機構發表的 JNES-SS-0801報告整理出的均質固化桶與充填（不均質的）固化桶所含難測核種濃度相對易測核種的比例因素（ Scaling Factor），如表 4、表 5所示，因此期待本公司相關單位共同努力針對低放射性廢棄物歷年來的核種與其濃度分析數據，進一步探討，必要時與核能研究所、清華大學合作，建立難測核種分析數據互相比對機制，及早完成具有公信力的核種濃度分析依據文件，建妥各桶固化廢棄物的核種與其濃度相關資料，為其最終處置做好準備。
六、感謝：
筆者要感謝放射試驗室與核能發電處長官給予機會，參加「 2009年亞洲核能電廠水化學與腐蝕研討會」，才有機緣向日本浜岡核能電廠低放廢棄物難測核種分析專家們當面請益，使得本文得以完成。同時，也要特別感謝原能會物管局劉文忠博士與本公司核後端處邱顯郎組長，在筆者整理本文資料的同時，提供日本六個所村低放廢棄物處置中心相關資料。
七、參考文獻：
1. 1. International Atomic Energy Agency, “Determination and Use of Scaling Factors for Waste Characterization in Nuclear Power Plants”, Technical Reports Series No. NW-T-1.18, IAEA, Vienna, 2009.
2. 2. 均質/均一固化体及充填固化体低放廢棄物之廢棄目的的確認方法，第 5次修正版，報告編號 JNES-SS-0801，日本原子力安全基盤機構，日本， 2008年。
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