周雄偉 黃金城 康龍全 (核能研究所工程技術及設施運轉組 )
摘要
用過之核子燃料，以乾式貯存作為中期存放之方式，已為許多國家所接受，並使用於世界各地核能電廠中。目前我國則正致力於相關之研究，期待引進乾式貯存能對核能電廠即將滿載之燃料池有所舒緩，俾利核電廠持續之運轉。
比較各國乾式貯存護箱發現，可運輸性及散熱性為設計上所需強調部分，金屬護箱雖有較好之效能，但成本問題相對於使用上有諸多限制，故逐漸為混凝土護箱所取代。但未來乾式貯存護箱將朝向增加燃料容量、提高燃耗與運輸功能之趨勢發展，並且仍需改進混凝土護箱自重大及導熱差之缺點。因此，利用重質混凝土，或者結合類似金屬護箱之散熱片於混凝土護箱之新式散熱機制概念，皆可作為日後我國提高乾式貯存混凝土護箱裝載容量之改良設計構想與參考。
關鍵詞：用過核子燃料、混凝土模組、金屬護箱、混凝土護箱、重質混凝土。
壹、前言
用過核子燃料（Spent nuclear fuel, SNF）之處理，為核能應用之重要議題，對核能電廠之營運相當重要。國際間對於用過核子燃料之管理，主要分成再處理（Reprocessing） ，直接處置（Direct disposal）與延後決定（The “wait and see” position）三種方式[1]。惟再處理因受國際公約之嚴格限制，而目前亦無長期存放之最終處置場完工啟用，故許多核能電廠面臨用過核子燃料池逐漸貯滿之際，採取中期貯存 （Interim storage）之方式以貯放用過核子燃料，俾使核能電廠能夠繼續運轉。
自反應器退出之核子燃料，由於具有很高之放射性及熱量，故用過核子燃料之先期處置，係先置於核能電廠內之燃料池存放，使燃料於再處理及最終處置技術或設施研發完成前，達到冷卻之功用。但隨著退出燃料數量逐漸增加，世界各國核能電廠皆有面臨燃料池空間不足之窘境，為免核能電廠因此無法運轉，乾式貯存技術之應用遂為國際上多數核能電廠所採用。而我國核能一、二廠運轉迄今，其燃料池亦已歷經多次格架重整作業（Re-racking）以增加貯存量，但仍將面臨貯滿情況，為解決國內核能電廠之困境，並建立用過核子燃料乾式貯存本土化技術，台灣電力公司遂考量以技轉方式委託核能研究所進行核一廠用過核子燃料乾式貯存設施興建計畫及相關研究。經評估後選定美國 NAC 公司為技轉廠家，採用 NAC-UMS 系統之乾式貯存設備，並配合我國法規及核一廠特殊條件，加強屏蔽功能，改良研發為 INER-HPS 用過核子燃料乾式貯存系統，作為日後我國核一廠用過核子燃料中期貯存之主要設備。
現今各國用過核子燃料乾式貯存設備，主要可區分為護箱式（包含金屬護箱式與混凝土護箱式）及混凝土模組式兩大類，其中以護箱式之乾式貯存設備目前較為廣泛地被採用。上述二者之設計、配置與特性雖大不相同，但作為用過核子燃料之中期貯存設備，皆須滿足下列需求：
1. 提供足夠之核子屏蔽，使環境輻射劑量低於法定限值。
2. 提供足夠之結構強度，以確保基本吊運、操作或遭受可能之天然及人為意外事故上，均能確保結構安全無虞並迅速恢復正常運轉。
3. 提供良好之散熱冷卻機制，以消散燃料熱量，並確保整體機構之溫度低於限值，以維安全。
因此，用過核子燃料乾式貯存系統之製造廠家必須基於上述基本需求，配合燃料種類及電廠特性，開發出各式不同型式之產品，以符合環境安全、社會輿論與經濟考量等各項評估。
本文蒐整國際上各種型式用過核子燃料乾式貯存護箱之相關資料，介紹各種型式乾式貯存護箱之產品特性、設計功能及適用條件等，並加以相互比較，分析其優缺點，使國人對乾式貯存設備有進一步之認識，更期待作為日後改良或研發新式產品時之設計參考與依據。
貳、各式乾式貯存設備介紹
現今各式用過核子燃料之乾式貯存設備，因須具備輻射屏蔽與散熱功能，於設計型式上主要可區分為護箱式與混凝土模組式兩大類。目前國際商業上通用之用過核子燃料乾式貯存設備，大致計有 BNG (British Nuclear Group) fuel solution、GNS (General Nuclear System) Inc.、Holtec international、NAC international、REA、Transnuclear Inc.、Westinghouse、NFT、Hitachi 與 Mitsubishi 等廠家，所生產的數十種不同型式之相關產品，皆各有不同之設計考量與功能，常見之各種乾式貯存設備經整理列於表 1 中，並依貯存模式與貯存技術類別分類，例如混凝土模組與護箱式等，加以介紹與探討。
一、混凝土模組式：
混凝土模組式乾式貯存設備，係將裝載用過核子燃料之密封鋼筒（Canister） ，水平或垂直放置於一混凝土結構中。此模式一次可置入多個滿載之密封鋼筒集中貯存，其設計示意圖如圖 1 所示[3]。該模組之混凝土結構搭配內部鋼襯及屏蔽材料，除了須提供了足夠之輻射屏蔽，並設計配置許多對流良好之空氣通道，達到被動式自然對流冷卻（Passive natural convection cooling）之效果。
混凝土模組式之乾式貯存設備，使用上較未如護箱式來的廣泛，其實際應用之產品，主要為 Transnuclear 公司所生產之 NUHOMS 系列模式。NUHOMS 系列之設計概念，係將數個密封鋼筒以水平方式置入鋼筋混凝土結構中，透過外部結構達到防護，並利用被動自然對流方式，達到燃料冷卻之目的。NUHOMS 密封鋼筒置入之過程與設備示意圖如圖 2 所示，滿載之密封鋼筒首先水平置入一傳送護箱（Transfer cask）中，此傳送護箱提供了運送過程之輻射屏蔽與結構安全，再將其運送至貯存結構位置，水平推入貯存結構中，最後蓋上屏蔽塞完成燃料置入。此種貯存模式經 Transnuclear公司分析評估後，歸納出下列之優點:
1. 由於為集中貯存散熱方式，在相同之佔地面積下，能有較多之燃料貯存量，並提供足夠之輻射屏蔽。
2. 該模組龐大且堅固之鋼筋混凝土結構對於密封鋼筒及燃料給予絕對之結構安全。
3. 密封鋼筒採水平置入，於操作上較為簡便快速，日後須將燃料取出再處理時亦較方便。
然而由於此模式之貯存設備體積龐大，需透過傳送設備將滿載之密封鋼筒自燃料池運送至貯存場，其裝載燃料後之傳送護箱移動距離必較一般護箱式貯存設備大，故運送過程須嚴密及確實監控環境輻射劑量，並確保其結構安全，慎防意外發生。
二、護箱式乾式貯存設備
護箱式乾式貯存設備，顧名思義，為將用過之核子燃料，直接放入一屏蔽良好之護箱（Cask）內，或先置於密封鋼筒中，再放入護箱內貯存之方式。因此用過燃料之輻射屏蔽、冷卻與安全防護，便由外部護箱所提供。而貯存護箱依據其組成材料，主要可區分為金屬護箱與混凝土護箱兩類，此二類材料製造之貯存護箱各有其使用上之特性，以下便先依此分類，並配合介紹各種廠牌型式之護箱加以探討。
（一）金屬護箱
金屬材料除了提供外界足夠之輻射屏蔽，因其具有良好的導熱性，能將內部貯存燃料之熱量直接藉由熱傳導散出，為金屬護箱最主要之熱量消散機制。因此於較早期之用過核子燃料乾式貯存設備上，較常被採用。另因金屬相較於混凝土有較大之密度，於相同的屏蔽效果上，其護箱的截面積與重量，能較混凝土結構低，故金屬式護箱除作為貯存功用外，亦常搭配燃料運輸需求，設計成雙重用途（Dual-purpose）之護箱設備。
至於金屬護箱式乾式貯存設備的製造廠家，則以 GNS、Holtec、NAC、REA、Transnuclear、Westinghouse、NFT、Hitachi 與 Mitsubishi 等公司所生產之產品，目前較為廣泛的應用於世界各國核能電廠中。以下則列舉出一些常用之金屬護箱模式，進行介紹與比較。
1. GNS 公司之 CASTOR 系列
GNS 公司研發之 CASTOR 系列金屬護箱，針對各種燃料及需求有許多不同型式之設計與改良。例如圖 3(a)為 CASTOR-440/84 之裝置圖，於護箱之頂部、底部與周圍皆各有一層中子吸收材料，並利用金屬之包覆達到輻射屏蔽與結構安全之目的，至於燃料之熱量則直接透過導熱良好之金屬材質散發。但為求更佳之散熱效果，CASTOR 系列大部分型式之護箱於最外圍還另加有散熱片（Heat transfer
fins）之設計。各型式護箱之散熱片設計亦不盡相同，例如 CASTOR-440/84 為水平向 34 片，CASTOR-V/21 為 73 片等…[5,6]，另亦有垂直向設計之型號，例如圖3(b)之 CASTOR 1C 所示，但目的皆是為了提昇貯存護箱內用過核子燃料之散熱效果。
結構安全部分，BAM (The German Federal Institute for Materials Research and Testing)曾對CASTOR護箱與Transnuclear的TN護箱進行一系列之掉落試驗與分析[8]，其中包含最嚴峻之 19.5 m 掉落試驗，證明皆能滿足高標準之安全需求；另亦有針對其散熱效能之相關研究，證明 CASTOR 等護箱各部溫度分佈能各滿足各種型式用過核子燃料之貯存[5,7]。
2. Holtec 公司之 Hi-star 100 金屬護箱 圖 4 為 Holtec 公司之 Hi-star 100 金屬護箱之裝置圖與外觀照片，此護箱兼具貯存及運輸之功能。作為貯存設備時垂直放置，運輸用途時則搭配緩衝器（Impact limiter）採水平放置運送。護箱結構主要分為三層，最內層為鋼內襯，與燃料密封鋼筒相鄰，中間層為厚層鋼板，用途為 Gamma 屏蔽，最外層則以鋼板薄殼包覆中子吸收材料。由於整體材質皆為良好之導熱材料，故直接利用熱傳導之機制將燃料熱量散失。
3. NAC 公司 STC 與 S/T 系列金屬護箱
為 NAC 公司早期研發之用過核子燃料乾式貯存設備產品，其裝置圖如圖 5 所示。與上述 Holtec 公司之 Hi-star 100 類似，皆兼具貯存及運輸之功能。而 STC 與S/T 兩系列產品之差異，在於有無搭配密封鋼筒貯放燃料。STC 須搭配密封鋼筒，燃料係經裝載於密封鋼筒後，再透過傳送護箱置入貯存護箱中。至於 S/T 系列等無密封鋼筒之設計則係採將護箱整體直接進入燃料池中裝載之方式。至於實際
應用上，STC 護箱多用為核子燃料之運送功能，並無貯存應用之實例，S/T 系列則主要應用於用過燃料之中期貯存。
4. REA 2023 金屬護箱
圖 6 為該護箱之裝置圖，此產品之設計與生產權利目前由日本 Mitsubishi 公司獲得。與其他型式金屬護箱相同，其表面皆處理光滑並施加環氧樹酯（Epoxy）塗層，以利於抵抗腐蝕與進入燃料池裝載後之除污（Decontamination）工作。至於輻射屏蔽與熱量移除機制，與多數金屬護箱皆相同。類似設計概念之金屬護箱，尚有 Hitachi-Zosen 之金屬護箱、NFT 之 NEO-2521/2561 金屬護箱，與 Mitsubishi
公司之 MSF 金屬護箱等。
5. Westinghouse 公司 MC-10 金屬護箱
圖 7 為 Westinghouse MC-10 金屬護箱裝置圖，該護箱設計有垂直向之散熱片，自護箱壁體延伸通過最外層之中子屏蔽層，為此護箱設計之特色，用以提昇其散熱效率。
6. Transnuclear 之 TN 系列
本系列之金屬護箱，其頂蓋採螺栓式固定，Transnuclear 公司宣稱此方式不需焊接，施工較簡便快速，並具有較佳之耐候性。經搭配緩衝器後，亦可用於運輸用途。其側面壁體與 Westinghouse MC-10 金屬護箱設計類似，配置有垂直向之散熱片，但此護箱於中子屏蔽最外層有再另加一圈鋼板包覆，使其整體外觀為較規則圓筒狀，利於進入燃料池裝載後之除污工作，為該系列金屬護箱設計上之一大特色。圖 8 則為 Transnuclear TN-24 金屬護箱之裝置圖。
（二）混凝土護箱
由於混凝土為一良好之輻射屏蔽材料，且其強度來源，即水化作用產生之 C-H-S膠體中，結晶水的部份，亦有中子吸收之功能，故常被應用為核廢料貯存結構之主要材料。再加上成本低、原料取得容易、製造技術及需求設備較簡單（因為可能常須於貯存場址現場施作）等優點，各廠家便紛紛研發混凝土材質之乾式貯存護箱，以符合國際需求。以德國 GNS 公司為例[9]，由於其服務範圍常包含東歐地區等較落後國家之核能電廠，考量到(1)產品特性需配合東歐國家之相關貯存/運輸技術等級，避免貯存場址現場無法提供足夠支援技術，(2)當地之設備能夠提供現場乾式貯存設備之製造，與(3)考量這些國家之財政狀況許可，需提供較經濟之乾式貯存設備型式等因素，便
以原有之 CASTOR 金屬式護箱為基礎，繼續發展 CONSTOR 系列之混凝土護箱，以因應國際市場需求。
以混凝土材質作為乾式貯存護箱之材料，需有較大之厚度方能滿足輻射屏蔽之需求。然而混凝土並非良好之導熱材料，內部之用過核子燃料包覆於龐大厚度之混凝土結構中，仍須達到熱量消散之要求，故設計上大多採用通氣式混凝土護箱（Ventilated concrete cask, VCC）之設計。以護箱內壁與密封鋼筒，或燃料管、燃料護套及燃料格架間之間隙，同樣以被動式自然對流散熱之機制，從下方進氣口導入外部空氣，再對流將熱空氣自上部排氣口排出，達到冷卻效果，各廠家生產之混凝土護箱則互有不同之進出氣通道設計。
若依貯存設備之結構來分類，目前國際上採用之混凝土護箱，可區分為一般鋼筋混凝土護箱（Reinforced concrete cask, RC cask）與鋼板包覆式混凝土護箱（Concrete filled steel cask, CFS cask，或 Steel-layer concrete cask, SC cask） 。一般而言，CFS 護箱之製造廠家認為該型式之設計能夠保護混凝土層，有較佳之耐久性，另表面光滑亦較利於除污作業，但其製作成本也相對提高。目前國際上常見有 BNG、GNS、Holtec 與NAC 等廠家所生產之混凝土材質乾式貯存護箱設備，已廣泛地為世界各國核能電廠所購買使用。以下依不同公司生產之產品，進行組成結構、散熱方式及其他特性之簡介。
1. GNS 公司之 CONSTOR 系列 GNS 公司因應東歐地區國家技術及財政上之考量，研發出 CONSTOR 系列之混凝土護箱。CONSTOR 護箱之結構屬鋼板包覆式混凝土護箱（CFS cask） ，圖 9(a)為 CONSTOR 護箱之結構配置圖。CONSTOR 係以重質混凝土建造，作為輻射屏蔽與中子吸收之材料，採用之重質混凝土配比，則是使用重晶石(Barite mineral)與鐵礦砂(Steel granule)作為骨材。該護箱為密封式之貯存設備，並未設計被動熱對流之散熱機制，僅以熱傳導之方式將熱量消散。因其使用重質混凝土（密度為普通混凝土之 2~3 倍） ，故能以較小之厚度，達到相同之屏蔽效果，亦可獲得較佳之導熱性。而搭配補強鋼筋之使用，則可提升強度及導熱效果[9]。此外，為更進一步地加強散熱效果，某些型號之 CONSTOR 護箱亦於外層鋼板包覆層額外設計散熱片，如圖 9(b)所示。
CONSTOR 系列混凝土護箱之底部有設計結構間隙，可作為吊運時不慎發生掉落意外時之緩衝機制。此外，因搭配重質混凝土之使用，故該系列之護箱斷面積小，重量較輕，而增加了可運送性（Transportablility） ，亦可設計為運輸用途之護箱，為 CONSTOR 系列設備之另一特色。
由 CONSTOR 混凝土護箱之設計概念可知，若混凝土護箱無設計被動式對流散熱機制，則需搭配重質混凝土之使用，以減少厚度，方可有較好之導熱效果以滿足各元件溫度限值。故重質混凝土之使用，對於乾式貯存護箱之設計，有減少其厚度以提昇導熱效果，並降低重量以增加其可運送性等優點。惟重質混凝土成本較高且原料取得較不易，故多數混凝土護箱仍以普通混凝土作為主要建造材料，但便須搭配對流散熱機制以達到良好之熱量消散。接下來介紹採用被動式對流散熱機制設計之混凝土護箱，包含 BNG 公司之 W150 與 VSC-24，NAC 公司之 UMS、MPC 與 MAGNASTOR，以及 Holtec 公司之 Hi-storm 100 等混凝土護箱。
2. BNG 公司混凝土護箱 BNG 公司生產之用過核子燃料乾式貯存護箱皆屬混凝土護箱型式，計有 W150與 VSC-24 兩種商業用型號 （尚有 VSC-17 型號但僅供學術研究用途） 。其中 W150為較早期之設計，其裝置如圖 10(a)所示。W150 護箱底部配置 4 個進氣口，空氣經由護箱底部與管狀支承間之間隙，再流經內壁與密封鋼筒間之環狀間隙（Annual gap）後溫度升高密度變輕，最後由上方之排氣口排出。
至於 VSC-24 護箱之設計，除了可裝載燃料量增加外，與 W150 最大不同處，便是底部進氣口之設計。該護箱底部以金屬焊件作為底部之結構，包含進氣口及空氣通道。進氣口之配置非徑向直線配置，而是在底部兩側各有一進氣通道（二進氣口） ，銜接護箱正下方之空氣通道，將空氣導入內部環狀間隙產生對流，再由上方排氣口排出，達到冷卻之目的，相關裝置則可參考圖 10(b)所示。此種較 W150
更為曲折之進氣通道設計，除可降低進氣口處之輻射劑量外，其金屬焊件，亦能作為掉落意外發生時密封鋼筒之緩衝裝置。故往後問世之混凝土護箱，多採金屬焊件作為底部進氣通道與緩衝阻板之設計模式。
3. NAC 公司混凝土護箱
NAC 公司產品計有 UMS、MPC 與 MAGNASTOR 三種混凝土乾式貯存護箱，皆為被動通氣式混凝土護箱。其中 MPC 與 UMS 為同一系列產品，於護箱設計上大致相同，但 MPC 係使用於較老舊核能電廠。NAC 公司為我國用過核子燃料乾式貯存設備之技轉廠家，我國核一廠即將採用核能研究所改良之 INER-HPS 乾式貯存系統，便是技轉自該公司 UMS 系統並進行局部修改而成。核研所對該型式設備已從事大量之研究與評估，技術已趨成熟。UMS 護箱使用底部金屬焊件作為進氣口通道，並設計有二對接之圓錐筒作為緩衝阻板（Baffle） 。四處進/排氣口之分佈，為徑向平均配置，且上方排氣口之配置角度則與進氣口錯開，以增加內部紊流，提升散熱效果。為再增加屏蔽效果及安全性，我國即將採用之 INER-HPS系統額外於護箱外圍再設計一層厚 35 公分之混凝土外加屏蔽，為我國將採用之用過核子燃料乾式貯存設備的另一特色（見圖 11） 。
NAC 公司考量國際上用過核子燃料中期貯存，將朝向高容量與高燃耗（Burnup）之趨勢發展，貯存設備需有更好之散熱效能，遂改良研發出 MAGNASTOR 系統。惟該系統目前尚於美國核管會（NRC）核准前之審查階段。除容量增加外，MAGNASTOR於設計上朝向改善原UMS護箱外之輻射劑量及提昇其散熱效能方面著手，圖 12 為 MAGNASTOR 混凝土護箱之裝置示意圖。由於 MAGNASTOR具有較矮之底座，能降低整體護箱之重心，放置於貯存場時能有較好之穩定性。
另因進氣口之設計較扁平，亦可減少進氣口處之輻射劑量。此外，於護箱內壁之鋼內襯表面，還設計許多垂直方向的鰭（Fin）狀結構，目的即為增加護箱內空氣間隙大小，以提高熱對流效率。
4. Holtec 公司之 Hi-storm 100 混凝土護箱 Holtec 公司之 Hi-storm 100 混凝土護箱，包含了鋼板包覆式混凝土（CFS）護箱與通氣式混凝土護箱（VCC）之設計，並結合上述二者之優點。鋼板層內包覆普通鋼筋混凝土，因採 CFS 之結構設計，能避免內部混凝土遭受外界環境侵蝕，有較好之耐久性；亦可提高貯存護箱之強度及耐震性。此外，於外層鋼板施作光滑處理及保護塗層，則有利其除污工作。Hi-storm 100 混凝土護箱之進氣口設計，為利用底部曲折之混凝土間隙結構，作為熱對流時之進氣口，以避免輻射直接外洩。下方底座屏蔽（Pedestal shield）與內壁體間，有環狀間隙能讓空氣自進氣口進入後流經底座屏蔽周圍、護箱內壁與密封鋼筒之間隙，至排氣口排出。相關之裝置圖及外觀照片如圖 13 所示。
參、未來發展趨勢及改進構想
隨著全球氣候暖化環境變遷，人類對能源的需求卻與日俱增，故核能發電再次成為全球發展之焦點。然而因各國核能電廠燃料冷卻池一一滿載，退出之用過核子燃料束卻持續增加，故乾式貯存之需求量亦隨之增加，較舊式之乾式貯存設備便逐漸不敷使用。因此，貯存護箱功能及效率之改進，以因應逐年增加之用過核子燃料貯存量需求，便為所須重視之研究課題。本文參考國外相關研究成果，以及改良設計之概念，探討乾式貯存設備之貯存護箱發展趨勢，可提供我國日後研究之參考。
一、乾式貯存護箱發展趨勢
因應各國核能電廠退出之用過核子燃料逐漸增加，國際上乾式貯存系統之發展趨勢朝向[1]：
1. 考量成本與製造技術，護箱材質由金屬護箱演變為混凝土護箱。
2. 由原來之單一用途（Single purpose，係指僅具有貯存或運輸用途）護箱，演變為雙重用途 （Dual purpose，可用作貯存及運輸） ，進而發展為多重用途 （Multi-purpose，貯存、運輸及處置）之護箱設備。
3. 發展較大容量之護箱設備，如此可存放較多之用過燃料束，提高其使用效率。
4. 發展適合貯存更高燃耗（High burnup, HBU）之燃料，以及鈾鈽混合燃料（MOX）之貯存護箱。
整理上述發展趨勢，可發現貯存護箱主要將以提昇功能性（能否用於運輸）及安全性（輻射屏蔽及散熱）為主要之設計趨勢。接下來則介紹目前國外之混凝土材質乾式貯存護箱之改善功能相關研究、概念與構想。
二、混凝土護箱改善相關研究及概念
欲增加護箱之可運輸性，則重量需降低；但提高其裝載容量及燃料燃耗，卻需更好之輻射屏蔽與散熱效果。以混凝土護箱為例，護箱之厚度將可能加大，造成體積及重量增加。因此(1)使用重質混凝土以減少厚度，可降低本身自重並有利熱傳導，以及(2)改善護箱之散熱效果，便為主要之思考及研究方向。
（一）DUCRETE 重質混凝土
鈾燃料之濃縮製造過程，會產生乏鈾（Depleted uranium, DU）之副產物，而光是在美國，就有超過 500,000 公噸之 DU 存量待處理[12]。DU 原本並無特定用途，但因其密度大，適合作為輻射屏蔽材料，美國能源部（DOE）首先研發以 DU 金屬作為核子屏蔽材料，常用於裝載核子燃料之運輸護箱，亦曾有應用於 Holtec 公司 Hi-star 100貯存護箱之相關研究[11]。但 DU 金屬之製造成本遠較一般屏蔽材料像鋼、鉛或混凝土高，故常因成本考量上有諸多限制。後續美國橡樹嶺國家實驗室（Oak Ridge National Laboratory, ORNL）遂發展出將 DU 作為混凝土骨材之構想。但考量 DU 於一般環境下非常不穩定，並易氧化為 DUO2，故利用表面玻璃態燒結技術，研發出較穩定之粗骨材 DUAGG (Depleted uranium aggregate)[12-15]。而以 DUAGG 作為粗骨材搭配一般波特蘭水泥砂漿拌合而成之重質混凝土，即稱為 DUCRETE (Depleted uranium concrete)。
一般重質混凝土之密度約為 2.9~4.8 g/cm3，至於 DUCRETE 則可配比出 4.6~7.2 g/cm3之較高密度，故較傳統之重質混凝土有更佳之屏蔽效果。圖 14 為 DUCRETE 與其他材料於相同屏蔽效果下所需厚度比較，可發現其 Gamma 屏蔽效率遠較普通混凝土佳，並且與鋼有相近之效果，但卻有大幅優於鋼材之中子吸收能力。DUCRETE 護箱與普通混凝土護箱於斷面積及重量縮減等相關效益，經採用 BNG 公司之 VSC-24護箱的研究結果指出，護箱外徑可由 3.5 m 縮減至 2.3 m，故斷面積可減少約 50%，重量亦能降低約 30%[12, 13]，如此將可增加護箱之可運輸性及散熱效果。圖 15 則為利用DUCRETE 進行提高護箱容量之研究示意圖（採用 BNG 公司之 VSC-24 護箱）[17]，圖中(b)與(c)之容量相同，但 DUCRETE 護箱之重量及尺寸皆能小於普通混凝土製造之護箱；且若將 DUCRETE 護箱之容量由 32 支增加至 52 支（圖中(d)） ，相較於 32 支裝載量之普通混凝土之護箱，仍可得到較小之護箱外徑及護箱壁厚度，對於需增加散熱效果之提高燃料裝載量的乾式貯存護箱設計，將有很大之幫助。此外，ORNL 也已與 GNS公司之 CONSTOR 護箱（非通氣式）合作進行許多 DUCRETE 相關應用研究[16, 20]，亦證明其可行性。至於 DUAGG 及 DUCRETE 之耐久性[18]及經濟效益估算[13, 16, 19]，亦有相關之研究評估。然而縱使 DUCRETE 經研究發現有上述諸多之優點，但至今仍無法廣泛地被應用。主要係因使用 DU 作為主要材料，將受限於民眾可接受度、材料製程許可與管理，以及材料製程可能產生之氧化反應、輻射與化學毒性等[1]，這些問題仍需後續之研究及技術加以克服。
（二）提昇混凝土護箱散熱性
前述使用重質混凝土減少護箱厚度，即為提昇護箱散熱效果方式之一。而通氣式混凝土護箱欲達此目的，最直接的方式就是改善進氣口與內部環狀空氣通道之方式，NAC 公司的 MAGNASTOR 即為一實例，透過對流空氣量之增加，達到更好之散熱效果。此外，混凝土護箱亦可利用金屬材料導熱性佳之特性，例如結合金屬護箱外圍加裝散熱片的設計，將散熱片自內部鋼襯墊（Steel liner）延伸至混凝土壁外部，如此便可將內部熱量經由熱傳導機制透過散熱片導出。目前 CSI (the Containment System, Inc.)公司便有著手進行研發此設計概念之雙重用途混凝土護箱，其斷面如圖 16 所示[20]。該護箱係直接於燃料格架外圍延伸散熱片，並加裝鋼板焊接包覆成圓筒狀後，於燃
料格架最外層與外圍鋼板間灌入重質混凝土，形成貯存護箱屏蔽結構。此護箱之設計並無搭配密封鋼筒，須直接進入燃料池裝載燃料，故需有最外圍鋼板之配置以利除污。惟此護箱至今尚未通過許可，亦未生產，僅為概念研發之階段，但此設計方式仍可提供我國日後乾式貯存設備效能提昇之概念與改進參考。
肆、結論
觀察國際上各種型式之用過核子燃料乾式貯存護箱，主要可區分為金屬護箱與混凝土護箱兩類。金屬護箱具有導熱良好，重量輕利於運輸等優點，為較早期之護箱組成材料。各製造廠家考量使用功能及散熱性，於設計上則互有異同，例如散熱片的型式、密封方式、吊具設計等…。但考量製造成本與技術要求較高之限制，混凝土護箱則為另一選擇，並逐漸成為主流。但需針對混凝土材料導熱差之缺點，設計被動式自然對流冷卻機制，以達散熱目的。
然而因應國際上未來趨勢，燃料退出之數量及其燃耗逐年增加，混凝土護箱之設計須朝向提高容量及可運輸性之方向發展，即須兼顧減少重量、加強屏蔽與提高散熱效果等。例如 ORNL 研發之 DUCRETE 重質混凝土之應用，即能大幅減少混凝土護箱壁體厚度，將可降低重量並增加導熱效果，只是其原料對環境之影響，仍須後續研究加以探討。另改善混凝土護箱空氣對流效果，如加大散熱通道，或將金屬護箱中常用之散熱片設計，結合應用於混凝土護箱上，亦可為增進混凝土護箱散熱性能之方式。
或許未來我國欲提高混凝土護箱之裝載容量需求時，能朝此方向思考研究。
伍、參考文獻
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