■核能安全問與答： (更新日期：96年1月9日)

A：自動急停，俗稱跳機,係核能機組為確保運轉安全之一種保護動作，當核能機組於運轉中，一旦偵測到運轉參數偏離正常運作範圍，達到預設之設定值時，即使其離反應器設計之安全限值尚有甚大差距，保護系統仍會保守地送出信號將控制棒快速插入爐心中，短時間內即能迅速停機，因此自動急停係核能機組設計上用以確保安全之第一道且是最重要之手段，也是確保機組趨向安全的作為，故基本上自動急停事件的發生，只會造成機組暫時停止發電，並不致在安全上產生負面影響。

A：自動急停事件基本上雖不致造成安全問題，惟自動急停事件之多寡，卻可作為反映核電廠維修制度、運轉作業或行政管理等方面良窳指標之一，由自動急停事件之檢討，亦可透露出核電廠維護運轉制度中可再強化之空間，足堪作為日後改善方向之參考，因此原能會嚴格要求各核能電廠必須查明自動急停肇因，並加以改善後，機組始得再起動運轉。

A：民國80年至85年期間，我國核能電廠每年每機組之平均自動急停次數約1∼2次，近年來國內核能機組每年每機組平均自動急停次數均低於0.5次，此與世界各核能先進國家相較，毫不遜色，這也是國內核能從業人員多年來持續努力之成果。

A：國內核能電廠異常事件最早係依據原能會於民國77年所訂定之『核能電廠異常事件立即通報規範』而陳報，民國92年『核子反應器設施管制法』頒佈後，原能會乃依據該法重新檢視異常事件陳報相關規定，並修訂提升其層級後，於民國93年5月5日發佈『核子反應器設施異常事件報告及立即通報作業辦法』。依據前述作業辦法之規定，核能電廠發生可能引起民眾注意之事件（例如：機組降載停機檢修設備、工安事件、安全設備起動等），均須於規定時限內陳報原能會，而原能會並已成立核安監管中心，期藉由核安監管中心迅速掌握及處置異常事件。過去國內核能電廠所發生之異常事件，其中以降載停機檢修設備或安全設備誤動作為大部分，此類事件絕大多數都不致對核能安全產生實質上之影響，但原能會仍嚴格要求核能電廠由這些事件中汲取教訓積極避免類似事件再發生，期有效抑低異常事件發生之件數。

A：民國83年至88年間，核能電廠每年每機組平均異常事件約10至20件左右，89年至92年則降低至4件左右，93年最佳為1.17件，94年為1.5件，95年為2件，與十年前動輒十餘件相較，已有明顯長足之進步，此亦顯示國內核能電廠近年來在運轉及維護作業不斷改善之後，已有了具體之成效。

A：原能會為有效監管核能電廠運轉，導正不適當的操作行為，於民國77年參照美國聯邦法規，訂定「核能電廠違規事項處理作業要點」，隨後於民國95年修訂為「核子設施違規事項處理作業要點」。訂定此要點的主要目的，是期望於核能電廠之作業瑕疵，例如：未遵循程序書作業、人為缺失、行政管理未落實等事項，在其尚未對核能安全產生實質影響之前，便能予以適當之導正，以確保核能電廠營運安全。

A：依據民國95年新修訂之「核子設施違規事項處理作業要點」，違規事項依其性質分為反應器運轉、核子反應器設施設施建造、核子保防與保安、輻射防護、放射性物料營運、緊急應變計畫及其他事項等七類，每一違規事項另依嚴重程度區分為一至五級，其中一級違規屬最嚴重之違規，而五級違規則最輕微；本要點將四、五級違規事項定義為輕度違規，三級違規事項屬於中度違規之範疇，而一、二級違規事項則歸類為重大違規。

A：近年來，在國內核能電廠大力推動核安文化下，使得違規事項之件數已大幅降低，每年由民國85年每個電廠平均10件，逐漸降低到民國95年每個電廠2件，其成效顯而易見。未來原能會仍將持續督促各核能電廠提升人員安全意識，務使違規事項發生之件數降至最低。

A：鑒於核能電廠若於運轉中發生管路因沖腐蝕薄化而爆裂，可能導致嚴重之工安事件，原能會自民國76年起即要求台電公司執行碳鋼管路之檢測計畫，至今已逾十載，相關之管制機制均已建立。惟93年8月9日與核三廠同屬壓水式電廠之日本美濱三號機發生飼水管路薄化破裂，造成多人傷亡，此事件使得核能界再度重視已成例行大修項目之碳鋼管路測厚計畫，本會迅即採取下列具體作為：

1. 要求台電公司再審視其「核能電廠管路壁厚檢測長程策略」內容適切性，並加強大修期間管路測厚項目之稽核，且於核管會議中提報檢討結果。
2. 邀請國內專家學者至本會講授管路沖腐蝕課程，加強視察員在相關領域之專業知識。
3. 執行各核能電廠之「管路沖腐蝕團隊視察」，並邀請國內專家學者共同參與。

A：
一、原能會於核四建廠期間依據「核子反應器設施管制法」第14條之規定，隨時派員檢查其建造品質。由於建廠工程作業涵蓋廣泛，原能會依設計、製造、安裝、試運轉測試及起動運轉測試等階段之工作性質，採取建廠工程關鍵點管制及安全審查等措施，並以駐廠視察、定期視察、不定期視察、專業團隊視察等方式，以查核龍門核能電廠建廠工程品質。
二、有鑑於核四廠設備曾發生之製造品質問題，凸顯台電公司品質及品管制度在執行面未能有效的落實。原能會已要求台電就核四工程品保與品管作業進行整體性之檢討，並應強化核能安全文化之落實。
三、同時，原能會已採取各項強化監督措施，包括：

1. 成立「核四專案計畫室」之任務編組，統合核管處管制人力及核研所支援人力，俾發揮最大監督效能。
2. 責成核研所所內成立「核四建廠安全管制支援小組」，以投入更多技術監督人力。
3. 現場駐廠視察人力自91年8月中旬起由1名增為2名，以期更全面掌握施工動態，並於假日期間視需要機動派員駐廠。
4. 增加對台電相關單位及其包商、分包商之品質作業視察頻次，嚴格監督其工程施作現況。
5. 將核四安全管制措施，每月定期公布於原能會網站，擴大外界瞭解。

A：核能電廠在設計之初即依美國10CFR50附錄A之規定，將耐震及耐海嘯納入考量，而國內四座核能電廠設計都根據所在地歷史曾發生最嚴重的地震及海嘯作為安全防範參考，因此在發生上述情況時，可確保核電廠安全無虞。
一、 耐海嘯設計國內四座核能電廠設計都根據所在地歷史曾發生最嚴重的海嘯作為安全防範參考，其設計參數如下表：

A：核四廠反應爐壓力容器之設計係先後通過原能會及美、日核能管制單位的嚴密審查，因此在安全設計基準上已遵循並符合國際核能安全規範的相關要求。目前世界上相同設計之機組，除已運轉之日本柏崎六、七號機、濱岡五號機及志賀二號機外，在日本亦有1部機組正在興建中(島根三號機)。雖然，91年日本東京電力公司發生反應爐內部組件及再循環管路檢測數據不實事件，但該事件與核四廠反應爐之品質並無關連。另外，由日本柏崎六、七號機率先通過日本核管單位的安全再鑑定檢測審查並恢復運轉，更可證明具相同設計基準的核四機組在設計安全上的嚴謹程度。
核四廠一、二號機反應爐壓力容器分別由日本日立(HITACHI)公司及石川島播磨重工公司(IHI)在日本進行製造，但鑑於反應爐壓力容器的重要性，在反應爐壓力容器製造及儲存期間，原能會曾於89年4月及90年10月間，分別組成視察團隊赴日本製造工廠進行實地之視察，視察結果顯示核四廠反應爐的製造、品管及儲存作業等均能符合相關規範的要求。
核四廠一、二號機反應爐壓力容器運抵核四工地之貯存期間，原能會持續督促台電公司落實各項儲存維護保養作業。此外，原能會並於92年10~11月及95年2~3月間結合原能會及核能研究所專家組成專案小組，針對一、二號機壓力容器品質文件執行抽查作業，抽查結果顯示核四廠一、二號機反應爐壓力容器製造品質符合法規要求。
94年3月20日及95年10月5日核四廠一、二號機反應爐壓力容器分別完成吊裝定位作業。

A：進步型核能機組是針對現有核子反應器數十年來所累積的運轉經驗，經改良設計所發展出來的新型核能機組，目前國內正在建廠階段之核四廠即採用進步型沸水式反應器設計（簡稱ABWR；Advanced Boiling Water Reactor），即由傳統之沸水式反應器改良而來。由於係屬改良且又是進化的機組，因此從管制單位的審查、監督或營運單位的建造、運轉等觀點來看，均具備良好的技術延續性。核四廠之ABWR設計（奇異公司）已於1994年獲得美國核能管制委員會審查核可，且採用與核四廠相同設計之機組，在日本東京電力公司有柏崎刈羽核能電廠第六、七號機均已建造完成，並於1996年11月及1997年7月開始商業運轉，迄今其運轉績效均名列世界核能機組之前茅。

A：我國自68年元月第一部核能機組商業運轉以來，政府為確保長期穩定電力供應，自73年提出核四建廠計畫，但為澄清民眾對核能安全之疑慮，直到81年才通過可行性及環境評估報告。之後待台電公司完成招標作業後，始於86年依規定向行政院原子能委員會（簡稱原能會）提出初期安全分析報告，申請建廠執照。原能會歷經近一年半的審查工作後，於88年3月核發建廠執照，而有關核四建廠工作也隨即全面展開。在核四興建過程之施工、停工及復工等各階段，原能會基於肩負核能電廠安全管制之職責，對於核四廠之建廠品質及其後之運轉安全，承擔絕對之監督重任，因此在核四建廠過程中採取下列監管作法：

1. 建廠執照之審查及核發台電公司在核四廠正式施工前一年已依規定向原能會提出完整之初期安全分析報告書，此報告由於涵蓋電廠基本特性、土木結構、機械設計、儀器控制、電機電力、事故分析、安全分析等20章節，原能會乃組成技術專案審查小組負責審查，費時年餘的審查過程及問題澄清後，始核發建廠執照，台電公司才據以展開建廠工作。

2. 施工期間之品質監督施工期間，建廠工程已進入土木結構體及各項設備組件之製造及安裝階段，相關工作由初期安全分析報告書審查階段進入實體施作階段。由於工程品質之良寙攸關日後核能機組之安全性與可靠性甚鉅，為確保此階段工程品質，原能會續依設計、製造、安裝、測試等階段之工作性質，採取建廠工程重點管制及安全審查等措施，並以駐廠視察及定期視察及專業團隊視察等方式實地查核，以確保施工品質。

3. 運轉執照之核發隨著建廠工作次第完成，台電公司依規定須將初期安全分析報告書內容，根據建廠期間實際施工及安裝之狀況加以補充及更新，並據以編寫終期安全分析報告書，提送原能會審查。原能會也將比照先前審查初期安全分析報告書之作業方式進行審查，確認無安全相關問題後，始准予正式裝填核燃料，並進行後續之機組起動運轉試驗。機組起動試驗期間，原能會除書面審核各項試驗結果外，並將擇其中重要項目執行現場查證工作，俟所有試驗結果通過審核後，始核發運轉執照，核四廠才能正式營運發電。

A：核能電廠之延役，在美國稱為執照更新(License Renewal)，目前美國營運中之核能機組有104座，其中已經獲得美國核能管制單位核准換發執照者(即延役20年)共有47座核能機組，另有9座已提出申請且正在審理當中，而宣告預備申請案有23件(資料來源：美國核管會NRC網站)。日本通產省於1999年一口氣核准敦賀一號機、美濱一號機及福島一號機等三座最舊型的核能機組延長服務年限至60年(資料來源：日本原子力發電株式會社於23屆中日工程技術研討會之發表資料)。
對於台電公司核能電廠是否延役問題，原能會本身並沒有立場。而係由能源主管單位依照各種內外在環境因素及台電公司營運狀況來考量，惟一旦台電公司依據「核子反應器設施管制法」第六條向原能會提出核能電廠延役之申請，原能會將依照審核程序，做好嚴格安全把關之工作。

A：核子反應器於設計時已保留2%功率的運轉餘裕以容納飼水流量的測量不準度，近年來國外核能電廠紛紛藉由加裝新型較精準的超音波飼水流量計，降低儀器測量的不準度並轉化成反應器功率之提高，此即為小幅度功率提昇。
台電公司自民國93年起開始推動核一、二、三廠小幅度功率提昇專案，目前已完成核二廠相關安全分析及儀器之採購，並率先向本會提出1.7 %小幅度功率提昇申請案。針對核能電廠小幅度功率提昇申請案，本會將以國內核能法規加上美國核管會相關導則，並成立專案審查小組嚴格執行審查作業，使得核能電廠未來在較高的功率運轉時，依然能夠安全無虞。

A：為使核能電廠運轉安全狀況更透明化，原能會核能管制處參採美國核管會反應器監管方案中有關反應爐安全領域之肇始事件、救援系統及屏障完整等三項，建構了核安管制紅綠燈。該制度包括績效指標與視察指標二大部份，前者係核能電廠各項安全系統之表現，由電廠每季統計一次，其結果自93年底開始定期上網公告；後者係本會視察員至現場視察驗證績效指標之統計結果及安全表現，並將視察發現公佈於網站，該部份亦於94年建構完成，並自95年初開始定期上網公佈。