:::

其他


更新時間:2020-07-17 17:13
FaceBook Twitter Plurk LINE QRCode 列印
 Q5-1:我國每年大約發生多少核能機組異常事件?
 Q5-2:我國每年大約發生多少次核能機組自動急停(跳機)?
 Q5-3:何謂核能電廠異常事件?原能會如何得知及處理?
 Q5-4:何謂核能電廠安全度評估?
 Q5-5:何謂核安管制紅綠燈?
 Q5-6:何謂核子反應器設施違規事項?
 Q5-7:何謂自動急停(跳機)?是否影響安全?
 Q5-8:何謂反應器功率提昇?原能會管制立場為何?
 Q5-9:核能電廠日益老化,原能會如何監督管制?
 Q5-10:原能會如何管制核電廠附近低密度人口區?
 Q5-11:原能會如何加強管制核能電廠燃料棒受損問題?
 Q5-12:車諾比事件的肇因為何?
 Q5-13:美國三哩島事件的原因為何?
 Q5-14:台灣會不會發生類似車諾比事故?
 Q5-15:台灣會不會發生類似美國三哩島事故?
 Q5-16:台灣核電廠雖然和車諾比事件不一樣,但運轉電廠的一樣是人,「人為失誤」不是共同的問題嗎?
 Q5-17:日本福島核災事件後,世界其他各主要核能國家管制之角度?主要安全管制措施?
 Q5-18:福島改善案目前辦理情形?
 Q5-19:原能會對於核能電廠「斷然處置程序指引」審查之重點為何?
 Q5-20:對於核一廠用過燃料池底裂紋、漏水現象之說明。
 Q5-21:我國核能電廠延役可行性?


 
 Q5-1Q5-1:我國每年大約發生多少核能機組異常事件?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
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,之後每年平均件數逐漸降低,近年(99~105)來每年每機組平均異常事件再降至2件以下,與十年前相較,件數已明顯降低。
詳答

 

 Q5-2Q5-2:我國每年大約發生多少次核能機組自動急停(跳機)?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
民國80年至85年期間,我國核能電廠每年每機組的平均臨界後自動急停次數約1~2次,近年(99~105)來國內核能機組每年每機組平均臨界後自動急停次數均低於1.0次。
詳答

 

  Q5-3Q5-3:何謂核能電廠異常事件?原能會如何得知及處理?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
異常事件規定於『核子反應器設施異常事件報告及立即通報作業辦法』,涉及事項包括:違反運轉規範規定、分裂產物障壁完整性劣化、喪失核子事故緊急應變通訊能力、安全系統動作、違反輻射防護要求等。若發生異常事件,須於規定時限內通報原能會核安監管中心,透過該中心並判定事件嚴重性後,採取適當之因應措施。
詳答

 
 Q5-4Q5-4:何謂核能電廠安全度評估?
資料提供單位:核能管制處

簡答:
安全度評估是一種以系統化的方式,來計算核能電廠發生爐心受損及放射性物質外釋事故可能性的技術。我國在民國72至79年間即進行並完成核能一、二、三廠之安全度評估,隨後根據各廠分析的結果來進行各項改善工作,對於使用之模式及數據,並執行定期更新。
詳答

 
 Q5-5Q5-5:何謂核安管制紅綠燈?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
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。制度包括績效指標與視察指標二大部份,前者係核能電廠安全系統之表現,後者是現場視察之結果及安全表現,統計結果定期於網路公布。
詳答

 
 Q5-6Q5-6:何謂核子反應器設施違規事項?
資料提供單位:核能管制處

簡答:
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能適當導正核能電廠之作業瑕疵,例如:未遵循程序書作業、人為缺失等,以確保核能電廠安全。
詳答

 
 Q5-7Q5-7:何謂自動急停(跳機)?是否影響安全?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
自動急停即是俗稱的跳機。當核能機組偵測到運轉參數偏離正常運作範圍,保護系統即會送出信號,將控制棒快速插入爐心中,短時間內即能迅速停機。自動急停事件的發生,會使機組中斷發電進入停機狀態,基本上自動急停是確保機組趨向安全的保護設計。
詳答

 
 Q5-8Q5-8:反應器發生急停(跳機)時,如何管制?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
依據「核子反應器設施停止運轉後再起動管制辦法」規定,核能機組發生機組臨界後自動或手動急停者,應檢具相關資料,包括事件過程機組系統設備動作序列正確性之評估、事件發生肇因、改善措施、機組再起動安全性評估與其他經主管機關指定之事項,經原能會審查同意後,機組始得再起動運轉。
詳答

 
 Q5-9Q5-9:何謂反應器功率提昇?原能會管制立場為何?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
核能發電若能在安全無虞之條件下,藉由「功率提昇」方式提昇發電量,將可替代其他高碳能源減少碳排放量,落實節能減碳。核反應器功率提升可分為小幅度、中幅度及大幅度功率提昇,相關名詞解釋定義如下說明:
1.小幅度功率提昇是指利用更準確的飼水流量設備,將保留的餘裕釋放一部分出來,轉為提昇反應器功率之用。原能會立場為嚴謹執行審查作業,以確保核能電廠在新功率運轉時,依然能夠安全無虞。
2.中幅度功率提昇是指一般不涉及設備之更新,僅部分儀控之設定點可能須變更,但仍須逐項確認機組系統、組件之設計容量,以及暫態或事故分析結果是否仍適用或須重新分析,以確保在功率提昇後仍能維持安全運轉。原能會立場為嚴謹執行審查作業,以確保核能電廠在新功率運轉時,依然能夠安全無虞。
3.大幅度功率提昇是指針對一般發電設備如高壓汽機、冷凝水泵及馬達、主發電機或變壓器等設備之更新,並經確認機組系統、組件之設計容量,以及暫態或事故分析結果是否仍適用或須重新分析,以確保在功率提昇後仍能維持安全運轉。目前我國核能機組並未向原能會申請大幅度功率提昇之情事。
詳答

 
 Q5-10Q5-10:原能會如何管制核電廠附近低密度人口區?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
核一、二、三廠低密度人口區,分別指以該廠反應器為中心,半徑2.5公里範圍之區域。該區域除核電廠外,並包括有私人土地。原能會對低密度人口區係依核管法第4條規範進行管制,目前對核能電廠附近之低密度人口區的管制,已作出合理及大幅度鬆綁,對土地所有權人除少數開發行為外,幾無任何限制。
詳答

 
 Q5-11Q5-11:原能會如何加強管制核能電廠燃料棒受損問題?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
核能電廠燃料棒受損係指防止放射性分裂產物釋出的燃料護套,發生穿孔或裂縫等受損現象。核能電廠依燃料公司之建議,採取保守之升載策略,並參考相關程序書維護燃料棒的完整性。原能會亦從燃料棒設計、製造、運轉、受損燃料處理及受損燃料之肇因追蹤皆有相關管制程序,以確保燃料棒的完整性。
詳答

 
 Q5-12Q5-12:車諾比事件的肇因為何?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
車諾比事件主要是因為電廠運轉員未依規定進行危險的實驗,使得燃料棒破裂而導致爐心熔毀事故。車諾比核電廠在反應器設計的特性與我國核能電廠完全不同;另外,反應爐外並無類似我國核電廠堅固厚實的鋼筋混凝土圍阻體,因此導致輻射物質大量自爐心洩出釋放到環境,造成嚴重事故。
詳答

 
 Q5-13Q5-13:美國三哩島事件的原因為何?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
三哩島事件發生的原因為電廠內其中一部機組主要供水泵發生故障停轉,輔助迴路的供水泵雖按照預設的程序啟動,但因迴路中一道進水閥門在之前的例行檢修中被誤關閉,導致輔助迴路無法正常啟動,最後使得冷卻水迴路喪失熱移除功能,加上調壓槽釋壓閥故障而運轉員未發現,最終也因後續動作異常及人為操作誤判,導致爐心熔毀的意外事故。
詳答

 
 Q5-14Q5-14:台灣會不會發生類似車諾比事故?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
我國核電廠所使用的反應器與車諾比反應器設計不同,更重要的是,我國的反應器外設置有堅厚之圍阻體,假使萬一發生事故,可以有效阻絕輻射物質外洩,且近年原能會除了持續嚴格要求台電進行核電廠安全強化作業,亦要求增加了移動式的發電機、抽水泵及消防車,以提供更多樣與可靠的方法因應超出設計基準事故之能力,並建立相關程序書確保策略之有效性,因此,類似車諾比事件在我國不會發生。

 
 Q5-15Q5-15:台灣會不會發生類似美國三哩島事故?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
三哩島事件發生後,美國核管會經過審慎檢討,要求運轉中的核能機組必須於限期內完成相關改善。由於我國核能機組均為美式設計,已先後針對美國核管會因應三哩島事故所發行的管制報告內容,完成了軟、硬體的改善,今後我國要發生類似三哩島事故的機率應該是相當低微。
詳答

 

 Q5-16Q5-16:台灣核電廠雖然和車諾比事件不一樣,但運轉電廠的一樣是人,「人為失誤」不是共同的問題嗎?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
車諾比事故的導火線是電廠運轉員進行危險的實驗,可歸屬「故意違規」的狀況。車諾比內反應器在低功率時,不安全且不易控制,但電廠運轉員卻在被禁止的低功率情況下運轉,且將安全裝置停掉強行作試驗,以致發生滔天大禍。因此把車諾比事故稱為「人為失誤」是不正確的。

 
 Q5-17Q5-17:日本福島核災事件後,世界其他各主要核能國家管制之角度?主要安全管制措施?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
2011年3月11日下午於日本本州東北外海,發生規模9強震並引發強大海嘯,導致福島第一核電廠喪失所有廠內及廠外交流電源,後續並引發嚴重核子事故。
日本福島核災事件發生後,日本政府仍持續督促東京電力公司進行事故後續處理作業,並依新頒布之核能電廠法規審查機組重新起動事宜,其餘世界各主要核能國家皆已對現有核電設施或未來核電發展政策進行檢討,提出適當之因應及強化措施。原能會並已參考美國、日本及歐盟作法,持續檢討精進核安管制作為。

 
 Q5-18Q5-18:原福島改善案目前辦理情形?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
原能會在日本福島事故後依據核安防護總體檢,以及後續邀請相關國際機構辦理壓力測試同行審查之結果,分別針對核一、二、三廠各提出44件福島改善管制案件,要求台電公司提出規劃作法,原能會將持續督促台電公司辦理福島改善案相關事宜,並於每半年針對管制案件進度,將資訊公佈於網站。
詳答

 
 Q5-19Q5-19:原能會對於核能電廠「斷然處置程序指引」審查之重點為何?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
台電公司「斷然處置程序指引」已執行包括:避免延宕斷然處置措施執行之通報機制,增設反應爐及用過燃料池多水源灌水以及固定式及移動式多樣電源供應等軟、硬體設備的維護、測試及人員訓練,運轉人員控制性降壓及緊急操作訓練等作業,本會則已藉由專案視察確認相關作業已確實建置,且除廠內人員例行之訓練、操演外,相關之救援原則亦已融入核安演習之演練。本會已於107年3月29日審結,本案之安全評估報告請參閱以下連結。
 安全評估報告 


 Q5-20Q5-20:對於核一廠用過燃料池底裂紋、漏水現象之說明。
資料提供單位:核能管制處
簡答:
有關核一廠用過燃料池底部裂紋、漏水現象,依目前檢視評估結果,均屬混凝土自然收縮所產生表面性裂縫,非受(應)力產生,不會影響用過燃料池安全。
原能會要求台電公司持續監控用過燃料池狀況,以確保用過燃料池安全。
詳答


 Q5-21Q5-21:我國核能電廠延役可行性?
資料提供單位:核能管制處
簡答:
核能電廠是否申請延役,應由設施經營者台電公司與能源主管機關經濟部決定後,向原能會提出申請,目前台電公司未提出申請。
核一廠目前已進入除役階段,核二廠除役計畫及環評案分別由原能會及環保署審查中,核三廠除役計畫依法應於110年7月送原能會審查,環評案正由環保署審查中。
核電廠如需延役,台電公司最遲應於運轉執照屆期5年前向能會提出申請,目前核一、二、三廠均已超過申請期限。
詳答