五、核能數據連結
（一）功能
當核能電廠發生嚴重事故時，NRC緊急應變中心（NRC Operations Center）將動員其應變執行團隊（Executive Team，ET）以進行監督機構之應變。（註. 在我國原能會總部4樓設有‘核安監管中心’，具備類似功能。）
當NRC動員ET時，NRC地區主任（Regional Director）與地區支援人員員將立即動身前往事故現場，同時將動員NRC總部一技術支援組以提供NRCET與NRC現場人員協助。
這些隸屬於NRC事故應變方案（Incident Response Program）各編組之主要角色是偵測事故。獨立進行狀況之評估、提供持照者與廠外政府緊急機構諮詢與協助、通知政府機構與民眾有關現場及電廠附近地區輻射狀況，以及事故電廠之安全狀況。
直到NRC地區主任（或其他NRC指派之資深官員）抵達事故現場前，NRC緊急應變中心必須執行上述之角色。當NRC地區主任或其他NRC指派之資深官員抵達事故現場後，NRC在電廠內與電廠附近應變作業之指揮管理責任將轉移至現場支援組織（即NRC現場支援主任，Director of Site Operations）。
當負責處理NRC現場作業之責任轉移至NRC現場支援主任後，NRC總部技術支援組將藉由現場人員傳來之資訊進行評估後將結果直接傳送現場提供其支援；此外，某些關鍵性決策，特別是那些有關採取民眾防護行動之建議及NRC在事故應變角色之改變等，均將由NRC緊急應變主任（Director of the NRC Response）負責。NRC角色將不會延伸至任何操縱有關核能電廠之管制，亦不會指揮持照者之行動。無論如何，在極端特殊情形下，NRC可建議諮詢/督導持照者在核能電廠執行特定之作業。在此種不太可能發生之情況，可預期到任何將由NRC現場支援主任在抵達現場後，或是在之前來自NRC緊急應變主任（或指定之代理人）將提供持照者管理階層任何有關建議諮詢/督導。為了執行提供持照者支援之功能，NRC必須要有來自核能電廠可靠與即時之數據。此將透過核能數據連結（NDL）獲得，此為一數據傳輸系統之設計，從核能電廠將特定的參數群傳輸至NRC緊急應變中心（Operations Center）。
（二）NDL簡介
核能數據連結（NDL）將各運轉中核能電廠特定之反應器流程參數、輻射強度與廠區氣象數據傳輸至NRC緊急應變中心。NDL系統由下列元件所組成：一個數據擷取系統、一個NDL終端機（前二者皆設置於廠區）與一個緊急應變中心系統，設置在NRC總部。圖1為顯示NDL如何連接至緊急應參數據擷取系統之示意圖：
圖1 NDL系統示意圖
數據擷取系統（DAS，Data Acquisition System）擷取R.G. 1.97（第2版），與R.G. 1.23所明定參數之數據，以及也包括其他之由持照者決定需傳送至TSC、EOF與SPDS之電廠特定參數（site-specific variables）。DAS也具備R.G. 1.97可獲得之數據，透過NDL傳送至NRC緊急應變中心，以及透過其他之數據連結傳送至州或地方政府當局。R.G. 1.97文件中目前列出者大約有60個參數，視所考慮的對象為PWR或BWR核設施而定。DAS執行輸入信號多元化並將原始数据轉換為工程學單位。數據被概算，並適當地標記时间及轉換成便於傳輸之標準化的、數位話的一種格式。
由DAS執行之感測器取樣與將數據傳輸至NDL終端機之作業過程時間，必須不得大於1分鐘。輸入信號之類比-數位轉換應具備12位元（bit）之解析度。每一讀取均應予以標記时间。
核能電廠應有一NDL終端機可由DAS接收數據並將之傳送至NRC緊急應變中心。此終端機將具備處理通訊協定與錯誤偵測以及改正之功能。NDL終端機硬/軟體應為一符合NRC要求之標準化單元，發展出此單元之規範應為NDL系統設計之一部分。
（NRC）應變中心系統之設計應使來自核能電廠之數據在NRC緊急應變中心能夠被檢視。保留數據之設施應設置在NRC緊急應變中心。應變中心次系統如目前可見者，應包括一一般目的之電腦，它可接收來自任何電廠之數據。視訊數據之終端機、印表機、磁性記憶儲存裝置與其他各種週邊設備，這些週邊設備提供之人-機界面使得以進入並將電廠之參數數據以數字及圖表方式顯示，並提供數據儲存能力。此電腦可用來保存一來自每一電廠之目前最新數據檔案。當發生事故時，NRC緊急應變中心電腦將執行長期之數據回復與儲存之功能。NRC人員可將儲存在電腦內至少2週期間之數據叫出並顯示，以及進行分析與核驗。
（三）NDL界面
DAS（Data Acquisition System，數據擷取系統）與NDL間之界面需要利用一普通之通訊協定（communications protocol）。
（四）環境
DAS與NDL間之界面應符合廠內TSC內相同設備界面同樣之環境規範。DAS與格式化設備之電源供應器應具備高可靠度之非IE等級電源，須有電池式電源作為後備電源以避免突發性斷電。持照者應負責改正電廠數據在限定之時間內傳輸至NDL通訊連結出現問題引起之故障。
六、技術性數據之擷取與控制
（一）技術性數據之來源
R. G. 1.97（第2版）與R. G. 1.23所明訂之參數，必須涵蓋於DAS中。所有信號與安全系統間之界面須要有隔離設備以避免干擾、功能劣化、或造成對安全系統任何元件之損壞，如一般設計基準24，“保護與控制系統之隔離”，及IEEE標準279-1971，章節4.7，“控制與保護系統之相互作用”。這些信號可取自CR界面或輸入連接至程序控制電腦處。信號在進入DAS之前不應經一可程式軟體之設備，或任何間接由軟體控制之設備予以處理，除非接收到之數據係符合R. G. 1.23所明訂者。
（二）數據之擷取
數據之擷取與分配系統，舉例如圖2、圖3所示。數據擷取系統，舉例如圖3之配置。如符合2.8章節之情況，則圖2之配置是可接受的。在連接至DAS之前之所有輸入信號與安全系統間之界面必須以一隔離設備加以隔離。
（三）DAS功能上之限制
DAS務必不得接受外部需求以進行處理或服務，因其在事故狀況下將降低所需之可靠性，以及務必不得由於任何此種之外部需求或軟體裝置或電廠任何設備之變更而受到干擾、延遲、阻礙或降低其功能。唯一的例外是系統內部之校準（internal calibration）與自我診斷之例行作業。自DAS輸出之數據必須與CR內運轉人員看到的讀數一致。為獲得此目標，查證（verification）與核驗（validation）試驗應被實施以確認來自每一個來源之數據之相互關係。
（四）DAS設計、查證與結構配置控制
由於DAS可以是所有緊急應變設施數據之基本來源，其硬體與軟體配置與變更應予以可靠性查證。進行測試以展現及評估此DAS整體系統與軟體之完整性是有必要的。測試之實施應與此DAS系統連續性運轉並行，現場即時之輸入信號之外，再加上靜態與動態測試。
下列為DAS系統變更認證之主要基準：
(1) 原始設計發展與後來之變更之實施應符合文件品保程序，以提供NRC官員審核。
(2) 原始軟體與後來之變更應接受靜態與動態測試方案以確認其績效。一旦DAS系統開使運轉後，所有後來之軟體變更和修正必須進行靜態與動態測試以確認其績效。當績效經確認後，此軟體可依據經核准之DAS更新程序書轉移至DAS。
DAS品保之基準，說明DAS運轉之變更以及其在與NDL相容性之影響。進行特殊變更之日期應予記載並留存紀錄。
圖2 舉例圖示使用電廠程序電腦之數據流程功能性方塊圖
圖3 舉例圖示不使用電廠程序電腦之數據流功能性方塊圖
（五）DAS之可靠性
DAS將對SPDS、TSC、EOF，及NDL提供數據輸入之管道。因此，DAS高可靠度是非常重要的，為能在連續的基礎上獲得準確與可靠的資訊。應包括適度超過之擴張之容量與能力，以便容許適度增加偵測參數而不會對系統造成嚴重衝擊。
七、緊急應變設施之整合
當緊急狀況時，很重要的是，在CR、廠內各緊急應變設施與NRC內緊急應變關鍵人員之間會有高度之互動與連絡，以確定所有緊急應變行動皆完全知道與充分協調。
前述之緊急應變設施（ERFs）經發展成一功能上之整合系統。持照者之ERFs應被設計成為當發生緊急運轉狀況時，提供協調整合後之支援給CR。這些設施應被納入持照者各廠之緊急計畫中，俾利於與地方政府緊急應變設施之連絡協調事宜。
ERFs之系統設計應確保下列之各設施功能性基準須能符合：
¨ 持照者ERFs內任何系統或次系統之運轉，應不得降低任何之反應器安全或CR系統或CR內任何安全相關數據顯示之表現或可靠度。
¨ CR內之行動與CR內系統之運轉操作，應不得降低或干擾ERF系統之功能性運轉。
¨ ERFs內任何系統或次系統之正常運轉，應不得降低或干擾在此些設施內其他系統之功能性運轉。
¨ DAS硬體與軟體應避免未經授權之操作或受到輸入信號、數據處理、數據儲存與數據輸出之干擾，應加以妥善保護。
ERF數據系統是一個完全或部分整合的數據處理系統，它服務所有緊急應變設施與系統。從另一方面而言，ERF數據系統之組成可包括多重數據處理單元（mmultiple data-processing units），服務ERF個別的部分或提供不同的功能。
R.G. 1.97，第2版，建立了偵測事故儀器顯示於CR之基準。顯示並使用於TSC與EOF之最少數據群（minimum data set）應包括下列方面：
¨ R.G. 1.97中所明訂之Type A、B、 C、D 、E參數
¨ 氣象參數，如R.G. 1.23與NUREG-0654（第1版）附錄2中所明訂者
¨ SPDS顯示之參數
依R.G. 1.97明訂之參數，其數據擷取與傳送至TSC與EOF，不要求符合R.G. 1.97有關對於該數據顯示於CR之基準。
ERF系統輸入信號之接收，可藉由感測器提供信號至安全相關系統。
必須使用適當的隔離設備，以確保ERF系統不會降低反應器安全系統之表現。
八、查證與核驗基準
SPDS、TSC、EOF與NDL設施與系統之設計、發展、品質管制與設置，應由具備資格之人員而非原始設計廠家進行獨立查證與核驗作業。對此類設施進行獨立查證與核驗的目的是，要求提供保證高度可靠的與可運轉的系統。持照者的品質保證或稽核單位可被要求負責此方面之查證與核驗計畫，倘若該等單位符合獨立之基準且具備技術上執行此些功能之專業能力的話。
由於SPDS、TSC、EOF為核能電廠當發生緊急狀況時之應變能力之重要元素，故必須建立核能電廠運轉之極端狀態下之技術規範，以明訂當SPDS、TSC、EOF不能運作時，應採取之補救行動。
核能電廠技術規範應包括定期測試（surveillance requirements）之要求，以決定ERFs之可運轉率（operability）。SPDS、TSC、OSC、EOF與NDL設施應設計成能提供定期測試以便診斷並找出引起組件劣化或系統故障之肇因。
肆、結論與建議
本公司各核能電廠，包括設置於總處26樓緊執會緊急指揮中心之緊急應變設施，大致而言係參考美國NRC NUREG-0696之要求與精神作為設計基準所規劃設計而建置。唯尚有若干地方，似值得檢討並確認是否符合NUREG-0696。歸納出以下建議：
一、有關SPDS之數據擷取與處理測試與查證核驗方面，
二、NDL、DAS功能之具備與完整性，
三、整體SPDS、NDL、DA系統之可靠性，
四、建立一完善機制以維持各廠與總處及中央主管機關原能會間資訊之即時性、連續性及穩定性。
現今科技突飛猛進，以當初NUREG-0696發行時之時空背景，現在看來，那些要求應視為最低限度。在可能之情況下，ERFs功能如能適度作必要的提升，再配合具備能面對面直接影音即時通訊互動功能的視訊系統，將更能提供本公司整體核能緊急應變體系安全上強而有力之後盾。
伍、參考文獻
1. 行政院原子能委員會〝核子事故緊急應變法〞（92年12月24日總統令頒制定公布，由行政院於94年4月15日發布並自94年7月1日施行）
2. 行政院原子能委員會〝核子事故緊急應變基本計畫〞（行政院原子能委員會94年7月1日公告並自即日生效）
3. 本公司〝核子反應器設施緊急應變計畫〞（行政院原子能委員會96年1月2日核定並於96年1月8日公告）
4. 美國聯邦法規 10 CFR 50，附錄E
5. 美國核管會 法規指引 R.G.1.23，第1版
6. 美國核管會 法規指引 R.G. 1.97，第2版
7. 美國核管會 NUREG 0654，第1版，1980年11月
8. 美國核管會 NUREG 0696，1981年2月
9. 美國核管會 NUREG-0737，“TMI事故改正計畫要求之澄清”，1980年11月
