安全基本原則

第一條  安全責任 (Responsibility for Safety)：對於增加輻射風險的設施及作業應負責的個人或組織，即應對其安全負有主要的責任。

               對於增加輻射風險的任何設施及作業或執行減輕輻射曝露之行動計畫負有責任的個人或組織，即應對其安全負有主要的責任。

               以授權的方式給予一個運轉組織或一個人，許可其運轉一個設施或執行一項作業，該被授權者稱之為持照者 ( Licensee )。持照者對於該設施或作業的整個壽命期間的安全負有主要的責任，而且這項責任不能委派給他人。其他的相關人員或團體，譬如：設計者、製造者、營建者、雇主、貨主(托運者)、及承運者等，亦均對其安全負有法律、專業、或功能上的責任。

               持照者所應負的責任有下列六項：

1. 建立和維持所需的能力。

2. 提供適當的訓練和資訊。

3. 建立操作規程和必要的安排，以確保在任何情況下均能維持安全。

4. 確認各項設施和各項作業及其相關設備均有適當的設計和良好的品質。

5. 確保所有使用、生產、儲存、或運輸的輻射物料均有安全的管控。

6. 確保所有產生出來的放射性廢棄物均有安全的管控。

               這些責任必須要依照法規管制機構 ( Regulatory Body ) 所制定或核准的相對應之安全目標和規定來執行，而且必須通過管理系統的控管來落實。

               由於放射性廢棄物的管理可能跨越人類的許多世代，因此，不管是持照者或法規制定者，均必須考慮到責任的執行不只是現在，還必須預留持續性履行責任所需的長期資金需求。

第二條  政府的角色 ( Role of Government )：政府必須建立並維持一套有效的核能安全法律架構，並應有一獨立運作的法規管制機構。

               建立完善的政府法律架構，以便能對增加輻射風險的設施及作業予以管制，並可以清楚的釐清責任；各國政府應負責在其國家法律體系內，建立相關的法律、法規、標準、和措施，以便能有效履行所有的國家責任及國際義務，並可依此設立獨立運作之法規管制機構。

               政府主管官署對於下列各項必須要有明確妥善的作業安排，建制減輕輻射風險的各項計畫，包括：緊急應變計畫，輻射物質對環境外釋的監測，以及放射性廢棄物的處置。政府主管官署對無其他組織負責之輻射源，譬如天然輻射源、無人經管的輻射源 ( Orphan Sources ) 以及過去的設施或作業所殘留之輻射源，均需予以監控；上述所謂無人照管的輻射源，指的是因為過去從未被管控的輻射源，或是因為過去被丟棄、遺失、誤置、被偷，或轉移時未經適當管控之輻射源。在本項原則下，政府主管官署必須做到下列各點：

1. 具備履行本項責任所需之足夠的法律授權、技術及管監能力、以及人力及財務等資源。

2. 在持照者及任何其他個體之間，具備有效的超然獨立性，俾能免除來自各利益團體之過度壓力。

3. 建立妥適的訊息傳輸管道，以便能對鄰近地區各關係人、公眾及其他相關團體、新聞媒體等，提供各項設施及作業方式，以及法規管制程序等有關安全方面之資訊 ( 包括健康及環境方面 )。

4. 在適當之時機以公開不設限之方式，徵詢鄰近地區各關係人、公眾及其他相關團體有關核能安全之意見。

               政府及其法規管制機構，在建立法規標準及法規管制體系，以保護人民及環境避免輻射風險方面，責任甚為重大。但再次強調：「核能安全的主要責任，由持照者承擔 」；如果持照者是政府的一個部門，則必須與負有法規管制功能的政府機構有明確之區隔，兩者之間，應彼此獨立行使職權。

第三條  安全的領導與管理 ( Leadership and Management for Safety )：對於增加輻射風險的設施及作業，其組織內各相關部門均應建立並維持對安全有效的領導與管理。

               對安全事務的領導，必須在組織內部的最高層得到確認，安全的達成與維持必須經由有效的管理系統，此一系統必須與所有的管理要素整合，以使安全相關規定之建立與運作，能與其他要素，譬如：人員績效、品質及保安等各方面結合在一起，確保安全不會因其他規定或需求而被妥協犧牲：另一方面，此一管理系統應能提昇安全文化，可定期評估安全之績效，以及經驗的回饋與利用。

               安全文化影響所有組織及個人在處理安全相關事務的態度與行為，因此，必須納入管理系統中，安全文化包括：

1. 各級領導者、管理階層及組員，均應立具個人及集體的安全承諾。

2. 組織和各階層人員均應對安全具備當責 (Accountability) 的觀念。

3. 採取各種措施以鼓勵對安全提出質疑和學習的態度，並防止有自滿的現象。

               對各階層所有個人及技術與組織間之全方位互動關係的瞭解，是管理系統有效運作的一項重要因素，為預防人員及組織失誤，必須考慮人為因素加以防範，而對於良好的績效和優良的作業則應予以支持。

               在安全評估方面，所有的設施和作業之安全必須依分級方式予以評估，評估工作應包括：以系統化的分析評估正常運轉及其影響、故障發生的各種方式，以及故障發生之後果；此外，評估工作應涵蓋控制災害所需的各種安全措施。而對於設計以及各項專設安全設施 ( Engineered Safety Features ) 之評估，其目的在於證明他們是否可以滿足所要求之安全功能，當控制措施或運轉員的動作涉及這些安全設施時，必須進行初步的安全評估，以確保這些設計或設施足夠強韌而且可靠。只有在法規管制機構對於所提出的各項安全措施均經由驗證並感到滿意時，該設施才可以進行建造及試車，或開始進行所申請之作業 。

               在往後的運轉期間，各項設施和作業的安全評估，應配合環境的變化 ( 譬如新標準或新科技的應用 )、經驗的回饋、修改、以及老化的影響等，視需要定期或不定期予以全部或部分重做；而安全評估作業方式或標準，也應在實施一段相當時間後，視需要予以檢討或修改；法規管制機構對於各項安全措施經由定期或不定期評估，保證均已處於適當狀態下，才能允許繼續運轉。

               儘管所應處置之措施均已完成，但事故仍然可能發生，因此，對於事故發生之徵兆應予以指認並加以分析，擬定並採取對應之措施，以預防事故的重複發生；各項設施和作業的運轉問題以及來自其他相關情況下的經驗回饋，是加強安全的重要關鍵，因此，所有的運轉作業問題及經驗，均必須加以分析並建立程序，以確實回饋傳承，包括：初始事故、事故前兆、臨近發生之事故、事故、以及未經授權之行為等，如此才能汲取經驗，分享經驗，並及時採取行動。

第四條    各項設施和作業的合理性 ( Justification of Facilities and Activities )：對於凡是會增加輻射風險的設施及作業，必須經過評估而且確認其能夠產生總體利益。

               對於各項設施及作業所能產生之利益，必須大於其所帶來之輻射風險，始能被認為具有合理性。為評估效益和風險，各項設施的運作及作業的開展所造成的所有的重要後果，均須納入考慮。在許多情況下，這些利益和風險的決策都是由政府最高階層所訂定，譬如國家決定啟動核能發電計畫；其他情況，應由法規管制機構決定所提出的各項設施和作業是否具有合理性。

               對於病患的醫用輻射曝露，不論是診斷或治療，都是一種特殊案例，因為只有患者是主要的可能獲利者，因此，這種曝露的評估，首先要考慮所採用的特定程序，其次則為患者的個別考量，合理性的決定有賴於臨床判斷該診斷或治療程序是否對患者有利，而臨床判斷主要是由醫學專業人員為之，因此醫學專業人員必須經過適當的輻射防護訓練。

第五條    防護的最佳化設計 ( Optimization of Protection )：防護設計必須予以最佳化，使能提供合理可達成之最高安全水準。

               如果各項安全措施應用於增加輻射風險的各項設施及作業時，在該等設施和作業的整個壽命期間，都能在正常使用的情況下，發揮該等安全措施所能提供合理可達成之最高安全水準，如此即可視之為最佳化設計。

               為了要確定輻射風險是否合理地達到儘可能的低水準 (As Low As Reasonably Achievable )，所有的風險 ，不論是正常運轉、異常狀況、或事故狀況，均必須依分類逐項評估，而且在先期的初始評估之後，在該等設施和作業的整個壽命期間，均必須定期再評估，以掌握在相關動作之間，或在它們所造成的風險之間，是否存在相互依存關係，譬如：各項設施和作業在整個壽命期間的不同階段，或放射性廢棄物處理的不同步驟之間， 對不同群體造成不同的風險等，均應確實檢查，是否存在相互依存關係，這中間也要考慮到知識方面的不確定性。

               防護的最佳化設計應對下列各項因素的相對重要性做出判斷：

1. 可能受到輻射照射之人員 ( 工作人員和大眾 ) 之數量。

2. 上列人員受到照射的可能性。

3. 其所接受之輻射劑量的數量和分布狀況。

4. 由於可預期事件而造成之輻射風險增加的情形。

5. 經濟、社會、及環境等各項因素所受到之影響。

               防護的最佳化設計同時也意味著，在日常作業中，應儘量採用良好的作業方式和常識，以進一步降低輻射風險。

               持照者投入安全的資源，以及法規之適用範圍及其嚴謹性，必須與輻射風險程度和該風險是否易於控制具有相對稱性；相對地，如果輻射風險程度很低，就可以不需納入法規管制。

第六條    個人風險的限制 ( Limitation of Risks to Individual )：控制輻射風險的各項措施，必須能確保任何個人都不會遭受不可接受之輻射傷害。

               有了最佳化和合理化的防護，並不能保證每個人都不會遭受不可接受之輻射傷害，因此，劑量和輻射風險必須控制在一個特定的限值內。換一個角度說，由於劑量限值和風險限值代表的是法律上可接受的上限，該等限值本身並未能確保各種防護措施已達成其最佳化狀態，因此，必須以防護的最佳化設計來補其不足。所以，防護的最佳化設計和劑量及風險的限值，兩者都是達成理想安全水準所必需的措施。

第七條    現今及未來世代之保護 ( Protection of Present and Future Generations )：現今及未來世代之人類和環境，都必須予以保護，使免之於輻射風險。

               輻射風險可能穿越國界，而且也可能長期存在，在判斷輻射風險控制措施之妥適性時，必須考慮到現今這一代和未來世代可能遭受之後果，特別是：

1. 安全標準的應用，不僅適用於當地民眾，而且也適用遠離該等設施和作業之民眾。

2. 在影響可能橫跨幾個世代的情況下，未來世代的人也必須予以保護，而且必須使他們無需再採取任何重要的防護行動。

               儘管我們對輻射曝露對人類健康的影響已有相當多的瞭解，但還存在一些不確定性，特別是低劑量及低劑量率對健康的影響，仍存有一些假設值在內。此外，輻射對環境的影響，尚缺乏徹底的研究，一般來說，現行輻射防護系統足以對人類環境生態系統提供適當的保護，以免其受到輻射曝露之傷害性影響；至於為環境保護所做的各項保護措施，一般而言，係透過觀察保護生態系統中某些物種，特別是微生物，免受輻射曝露之特別不利的影響來確認。

               放射性廢棄物的處理必須要能夠避免造成未來世代的負擔，因此，現今世代產生的廢棄物就應找到一個安全、可行，而且環境可接受的長程處理方案；此外，放射性廢棄物的產生量，必須借助各種物料的再循環和再使用等適當的設計方法和程序 ，以減少到實際可行的最低水準。

第八條    事故的預防 ( Prevention of Accidents )：必須盡所有的努力以預防及減輕核子或輻射事故。

               來自各項設施和作業產生的最嚴重之傷害性事故，是核子反應器爐心、核子連鎖反應、輻射源、或其他產生輻射物質的失去控制，因此，為了要確定會造成傷害性後果的事故之發生率極低，必須採行下列措施：

1. 預防可能導致這種失控的故障或異常狀況(包括違反保安行為)的發生。

2. 預防任何這種故障或異常狀況惡化升級情事的發生。

3. 預防輻射源或其他產生輻射物質的遺失或失控。

             預防和減輕事故後果的主要手段是「深度防禦 ( Defense in Depth )」，深度防禦主要是經由數個連續且互相獨立的防護層來達成，而且在所有防護層皆失效的情況下，才會造成人群或環境的有害性影響。如果有一層的防護或屏障失效，其下一層的屏障即會發揮效用，如果施行得當， 深度防禦可以確保單項的技術、人員或組織失誤時，均不會導致有害性的影響，而可能導致有害性重大影響的連串失誤之機率非常低。此外，不同防護層的有效獨立性是深度防禦成功的必要元素。

               深度防禦是由下列各項的妥當組合來達成：

1. 一個具有對安全及安全文化堅強承諾的管理階層組成的管理系統。

2. 適當的廠址選擇，並在優良設計及專設安全設施的組合下，可提供足夠的安全餘裕、多樣化及多重之設計，主要概分為下列四項：

(1) 高品質及可靠之設計、技術、及材料。

(2) 採用控制、限制、和保護系統，以及監測裝置。

(3) 利用固有 ( Inherent ) 及專設安全設施兩者間之妥當組合。

(4) 完整的運轉作業程序及作業規程，以及事故處理程序書。

               事故處理程序書必須預先準備妥當，以便在核子反應器爐心、核子連鎖反應或其他產生輻射物質之失去控制事故之下，做為重新恢復控制的途徑，並可減輕任何有害的後果。

第九條    緊急應變計畫 ( Emergency Preparedness and Response )：必須預先做好核子或輻射事故緊急應變之安排。

               核子或輻射事故緊急應變計畫之主要目標如下：

1. 確定對核子或輻射事故之有效應變，在現場、當地、以及所在地區、國家、及國際等各級，均已有妥當之安排。

2. 確保各種合理、可預期之事故，其輻射風險均屬輕微。

3. 對於已發生的任何事故，採取可行的措施，以減輕任何對人類生命、健康、及環境傷害的後果。

               持照者、雇主、法規管制機構，以及政府相關部門，必須為核子或輻射事故的緊急應變，事先在現場、當地、以及所在國家、地區、及國際間做好妥當的安排，國際間的安排是對國與國之間已有協議者而言。

               緊急應變計畫所應安排的範圍和程度必須能反映下列三點：

1. 核子或輻射事故的可能性和可能的後果。

2. 各類輻射風險的特徵。

3. 各項設施和作業的性質和位置。

此類安排應包括以下兩點：

1. 決定何時應採取各種不同的防護行動之準則，應事先制定。

2. 具備在緊急事故下可以立即採取行動保護，及通知現場人員的能力，必要時，還可以包括一般民眾。

               在制定緊急應變的各項計畫時，必須考慮到所有合理可預期之事故。緊急應變計畫必須定期演練，以確定在緊急應變中負有責任之組織都已準備就緒。

               在緊急事故發生時，若有迫切的保護行動必須立即進行，在執行勤務人員知情並同意的情況下，可以接受超過通常所採用的職業劑量限值之輻射，但也只限於預先訂定的最高值 。

第十條    採取防護行動以減少現有的或未受監管的輻射風險 ( Protection Action to Reduce Existing or Unregulated Radiation Risk )：採取防護行動以減少現有的或未受監管的輻射之風險，而且該等行動必須是合理而且是最佳化的。

               某些輻射風險的產生，可能係來自於未受監管的各種設施及作業，在此種情況下，如果該輻射風險相對較高時，即應考慮採取合理的防護措施，以減輕輻射曝露量，並設法改善該項設施或作業。上述未受監管情況，可分類如下：

1. 第一類情況，基本上是天然輻射源，譬如住宅或工作場所受到之氡氣曝露，這種情況有需要時，可以採取一些補救措施。但對於天然輻射源，在許多情況下，實際上很難找到有效而可行的改善措施。

2. 第二類情況，屬於來自過去的人員所從事過的各項作業所產生之輻射，譬如以前的採礦作業所殘留的輻射物質；此種情況可能是在過去從未接受法規管制，或者過去的法規管制沒有現行的嚴格，在此情形下，應依現行規定採取合宜措施，予以改善。

3. 第三類情況，譬如有輻射核種未經控制，釋放至環境中，這種情況就應採取防護行動，並進行必要的補救措施。

               在上述各種情況下，防護行動的展開，不僅須在經濟、社會以及環境上，付出一些可預見的代價，而且可能伴隨一些輻射風險，譬如執行這些勤務的工作人員所可能遭受的輻射曝露。因此該等防護行動是否可判定為合理，須視該行動所產生的利益，能否大於採取該行動所接受的輻射風險及其他相關的損失而定；此外，防護行動必須是最佳化的，以期能在合理可付出的代價上產生最大的效益。

               至此，我們完成了核能安全基本原則的介紹，下一章即將進入另一個主題：「新建核能電廠的安全目標」。在結束本章之前，由於我們用了許多次「輻射風險」一詞，我想有必要對此一名詞略加說明以免誤解，以下是引用IAEA的名詞解釋：

               輻射風險 ( Radiation Risk ) 一詞中，輻射指的是游離輻射 ( Ionizing   Radiation )，而輻射風險的一般含義，包含下列各項：

1. 輻射曝露對健康的有害影響(包括該影響發生的可能性)。

2. 由以下原因造成的直接後果而可能導致的任何其他相關風險 ( 包括對環境中生態系統的風險 )：

(1) 輻射曝露。

(2) 輻射物料 ( 包括放射性廢棄物 ) 放置或釋放至環境中。

(3) 核子反應器爐心、核子連鎖反應、輻射源、或其他產生輻射物質的失去控制。

               在IAEA的各項標準中，均假設並不存有輻射劑量之門檻值  ( threshold level )

               換句話說，IAEA並不假設低於該值就不會有相關的輻射風險。至於有關輻射曝露及其他相關風險之特定值，均在IAEA所出版的「安全規定」和「安全指引」有具體之規定。

肆、 新建核能電廠的安全目標

一、背景說明

制定一套作業準則，以使核能安全、輻射防護等事務之處理，及相關法規之規定在西歐能夠趨於一致，是西歐核能管制協會 ( WENRA ) 於2005年在斯德哥爾摩所共同簽署的政策聲明之一。依據這份聲明， WENRA在2006年元月完成其會員國內各運轉中核能電廠安全的協調統一性調查，並彙總出版了「WENRA各國核反應器安全的協調統一性 ( Harmonization of Reactor Safety in WENRA Countries )」。

在此期間，某些WENRA會員國開始或籌劃新核能電廠的興建，另有一些電廠的興建在過去曾中斷一段時間後，現在又開始重新啟動，這些電廠並未包括在2006年的調查研究中，相信這些電廠最少都可符合2008年元月出版的 WENRA 核能電廠安全基準( WENRA Reactor Safety Reference Levels；註：該文標題雖稱核反應器，但內容涵蓋全廠，故以核能電廠稱之，以求達意。) 這份安全基準的制定是用來作為規範現有核能電廠的一套共通性的標準，它是依據IAEA的各項標準及 WENRA各會員國的最佳作業典範綜合編製而成的，各會員國可依每一項安全基準來做自我評量，每年會員國之間均會進行交互評量，找出可以改善之處，檢討評估之後，做成各國在法律體系及核能電廠作業兩方面的國家改進計畫 ( National Action Plan )。

這份報告係以有系統的條列方式編製而成，是一份很好用的自我評量工具，雖非本文討論之主題，但因確實深具參考價值，因此特收錄於下一章，以專章來做後續之探討。

由於核能安全是持續在進步的， WENRA各會員國也期待未來的新建核能電廠，可以達到比現有核能電廠更高的安全標準，換句話說，以規範現有核能電廠的安全標準來要求新建核能電廠是不夠的；因此，WENRA認為此刻正是發展一套新建核能電廠共通安全目標的恰當時機，其目的有下列三點：

1.  在往後的幾年之內，新建核能電廠要能在全歐洲獲得許可執照，必須提出比現有核能電廠更高的安全標準。

2.  各國核能管制機構將採行相同的作法，在核能安全的改善方面持續向核能工業界施壓，以期新建電廠能有較高的安全標準。

3.  申請許可執照者在準備相關送審文件時，需將此項安全上的共識列入考慮。

此外，這份核能安全共識，亦可作為現有核能電廠的安全審查之參考。

二、安全目標訂定之方法

此項安全目標訂定工作係分為兩個方向同時進行，其一是，廣泛蒐集現有可用之相關參考文獻加以整理；另外一方面，則是篩選一些可用的項目作為素材，重新編輯整理，並交由工作小組審查是否採用。當然，兩者都必須經由多數會員國同意才予引用，而採用的文獻係以IAEA出版的文獻為優先。

在現有相關文獻之選取與審查方面，為求能足夠廣泛的蒐集核能安全相關的文獻，特別選定下列三類具有關鍵性的文件進行分析：

1. IAEA的現行安全標準及IAEA-INSG的最新出版物 ，INSAG ( International Nuclear Safety Group，國際核能安全部門 ) 是IAEA的一個重要部門，該部門係透過徵調各國核能安全專家的方式組成，其主要工作在針對特定之核能安全事項進行較深入之分析與評估，並做出建議供各國參用，尤其是大眾關切的議題，INSAG亦會提出與大眾溝通的重點及方法。

2. 已在WENRA各會員國及其他國家針對新建核能電廠所制定的各項法規及安全標準。

3. 在各種不同的刊物中所發表之有關核能電廠安全改進，及對核能安全有創新發現之各種文章。

雖然採用的文獻很多，但本計畫仍以IAEA在2006年出版的「SF-1，核能安全基本原則」為藍本，對各項可作為新建核能電廠安全目標之項目，作有系統的調查與比對。

至於各項安全目標的量化方面，WENRA曾以問卷方式徵詢各會員國經驗，以蒐集各國對安全目標在定性及定量兩者的採用情形，並請各國提供使用經驗，以及在使用量化數據時有無先決條件或必要之說明。對於每項安全目標，如果已有會員國曾採用量化數據，WENRA即會提請專案小組論是否可做為共同的量化目標，同時討論使用該目標的各項條件是否能繼續採用。

此外，現有核能電廠對照此一安全目標，是否仍有繼續改善之空間，由於新建核能電廠為求達成新的安全目標所作的各項改善措施，多數是在設計階段初期就要列入整體考量，而且須有整體性的評估、驗證、與測試，才能適當的融入整體系統之中，以達成改善目的；因此，可適用於現有核能電廠的項目不多。

三、從文獻中所彙整應考量之重要項目

自1980年代末期開始，有了許多新建核能電廠安全改善方面之研究由核能相關工業界提出，至1990年代達到高峰，下列的發展次序可以顯示，新建核能電廠在安全性能方面的演進概況：

1. 在1985至 1995年期間，全世界有許多核能廠家紛紛提出核能電廠的改良式或創新式設計，包括：美國電力研究院 ( EPRI ) 主持的進步型輕水式反應器 ( ALWR )，西屋公司的進步型非能動式壓水式反應器 ( AP-600 )，瑞典ABB公司的非能動式終極安全反應器 ( PLUS )，奇異公司的簡化型沸水式反應器 ( SBWR )，及通用原子公司的模組化高溫氣冷式反應器 ( MHTGR ) 等。

2.  1991年IAEA會員大會通過決議，應研擬一套供作未來核能電廠設計準繩的安全原則，因此，IAEA在1992年出版一份綜合性的報告：「核能發電安全 ( The  Safety of Nuclear Power  ，INSAG-5 )」，作為起始點，並開始廣徵各國意見，現仍進行中。

3. 經濟合作與發展組織 ( OECD ) 的核能署 ( NEA ) 於1993年也展開了相關研究，並於1994年出版進步型核能電廠之法規管制規定 ( Regulatory Requirements for Advanced Nuclear Power Plants， NEA/CNRA/R(94)2 OECD-NEA )。

4. 1985年開始，由美國電力研究院主導，聯合各主要電力公司及核能工業界合作，建立了進步型輕水式反應器設計之相關技術基礎，並經美國核管會審查通過。

5. 在歐洲，由法國的GPR及德國的 RSK，於1993年聯合發表未來壓水式反應器安全策略之共同建議書 ( A Proposal for a Common Safety Approach for Future Pressurized Water Reactors )。

6. 歐盟於1995年發佈歐洲輕水式反應器安全之共同意見書 ( 1995 Consensus Document on Safety of European LWR )。

7. 由歐洲各國電力公司聯合發表的歐洲輕水式反應器核能電廠規定 ( European Utilities  Requirements for  LWR Nuclear Power Plants，EUR )，於2001年正式發行。

8. 在歐盟的官方架構下，由比利時的AVN，英國的AEAT，義大利的ANPA，西班牙的CIEMAT，德國的GRS，及法國的IPSN等六個國家的代表性核能安全技術機構( Technical Safety Organizations，TSO )，自1993年開始合作，與 EUR平行展開，針對較重大的安全問題進行詳細的評估，並於2002年正式發表研究報告：核能安全與環境 ( Nuclear  Safety and the Environment，EUR 20818 )。

以上八類不同的組織，在不同的時間所做的研究中，都有一個共通點，那就是，深度防禦 ( Defense in Depth ) 仍然是確保核能安全的基本方法，而且在在都顯示，它的功能應儘可能地予以加強。此外，下列五點是各項研究中，都認為在新型反應器設計階段就應列入考量的安全項目：

1. 現有核能電廠運轉中常遇到的問題，如半充水運轉狀況 ( Mid-loop Operation )，防火設計，系統間冷卻水流失事故 ( Inter-system LOCA)，共因故障 ( Common Cause Failures ) 等，均應有詳盡而妥適之對策。此外，對各種不同的安全措施應儘早進行安全度評估 ( PSA )，並做為設計過程的一個環節，予以最佳化設計。另外一方面，對於運轉經驗的回饋亦應予以重視。

2. 深度防禦各層級間的獨立性須予以提高。

3. 關於爐心熔損的預防與緩和方面，首先應擴大傳統的設計基礎之概念，並使用最佳化的估算方法；特別是要加強圍阻體的強韌度，以減低其失效的機率，這就是新的第四層級之防禦，在設計過程中就要考量周延，並以系統化的方式處理，以預防嚴重核子事故的發生。

4. 對於需要廠外配合之緊急應變，應儘量減少其發生之機會。譬如需要進行疏散及長期大規模土地除汙等。

5. 當內部各項預防措施獲得有效改善後，外部災害造成風險之可能性亦不能予以輕忽，必須同時納入考量。

有許多的研究都顯示，安全目標之建議值 ( 通常以機率表示 )，對於電廠安全性的完整掌握有其方便之處，同時可提供是否須進行改善的決策依據；然而，此一數值之適當定義仍有其困難，因此，在國際間也一直存在著爭議。此外，必須強調的是，符合了數字上的標準，並不表示就可以不必繼續尋求安全上的增進。

關於各國專為新建核能電廠制定的法規和指引方面，在西歐地區有下列四項：

1.  芬蘭YVL法規指引最近才更新，並已涵蓋了新建核能電廠的相關規定。

2.  德國和法國聯合制訂的「下一代壓水式反應器核能電廠設計及營建工程技術指引」。

3.  英國在2006年更新的「安全評估原則」。

4.  保加利亞的「新建核能電廠法規」。

以上五國所定的新建核能電廠相關規定，基本上都符合世界潮流，特別是新法規均強調深度防禦的重要性，不論是每一防禦層級本身的確保或各層級間獨立性的加強，都有明確的規定；此外，也都強調設計時應考慮嚴重核子事故之防治，及應增加安全系統的多樣化設計；同樣地，也重視保安方面的設計措施(如抵抗大型航空器之撞擊)，以及保防安全之管理等。

至於IAEA方面，除了2006年重新改版的「核能安全基本原則」外，IAEA近年也投入很多的努力，更新了許多的安全標準。

四、新建核能電廠安全目標之建議

1. 說明

為新建核能電廠所建議的各項安全目標之訂立，其目的是要更進一步地加強對民眾及環境之保護，而且核能安全及所謂的「妥善保護」，並非是一成不變的僵化狀態，而應與時俱進；因此，在WENRA報告中所建議的各項安全目標，均可能隨著環境、時間的改變而有所更新。這些安全目標係以定性的方式呈現，因此人們可以很容易地了解；WENRA所提的建議，期望能達到下列三項目的：

─ 期望能減輕事故後果，以保護民眾；及能作到妥善的輻射防護，以保護工作人員。

─ 期望輻射的排放能得到良好的控制，以保護環境。

─ 期望在放射性廢棄物及拆廠除役方面能妥善處理，以保護未來的世代。

2. 以「核能安全基本原則」為基礎的核能安全目標

     IAEA在2006年新出版的「核能安全基本原則 ( SF-1 ) 」，是目前從事相關研究的良好藍本，WENRA的報告亦以此作為新建核能電廠安全目標之基礎，特別是下列與新建核能電廠安全改善相關之項目。

(1) 落實「核能安全基本原則第五條：防護的最佳化設計」；新建核能電廠的安全設計必須做到輻射風險合理地達到儘可能的低水準 ( ALARA ) ，而且在設計之初就納入考量，有些現有核能電廠無法回溯 ( Back Fitting ) 的項目，在新建電廠就應予考慮。至於應納入考量之項目，可從下列四個方向仔細研究：

─ 現有電廠的經驗回饋，

─ 定值法 ( Deterministic ) 及機率法的安全評估結果，

─ 最新科技及分析方法與技術，及

─ 安全研究成果。

以上的研究結果，如果要應用在現有電廠，必須先進行安全評估，經仔細查對原有設計，從務實面考量是否合理可行。對於新建核能電廠，進行較顯著的設計改善之可行性高，特別是嚴重核子事故的預防與減輕，應儘量使其合理可行，並應考慮長程效應。設計過程中，應有效利用安全度評估( PSA ) 作為工具。

與此項安全基本原則相關的安全目標之項次為：01至04及06。

(2) 在實施「核能安全基本原則第八條：事故的預防」時， 深度防禦概念仍是達成新建核能電廠安全的一項關鍵性方法，因此，在落實這個概念時，應著重下列兩點：

           ─ 強化深度防禦概念的每一個層級。

       ─ 改善深度防禦各層級之間的獨立性。

基於此項原則，新建核能電廠的各項保安設施亦應以安全設施視之，此外，強化品質保證及核能安全管理，亦為事故預防之關鍵性要素。

與此項安全基本原則相關的安全目標之項次為：01至05及07。

(3) 對於「核能安全基本原則第六條：個人風險的限制」，及「第七條：現今及未來世代之保護」之實踐，應注意不論是在正常運轉、可能事故的發生，或除役作業的時候，均可能造成輻射或非輻射衝擊，因此，在設計階段就應設法予以降低其發生之可能性。

與此項安全基本原則相關的安全目標之項次為：02，03及06。

 

(4) 有關「核能安全基本原則第三條：安全的領導與管理」之遵行， 則必須在早期階段即妥慎考量各項安全管理事項，並與保安規定緊密結合。

       　　與此項安全基本原則相關的安全目標之項次為：05及07。

3. 新建核能電廠各項安全目標之建議

基於以上各項考量，新建核能電廠在設計、選址、建造、試車、及運轉上，相對於現行運轉中的電廠，有下列深受期待的目標：

 

01. 正常運轉之維持與異常事件及事故之預防

─ 以加強電廠維持在正常運轉狀態的能力，來降低異常事件發生的頻率。

─ 以加強電廠控制異常事件的能力，來降低其惡化導致成為事故狀態的可能性。

02. 爐心未熔損的各類事故

─ 要確保在發生爐心未熔損的各類事故下，廠外均不致有輻射衝擊，或僅有微小的輻射衝擊。換言之，可以不必服用碘片預防、掩蔽，也不需要進行疏散，但在某些情況下，可能需要限制部分食物之攝取。

─ 在合理可行的情況下，應儘可能的努力，以降低爐心受損的頻率，並減少所有型態及組合型式的災害及故障，以及來自所有可能來源之輻射物質外釋。

─ 在廠址選擇及設計時，要考慮如何減少所有外部災害及惡意攻擊等之衝擊。

03. 爐心熔損事故

─ 爐心熔損的事故一旦發生，將可能造成早期或大量輻射外釋至環境之情形，且期間可能長達數月或經年，因此，必須實質上予以消除其發生之可能性，或其發生之機率可證實已小到微乎其微的程度。

─ 如果爐心熔損事故無法完全予以消除，則設計上必須使該事故發生時，其災害僅侷限在特定的地區及時間內，且能夠及時對民眾採取保護措施；但不允許需要永久性遷徙、緊急疏散廠外鄰近地區、掩蔽、及長期限制食物之攝取等事故之發生。

04 .深度防禦各層級間之獨立性

─ 除了前述01至03各項目標應予落實外，對於深度防禦各層級，應以多樣化方式，在合理可行的情況下，儘可能加強其彼此間之獨立性。

05. 核能安全與保防安全之融合

─ 在進行設計及施作核能安全措施與保防安全措施時，應設法使兩者能夠互相融合，成為一個完整的防護體系。

06. 輻射防護及廢棄物處理

─ 在設計階段，即應在合理可行的範圍內，努力將電廠在運轉狀態、除役、及拆廠等各項作業中，所有個人及集體接受的職業劑量、輻射及非輻射物質在環境中的排放量、以及放射性廢棄物的數量及強度，儘可能地予以降低。

07. 核能安全管理

─ 在核能電廠的先期建廠期間，即應建立核能安全的有效領導及管理，而且必須要有足夠的自有技術及財務資源，以履行其核能安全的首要責任。

─ 應確保新建核能電廠在設計、選址、建造、試車、運轉及除役之每一階段，所有參與組織的每一個人，都瞭解他們的工作中所涉及的核能安全事項，以及他們在確保核能安全所應扮演的角色。

4. 新建核能電廠安全目標的影響與衝擊

上列各項建議之核能安全目標，其目的係為驅動新建核能電廠的設計改良，以期在建廠之初就能夠納入各項安全考量，藉此獲得較現有電廠更高的安全水準，這些設計上的改良可以分成下列兩類：

─ 來自於運轉經驗的回饋，以及現有電廠執行安全度評估所發現者：這類的改良所涉及之技術與現有運轉中電廠具有連續性，因此，著重在現有設計及技術的最佳化及演進性的設計改善。

─ 來自於研究開發所創新者：此類改良與現有的電廠相較而言，代表安全水平的向上提昇，如果考慮採用此類設計，宜先審視其可行性。

以上兩類改良都是為新建核能電廠的安全改善而量身訂作，譬如，為了要能夠符合前述擬議中的第03號定性安全目標，圍阻層的設計就必須能夠承受爐心熔損事故，而且要考慮長期的耐受能力，顯然現有運轉中之電廠在執行上有其困難。此外，為配合深度防禦的強化，新的安全目標主張核能電廠應延伸其安全設計基礎，對現有電廠而言，此種延伸某些情況下稱之為「超越設計 ( Beyond Design )」，譬如：多重故障及爐心熔損事故，但對於新建電廠而言，這些狀況仍歸屬在「設計基礎 ( Design Basis )」範圍。事實上，在研擬各項安全目標並考慮各項設計之改良時，工作小組均已考量其必須性及現行工業技術可行性之配合。

五、定量的安全目標

WENRA的工作小組認為，定性的安全目標配合以量化的數值後，可以做為各國履行定性安全目標的一個參考點，對於各國的參考及採用將更為明確而方便，且在確定安全改善項目時，定量的安全目標，可以在技術上作更深入的探討，而非僅作為一個可接受的條件；此外，並可促進各國間推動進程的一致性。以下所列各項安全目標的定量值，尚未獲得各國一致的同意，所以只是一個定量的參考值，但此種數值，原本就可能因為在不同的國家、使用不同的評估方法、或僅是名詞定義的差別，就會出現不同的數值，這一點，使用者應該要有所認知。

(01) 正常運轉之維持與異常事件及事故之預防

異常事件發生的安全指標 ( Safety Indicators )，通常是用以監控運轉中核能電廠之用 。關於安全目標第01號，目前在WENRA尚未有參考數值可供使用，但WENRA工作小組建議各會員國的持照者，對於正常運轉時各相關系統及組件的可靠度，可採用具有挑戰性的定量化安全目標 ( 並非是電廠生產電力多寡的可用率因素 )。亦可透過下列三點的檢視，來確認是否符合第01號定性安全目標：

─ 證明所有的運轉經驗回饋，均經查對，所有現有電廠的安全問題，均已反映在新建核能電廠的設計之中。

─ 已有適當的驗證方法來處理經驗的回饋。

─ 增大運轉餘裕已在設計中落實。

(02) 爐心未熔損的各類事故

─ 降低爐心受損的頻率

WENRA各會員國均已廣泛利用安全度評估第一階 ( Level 1 PSA )，並以爐心受損頻率 ( Core Damage Frequency，CDF )，作為現行運轉中核能電廠的一項機率化的安全目標，某些WENRA國家採 CDF每年10^-5次作為新建核能電廠的目標，此一數值與IAEA的建議值 ( INSAG-12 ) 相當，IAEA認為新建核能電廠應比現行電廠每年10^-4次嚴格10倍，但若有下列兩種狀況之一者，建議暫不採用此一目標值：

--- 某些國家的現有核能電廠已能符合這個目標。

--- 有些國家可能採用異於他國的計算方法。

─ 不造成或僅有輕微的廠外輻射衝擊

有許多WENRA會員國採用「劑量/頻率準則」做為設計目標。在沒有核燃料熔損之事故下，要符合本項 (02) 目標，則廠外輻射衝擊，應該要在未達到需要服用碘片預防、掩蔽、及疏散等防護行動的程度之下。防護行動的採行是深度防禦概念中的第五道防禦，其標準值在歐盟有統一規定，該標準值也符合國際輻射防護委員會 ( International Committee on Radiological Protection，ICRP ) 在 ICRP-63的建議值，以採掩蔽行動的標準為例，其限值為兩天之內的劑量達5-50毫西弗，因此，設計目標必須在此標準值之下。

(03) 爐心熔損事故

─ 應實質予以消除

如果事故發生的可能性，在實質上是零，或可以確認其發生之機率已小到微乎其微的程度，就可以將該等事故發生的可能性，視為實質上已經消除。所謂實質消除的研判，不能僅以一個機率上的截斷值 ( Cut-Off ) 的符合，就宣告達成此一目標，因為即使發生的機率已非常的低，但只要有任何一個更好的設計改善可再予以降低，就必須繼續努力。至於如何研判事故發生機率，則必須對於所分析的事故狀況，及其涉及的各種現象，包括圍阻體受到直接加熱( DCH )、蒸氣爆炸、以及氫氣的特性等，均有充足的瞭解及掌握後，加以分析證明，以得出結論。此外，方法及數據所具有的不確定性，均應予以量化。

─ 將災害侷限在特定的地區及時間內，並及時採取保護措施

對於爐心熔損事故造成之輻射影響程度，有許多WENRA國家採用「劑量/頻率準則」，有些國家則在發生嚴重核子事故時，以銫的釋放量為基準，作為研判是否要求限制食物的攝取及土地的使用之依據。不過，不能單純以銫的外釋量來判定作為是否符合第 (03) 號安全目標，因為兩者並無顯著的相關。

符合第(03)號定性安全目標的要求已如前述，必須將爐心熔損事故後的影響，侷限在特定的地區及時間內，且能夠及時對民眾採取保護措施；但不允許永久性安置、不允許對食物攝取之長期限制、廠外鄰近地區不需要採取緊急疏散，但允許作有限度的掩蔽。

以採掩蔽行動的標準為例，其限值為兩天之內的劑量達5-50毫西弗。依據ICRP-63的建議值，設計上必須設法使其影響侷限在特定的地區及時間內；而且設定目標時，應考慮到爐心熔損事故以最佳估算方法分析時，所涉入之不準度。

(04) 深度防禦各層級間之獨立性

尚無相關量化之目標值，可供作為推動此一目標之標竿。

(05) 核能安全與保防安全之融合

尚無相關量化之目標值，可供作為推動此一目標之標竿。

(06) 輻射防護及廢棄物處理

─ 工作人員個人及集體劑量

本文前曾提及，WENRA曾向各會員國蒐集各國對個人及集體輻射劑量之限值或目標。關於個人輻射劑量限值，歐盟已有統一規定，但若以設計目標而言，WENRA認為目標值應該較現行規定更低。至於工作人員每年平均集體劑量，現僅芬蘭有針對新建核能電廠訂定目標值，該目標值為每GW 0.5人•西弗( 0.5man.SV/GW )，此一數值並無技術上的背景來支持，但在實務上，集體劑量可以因為不同的反應器技術而有顯著的改變。

因此，WENRA決定不訂定對所有反應器一體適用的單一目標值，但建議各持照者，可從同類型運轉中核能電廠的經驗回饋，訂定一個嚴格而具有挑戰性的每年平均集體劑量目標值，作為推動此一定性安全目標之標竿。

─ 輻射及非輻射物質在環境中的排放

尚無相關量化之目標值，可供作為推動此一目標之標竿。因為要對所有不同型式的反應器技術訂定一個單一的目標值，在實務上有其困難，因此，WENRA建議各持照者，可從同類型運轉中核能電廠的經驗回饋，訂定一個嚴格而具有挑戰性的排放參考值，作為新建核能電廠的設計目標。

─放射性廢棄物的數量及強度

尚無相關量化之目標值，可供作為推動此一目標之標竿。建議作法同前述。

(07) 核能安全的管理

尚無相關量化之目標值，可供作為推動此一目標之標竿。

（續下篇）

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