文／原子能委員會 周源卿
拜讀了廖英凱先生於2014年12月22日在Pansci發表的文章：〈從好像不太準的千萬分之一，到有點危言聳聽的24%，核災機率到底怎麼算？〉後，非常佩服廖先生能以條理分明又淺顯易懂的說法，把兩種「極端相悖論點」分析得如此清楚。該文章內提到核能電廠「安全度評估（Probabilistic Risk Assessment簡稱PRA）」是管制爐心熔毀頻率（Core Damage Frequency 簡稱CDF）的重要依據。為了呼應廖先生的文章，筆者想藉此機會分享一些PRA延伸應用的情形。
「安全度評估（PRA）」最重要的價值在於改進核能電廠的安全！
定期的「健檢」是許多人維護健康的重要方式，假如健檢後被告知有「三高問題」，醫師會提出用藥、節制飲食、運動等建議。要是乖乖聽醫師的只是，則下一年的健檢結果會有所改善，中風或罹患心血管疾病的機率也會隨之降低。所以「健檢」不僅是瞭解身體的狀態，更重要的是找出威脅健康的弱點並加以改善，進而減少罹患疾病的機率。
「安全度評估」即是對核能電廠的健檢，評估的過程包括儘量找出威脅電廠安全的因素（如地震、水災、零組件故障、人為失誤等），與電廠防禦這些因素的能力（如耐震設計、防水設施、多重零組件、人為失誤之補救設計）。其結果除了用機率分析求得之爐心熔毀頻率（CDF）外，也可得知導致爐心熔毀的關鍵因素與其比重。
下圖即為核一廠與核二廠2013年安全度評估的部份結果。在下圖中首先要強調的是兩個電廠的爐心熔毀頻率（CDF）數值不相同，但都低於法規要求的1.0 E -4 （萬分之一）。其次從圖中可看出核一廠與核二廠都是「廠內事件」導致爐心熔毀的比例最高，所謂廠內事件包括零組件故障與人為失誤等，這也是兩座核能電廠改進安全首要注意的領域。
在利用「安全度評估」增進電廠的安全性方面，下表顯示核一廠在1980年代第一次安全度評估後改善的項目與改善後爐心熔毀頻率（CDF）的變化。表中所列的改善項目都是經由安全度評估結果找出最能減少爐心熔毀頻率（CDF）的項目，改善完成後的CDF值由1.3×10E-4（萬分之1.3）下降至2.9×10 E -5（十萬分之2.9） ，減少約77%。
| 核一廠第一次安全度評估後改善之項目 |
爐心熔毀頻率（CDF） |
| 未改善前 | 1.3×10E-4 |
| 加裝第五台柴油發電機 | 9.0×10E-5 |
| 加裝第五台柴油發電機＋硼液自動注入改善 | 8.9×10E-5 |
| 加裝第五台柴油發電機＋控制室天花板耐震改善 | 3.1×10E-5 |
| 加裝第五台柴油發電機＋控制室天花板耐震改善＋全釋壓閥蓄壓槽耐震加強 | 2.9×10E-5 |
目前我國三個核能電廠為了隨時掌握電廠的安全程度，都已建立了活態安全度評估（Living PRA）模式，這是一種能隨時反映電廠系統現狀的安全度評估模式。例如有任何安全相關零組件發生故障時，可立即分析該故障對爐心熔毀頻率（CDF）的影響，並做適當的應變措施。另一個例子是於電廠運轉中若要將某個安全相關零組件停止運作以進行預防性維修，則可事先評估停止運作對爐心熔毀頻率（CDF）的影響，據以判斷是否可以進行該項預防性維修。
綜合上述說明，可知不但每個電廠因設計不同而有不同的爐心熔毀頻率（CDF），且同一個電廠在不同時間也可能因設備狀況的差異而有不同的CDF值。就安全管制的立場而言，這些CDF值都必須符合管制法規的要求。此外，一座核能電廠中有數以千計的零組件，日常運轉中常有更換或維修零組件的情形，因此我國核能電廠不但須定期隨著電廠中零組件的更動而修訂安全度評估模式，且要在電廠安全系統有重大改變時使用該模式評估電廠爐心熔毀的頻率，並做適當的軟硬體改善或應變措施，以保障電廠運轉的安全。
「安全度評估（PRA）」在我國核能電廠中有哪些重要的延伸應用？
美國從1979年發生三浬島核能電廠事故後，即在核能電廠營運與管制方面大量使用「安全度評估」技術。我國從1982年開始對核能電廠執行「安全度評估」並依據評估結果進行軟硬體改善後，國內核能電廠的安全績效也有顯著的提升。在累積三十多年的使用經驗後，「安全度評估」除了被用來分析爐心熔毀頻率與導致爐心熔毀的重要原因外，且衍生許多延伸的應用，包括：核能電廠大修風險的控制、核能電廠安全狀態的量化、核能電廠維護風險的控制等，這些應用都可幫助核能電廠增進安全。
如何判斷或監督「安全度評估」相關法規是否有妥善運行？
前述廖英凱先生的文章中特別提出「對於一個有心監督官方的認真民眾來說……如何判斷或監督法規是否有妥善運行？」的疑慮。對這種疑慮筆者嘗試從兩方面說明。
先從判斷或監督評估內容是否正確這方面來談。「安全度評估」是很複雜的工作，須要熟悉電廠系統的人員、瞭解風險評估方法的專家、懂得分析地震、颱風等天災危害的專家等等共同參與。因此美國核能協會（Nuclear Energy Institute, NEI）在1990年訂定了「安全度評估同行審查導則」，美國機械工程師協會（American Socity of Mechanical Engineer, ASME）也在1998年開始制定「安全度評估標準程序」，美國核能管制委員會也對這些導則與程序審查並予以背書，並要求核能電廠據以執行「安全度評估」工作。
我國核能電廠執行「安全度評估」時也依照ASME制定的標準程序進行，完成後也須聘請獨立而有經驗的專家進行同行審查（peer review）。相關報告送至原子能委員會後，又會請安全度評估專家進行審查，確認其內容的正確性。這種程序就像建築物的設計須有土木技師審查一樣，對於不具土木專業的人而言，確認有合格的土木技師簽字認可，即可相信設計的內容。其次從判斷或監督評估結果是否妥善執行方面來講，原子能委員會依據評估結果執行的管制工作都有公文書的紀錄，內容包括管制的要求、台電公司執行過程的追蹤、執行結果的審查等，若民眾有興趣瞭解則可依照政府資訊公開程序到原子能委員會閱覽。
至於廖先生文中「謎之音」所提到的「XXXXXX監督委員會」若是指「核四安全監督委員會」的話，因該委員會之性質主要是代表相關機關或民眾(即所謂利害關係者)參與監督，一方面反應利害關係者的意見，一方面也有管制資訊透明的目的，較不屬於技術性的監督，因此在考慮委員會成員時並不以專業能力為前題，特此補充說明。
更該關注的「風險」！
廖先生文中最後一段以「除了機率，你更應該要關注的是……風險」為標題，這應該也是民眾最在意的議題。歷史上三次重大核災都發生爐心熔毀情況，其中前蘇聯車諾比電廠事故與日本福島電廠事故都造成大量輻射物質外洩、但美國三哩島電廠事故外洩的量卻很少。造成這種差異的最大原因是防止輻射物質外洩的圍阻體是否完好 （請參閱下列我國核一廠圍阻體示意圖） 。車諾比電廠沒有圍阻體，福島電廠有圍阻體卻無法保持完好，只有三哩島電廠在爐心熔毀後灌水成功保住圍阻體的完整性，也因而將絕大部分的輻射物質包容在圍阻體內。
美國核能管制委員會為了使核能電廠在爐心熔毀後仍可盡量保住圍阻體的完整性，從1985年開始推動嚴重事故處理的觀念。而經過長期的研究與溝通後，美國核能電廠從1998年開始自願性地實施嚴重事故處理導則（Severe Accident Management Guideline 簡稱SAMG） 。其重要內容包括爐心熔毀後如何保持水位與壓力的量測能力，如何繼續灌水至反應爐內，甚至在反應爐槽被熔後如何灌水至圍阻體內等。我國核能電廠也自2003年開始仿照實施SAMG相關軟硬體的設置，核一、二、三廠至2009年已全部設置完成。
日本福島電廠事故後，原子能委員會特別經由核能總體檢要求我國核能電廠增加許多加強安全的措施，包括在天災預測方面增加古海嘯與較長歷史年代的地震研究；在防範天災方面強化防海嘯能力（包括對重要安全設備廠房加強水密性、改善海嘯閘門、與增建防海嘯牆）與加強電廠耐震能力；在電力供應方面增置移動式電源車與加長直流電池供電時間；在水源方面加強原在高處（海拔80公尺以上）生水池的耐震能力與備妥河水、海水、或井水之緊急供應配置等等。這些都是針對劇烈天災、長期失去電源、與原有緊急安全設備故障等情形加強電廠的因應能力，也可具體加強廖先生所謂的「發生事故時的補救或防範設備」。
結語
核能電廠的爐心熔毀頻率（CDF）會因不同的電廠設計與不同的時間而異，「安全度評估（PRA）」是管制爐心熔毀頻率（CDF）的重要依據。本文從改進核能電廠安全的角度分享一些PRA的應用，這些應用多年來已產生具體效益，對核能電廠而言，各電廠的爐心熔毀頻率已有效地降低，大修工作的風險得到良好的控制，也可進一步控制維護測試工作的風險；對管制機關而言，可協助視察員掌握電廠風險的狀況與視察重點；對民眾而言，可使民眾易於瞭解核能電廠的安全狀態等。另筆者也非常認同廖先生對風險的重視，因此特別說明我國核能電廠在嚴重事故的應變或防範設備方面的努力。安全的改進是持續性的工作，希望透過大家理性的討論，使我國核能電廠的營運更加安全！
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