有原本支持反核的翟本乔被拥核人士说服的八卦吗?????
今天看到这个FB的下方留言 感到震惊!!!!!
http://ppt.cc/uAbz
Ben Jai 这种论证方式才有说服力
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Wayne Han
昨天 9:55 · 编辑纪录 ·
台湾核能安全也随着时代在不断进步，
不要再被没有根据的谣言骗了。
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文／原子能委员会 周源卿
拜读了廖英凯先生于2014年12月22日在Pansci发表的文章：〈从好像不太准的千万分之一
，到有点危言耸听的24%，核灾机率到底怎么算？〉后，非常佩服廖先生能以条理分明又
浅显易懂的说法，把两种“极端相悖论点”分析得如此清楚。该文章内提到核能电厂“安
全度评估（Probabilistic Risk Assessment简称PRA）”是管制炉心熔毁频率（Core
Damage Frequency 简称CDF）的重要依据。为了呼应廖先生的文章，笔者想借此机会分享
一些PRA延伸应用的情形。
“安全度评估（PRA）”最重要的价值在于改进核能电厂的安全！
定期的“健检”是许多人维护健康的重要方式，假如健检后被告知有“三高问题”，医师
会提出用药、节制饮食、运动等建议。要是乖乖听医师的只是，则下一年的健检结果会有
所改善，中风或罹患心血管疾病的机率也会随之降低。所以“健检”不仅是了解身体的状
态，更重要的是找出威胁健康的弱点并加以改善，进而减少罹患疾病的机率。
“安全度评估”即是对核能电厂的健检，评估的过程包括尽量找出威胁电厂安全的因素（
如地震、水灾、零组件故障、人为失误等），与电厂防御这些因素的能力（如耐震设计、
防水设施、多重零组件、人为失误之补救设计）。其结果除了用机率分析求得之炉心熔毁
频率（CDF）外，也可得知导致炉心熔毁的关键因素与其比重。
下图即为核一厂与核二厂2013年安全度评估的部份结果。在下图中首先要强调的是两个电
厂的炉心熔毁频率（CDF）数值不相同，但都低于法规要求的1.0 E -4 （万分之一）。其
次从图中可看出核一厂与核二厂都是“厂内事件”导致炉心熔毁的比例最高，所谓厂内事
件包括零组件故障与人为失误等，这也是两座核能电厂改进安全首要注意的领域。
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在利用“安全度评估”增进电厂的安全性方面，下表显示核一厂在1980年代第一次安全度
评估后改善的项目与改善后炉心熔毁频率（CDF）的变化。表中所列的改善项目都是经由
安全度评估结果找出最能减少炉心熔毁频率（CDF）的项目，改善完成后的CDF值由1.3×
10E-4（万分之1.3）下降至2.9×10 E -5（十万分之2.9） ，减少约77%。
核一厂第一次安全度评估后改善之项目
炉心熔毁频率（CDF）
变化量（单位：1/年）
未改善前 1.3×10E-4
加装第五台柴油发电机 9.0×10E-5
加装第五台柴油发电机＋硼液自动注入改善 8.9×10E-5
加装第五台柴油发电机＋控制室天花板耐震改善 3.1×10E-5
加装第五台柴油发电机＋控制室天花板耐震改善＋全释压阀蓄压槽耐震加强 2.9×10E-5
目前我国三个核能电厂为了随时掌握电厂的安全程度，都已建立了活态安全度评估（
Living PRA）模式，这是一种能随时反映电厂系统现状的安全度评估模式。例如有任何安
全相关零组件发生故障时，可立即分析该故障对炉心熔毁频率（CDF）的影响，并做适当
的应变措施。另一个例子是于电厂运转中若要将某个安全相关零组件停止运作以进行预防
性维修，则可事先评估停止运作对炉心熔毁频率（CDF）的影响，据以判断是否可以进行
该项预防性维修。
综合上述说明，可知不但每个电厂因设计不同而有不同的炉心熔毁频率（CDF），且同一
个电厂在不同时间也可能因设备状况的差异而有不同的CDF值。就安全管制的立场而言，
这些CDF值都必须符合管制法规的要求。此外，一座核能电厂中有数以千计的零组件，日
常运转中常有更换或维修零组件的情形，因此我国核能电厂不但须定期随着电厂中零组件
的更动而修订安全度评估模式，且要在电厂安全系统有重大改变时使用该模式评估电厂炉
心熔毁的频率，并做适当的软硬件改善或应变措施，以保障电厂运转的安全。
“安全度评估（PRA）”在我国核能电厂中有哪些重要的延伸应用？
美国从1979年发生三浬岛核能电厂事故后，即在核能电厂营运与管制方面大量使用“安全
度评估”技术。我国从1982年开始对核能电厂执行“安全度评估”并依据评估结果进行软
硬件改善后，国内核能电厂的安全绩效也有显著的提升。在累积三十多年的使用经验后，
“安全度评估”除了被用来分析炉心熔毁频率与导致炉心熔毁的重要原因外，且衍生许多
延伸的应用，包括：核能电厂大修风险的控制、核能电厂安全状态的量化、核能电厂维护
风险的控制等，这些应用都可帮助核能电厂增进安全。
如何判断或监督“安全度评估”相关法规是否有妥善运行？
前述廖英凯先生的文章中特别提出“对于一个有心监督官方的认真民众来说……如何判断
或监督法规是否有妥善运行？”的疑虑。对这种疑虑笔者尝试从两方面说明。
先从判断或监督评估内容是否正确这方面来谈。“安全度评估”是很复杂的工作，须要熟
悉电厂系统的人员、了解风险评估方法的专家、懂得分析地震、台风等天灾危害的专家等
等共同参与。因此美国核能协会（Nuclear Energy Institute, NEI）在1990年订定了“
安全度评估同行审查导则”，美国机械工程师协会（American Socity of Mechanical
Engineer, ASME）也在1998年开始制定“安全度评估标准程序”，美国核能管制委员会也
对这些导则与程序审查并予以背书，并要求核能电厂据以执行“安全度评估”工作。
我国核能电厂执行“安全度评估”时也依照ASME制定的标准程序进行，完成后也须聘请独
立而有经验的专家进行同行审查（peer review）。相关报告送至原子能委员会后，又会
请安全度评估专家进行审查，确认其内容的正确性。这种程序就像建筑物的设计须有土木
技师审查一样，对于不具土木专业的人而言，确认有合格的土木技师签字认可，即可相信
设计的内容。其次从判断或监督评估结果是否妥善执行方面来讲，原子能委员会依据评估
结果执行的管制工作都有公文书的纪录，内容包括管制的要求、台电公司执行过程的追踪
、执行结果的审查等，若民众有兴趣了解则可依照政府资讯公开程序到原子能委员会阅览
。
至于廖先生文中“谜之音”所提到的“XXXXXX监督委员会”若是指“核四安全监督委员会
”的话，因该委员会之性质主要是代表相关机关或民众(即所谓利害关系者)参与监督，一
方面反应利害关系者的意见，一方面也有管制资讯透明的目的，较不属于技术性的监督，
因此在考虑委员会成员时并不以专业能力为前题，特此补充说明。
更该关注的“风险”！
廖先生文中最后一段以“除了机率，你更应该要关注的是……风险”为标题，这应该也是
民众最在意的议题。历史上三次重大核灾都发生炉心熔毁情况，其中前苏联车诺比电厂事
故与日本福岛电厂事故都造成大量辐射物质外泄、但美国三哩岛电厂事故外泄的量却很少
。造成这种差异的最大原因是防止辐射物质外泄的围阻体是否完好 （请参阅下列我国核
一厂围阻体示意图） 。车诺比电厂没有围阻体，福岛电厂有围阻体却无法保持完好，只
有三哩岛电厂在炉心熔毁后灌水成功保住围阻体的完整性，也因而将绝大部分的辐射物质
包容在围阻体内。
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美国核能管制委员会为了使核能电厂在炉心熔毁后仍可尽量保住围阻体的完整性，从1985
年开始推动严重事故处理的观念。而经过长期的研究与沟通后，美国核能电厂从1998年开
始自愿性地实施严重事故处理导则（Severe Accident Management Guideline 简称SAMG
） 。其重要内容包括炉心熔毁后如何保持水位与压力的量测能力，如何继续灌水至反应
炉内，甚至在反应炉槽被熔后如何灌水至围阻体内等。我国核能电厂也自2003年开始仿照
实施SAMG相关软硬件的设置，核一、二、三厂至2009年已全部设置完成。
日本福岛电厂事故后，原子能委员会特别经由核能总体检要求我国核能电厂增加许多加强
安全的措施，包括在天灾预测方面增加古海啸与较长历史年代的地震研究；在防范天灾方
面强化防海啸能力（包括对重要安全设备厂房加强水密性、改善海啸闸门、与增建防海啸
墙）与加强电厂耐震能力；在电力供应方面增置移动式电源车与加长直流电池供电时间；
在水源方面加强原在高处（海拔80公尺以上）生水池的耐震能力与备妥河水、海水、或井
水之紧急供应配置等等。这些都是针对剧烈天灾、长期失去电源、与原有紧急安全设备故
障等情形加强电厂的因应能力，也可具体加强廖先生所谓的“发生事故时的补救或防范设
备”。
结语
核能电厂的炉心熔毁频率（CDF）会因不同的电厂设计与不同的时间而异，“安全度评估
（PRA）”是管制炉心熔毁频率（CDF）的重要依据。本文从改进核能电厂安全的角度分享
一些PRA的应用，这些应用多年来已产生具体效益，对核能电厂而言，各电厂的炉心熔毁
频率已有效地降低，大修工作的风险得到良好的控制，也可进一步控制维护测试工作的风
险；对管制机关而言，可协助视察员掌握电厂风险的状况与视察重点；对民众而言，可使
民众易于了解核能电厂的安全状态等。另笔者也非常认同廖先生对风险的重视，因此特别
说明我国核能电厂在严重事故的应变或防范设备方面的努力。安全的改进是持续性的工作
，希望透过大家理性的讨论，使我国核能电厂的营运更加安全！
http://pansci.tw/archives/73707
从好像不太准的千万分之一，到有点危言耸听的24%，核灾机率到底怎么算？
http://pansci.tw/archives/72809

尚书大人