核能安不安全？


1985年09月189期｜上一篇｜下一篇＃發行日期：1985、09 ＃期號：0189 ＃專欄：＃標題：核能安不安全？＃作者：王天戈．核能電廠設計原理．反應器安全系統．輻射源．安全度．表一：主要人為與自然事故的發生機會．圖一：燃料丸和燃料護套所組成的燃料棒，及燃料棒所組成的燃料元件(fuel assembly)。．圖二：反應器壓力槽。．圖三：反應器壓力槽及圍阻體(見圖六)。．圖四：沸水式反應器電廠系統概圖。．圖五：壓水式反應器電廠系統概圖。．圖六：燈泡及圓環式包封容器切面簡圖。．圖七：新型的沸水式反應器圍阻體（Mark Ⅲ）切面簡圖。．圖八：壓水式反應器圍阻體切面簡圖。．圖：核能安全的重要地方－控制室。．圖九：高壓噴灑系統示意圖。．圖十：低壓噴灑系統示意圖。．圖十一：低壓注水系統示意圖。．圖十二：餘熱排除系統示意圖。．圖十三：爐心隔離冷卻系統簡圖。．圖：核能三廠鈾燃料填裝。．圖十四：人為事故引起的死亡數字。．圖十五：自然事故引起的死亡數字。〔附註〕圖中垂直方向表示的頻率（次數／每年），指事故的可能發生機會。		核能安不安全？核能發電具有潛在的危險性眾所周知，因此核能電廠與其他電廠最大的不同是，我們要特別注意它的「安全性」。但是在開始討論核能發電安全以前，我們必須先強調的是，核能發電的危險性絕不在於核能電廠會如原子彈般爆炸。核能電廠不會像原子彈般爆炸的原因之一是輕水式反應器（light water reactor, LWR）核能電廠內，鈾-235的濃度太低了，只有2～3％（註一）。其二是反應器本身有其安全特性。以沸水式反應器（boiling water reactor, BWR,為輕水式反應器之一種）為例，萬一失去控制而功率遞增，首先燃料溫度遽升，此時都卜勒效應(Doppler effect)立即發揮作用──溫度上升，核反應率降低。同時，因功率增加使氣泡增加，水分子密度減低，中子緩和作用降低，核反應率亦降低。這兩種作用稱作負回饋(negative feed-back)，是提供反應器安定的作用。重要的是，這兩種作用都是自然的物理現象，永遠不會失靈！那麼核能發電的危險性在那裡呢？核能電廠危險性最大的來源是，反應器內所貯存的大量放射性分裂產物(fission product)。因此，核能電廠安全設計上的重點要盡可能地將這些分裂產物控制住，使其不致逸出廠外而危害大眾。大體而言，核能發電安全可分三大部分討論，即輻射防護、電廠設計以及安全管制作業。輻射防護及核能安全管制之問題牽涉甚廣，不擬在此多加討論。本文內容將著重於電廠安全設計之介紹，同時假設讀者對核能發電之原理已有基本的認識。雖然本文的主題在說明核能電廠或核能發電在設計上的安全性，但筆者必須強調的是，核能發電安全的保障，不僅僅在「設計出」一個完善的核能電廠，還在於「建造出」一個完善的電廠以及謹慎地去運轉及維護核能電廠。後兩者非科學家能力所及，必須建立在踏實的管制（如建廠品質管制）及電力公司員工的敬業精神上。筆者深信，核能電廠在設計上十分安全，若再加上，踏實良善的管制運轉及維護，核能發電的安全性是值得接受且足以信賴的。核能電廠設計原理為了防止具放射性的分裂產物外洩以保障民眾安全，核能電廠採用「多重阻障」(multiple barriers）的設計原理。在放射性物質（分裂產物）發生之處與廠外民眾之間設下了重重的阻障。這些阻障通常包括以下數項：燃料丸（fuel pellet)燃料護套(cladding)、密閉的冷卻水系統(closed coolant system)、反應器壓力槽(reactor vessel)以及包封容器(containment)。核分裂及分裂產物均在「燃料丸」內發生。大部分的分裂產物均滯留於燃料丸內，因此燃料丸可視為第一道阻障。但是還有一小部分的氣體分裂產物(如碘、氪、氙)會擴散出燃料丸。為了防阻上述的放射性氣體，我們還有第二道阻障，那就是「燃料護套」。從燃料丸表面逸出的放射性氣體能被燃料護套密封住。在燃料棒(fuel rod)尾端有一充氣部(plenum)，可容納放射性氣體(見圖一至圖三)。因為一座商用核能電廠的反應器裏裝有數以萬計的燃料棒，因此，即使在正常的運轉之下，也總會有幾根燃料棒無法將分裂氣體完全密封住。雖然電廠還有許多其他系統，能吸收或滯留住這些從燃料棒中洩漏出來的放射性氣體，但還是有一小部分會被排放出廠外。這就是為甚麼縱然是在正常的運轉之下，也會有放射性物質從核能電廠排出。當然其量極微，只有我們在日常生活中所受到自然背景輻射的百分之一左右。第三道阻障為「密閉的冷卻水系統」。不論是我國核能一、二廠所用的沸水式反應器（見圖四）或是核三廠所用的壓水式反應器（pressurized water reactor，見圖五），與燃料棒接觸的冷卻水都是在密閉的系統內循環。因此，無論是從燃料棒洩漏出來的分裂產物或是反應器中因中子活化（activation）而產生的放射性物質，都被局限在冷卻水系統內。當然，反應器還另外有冷卻水淨化系統，不時將反應器水中放射性物質及雜質除去。第四道阻障為「反應器壓力槽」。壓力槽以及與其連接的管路，共同將燃料及冷卻水與外界隔離。第五道阻障為「包封容器」，所有的反應器都必須置於此密閉的建築內。萬一有放射性物質從反應器壓力槽或冷卻水系統洩漏出來，包封容器可防止它釋出廠外。沸水式反應器電廠通常有兩層包封容器。圖六為沸水式反應器電廠所用的燈泡及圓環式包封容器（light bulb and torus containment）。我國核一廠所用的就是這一型的包封容器。燈泡部分又稱乾井（dry well），因為其中沒有水，是為第一層包封容器。乾井以大型導管與半充滿水的圓環相通。萬一發生如冷卻水流失事故（loss of coolant accident， LOCA；註二）之類的意外時，因反應器過熱而產生的蒸汽能從乾井中通到圓環而冷凝；由此可減輕包封容器的壓力而有效地降低了輻射外逸的可能性。圖七為較新型，亦為沸水式反應器所用的包封容器，我國核能二廠所用的即為此型。圖六的燈泡部分及圓環，在圖七中為乾井及抑壓池（suppression pool）代。圖八為壓水式反應器電廠（如核三廠）所使用的包封容器；它所包圍的除了反應器外，還有蒸汽產生器（steam generator）以及調壓器（pressurizer）等。包封容器的大小及厚度要看，當發生冷卻水流失事故，所有的高壓水都變成蒸汽進入包封容器時，所產生的最高溫度及最大壓力來決定。包封容器加上密閉的冷卻水系統以及反應器壓力槽，能非常有效地防止放射性物質由核能電廠釋出到環境中。以三哩島事件為例，當事件發生時，反應器爐心有6.4 ×10⁷居里（註三）的放射性碘，在燃料棒過熱後，有一千萬居里從燃料棒逸出，而其中只有18居里排放出廠外。反應器安全系統反應器安全系統是為了保障反應器或核能發電安全，而特別設計加裝之系統，以期在反應器發生異常現象時，有效地控制溫度及壓力，以維持燃料棒或反應器壓力槽或圍阻體的完整性。此安全系統有兩大主要任務：第一項任務是維持爐心的完整性，使之不會因為一些意外而損壞，以致造成經濟上的大損失；第二項任務是，萬一第一項任務無法達成時，要防止分裂產物外洩傷及大眾，當然這是要與前面所述的「多重阻障」互相配合的。反應器安全系統雖因不同之電廠而在細節上稍有不同，但大體而言，差別不大。玆以核二廠為例，簡介如下：一、備用硼液系統（standby liquid control, SBLC）運轉中萬一控制棒失效，無法控制功率，影響核能安全時，將預先備用的硼液，由反應器底部打入，和冷卻水混合，充分吸收中子，停止連鎖反應（chain reaction）安全停機。二、緊急爐心冷卻系統（emergency core cooling system或core standby cooling system, ECCS或CSCS）萬一冷卻水流失事故發生，有各種不同的緊急冷卻系統，用不同的方法，自動提供爐心冷卻，防止燃料護套過熱受損而使分裂產物外洩。計有： (一)高壓噴灑（high pressure core spray, HPCS）系統管路小破，反應器壓力未顯著降低，馬達帶動之HPCS水泵自動起動，將冷卻水打入爐心上方噴灑（見圖九）。 (二)自動洩壓系統（automatic depressurization system, ADS）在冷卻水流失事故時，HPCS無法維持水位或失效時，ADS立即使安全釋放閥開啟洩壓，俾使低壓系統迅速支援。 (三)低壓噴灑（low pressure core spray, LPCS）系統管路大破時，反應器壓力驟降，馬達帶動之LPCS水泵自動起動，將冷卻水打入爐心上方噴灑（見圖十）。 (四)低壓注水（low pressure coolant injection, LPCI）系統為RHR運轉模式之一種，管路大破時，反應器壓力驟降，三台RHR泵自動起動，由不同路徑，直接灌水至爐心內，迅速淹蓋燃料（見圖十一）。三、餘熱排除（residual heat removal, RHR）系統（註四） RHR系統由三個獨立迴路組成，兩個迴路配有熱交換器，用來排除爐心之餘熱，除上述LPCI模式外，尚有各種運轉模式（見圖十二）： (一)RHR包封容器噴灑──包封容器內發生破管事故後，大量蒸汽瀰漫，利用噴灑方式，可將蒸汽凝結，降低壓力，防止包封容器破裂。 (二)RHR抑壓池冷卻──安全釋放閥或破管所洩蒸汽，熱量皆被抑壓池水吸收，必須及時冷卻，方能保持其抑制壓力的效用。 (三)RHR停機冷卻──正常機組停機，將爐心餘熱及分裂產物衰變熱排除。 (四)RHR蒸汽凝結──反應器被隔離時，可把殘餘蒸汽引至RHR熱交換器冷卻，並配合RCIC系統運轉，把凝結的水，再送回反應器，自成循環。四、爐心隔離冷卻系統（reactor core isolation cooling, RCIC）當反應器與主冷凝器間因故隔離，而飼水系統無法供給補充水至反應器時，RCIC利用反應器之餘熱所產生的蒸汽為推動力，推動RCIC汽輪機，補充水分至反應器。同時RHR的熱交換器亦可用作冷凝器，凝結殘餘蒸汽成水後，以RCIC水泵送回反應器，自成循環（見圖十三）。以上的敘述及圖說，只能非常簡要的介紹反應器安全系統。實際上的設計，當然要複雜得多。另外必須要說明的是，核能電廠在設計上還要滿足以下之各項基準：故障時安全（fail-safe）──若有某一系統、組件損壞或誤動作時，其結果為趨向安全停機或保持不影響安全停機狀態。單一故障準則（single failure）──若同類設備或機件之一發生故障時，安全功能不受影響。即安全設備要有雙重設計，確保至少有一件可靠。重複性（redundancy）──保護設備不止一件，常考慮兩件中之一件、三件中之兩件或四件中之兩件正常作用，即能達成任務。分離性（separation）──設備應加以分開放置，在萬一發生意外時，不致一齊損壞。可測試性（testability）──安全設備必須能在電廠運轉中定期測試，以確保該系統隨時發揮功能。輻射源核能電廠無論在實際上或是在假想下，發生一意外事件時，所釋出廠外放射性的總量，稱之為「輻射源」（source term）。因為意外事件的影響（或後果）與放射性的釋出總量成正比，故輻射源愈強則其影響愈大。因此輻射源的大小，為是否應採取緊急應變或疏散措施的主要依據。輻射源通常是以放射性有多少居里或是占核心分裂產物總量的百分比來表示。美國核管會（nuclear regulatory commission, NRC）核發執照所採用的數值為，在冷卻水流失事故下，輻射源強度為惰性氣體－100％及碘－25％。惰性氣體不與物質作用，對健康影響較小（當然，大氣中惰性氣體發出的輻射對人體的影響還是要列入計算的）。但是碘則可能是個大問題。目前的核能電廠緊急計畫規定是基於1975年發表的WASH-1400報告，亦即反應器安全研究（reactor safety study, RSS）報告。在WASH-1400報告中，曾假設在可能發生的最嚴重事故下，會有70～90％的空浮碘逸出電廠。然而許多新的研究顯示，輻射源的強度實際上要比WASH-1400所引用的數值小得多。核能意外事件的研究者都認為，就絕大部分的意外事件而言，總輻射源小於1％。三哩島事件也證明，只有18居里的放射性碘排到大氣，這只是該反應器爐心總量六千四百萬居里放射性碘的0.0000003，即百分之0.00003！我們可以記住下述通則：就一個百萬瓩級的反應器而言，如果爐心中70～90％的碘外釋，則會造成大量死傷；如果有10％的碘外釋，則會有一些人死傷；如果1％的碘外釋，則不會有人死亡（至少短期內不會）；如果0.1％的碘外釋，則其影響甚微。當然，三哩島事件外釋0.00003％的碘，對民眾的健康可以說幾乎是沒有影響的。美國核管會或我國原委會，會基於上述的研究結果而放寬核能管制條例嗎？國內外電力公司莫不希望如此。但是，在可想見的未來，我們深信，核能管制條例是不可能放寬的。安全度人們使用核能發電已有近三十年的歷史了，從來沒有一個人因商用核能電廠輻射之照射而致命。不論與任何工業比較，這都是最優良的紀錄。但是核能電廠「可能」發生的災害，卻一直是一般民眾在心理上最大的障礙；雖然核能電廠「實際上可能」造成的災害要比一般人「以為可能」造成的災害要小得多。核能界人士認為，紓解民眾在這方面疑慮最好的辦法，是將核能工業與其他工業或天然災害比較（見表一及圖十四與圖十五，以美國為例的WASH-1400報告）。核能工業對人們生命所造成的潛在威脅，要比其他工業所造成的小得多。當然，核能工業造成的其他健康影響如癌症、甲狀腺疾病、遺傳變態等亦需詳加考慮。但研究結果（包括三哩島事件）在在顯示，和這些病變的天然發生率比較，核能工業所占的比例微乎其微。參考資料 1. E. E. Lewis, Nuclear Power Reactor Safety, 1978. 2. J. R. Lamarsh, Introduction to Nuclear Engineering, 2nd ed., 1983 3. 沸水式反應器核能電廠，BWR-6, Mark-Ⅲ Containment 台灣電力公司第二核能發電廠民國七十一年再版 4. J. Graham, "The mighty source term," Nuclear News, July l985. 5. 中學教師核能研究會教材台灣電力公司民國七十四年。 6. "Final programmatic environmental impact statement related to decontamination and disposal of radioactive wastes resulting from March 28, 1979 accident, Three Mile Island Nuclear Station, Unit 2", U.S.NRC Contract Report NUREG-0683, 1981. 7. 吳家忻核能電廠安全評估技術之應用原子能委員會彙報第十九卷民國七十二年十二月 8. "Reactor safety study", Washington, D. C.: US NRC,WASH-1400（NUREG-74/014）, 1975. 9. G. D. Kaiser, "The implications of reduced source terms for ex-plant consequence modeling", ANS’ Executive Conference on the Ramification of the SourceTerm, March, 1985. 王天戈任教於清華大學核子工程研究所註一：國內曾有人撰文，認為快滋生反應器（fast breeder reactor, FBR）式的電廠使用鈾-235或鈽-239濃度高達15～20％的燃料，則有可能爆炸。這是錯誤的。快滋生反應器爐心「或許」有極低的可能會因意外事故而解體（disassemble），但不會像原子彈般爆炸！註二：一般認為，「冷卻水流失事故」是輕水式反應器最嚴重的事件。註三：「居里」（Curie, Ci）為放射性強度之單位──每秒3.7×10¹⁰次衰變。每次衰變會放出如α、 β、 γ等輻射，因核種（nuclide）而異。註四：反應器即使在安全停機後，爐心內的分裂產物仍會不斷發出熱來。若不將此「餘熱」排除，燃料棒還是可能損毀的。RHR系統除了可用來排除正常停機後之餘熱外，亦用作意外事故時之安全系統。
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product)。因此，核能電廠安全設計上的重點要盡可能地將這些分裂產物控制住，使其不致逸出廠外而危害大眾。大體而言，核能發電安全可分三大部分討論，即輻射防護、電廠設計以及安全管制作業。輻射防護及核能安全管制之問題牽涉甚廣，不擬在此多加討論。本文內容將著重於電廠安全設計之介紹，同時假設讀者對核能發電之原理已有基本的認識。雖然本文的主題在說明核能電廠或核能發電在設計上的安全性，但筆者必須強調的是，核能發電安全的保障，不僅僅在「設計出」一個完善的核能電廠，還在於「建造出」一個完善的電廠以及謹慎地去運轉及維護核能電廠。後兩者非科學家能力所及，必須建立在踏實的管制（如建廠品質管制）及電力公司員工的敬業精神上。筆者深信，核能電廠在設計上十分安全，若再加上，踏實良善的管制運轉及維護，核能發電的安全性是值得接受且足以信賴的。核能電廠設計原理為了防止具放射性的分裂產物外洩以保障民眾安全，核能電廠採用「多重阻障」(multiple barriers）的設計原理。在放射性物質（分裂產物）發生之處與廠外民眾之間設下了重重的阻障。這些阻障通常包括以下數項：燃料丸（fuel pellet)燃料護套(cladding)、密閉的冷卻水系統(closed coolant system)、反應器壓力槽(reactor vessel)以及包封容器(containment)。核分裂及分裂產物均在「燃料丸」內發生。大部分的分裂產物均滯留於燃料丸內，因此燃料丸可視為第一道阻障。但是還有一小部分的氣體分裂產物(如碘、氪、氙)會擴散出燃料丸。為了防阻上述的放射性氣體，我們還有第二道阻障，那就是「燃料護套」。從燃料丸表面逸出的放射性氣體能被燃料護套密封住。在燃料棒(fuel rod)尾端有一充氣部(plenum)，可容納放射性氣體(見圖一至圖三)。因為一座商用核能電廠的反應器裏裝有數以萬計的燃料棒，因此，即使在正常的運轉之下，也總會有幾根燃料棒無法將分裂氣體完全密封住。雖然電廠還有許多其他系統，能吸收或滯留住這些從燃料棒中洩漏出來的放射性氣體，但還是有一小部分會被排放出廠外。這就是為甚麼縱然是在正常的運轉之下，也會有放射性物質從核能電廠排出。當然其量極微，只有我們在日常生活中所受到自然背景輻射的百分之一左右。第三道阻障為「密閉的冷卻水系統」。不論是我國核能一、二廠所用的沸水式反應器（見圖四）或是核三廠所用的壓水式反應器（pressurized water reactor，見圖五），與燃料棒接觸的冷卻水都是在密閉的系統內循環。因此，無論是從燃料棒洩漏出來的分裂產物或是反應器中因中子活化（activation）而產生的放射性物質，都被局限在冷卻水系統內。當然，反應器還另外有冷卻水淨化系統，不時將反應器水中放射性物質及雜質除去。第四道阻障為「反應器壓力槽」。壓力槽以及與其連接的管路，共同將燃料及冷卻水與外界隔離。第五道阻障為「包封容器」，所有的反應器都必須置於此密閉的建築內。萬一有放射性物質從反應器壓力槽或冷卻水系統洩漏出來，包封容器可防止它釋出廠外。沸水式反應器電廠通常有兩層包封容器。圖六為沸水式反應器電廠所用的燈泡及圓環式包封容器（light bulb and torus containment）。我國核一廠所用的就是這一型的包封容器。燈泡部分又稱乾井（dry well），因為其中沒有水，是為第一層包封容器。乾井以大型導管與半充滿水的圓環相通。萬一發生如冷卻水流失事故（loss of coolant accident， LOCA；註二）之類的意外時，因反應器過熱而產生的蒸汽能從乾井中通到圓環而冷凝；由此可減輕包封容器的壓力而有效地降低了輻射外逸的可能性。圖七為較新型，亦為沸水式反應器所用的包封容器，我國核能二廠所用的即為此型。圖六的燈泡部分及圓環，在圖七中為乾井及抑壓池（suppression pool）代。圖八為壓水式反應器電廠（如核三廠）所使用的包封容器；它所包圍的除了反應器外，還有蒸汽產生器（steam generator）以及調壓器（pressurizer）等。包封容器的大小及厚度要看，當發生冷卻水流失事故，所有的高壓水都變成蒸汽進入包封容器時，所產生的最高溫度及最大壓力來決定。包封容器加上密閉的冷卻水系統以及反應器壓力槽，能非常有效地防止放射性物質由核能電廠釋出到環境中。以三哩島事件為例，當事件發生時，反應器爐心有6.4 ×10⁷居里（註三）的放射性碘，在燃料棒過熱後，有一千萬居里從燃料棒逸出，而其中只有18居里排放出廠外。反應器安全系統反應器安全系統是為了保障反應器或核能發電安全，而特別設計加裝之系統，以期在反應器發生異常現象時，有效地控制溫度及壓力，以維持燃料棒或反應器壓力槽或圍阻體的完整性。此安全系統有兩大主要任務：第一項任務是維持爐心的完整性，使之不會因為一些意外而損壞，以致造成經濟上的大損失；第二項任務是，萬一第一項任務無法達成時，要防止分裂產物外洩傷及大眾，當然這是要與前面所述的「多重阻障」互相配合的。反應器安全系統雖因不同之電廠而在細節上稍有不同，但大體而言，差別不大。玆以核二廠為例，簡介如下：一、備用硼液系統（standby liquid control, SBLC）運轉中萬一控制棒失效，無法控制功率，影響核能安全時，將預先備用的硼液，由反應器底部打入，和冷卻水混合，充分吸收中子，停止連鎖反應（chain reaction）安全停機。二、緊急爐心冷卻系統（emergency core cooling system或core standby cooling system, ECCS或CSCS）萬一冷卻水流失事故發生，有各種不同的緊急冷卻系統，用不同的方法，自動提供爐心冷卻，防止燃料護套過熱受損而使分裂產物外洩。計有： (一)高壓噴灑（high pressure core spray, HPCS）系統管路小破，反應器壓力未顯著降低，馬達帶動之HPCS水泵自動起動，將冷卻水打入爐心上方噴灑（見圖九）。 (二)自動洩壓系統（automatic depressurization system, ADS）在冷卻水流失事故時，HPCS無法維持水位或失效時，ADS立即使安全釋放閥開啟洩壓，俾使低壓系統迅速支援。 (三)低壓噴灑（low pressure core spray, LPCS）系統管路大破時，反應器壓力驟降，馬達帶動之LPCS水泵自動起動，將冷卻水打入爐心上方噴灑（見圖十）。 (四)低壓注水（low pressure coolant injection, LPCI）系統為RHR運轉模式之一種，管路大破時，反應器壓力驟降，三台RHR泵自動起動，由不同路徑，直接灌水至爐心內，迅速淹蓋燃料（見圖十一）。三、餘熱排除（residual heat removal, RHR）系統（註四） RHR系統由三個獨立迴路組成，兩個迴路配有熱交換器，用來排除爐心之餘熱，除上述LPCI模式外，尚有各種運轉模式（見圖十二）： (一)RHR包封容器噴灑──包封容器內發生破管事故後，大量蒸汽瀰漫，利用噴灑方式，可將蒸汽凝結，降低壓力，防止包封容器破裂。 (二)RHR抑壓池冷卻──安全釋放閥或破管所洩蒸汽，熱量皆被抑壓池水吸收，必須及時冷卻，方能保持其抑制壓力的效用。 (三)RHR停機冷卻──正常機組停機，將爐心餘熱及分裂產物衰變熱排除。 (四)RHR蒸汽凝結──反應器被隔離時，可把殘餘蒸汽引至RHR熱交換器冷卻，並配合RCIC系統運轉，把凝結的水，再送回反應器，自成循環。四、爐心隔離冷卻系統（reactor core isolation cooling, RCIC）當反應器與主冷凝器間因故隔離，而飼水系統無法供給補充水至反應器時，RCIC利用反應器之餘熱所產生的蒸汽為推動力，推動RCIC汽輪機，補充水分至反應器。同時RHR的熱交換器亦可用作冷凝器，凝結殘餘蒸汽成水後，以RCIC水泵送回反應器，自成循環（見圖十三）。以上的敘述及圖說，只能非常簡要的介紹反應器安全系統。實際上的設計，當然要複雜得多。另外必須要說明的是，核能電廠在設計上還要滿足以下之各項基準：故障時安全（fail-safe）──若有某一系統、組件損壞或誤動作時，其結果為趨向安全停機或保持不影響安全停機狀態。單一故障準則（single failure）──若同類設備或機件之一發生故障時，安全功能不受影響。即安全設備要有雙重設計，確保至少有一件可靠。重複性（redundancy）──保護設備不止一件，常考慮兩件中之一件、三件中之兩件或四件中之兩件正常作用，即能達成任務。分離性（separation）──設備應加以分開放置，在萬一發生意外時，不致一齊損壞。可測試性（testability）──安全設備必須能在電廠運轉中定期測試，以確保該系統隨時發揮功能。輻射源核能電廠無論在實際上或是在假想下，發生一意外事件時，所釋出廠外放射性的總量，稱之為「輻射源」（source term）。因為意外事件的影響（或後果）與放射性的釋出總量成正比，故輻射源愈強則其影響愈大。因此輻射源的大小，為是否應採取緊急應變或疏散措施的主要依據。輻射源通常是以放射性有多少居里或是占核心分裂產物總量的百分比來表示。美國核管會（nuclear regulatory commission, NRC）核發執照所採用的數值為，在冷卻水流失事故下，輻射源強度為惰性氣體－100％及碘－25％。惰性氣體不與物質作用，對健康影響較小（當然，大氣中惰性氣體發出的輻射對人體的影響還是要列入計算的）。但是碘則可能是個大問題。目前的核能電廠緊急計畫規定是基於1975年發表的WASH-1400報告，亦即反應器安全研究（reactor safety study, RSS）報告。在WASH-1400報告中，曾假設在可能發生的最嚴重事故下，會有70～90％的空浮碘逸出電廠。然而許多新的研究顯示，輻射源的強度實際上要比WASH-1400所引用的數值小得多。核能意外事件的研究者都認為，就絕大部分的意外事件而言，總輻射源小於1％。三哩島事件也證明，只有18居里的放射性碘排到大氣，這只是該反應器爐心總量六千四百萬居里放射性碘的0.0000003，即百分之0.00003！我們可以記住下述通則：就一個百萬瓩級的反應器而言，如果爐心中70～90％的碘外釋，則會造成大量死傷；如果有10％的碘外釋，則會有一些人死傷；如果1％的碘外釋，則不會有人死亡（至少短期內不會）；如果0.1％的碘外釋，則其影響甚微。當然，三哩島事件外釋0.00003％的碘，對民眾的健康可以說幾乎是沒有影響的。美國核管會或我國原委會，會基於上述的研究結果而放寬核能管制條例嗎？國內外電力公司莫不希望如此。但是，在可想見的未來，我們深信，核能管制條例是不可能放寬的。安全度人們使用核能發電已有近三十年的歷史了，從來沒有一個人因商用核能電廠輻射之照射而致命。不論與任何工業比較，這都是最優良的紀錄。但是核能電廠「可能」發生的災害，卻一直是一般民眾在心理上最大的障礙；雖然核能電廠「實際上可能」造成的災害要比一般人「以為可能」造成的災害要小得多。核能界人士認為，紓解民眾在這方面疑慮最好的辦法，是將核能工業與其他工業或天然災害比較（見表一及圖十四與圖十五，以美國為例的WASH-1400報告）。核能工業對人們生命所造成的潛在威脅，要比其他工業所造成的小得多。當然，核能工業造成的其他健康影響如癌症、甲狀腺疾病、遺傳變態等亦需詳加考慮。但研究結果（包括三哩島事件）在在顯示，和這些病變的天然發生率比較，核能工業所占的比例微乎其微。參考資料 1. E. E. Lewis, Nuclear Power Reactor Safety, 1978. 2. J. R. Lamarsh, Introduction to Nuclear Engineering, 2nd ed., 1983 3. 沸水式反應器核能電廠，BWR-6, Mark-Ⅲ Containment 台灣電力公司第二核能發電廠民國七十一年再版 4. J. Graham, "The mighty source term," Nuclear News, July l985. 5. 中學教師核能研究會教材台灣電力公司民國七十四年。 6. "Final programmatic environmental impact statement related to decontamination and disposal of radioactive wastes resulting from March 28, 1979 accident, Three Mile Island Nuclear Station, Unit 2", U.S.NRC Contract Report NUREG-0683, 1981. 7. 吳家忻核能電廠安全評估技術之應用原子能委員會彙報第十九卷民國七十二年十二月 8. "Reactor safety study", Washington, D. C.: US NRC,WASH-1400（NUREG-74/014）, 1975. 9. G. D. Kaiser, "The implications of reduced source terms for ex-plant consequence modeling", ANS’ Executive Conference on the Ramification of the SourceTerm, March, 1985. 王天戈任教於清華大學核子工程研究所註一：國內曾有人撰文，認為快滋生反應器（fast breeder reactor, FBR）式的電廠使用鈾-235或鈽-239濃度高達15～20％的燃料，則有可能爆炸。這是錯誤的。快滋生反應器爐心「或許」有極低的可能會因意外事故而解體（disassemble），但不會像原子彈般爆炸！註二：一般認為，「冷卻水流失事故」是輕水式反應器最嚴重的事件。註三：「居里」（Curie, Ci）為放射性強度之單位──每秒3.7×10¹⁰次衰變。每次衰變會放出如α、 β、 γ等輻射，因核種（nuclide）而異。註四：反應器即使在安全停機後，爐心內的分裂產物仍會不斷發出熱來。若不將此「餘熱」排除，燃料棒還是可能損毀的。RHR系統除了可用來排除正常停機後之餘熱外，亦用作意外事故時之安全系統。
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