從日本福島核災的經驗檢視我國核電安全防護措

施行政院原子能委員會蔡春鴻主任委員100年 4月 20日

2

簡報大綱日本福島第一核電廠事件概述

國內應變作為

核電廠安全設計基準

國內核電廠現有安全防護體制全面體檢

結語

日本福島第一核電廠事件概述

44

福島事故初始2011年 3月 11日 14:46日本東北海域發生規模 9.0地震 (逆衝型 )，並引發海嘯，造成福島第一核電廠嚴重損毀 該電廠設計所考量的歷史地震為規模

8.2， 9.0地震之能量約為其 7倍以上地震除引發嚴重海嘯外，後續四百多次餘震中較強餘震，也導致主要的煉油廠大火

55

福島第一核電廠設施位置圖

3/12 14:40 洩壓3/12 15:36 氫爆3/12 20:20 注入硼酸海水

3/13 11:40 洩壓3/13 13:12 注入海水3/14 11:01 氫爆

3/15 08:54 失火(可能亦有爆炸 )

3/16 05:45 火災

3/14 13:25 注入海水3/15 06:14 氫爆

66

地震和海嘯前(2009-11-15)

資料來源：

地震和海嘯後 (2011-3-18)

福島第一核能電廠地震和海嘯前後對照圖

1234 1234

77

福島第一核能電廠照片(2011-3-16)

1號機2號機

3號機 4號機

88

反應爐及圍阻體示意圖

福島第一核電廠 1, 3號機二次圍阻體氫爆毀損區域， 4號機因失火而毀損， 2號機有局部受損

福島第一核電廠一 次圍阻體 (1、 3

號機仍為完整、 2號機懷疑受損 )

1, 2, 3號機反應爐內有核子燃料

抑壓池 (吸納蒸汽與注水系統水源 )

福島第一核電廠 2號機 3/15爆炸可能毀損區域

用過燃料池

2、 3、 4號機已從外部進行灑水

99

福島第一核電廠附近劑量率變化圖0

2000

4000

6000

8000

10000

12000

14000

2011/3/10 0:00 2011/3/12 0:00 2011/3/14 0:00 2011/3/16 0:00 2011/3/18 0:00 2011/3/20 0:00 2011/3/22 0:00 2011/3/24 0:00 2011/3/26 0:00 2011/3/28 0:00 2011/3/30 0:00 2011/4/1 0:00日本時間

劑量率（

μSV／ｈ）

事務本館北側西門附近正門附近4號機失火

3/16 08:54

1號機洩壓3/12 9:30 1號機氫爆

3/12 15:36

3號機洩壓3/13 11:00

3號機注海水3/13 13:12

3號機氫爆3/14 11:01

2號機爆炸3/15 06:10

西門附近（距離 2號機約 1.1公

里）

事務本館北側（距離 2號機約 0.5公

里）

正門附近（距離 2號機約 1.0公里

）

事務本館北側西門附近正門附近

10

資料來源：日本文部科學省 http://www.mext.go.jp/a_menu/saigaijohou/syousai/1303747.htm

日本輻射狀況

單位：微西弗 /小時

11

30福島第一核能電廠 公里偵測點變化趨勢

0

50

100

150

3 1 9月 日 3 24月 日 3 29月 日 4 3月 日 4 8月 日

日期

(/

)劑量率微西弗小時

32偵測點

33偵測點

下降趨勢

目前日本福島第一核電廠事故已受控制，沒有較顯著的放射性物質再度外釋

12

福島第一核電廠後續發展評估 (4月 15日資料 )

12

狀況未完全獲得控制，危機尚未解除

1313

重大核能事故比較簡表事故 三哩島事故

(1979年 )車諾比事故(1986年 )

福島核一廠1~3號機 (2011年 )

反應爐型式 壓水式 (PWR) RBMK 1000沸水式 (BWR)第 3/4代

圍阻體 乾式圍阻體 無 馬克 I型

功率 906百萬瓦 (MW) 1000 百萬瓦 (MW)460~784百萬瓦(MW)

事故原因人為疏失( 誤判水位與應變失當 )

人為疏失( 蓄意取消安全設定 )

地震與海嘯複合式天然災害

爐心熔毀輻射外釋

47%I-131: 20 Ci(740 GBq)

100%I-131: 1760 PBqCs-137: 85 PBq

25~70%I-131: 37 萬 TBq

國際核能事件分級制 (INES)

第 5 級 第 7 級3/12 認定第 4 級3/18 上修至 5 級4/12 上修為 7 級

14

INES國際核能事件分級等級 認定標準 案例 福島核災變化

7( 最嚴重 ) 極大量放射性物外洩，廣泛影響環境 (50,000 TBq I-131)

1986年烏克蘭車諾比反應爐爆炸

4月 12日上修為 7級

6(嚴重 ) 放射性物質顯著外，廣泛影響環境 (5,000 TBq I-131)

1957年俄羅斯吉斯亭核廢料槽爆炸

5(廠外事故)

放射物質有限度外洩，部分地區須緊急因應 (500 TBq I-131)

1979年美國三哩島核電廠爐心融毀

3月 18日上修為 5級

4(廠區事故)

輕微放射物外洩，廠內人員遭污染，風險局限當地

1999年日本 JCO核燃料廠臨界事故

3月 12日認定福島第一核電廠核災為 4級

3(嚴重事件)

極小量放射物質外洩，民眾暴露程度未超標，廠內人員遭污染

1993年 3月我核二廠意外，作業員輻射逾法定年劑量

2( 偶發事件)

有廠內人員接觸到放射物質，廠外無安全顧慮

2001年 3月我核三廠喪失廠內外交流電源

1( 異常警示)

廠內外均無安全顧慮 1992年我核二廠冷卻器故障，反應爐水位下降

0( 未達級數)

無安全顧慮14

國內應變作為

1616

政府應變組織3月 11日

中央災害應變中心

3月 12日原能會應變小組

3月 13日總統府國安會 0311 專

案

核安監管中心24小時持續監控

3月 23日行政院災防會接辦 311 專

案

3月 15日總統視察原能會

17

總統府國安全 0311 專案 境外因應

嚴密監控日本地震、海嘯及核子事故發展與影響 (原能會、外交部、經濟部、海巡署、國防部、氣象局 )

捐款援助與物資提供 ( 含碘片 )(內政部、外交部 )

協助旅日國人返國及重建事宜 ( 僑委會、外交部、交通部、原能會 )

17

18

總統府國安全 0311 專案 邊境管理

日本入境旅客及寵物檢測(原能會、交通部、國防部、農委會 )

日本進口貨物 ( 食品、農產、水產食品 )之管制 ( 衛生署、農委會、原能會、交通部、財政部 )

監控我國漁船作業海域及檢測漁獲( 農委會、原能會、海巡署 )

運輸機具輻射偵檢與除污( 交通部、財政部、原能會 )

18

19

總統府國安全 0311 專案 境內處置

輻射偵測網及資訊判讀(原能會、海巡署、國防部 )

輻射相關標準或準則及標準作業流程(原能會、經濟部、農委會、衛生署、教育部 )

產業及經濟衝擊與因應(經建會、金管會、經濟部、農委會、財政部 )

新聞媒體處理( 新聞局及各相關部會 )

國軍整備及支援 (國防部 ) 國內核能電廠安全總體檢

(原能會、經濟部 )19

20

對台灣影響 _ 氣象資料預測

20根據中央氣象局 4月 15日軌跡圖顯示研判仍不會直接影響台

灣 。

21

福島第一核電廠放射性物質外釋對台灣的劑量影響評估

假設福島一廠 4月 16日下午 8時至 4月 17日下午 2時，以造成福

島一廠西門計測場所輻射劑量 32.8微西弗 /時 (4月 17日下午 2時

之偵測值 )之排放速率排放。

依中央氣象局提供之 4 組氣象資料，分別推估未來 4 天 (4月 17日

至 4月 22日 )輻射雲團對台灣背景輻射所造成之影響。

計算之最大劑量率為 8.56E-04 微西弗 /時，低於正常背景值。

21單位 : 微西弗 / 時

預測對劑量率之影響 < 5%

2222

國內環境輻射現況 原能會輻射偵測中心設置全國的 30 處即時輻射偵測站，目前功能正常，每 5 分鐘更新偵測數據，且數據顯示均於正常變動範圍。

自 3月 15日起加強執行空氣取樣偵測，目前均在背景變動範圍內。

2323

目前台灣全省劑量率變動

2424

事故後日本各地輻射劑量

日本旅遊地區近日劑量趨勢圖

00.010.020.030.040.050.060.07

3月 15日3月 17日3月 19日3月 21日3月 23日3月 25日3月 27日3月 29日 日期

單日

最大

劑量

率

(微西

弗

小 時

)

廣島鹿兒島沖繩

25

會同海巡署執行東北部海域檢測

協調海巡署自 3月 18日起陸續

派遣船艦 (連江艦、基隆艦、謀

星艦 )，赴台灣東北部海域 ( 最

遠約在基隆東北方 548公里處 )

執行輻射偵測。

迄 3月 30日為止，偵測結果為

0.03-0.09微西弗 /小時，均在背

景變動範圍內。

25

26

0

1 000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

8000

3 1 5月 日 3 1 9月 日 3 23月 日 3 27月 日 3 31月 日 4 4月 日 4 8月 日 4 1 2月 日 4 1 6月 日

日期

總偵測

人數

0

1 0

20

30

40

50

60

超過設

定值

人數每日偵測人數

超過設定值人數

3 1 5月 日開始針對日本入境旅客進行輻射偵4 1 7 1 47028測，累計至 月 日止，偵測了 人次

45 3200，其中超過設定值有 人，約 人中才有1 人檢出。

4 2 1 6從 月 日起已連續 日未檢出超過設定值,人數 顯示日本情形已獲得有效控制

國內各機場設置門框偵檢器偵測人數統計

27

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

31

5月

日

31

6月

日

31

7月

日

31

8月

日

31

9月

日

32

0月

日

32

1月

日

32

2月

日

32

3月

日

32

4月

日

32

5月

日

32

6月

日

32

7月

日

32

8月

日

32

9月

日

33

0月

日

33

1月

日

41月日

42

月日

43月日

44月日

45月日

46月日

47月日

48

月日

49月日

41

0月

日

41

1月

日

41

2月

日

41

3月

日

41

4月

日

日 期

()

每日檢測

總樣

品數個

0

2

4

6

8

10

12

14

16

18

20

()

每日檢出核種

樣品

數個

每日檢測樣品數

檢出含放射性樣品數

日本進口食品檢測結果

2828

海域漁獲與海水檢測 原能會核能研究所及輻射偵測中心， 3 月

24 日配合農委會漁業署進行各區漁會 ( 蘇澳、花蓮、台東、新港、東港 ) 所送樣品進行分析，共計 15 個樣品， 3 月 29 日送樣2 件 ( 高雄市政府海洋局 ) ，均符合規定。此項檢測措施仍持續進行。

漁業署亦針對彭佳嶼附近的海域海水進行取樣，由台電放射試驗室進行偵測，偵測結果該區海域未受污染。

29

台灣北部空氣、植物取樣檢測 原能會整合國內財團法人全國認證基金會 (TAF) 認證之環

境實驗室加強環境輻射監測工作。 4月 6日在北部的植物樣品 (草及樹 )測得微量的碘 -131，放射性含量為每公斤1.3貝克 ~4.88貝克之間。 4月 7日以「隨機取樣」方式，取得台灣北海岸當地種植之紅鳳菜、山茼蒿等葉菜樣品並進行檢測分析，結果僅在未清洗之山茼蒿量測到微量碘-131，放射性含量每公斤為 2.49貝克。分別評估食用一年造成劑量，連續食用 5-10年約為一張胸部Ｘ光劑量。

原能會輻射偵測中心 3月 31日改變全台 18座空浮微粒抽氣站檢測方式，將過去 2週每座抽氣站的濾紙 36張集中放進檢測儀檢測，發現微量碘 131 每立方公尺 0.0002貝克。 ( 每座抽氣站的濾紙以往是在每週抽換後，送輻射偵測中心進行個別檢測收集的輻射放射活度。 )

29

30

相關法規及暫行標準 游離輻射防護安全標準 商品輻射限量標準 ( 食品、飲用水 )

日本入境旅客輻射管制暫行標準 (3/15 新訂 )

商品檢測輻射管制暫行標準 (其他商品 ) (3/21新訂 )

輻射塵停班與停課暫行防護基準 ( 研訂中 )

受放射性落塵污染食品或農漁產品等之銷毀處理導則 ( 研訂中 )

3131

推動國人正確防護之宣導 「輻射落塵之防護作法」短片於電視媒體播出

「核子事故防護行動」、「輻射落塵防護」於廣播電台製播

各電視媒體揭示全國環境輻射監測值

3232

資訊公開相關措施

中文版中文版

英文版英文版

對象 : 在台外僑、外商及國際機構

33

一般游離輻射劑量比較圖

33

34

醫療游離輻射劑量比較圖

34

核電廠安全設計基準

3636

37

3838

3939

福島事件概述

地震發生時，所有操作系統已自動急停。緊急柴油發電機正常運作，直到海嘯來襲才失效。

1.因地震喪失外電

2. D/G因海嘯失效

1+2 導致電廠全黑

所有後備供電能力喪失

40

1. 圍阻體、爐心注水系統因海嘯失效 (隔離冷卻系統仍可工作 )

40

Transmission Line輸電線

Containment 圍阻體

Generator發電機

Exciter勵磁機

MSR汽水分離再熱器

L.P Turbine低壓汽機

Low Pressure FeedwaterHeaters低壓飼水加熱器組

Torus抑壓槽CST

冷凝水儲存槽

Non-Regen. HX非再生式熱交換器

Demineralizer 除礦器

Boron Tank硼液槽

Sea water海水

Condenser冷凝器

High PressureFeedwater Heater高壓飼水加熱器

Demineralizer冷凝水除礦器

RFP飼水泵

Feed Water ControlValve飼水控制閥

GlandCondenser汽封蒸氣冷凝器

SJAECondenser廢氣冷凝器

HPCI高壓注水系統

RCIC爐心隔離冷卻系統

Condensate P’P冷凝水泵

Control

Valve控制閥

BPV主蒸汽旁通閥

StandbyLiquidContrl

Sys.備用硼液控制系統

MSIV主蒸汽隔離閥

ADS安全釋放閥

Regen. HX再生式熱交換器

RHR P’P餘熱移除泵

CS P’P爐心噴洒泵

Cleanup P’P爐水淨化泵

Control Rod控制棒

Recirc.Pump再循環泵

Containment Cooling P’P圍阻體設備噴洒泵

反應器Reactor

Core Spray爐心噴洒

LPCI低壓注水

Vessel Top Spray壓力槽頂部噴水

Main Transformer主變壓器

H.P Turbine高壓汽機

爐心Core

Torus Cooling抑壓池冷卻

RHR HX餘熱移除熱交換器

SGTS

Stack

釋壓

注入海水

2. 隔離冷卻系統失效，爐心水位下降，燃料棒裸露於水面上

4. 通過滅火系統向爐心注入海水，透過 S/C 排放系統釋放壓力，以維護圍阻體完整性

3. 燃料護套與水蒸氣作用產生大量氫氣，引發爆炸

國內核電廠現有安全防護體制全面體檢

4242

現有核電廠安全防護體制全面體檢

日本東北地區外海 3月 11日發生規模 9.0大地震及後續海嘯，福島一廠機組因廠區全黑、喪失熱沉及後備水源不足，導致爐心燃料熔毀及大量放射性物質外釋

檢討我國核能電廠現有安全防護體制，包括強化電廠的安全防護措施 (防止事故發生 )、事故的應變能力 (防止事故惡化 )、強化事故處理的能力 (減少災損與復員重建 ) 等

43

確認電廠處理事件能力與強化

43

廠區電源全部喪失 (全黑 )事件電廠正常 / 緊急電源檢視及喪失時之處理方式與改善做法熱移除及最終熱沉能力反應爐、抑壓池、圍阻體及相關安全系統移熱系統功能檢視及喪失功能時之處理方式與改善做法

廠房 /廠區水災事件及防海嘯能力電廠廠房 /廠區排水設施檢視及緊急狀況 (包含海嘯、土石流、淹水 )之處理方式與改善做法

用過燃料池完整性及冷卻能力用過燃料池之耐震、冷卻能力、防範重物墜落、備援能力之檢視及喪失能力時之處理方式與改善做法

複合式災難事件檢討複合式災難發生時 (地震 /海嘯 /水災 )之救援人力、設備、處理方式與改善做法

超過設計基準事故檢視設計上用來減緩嚴重事故之設備、機制、備源及超過設計基準事故之處理方式與改善做法

44

強化人員、設備與作業程序

44

事故處理程序與訓練機組人員、廠外支援與備援人力與設備之檢視與人員訓練，及緊急狀況時之處理方式與改善做法

機組斷然處置程序之建立檢討與建立機組斷然處置之通報、運作方式、機制、設備、程序及因應做法

一 /二號機組相互支援檢討每座電廠一 /二號機組相互支援之人員、設備、措施與強化做法

精進人力 / 組織運作及強化核能安全文化檢視強化核安文化所需之組織、人力運用及改善做法

45

民眾防護之緊急計畫區域檢討劃定的準則參考福島事件與國際間作法

45

46

廠外應變機制與組織檢討 檢討災害防救與核子事故緊急應變機制，建立國家全災害防救機制。

檢討緊急應變 ( 含輻射偵檢 ) 人力及設備備援能量、與環境輻射快速偵測能力。

建立政府與民間、國際與兩岸之災害通報及支援作業。

檢討現行民眾防護作業準則，調整應變組織與法規，確立應變組織成員任務與程序。

強化即時新聞發布與媒體溝通。46

4747

結語核能從業人員在日本福島事故中已深切

得到教訓 提昇複合式災害的安全防禦等級 再強化核能事故的應變能力

期能落實「現有核電廠安全防護體制全面體檢」與後續改善，以重建國人對核電廠安全的信心

4848

我國核能電廠安全設計基準(1/3)

廠別 (公尺 ) 核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠

廠址設計高程 12 12 15 12

場址歷史海嘯可能上溯高程 10.73 10.28 11 8.07

1.海嘯設計高程設計基準　

正常水位 0公尺

海嘯上溯 8.07公尺

海水泵室

廠址緊急柴油發電機 12公尺

29.8公尺

開關場

氣渦輪發電機廠房

116公尺

後備冷卻水池

49

後備冷卻水源 各核電廠在山坡上建置容量高達 4-10噸生水池，

提供必要的後備緊要水源，在緊急時可作為爐心灌水冷卻之用。

福島電廠無生水池設計。

49

廠別 海水生水池 圍阻體淹蓋

至燃料頂端之水量 (噸)

淹蓋圍阻體可用倍數 (2部機)

水量 (噸)

最低高程(公尺 )

核一廠

均設置緊急循環水系統

106,000 62 9,000 x 2 5.8

核二廠 36,839 90 10,600 x 2 1.7

核三廠 109,500 51 3,690 x 2 14.4

龍門廠48,000 116 8,110 x 2 2.9

5050

廠別 核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠

基盤基準值 0.3g 0.4g 0.4g 0.4g

基盤與地表高度差 14.8公尺 16.2公尺 11.3公尺 26公尺

反應器廠房地表加速度 0.47g 0.78g 0.53g 0.66g

2. 台電核能電廠防震設計基準

註：依據「交通部中央氣象局地震震度分級表」，震度分級最高為 7 級，相當於地表加速度大於0.4g 。

我國核能電廠安全設計基準 (2/3)

反應器廠房地表

26公尺 岩盤基盤防震設計值 0.4 g(安全停機地震值 )機組自動急停 0.15 g( 運轉基準地震值 0.2g-0.05g)

5151

核能電廠對地震的考量 制定安全停機地震值

調查以廠址為中心 320公里半徑內的地震歷史及地質資料，據以訂定廠房的「安全

停機地震」標準 避開活動斷層

調查確證廠址範圍八公里內無長度大於 300公尺之活動斷層，以避免地震對核能電廠潛在的威脅

廠房基礎均須建造在岩盤上 岩盤對於地震波有抑減作用，地震波傳到岩盤時，會比沒有座落在岩盤之強度衰減至 1/3

5252

我國核能電廠安全設計基準(3/3)

設 備 福島電廠 核一廠 核二廠 核三廠 龍門廠

緊急柴油發電機

2 台 /機組 2 台 /機組EL 12M

3 台 /機組EL 12M

2 台 /機組EL 15M

3 台 /機組EL 12M

第五台柴油發電機

（氣冷式）無

1 台 /2機組

EL 12M

1 台 /2機組

EL 12M

1 台 /2機組

EL 15M

1 台 /2機組EL 12M

(#7柴油機 )

氣渦輪發電機

無2 台 /2機

組EL 22M

2 台 /2機組

EL 22M

2 台 /2機組

EL 35M

2 台 /2機組EL 29.8M

(計畫興建中 )

3. 緊急後備供電能力

核一廠與日本福島電廠同型，發生爐心熔損風險的機率本應幾乎相同，但台電公司核一廠增設第 5 台柴油發電機及兩台氣渦輪發電機後，依安全度評估 (PRA) 顯示，爐心熔損機率有顯著降低。 (EL 12M:海平面以上 12米 )