臺北高等行政法院判決
103年度訴字第738號
105年11月3日辯論終結
原 告 許富雄
郭慶霖
賴文雄
林美枝
許金土
蔡福全
郭錦標
徐添福
簡阿平
高成炎
王鐘銘
共 同
訴訟代理人 吳磺慶律師
張譽尹律師
蔡雅瀅律師
被 告 行政院原子能委員會
代 表 人 謝曉星（主任委員）
訴訟代理人 高振格律師
林繼恆律師
參 加 人 台灣電力股份有限公司
代 表 人 朱文成（董事長）
訴訟代理人 吳雨學律師
邱顯郎
陳福龍
上列當事人間放射性物料管理法事件，原告不服行政院中華民國
103 年3 月20日院臺訴字第1030121269號訴願決定，提起行政訴
訟，本院判決如下：
主 文
原告之訴駁回。
訴訟費用由原告負擔。
事實及理由
一、程序事項：本件原告起訴後，被告之代表人已由蔡春鴻輾轉 變更為謝曉星；參加人之代表人已由黃重球變更為朱文成， 茲由新任代表人具狀聲明承受訴訟，核無不合，應予准許。二、事實概要：參加人於民國96年間向被告提送第一核能發電廠 （下稱核一廠）用過核子燃料乾式貯存設施建造執照申請書 、安全分析報告及財務保證說明書件，申請核一廠用過核子
燃料乾式貯存設施建造執照，被告於97年12月3 日核發。參 加人於100 年11月3 日以電核端字第10011001261 號函，提 出核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉計畫（下稱試運 轉計畫），含括整體功能驗證（冷測試）及熱測試驗證，被 告於101 年5 月23日以會物字第1010008395號函（下稱101 年5 月23日函）准予核備試運轉計畫，說明同意參加人核一 廠用過核子燃料乾式貯存設施之整體功能驗證作業申請，應 於完成驗證作業，提報驗證結果報告並經該會核備後，始得 進行熱測試。參加人據於102 年3 月8 日以核端字第102306 3061號函，提報試運轉整體功能驗證結果報告，經被告於10 2 年7 月23日審查會議決議，請參加人依據審查意見完成修 訂整體功能驗證結果報告等提報被告，參加人於102 年8 月 15日以核端字第1023068041號函，提報核一廠用過核子燃料 乾式貯存設施試運轉整體功能驗證結果報告修訂版，經被告 邀請專家學者審查，作成審查報告，旋以102 年9 月24日會 物字第1020015983號函參加人，所送核一廠用過核子燃料乾 式貯存設施整體功能驗證報告修訂版，予以備查。請參加人 續依101 年5 月23日函執行核一廠用過核子燃料乾式貯存設 施熱測試作業，並依相關規定辦理，確保作業安全（下稱原 處分）。原告等不服，提起訴願，經訴願決定「關於郭慶霖 君、賴文雄君、蔡全福君、郭錦標君、徐添福君、簡阿平君 部分訴願駁回。其餘訴願人部分訴願不受理。」。原告等仍 不服，遂向本院提起行政訴訟。
三、本件原告主張：
㈠放射性物料管理方針、管理安全公約、經社文公約、及環境 基本法，均得作為本件判決依據：
被告主張放射性物料管理方針僅屬行政命令為位階，不得作 為請求權基礎；國際公約、環境基本法不得作為請求權基礎 云云。惟查：
⒈查放射性物料管理方針係被告之上級機關行政院，為協助被 告就放射性廢料之管理，行使裁量權等，而訂頒之行政規則 。被告網站將其分類為「行政規則」（本院卷三第375 頁） ，而非被告所稱之「命令」。而行政院下達之放射性物料管 理方針，具有拘束被告之效力，被告行使裁量權，不得逾越 該方針所定之裁量範圍，並應符合法規授權之目的。必須符 合該方針第10條第1 款「放射性廢料之貯存場或處置場，應 儘量設於人口稀少地區」及同方針第5 條「放射性廢料之管 理應考慮國民之安全與環境保護，並應尊重有關國際公約。 」。
⒉系爭同意核一用過核燃料乾式貯存設施熱測試處分，屬放射
性物料管理法施行細則第26條「核准進行試運轉」，即該設 施「運轉執照」審查程序之一環。其核准條件，依放射性物 料管理法第18條第3 項準用同法第17條第1 項，自須合該條 項第1 款「符合相關國際公約之規定」，始得為之；且屬行 政規則之放射性物料管理方針第5 條亦規定：「放射性廢料 之管理…應尊重有關國際公約。」而依該設施建造執照申請 文件「相關國際公約規定」之評析記載：「……放射性物料 管理法第17條第1 項『符合相關國際公約之規定』，經查原 立法意旨，其所稱相關國際公約，係指聯合國國際原子能總 署頒定之『用過核子燃料管理安全及放射性廢棄物管理安全 聯合公約』……我國雖然不是此聯合公約之締約國，但是依 據我國放射性物料管理法第17條之規定，須遵循相關國際公 約之要求」，本件自有該公約之適用。
㈡被告同意參加人執行核一廠用過核子燃料乾式貯存之「熱測 試作業」，使該公司得將112束用過核子燃料自「冷卻」及 「輻射屏蔽」效果較佳之用過燃料池中取出，放入2組採「 空氣對流」冷卻之「露天」乾式貯存設施進行試運轉，性質 上屬放射性物料管理法施行細則第26條「核准進行試運轉」 ，亦即該設施「運轉執照」審查程序之一環。有「核一廠用 過核子燃料乾式貯存設施試運轉計畫」載明：「……依據92 年7月實施之『放射性物料管理法施行細則』第26條之規定 ，申請放射性廢棄物……貯存……設施運轉執照者，應先檢 附試運轉計畫，報經主管機關核准進行試運轉。試運轉完成 後，應填具申請書並檢附資料，向主管機關申請核發運轉執 照…」（本院卷一第128頁背面），及被告網頁內容載明： 「……原能會於101年5月23日同意核備台電公司『核一廠用 過核子燃料乾式貯存設施試運轉計畫』，並要求台電公司於 完成該設施之整體功能驗證作業，提報驗證結果報告送原能 會核備後，始得進行熱測試……」（本院卷一第41-42頁） ，可稽。被告同意核一乾式貯存設施進行熱測試，既屬放射 性物料管理法施行細則第26條「核准進行試運轉」，亦即該 設施「運轉執照」審查程序之一環。其核准條件，依放射性 物料管理法第18條第3項準用同法第17條第1項，自須合於： 1.符合相關國際公約之規定。2.設備及設施足以保障公眾之 健康及安全。3.對環境生態之影響合於相關法令規定。4.申 請人之技術與管理能力及財務基礎等足以勝任其設施之經營 等要件始得為之。
㈢被告在無法確保用過核子燃料「最終」處置設施，可如期銜 接之情況，貿然同意系爭中期貯存設施進行熱測試，違反管 理安全公約第1、4、11、13、14條及放射性物料管理法第18
條第3項準用同法第17條第1項第1款；且此種作法，不足保 障公眾之健康及安全，違反同條項第2款；未做好生命週期 管理，對環境影響不合相關規定，亦違反同條項第3款。 ⒈依管理安全公約，用過核子燃料和放射性廢料之管理，均應 確保「一切階段」都有防止潛在危害的有效防禦措施、「所 有階段」充分保護個人、社會和環境免受輻射危害和其他危 害、考慮「不同步驟間的相互依賴關係」、努力避免對「後 代」產生的可能合理預計到影響大於對當代人允許的影響； 而放射性廢料之管理並應評估「運轉壽期內」及「封閉後」 可能影響處置設施安全的與場址有關的一切有關因素。 ⒉「用過核子燃料」依放射性物料管理法第4 條第3 款、同法 施行細則第4 條亦屬「放射性廢棄物」，應同時符合管理安 全聯合公約第2 章「用過核燃料管理之安全」及第3 章「放 射性廢料管理之安全」相關規定。惟被告之評析報告並未檢 討該公約第3 章相關規定，而留待日後申請最終處置時，才 要檢討（本院卷一第155-165 頁），即該公約第11、13、14 條，於本件中期貯存設施，根本未被考量到，原處分之作成 亦有重大瑕疵。尤其該公約第3 章，第13條：「每一締約方 應採取適當步驟，以確保制定和執行針對擬議中放射性廢料 管理設施的程序，以便：（ⅲ）評估在此類設施運轉壽期內 可能影響其安全以及在其封閉後可能影響處置設施安全的與 場址有關的一切有關因素；」、第14條：「每一締約方應採 取適當步驟，以確保：……（ⅱ）在設計階段就考慮除處置 設施外的放射性廢料管理設施除役概念性計畫並在必要時考 量有關得技術規範⑻……」（本院卷一第55-58頁），規範 較第2章更為周延，本件忽略未考慮，顯有瑕疵。 ⒊用過核燃料最終處置計畫「潛在處置母岩特性調查與評估階 段」預計應於106 年完成，確認有可行之處置地點前，不應 貿然執行本件熱測試，以免日後無法順利銜接。 ⒋參加人有低階核廢最終處置時程延誤及未妥善研提用過核燃 料最終處置工作計畫等不良紀錄；系爭設施包商即被告機關 所屬核研所，亦曾有原訂暫存之用過核燃料，遲未能最終處 置，設備劣化多次氫爆之不良紀錄；核廢專家認為如期達成 之可能性不大；目前預估之最終場址啟用時程，較84年環評 時預估延宕23年。
⒌美國曾有具體的尤卡山（Yucca Mountian）最終處置場址計 畫，後該計畫無法如期實現，法院判決要求就最終處置場址 備用性等進行環評，而暫停用過燃料貯存設施之核照作業， 可知銜接問題，必須縝密考量。
6.本件設施位於人口密集的首都圈，中期貯存設施如無法與最
終處置順利銜接，不足保障公眾之健康及安全，對環境生態 影響亦不合相關規定。
㈣原處分不足保障公眾之健康及安全，違反放射性物料管理法 第18條第3項準用同法第17條第1項第第2款： ⒈裝有用過燃料之鋼筒重達88.9公噸，接近吊車承載重量上限 90公噸，吊運高度達5 層樓，墜落分析卻僅用61cm評估，且 已逼近限值，不足保障公眾之健康及安全；核一廠曾發生過 多次吊運事故，不應樂觀假設絕不可能於吊運過程墜落。 ⒉核一廠目前未設置適當之再取出作業場所，擬以貯有大量用 過核燃料之用過燃料池充當作業場所；相關驗證於甚遠之核 研所進行，諸多步驟採「手動」處理或「操作位置非常靠近 設施」，就溫度若未順利下降、高溫輻射廢氣處理等，說明 亦不足。
⒊「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施意外事件應變計畫」， 有諸多安全疑慮：
⑴系爭應變計畫載明：「…針對乾貯設施在假想最嚴重意外情 況下對廠外民眾健康與安全不致造成明顯的威脅，故針對乾 貯設施於最嚴重假想意外事故下，應無需涵蓋廠外緊急應變 計畫……」。惟核廢料事故未必不會影響廠外，如：日本茨 城縣東海村JOC 核燃料處理工廠鈾燃料臨界事故，造成半徑 10公里內居民在屋內掩蔽；前蘇聯○○○區○○○○○00號 城的再處理核廢料槽爆炸，近11,000人被迫撤離；長105 公 里、寬8 、9 公里的地帶受到高污染，2 、30個村莊消失在 地圖上，低污染地區高達2 萬3 千平方公里，約2/3 個台灣 大。參加人樂觀預測事故不會對廠外造成明顯的威脅，應變 計畫範圍漏未涵蓋「廠外」，考量顯不周延。
⑵罔顧設施可承受溫度，低於一般建物火災可能達到高溫，且 廠址緊鄰三座大型油槽之火源；廠內曾發生吊運事故；附近 曾有墜機事故，就火災造成中子屏蔽喪失、廠房吊運墜落及 飛機撞擊等可能事故，卻均以不可能發生為由，排除分析。 ⒋系爭設施設於石門海濱的大屯火山台地上，環境潮濕、高鹽 、高溫、近火山、多地震、颱風、邊坡不穩定、位於土石流 警戒區，環境條件惡劣，304L不銹鋼於潮濕鹽霧及高溫環境 ，容易腐蝕，同一廠區諸多電廠設備已腐蝕龜裂，系爭設施 亦已出現明顯水漬，露天貯存設備易腐蝕、受損且輻射易於 擴散，難以確保公眾之健康及安全，被告宣稱不會氫爆，顯 輕忽風險。
⒌系爭設施之安全分析報告，就山腳活動斷層與核一廠之距離 及長度「資訊錯誤」，原處分未能正確評估斷層錯動風險， 於相關調查釐清地質條件並確認具足夠耐震能力前，不應貿
然進行熱測試。
⒍依被告放射性物料管理局委託之「用過核子燃料乾式貯存技 術規範研析與應用」計畫：「……第12章意外分析評估…… 火災及爆炸：由現場管制火源在50加侖汽油以下……使用者 應評估現場狀況……」（本院卷二第191 頁背面），惟由影 片截圖內容（本院卷二第208-212 頁）及核一廠用過核子燃 料乾式貯存設施諮商會議現場照片（本院卷二第213 頁）， 可知：核一乾貯場緊鄰3 座各600 公秉之大型油槽，不符「 火源在50加侖汽油以下」之行政管制條件，萬一發生火災後 果不堪設想，實應重新選址。
⒎原處分做成時，水土保持計畫尚未完工，且場址需仰賴水保 設施保護，不斷處理排水、泥沙淤積、邊坡防護等問題，根 本不適合貯存高階核廢；本件施工現況與原水土保持計畫不 符，水土保持變更設計案有諸多安全疑慮，原處分不足保障 公眾之健康及安全。
⒏福島核災發生後，世人對超越原本假設之核安事故，有更多 認識，甚至各國紛紛提高各項安全要求。而系爭應變計畫依 據之「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告定稿 本」，係於97年1 月製作，建照執照核發時點97年12月3 日 ，均在100 年3 月福島核災發生前，安全相關考量恐有不足 。
㈤本件乾貯設施啟用後，騰出的用過燃料池空間，仍會被新的 用過核燃料填滿，無助解決用核一過燃料池高密度存放風險 ；用過核燃料濕式貯存與乾式貯存各有其風險，且用過核子 燃料移轉過程風險高，若要變更貯存方式，應妥善規劃盡力 降低風險，而非在仍有安全疑慮的狀況下，貿然進行熱測試 。
㈥並聲明求為判決：訴願決定及原處分均撤銷。訴訟費用由被 告負擔。
四、被告則以：
㈠而本件被告審核乾貯設施試運轉申請案並同意備查，性質非 屬行政處分，且無放射性物料管理法第17條之適用，應適用 放射性物料管理法施行細則第26條規定，說明如下： 台電公司所提出之核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉 計畫（答辯卷第86-93頁）之目錄可知，該計畫已就本件乾 式貯存設施為綜合評估包括貯存設備之地理位置、重要系統 組件及設備、運貯作業概述、輔助系統及設備設計、公用系 統及設備之設計、試運轉之規劃（包括整體功能驗證階段與 熱測試階段之規劃）、品質保證計畫、核子保防與料帳管理 、試運轉安全措施、與意外事件應變計畫。系爭案件主要就
試運轉之整體功能驗證階段（Dry-Run）及熱測試（Hot- Test，2組護箱裝載）兩階段為試運轉，第一階段之整體功 能驗證階段，參加人於102年3月8日以核端字第1023063061 號函（答辯卷第94頁）提報核一乾貯設施試運轉整體功能驗 證結果，供被告之物管局進行功能驗證階段總檢查，被告邀 請專家學者審查，確認已符合安全分析報告運轉限制條件之 要求，並作成審查報告（答辯卷第95-99頁），被告始於以 系爭行政處分備查台電公司核一乾貯設施試運轉整體功能驗 證報告（答辯卷第100-104頁），並請參加人續依被告101年 5月23日會物字第1010008395號函執行核一乾貯設施熱測試 作業，故被告之審查及同意參加人試運轉行為皆已符合放射 性物料管理法施行細則第26條之規定。
㈡退萬步言，縱認系爭處分屬行政處分，且須準用放射性物料 管理法第17條第1項之規定（假設語氣，被告主張系爭處分 有放射性物料管理法17條第1項之適用），該處分亦合於該 規定，洵屬適法：
⒈系爭處分已符合相關國際公約之規定：
原告等主張「用過核子燃料最終處置計畫之第一階段（潛在 處置母岩特性調查與評估階段）預計於106 年始完成，並以 該調查與評估程序完成前無從確認有無用過核子燃料最終處 置地點，故認為被告機關同意台電公司進入熱測試，不符用 過核子燃料管理安全及放射性廢棄物管理安全聯合公約相關 規定，違反放射性物料管理法第18條第3 項準用第17條第1 項第1 款」云云，惟查：
⑴我國之用過核子燃料乾式貯存之規劃已充分考量與最終處置 計畫相互依賴關係，符合用過核子燃料管理安全及放射性廢 棄物管理安全聯合公約有關規定：
①我國現行用過核子燃料管理策略為「近程採廠內水池貯存、 中程採乾式貯存、長程推動最終處置」，為確保乾式貯存後 ，最終處置設施能順利銜接，放射性物料管理法第29條規定 放射性廢棄物之最終處置，應由放射性廢棄物產生者自行或 委託具有國內、外放射性廢棄物最終處置技術能力或設施之 業者處置其廢棄物。其最終處置計畫應依計畫時程，切實推 動，違者按放射性物料管理法第37條有罰鍰之規定，且為確 保前述規範之處置計畫得切實推動，放射性物料管理法施行 細則第37條更規定放射性物料管理法第49條第2 項及第3 項 規定以外之高放射性廢棄物產生者或負責執行高放射性廢棄 物最終處置者，應於本法施行後2 年內，提報高放射性廢棄 物最終處置計畫，經主管機關核定後，切實依計畫時程執行 。相較於世界其他使用核能發電國家，對於高放射性廢棄物
最終處置計畫管制均無此等明確要求，故我國對用過核子燃 料管理安全及放射性廢棄物管理安全聯合公約，有關乾式貯 存與最終處置階段間相互依賴及對後代影響之考量，與其他 公約締約國相較，應已更為嚴謹。
②次查，參加人依放射性物料管理法施行細則第37條規定，提 出95年初版及99年修正版之「用過核子燃料最終處置計畫書 」，並經被告邀集國內學者專家嚴格審查後核定。該處置計 畫參照核能先進國家處置計畫之推展情形於西元2005年開始 進行，並規劃於西元2055年最終處置場開始運轉，全程計畫 共分為「潛在處置母岩特性調查與評估階段」（西元2005-2 017 ）、「候選場址評選與核定階段」（西元2018-2028 ） 、「場址詳細調查與試驗階段」（西元2029-2038 ）、「處 置場設計與安全分析評估階段」（西元2039~2044 ）及「處 置場建造階段」（西元2045-2055 ）等五個階段。而依台電 公司於102 年9 月提報之「我國用過核子燃料最終處置計畫 時程規劃與檢討報告」（答辯卷第105-114 頁），其中表5 -2之國際用過核子燃料最終處置計畫時程表，國際間處置計 畫發展所需時程介於37年至115 年間，故可知我國最終處置 計畫發展時程為69年，與國際相比較尚稱合理。 ⑵系爭乾式貯存設施不僅係為解決核一廠燃料池存貯存容量不 足之問題，亦充分考量處理用過核子燃料之最終處置之整體 性、完整性之政策規劃，符合我國之核子能源管理政策方向 ：
①查我國核子燃料近程管理策略採廠內水池貯存，迄今，核一 廠之用過核子燃料貯存池已瀕臨飽和狀態。核一廠之1 號機 雖尚餘有101 束用過核子燃料的貯存空間，但依台電公司之 估算，核一廠用過核子燃料貯存池最快貯滿之預估大修（週 期18個月）時程為104 年1 月（答辯卷第117 頁）。每次大 修約需更換取出100 根燃料束，預估再次大修之期間為105 年7 月，是以，若屆時無法順利將用過核子燃料自燃料池移 至乾式貯存設施，因燃料池已滿無法繼續裝填用過燃料束， 將造成核一廠無法運轉至其除役期限即107 年底，且無論未 來核一廠是否延役或除役，用過核子燃料均必須自燃料池貯 存後始能進行中期乾式貯存，故本件乾式貯存設施乃銜接最 終處置之必要階段。可見興建系爭乾式貯存設施除與我國用 過核子燃料之國家能源管理政策「近期採廠內水池貯存、中 程以廠內乾式貯存、長期推動最終處置」之方向相符，亦為 現實狀態下必須從速辦理之工作。
②系爭處分乃在興建因應的乾式貯存設施，讓原來已貯存於燃 料池、燃料熱功率已降低到安全程度的燃料束有地方可貯放
，以空出燃料池空間貯放剛用過的燃料束。
⒉系爭處分符合設備及設施足以保障公眾之健康及安全之要求 ：
⑴本件乾式貯存設施使用之高功能用過核子燃料乾式貯存系統 乃係核能研究所（下稱「核研所」）技術移轉自原廠美國 NAC公司，考量核一廠特定需求量身訂做而成，該技術移轉 已獲得美國核管會審查通過核准使用，且廣泛應用於美國 Maine Yankee, Palo Verde, McGuire及Catawba等電廠。此 外，參加人於核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報 告第6.6章（答辯卷第31-73頁）中已對異常狀況、意外事故 及天然災害事件進行安全評估，結果顯示貯存設施之設計無 論係遭遇異常狀況、意外事故或假想天然災害之各種保守假 設條件下時，貯存設施均可安全無虞。
⑵本件乾式貯存設施場址不會成為最終處置場址： ①高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則，高放射性 廢棄物（如用過核子燃料）最終處置應採深層地質處置（國 際上一般指地下300至1000公尺處），而將放射性核種與生 物圈安全隔離，系爭乾式貯存設施為地球表面上之設施，乾 式貯存設施與最終處置場之設置環境完全不同，故本件乾式 貯存設施不會變成最終處置場。
②經濟部為加強推動核廢料處置等相關作業，已於102年11月 設置「經濟部核廢料處理專案辦公室」，全力推動核廢料最 終處置之專責機構之籌設及最終處置之策略規劃等細部工作 。綜上，原告稱參加人所提出之代替集中式乾式貯存設施不 能擔保就地集中成為最終處置場址，尚無可採。 ⑶系爭處分有關用過核子燃料和再處理所產生高放射性廢棄物 之運送條件已經確實審查：
①本件乾式貯存設施係採用美國NAC 公司經美國核管會審核通 過的NAC-UMS 護箱系統（證號為Docket No 72-1015 ），其 密封鋼筒為可運送之貯存容器，於系爭行政處分作成時已依 參加人102 年提報「核二廠乾式貯存護箱系統廠外運送作業 專案評估報告」（答辯卷第138-140 頁），評估內容包括裝 載容器及運送設備、陸運路線、道路承載、海運船舶、預定 港口應具備條件等，經被告邀集國內學者專家審查後認具可 行性，被告之物管局於102 年8 月6 日以物三字第10200002 084 號函同意備查（答辯卷第141 頁），由於核二廠乾貯設 施係採用美國NAC 公司之MAGNASTOR 貯存護箱，密封鋼筒內 裝87束沸水式反應器之用過核子燃料，尺寸及重量均超過核 一乾貯採用內裝56束沸水式反應器之用過核子燃料的UMS 密 封鋼筒，故可知核二乾貯護箱之外運評估條件，實可有效涵
蓋系爭核一乾貯護箱之外運條件。
②次查，被告為求嚴謹，另於102 年9 月27日用過核子燃料乾 式貯存計畫102 年第3 次溝通會議（答辯卷第142-148 頁） ，要求參加人於運轉執照申請前應提出核一廠乾式貯存護箱 系統廠外運送專案評估報告，以求周延。參加人亦已於102 年12月提報該核一廠乾式貯存護箱系統廠外運送專案評估報 告，並經被告之物管局於103 年4 月16日以物三字第103000 1019號函同意備查（答辯卷第149 頁) 。 ⑷本件乾式貯存設施之密封鋼筒所採之不鏽鋼材料於未來40年 貯存期間應無材料鏽蝕而致洩漏之虞，足以抵抗核一廠之腐 蝕環境。
⑸有關氫氣燃燒之安全疑慮即乾貯存護箱下水後產生氫氣之問 題，參加人及被告已提出相應措施：
①查被告所出具之核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉設 施整理功能驗證報告之審查報告第4 議題（答辯卷第181-18 5 頁），有關乾貯存護箱下水後產生氫氣之問題，參加人已 提出於屏蔽上蓋封銲過程中，全程連續偵測氫氣濃度並同步 以氬氣沖流密封鋼筒內水面以上之空間，主動抑制氫氣濃度 上升，應可確保銲接期間氫氣濃度始終在安全範圍內，且若 氫氣濃度高於2.4%將立即停止銲接，待其濃度下降後繼續。 ②次查，被告審查後認為為強化監督未來熱測試及營運期間作 業安全，亦已要求參加人密封鋼筒完成裝填作業自燃料池吊 離出水前，至少須浸水72小時，以減少銲接作業時之氫氣產 生量，並將此列為參加人之標準作業程序要求，且增列氫氣 濃度偵測值1.6%為行政管制限值，被告另要求參加人指派專 人全程監測氫氣濃度，將氫氣偵測作業列為品質停留查證點 ，以確保整體作業之安全性。
⑹本件乾式貯存設施並無發生核研所氫爆事故之可能性： 查核研所的金屬鈾會直接與水反應生成氧化鈾並產生氫氣。 核能電廠用過核子燃料的材料為氧化鈾，並不會與水再起氧 化反應產生氫氣，而是其燃料（棒）的護套，其材料為鋯合 金，在1000℃左右易與水反應生成大量氫氣，即燃料護套鋯 合金在濕式狀態如在核子反應器或燃料池內，以及多重水冷 卻系統喪失功能導致極高溫環境下如福島核災，始有導致與 水（蒸汽）產生作用而產生氫氣之可能。惟本案用過核子燃 料乾式貯存，其密封鋼筒內填充99. 9%以上的高純度氦氣， 使用過核子燃料處於無水的環境中，再後經由雙重封銲，於 鋼筒外再套入混凝土護箱，利用空氣自然對流加以冷卻（答 辯卷第186-1187頁），貯存過程中用過核燃料不會過熱，更 不會與水接觸，故原告等以核研所過去所發生之氫爆事故，
認為本件乾式貯存設施亦有發生氫爆之可能，實不可採。 ⑺參加人施作時如遭遇地震、颱風、瞬間豪雨等自然災害襲擊 時，已有充分銲接作業及相關設備以為因應，無產生安全上 疑慮之可能：
①按核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告第6.6 章 （答辯卷第32-73 頁）就有關異常狀況、意外事故及自然災 害事件之安全評估結果，核一廠用過核子燃料乾式貯存設施 於地震、海嘯、颱風，洪水、雷擊、火災、爆炸、混凝土護 箱傾倒、墜落、撞擊及進風口堵塞等各類天然災害及假想意 外事故，具備良好抗災能力，即使係高達0.5g地表地震加速 度作用下，貯存設施依然保有其正常功能，除混凝土護箱輕 微水平滑動外，護箱並無傾倒之虞，且核一廠反應器廠房為 耐震一級建物，傳送護箱置放於防震架內，銲接作業及相關 設備已充分考量地震事件之影響。
②承上，本件乾式貯存設施之各意外事故及天然災害評估，於 各種保守假設條件下，密封鋼筒維持結構完整，並無破損洩 漏之虞，且用過核子燃料之安裝、吊運作業，均於反應器廠 房內進行，不致因颱風或瞬間豪雨而淹水，故不會造成安裝 或吊運作業安全上之疑慮。況反應器廠房原本就是耐震一級 建物，建造迄今安全無虞，而傳送護箱置放於防震架內，銲 接作業及相關設備已充分考量地震事件之影響，而在密封鋼 筒及傳送護箱等重件吊運階段，若正好發生地震，參加人應 依電廠程序書編號782.8 規定，暫停操作，原地不動，待地 震停止及吊物不再晃動時，再將吊物緩緩放置定位，應無產 生安全上疑慮之可能。
⑻即使遭遇極端事件（極端強震）造成混凝土護箱傾倒，混凝 土護箱仍能維持各項設計功能，且被告已就山腳斷層對於本 件乾式貯存設施之影響提出評估，其安全仍屬無虞，原告等 空泛提出假設事實且未提出具體實證以佐其臆測，其主張顯 無可採。
⑼本件乾式貯存設施之原廠美國NAC 公司具備完整經驗，且本 件乾式貯存設施於設計時已充分考量核一廠所在位置之地理 環境，原告等空泛提出假設事實且未提出具體實證以為證明 ，其主張顯無可採。
⑽被告所屬之核研所承接本件乾式貯存設施之標案並無利益衝 突問題，原告等僅依一未經查證之網路媒體報告指摘本件乾 式貯存設施品質有問題實屬空穴來風，並不可採。 ⑾本件乾式貯存設施由核研所依據環境影響評估所作之承諾劑 量限值外加混凝土外箱屏蔽，乃為降低外輻射影響且對貯存 護箱的散熱能力影響極為有限，故原告等空言稱混凝土外箱
增加屏蔽，將使散熱能力降低，提高事故風險之言論並不可 採。
⒊本件乾式貯存設施之開發案已通過環保署環境影響評估、新 北市政府水土保持審查及被告安全分析報告審核，故原告稱 本件乾式貯存設施之水土保持計畫案因施工狀況與新北市政 府所核定之水土保持計畫不符，與事實不符。
㈢原告對系爭乾貯設施所提出之其他各點安全性之質疑，均係 沒有科學根據之主觀臆測，雖與系爭處分無直接關聯，但被 告仍逐點說明如下：
⒈核一乾貯設施現階段再取出作業場所為「用過核子燃料池」 ，參加人之再取出技術已完成功能驗證並經被告備查，並無 原告所稱「無再取出作業場所」云云之情形。
⒉最終處置計畫之階段銜接問題，被告已多次說明。原告雖另 以「核你到永遠」紀錄片之安克羅論點提出質疑，惟仍有邏 輯上的謬誤，且與國際核廢料處置經驗有所扞格，非屬的論 ：
⑴原告等以最終處置此一未來狀態推論系爭行政處分之作成當 時未將該未來狀態列入考慮，認為系爭行政處分屬違法，實 屬臆測且有邏輯上之謬誤。蓋國際間營運中之用過核子燃料 乾式貯存設施共計124 座，分布於22個國家，美國69座、德 國16座、加拿大9 座，亞洲地區之印度2 座、日本2 座、韓 國1 座、中國大陸1 座等（答辯卷第29-30 頁），均尚未擇 定高放射性廢棄物最終處置場址，而該等國家均為國際原子 能總署（IAEA）用過核子燃料管理安全及放射性廢棄物管理 安全聯合公約之締約國，該等國家高放射性廢棄物最終處置 場目前均在發展中。
⑵上開締約國從未因最終處置場目前均在發展中而撤銷用過核 子燃料乾式貯存設施計畫之處分，故原告等以將來計畫尚未 完成，推斷系爭行政處分作成當時為違法，屬邏輯上之謬誤 且明顯與國際經驗及實況不符，並非可採。
⒊關於「系爭乾貯設施旁山坡之邊坡穩定度是否有安全」之質 疑：
⑴首先，原告所提出之核一乾貯場相關影片，係早期設施開發 前或開發中之片段資訊剪輯，該設施之場址與設施安全性， 開發單位於「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報 告」第二章「場址之特性描述」、第六章第六節「異常狀況 、意外事件及自然災害事件之安全評估」及第八章「消防防 護計畫」等章節中詳述，並經被告單位審查確認，經研判原 告所提爭點無安全疑慮。
⑵另關於邊坡穩定度問題，經檢視伸縮桿（EXS2）104 年6 月
至7 月監測資料，共計讀取16474 筆，其中測值大於0.9mm 計798 筆，僅佔總數4.8%，依目前邊坡穩定管理值要求（警 戒值設定為1mm 行動值設定為3mm ），若監測數值變化朝一 定方向持續擴大，則視為警戒應變之依據，將加強觀測並進 行必要之應變措施。目前沉陷計（S1）與伸縮桿（EXS2）設 置位置相同，檢視沉陷計（S1）監測數值並無明顯變化且遠 低於警戒值，研判伸縮桿（EXS2）數值偶而增大應為電子訊 號突波雜訊所致。
⑶另，依據104 年6 、7 月份每日監測數據之平均值變化（本 院卷二第266 頁），發現並無擴大之情形，均會回歸在0.6 與0.8mm 安全範圍內（本院卷三第35-38 頁），此數值落點 範圍與水保工程自101 年12月22日竣工完成後，102 年1 月 -104年4 月監測情形是相符的（本院卷二第267 頁），數值 變動均於設計安全範圍內，顯示設施周圍邊坡穩定，應屬穩 定狀態。
⒋關於「乾式貯存設施是否應以室內取代室外」之質疑： ⑴系爭行政處分之效力為准予核一乾貯進行熱測試，而乾貯設 施以室內或室外方式建造，屬於乾貯設施興建之問題（乾貯 廠設施啟用流程：乾貯設施興建→試運轉冷測試→試運轉熱 測試→乾貯設施啟用），要與熱測試無關。
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