臺北高等行政法院判決

105年11月3日辯論終結

原告

許富雄

原告

郭慶霖

原告

賴文雄

原告

林美枝

原告

許金土

原告

蔡福全

原告

郭錦標

原告

徐添福

原告

簡阿平

原告

高成炎

原告

王鐘銘

共同訴訟代理人

吳磺慶律師

共同訴訟代理人

張譽尹律師

共同訴訟代理人

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

訴訟代理人

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

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1023063061號函，提報試運轉整體功能驗證結果報告，經被告於102 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2005-2017 ）、「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10200002084 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1030001019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181-185 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。

⑵本件乾式貯存設施係被告依行政程序法及放射性物料管理法相關規定，完成審查並確認符合安全要求後，同意參加人執行熱測試作業，無安全上之疑慮。只要現行設施的安全性符合法規標準，系爭處分即難謂違法，縱使室內貯存果真較室外貯存安全（假設語氣，蓋原告至今未曾提出任何科學數據支持其論點），也不能據此回推系爭處分為違法，原告之論點顯然有邏輯上的謬誤。

⒌關於「墜落風險評估以61公分之高度為評估基準，是否過於樂觀」之質疑：核一廠反應器廠房吊車已升級為防止單一失靈吊車，吊裝護箱過程若發生地震，吊車能夠安全地吊掛住護箱而不致造成墜落，業經被告機關於97年4 月完成審查，因此在反應器廠房之吊運作業並無墜落之疑慮（答辯卷第199-201 頁）。參加人針對拖運混凝土護箱時，平板拖車距地面高度（61cm）進行墜落風險評估實為已足，並無過於樂觀。

⒍關於「乾貯桶的鋅、硼酸含量是否被低估」之質疑：本件乾式貯存設施預計貯存之用過核子燃料，係指目前已存放於用過核子燃料池中之用過核子燃料，確因核一廠為沸水式反應爐，其「燃料池內並無硼酸」，且「系爭乾貯設備不含鋅」，造成氫爆事件之條件（鍍鋅、硼酸、氫氣接觸火花）並不存在。

⒎有關乾貯設施之安全性問題，為高專業技術範疇，應為行政保留事項，由被告本於專業判斷，屬於行政機關之判斷餘地。至於原告所稱之各項疑慮，皆係以「節錄」報告、驗證文書之段落為「文義解釋」，再參以「主觀之臆測」所提出，未有任何具體事證及科學理論支持，且未綜觀被告歷來所做的安全性評估、審查，不斷將所有報告分別割裂、扭曲而為挑剔，實非可取。

㈣並聲明求為判決駁回原告之訴。訴訟費用由原告負擔。

五、參加人則以：

㈠有關原告主張新北市政府104 年1 月16日回函表示本案水土保持完工申報資料部分，因水土保持計畫尚未完工，故本案水土保持仍有問題，不應准許熱測試許可云云乙節，顯有誤會：本件計畫負責審理試運轉作業許可與水土保持設施完工檢查之主管機關分別為被告與新北市政府，其各自獨立依據相關法律規定，進行試運轉作業許可與水土保持設施完工證明之審查與核發，於法律上並無規定上述許可或證明之核發，有其先後取得之順序或關連性，據此，被告於102年9月24日同意熱測試作業許可乙節，並無任何不當或違法之事實，至為明確。

㈡有關原告另主張山腳斷層部分被告有要求重新做進一步地質調查，希望可以提出調查資料云云，然查：

⒈有關102 年9 月24日被告同意熱測試作業許可乙節，係被告依據當時（即102 年9 月間）之最新事證並經評估審理後，認為安全無虞始同意核發許可，至於後續有關山腳斷層之進一步地質調查工作，自與本件被告在102 年9 月24日同意熱測試作業許可乙節，並無關連性。

⒉目前參加人針對山腳斷層地質調查所完成之報告正由被告辦理審查中，尚未定案。該報告完成審查後，仍應以被告公告之內容為準，倘報告結果如有發現超越原耐震評估之新事證，參加人自當進行相關評估作業，且評估結果如有須進行補強之要求時，參加人亦將進行相關補強。

㈢關於原告主張系爭用過核子燃料乾式貯存設施，有諸多安全疑慮，由參加人委託美國太平洋西北國家實驗室之「台灣用過核燃料管理計畫」內容即可知悉云云，就此參加人說明如下：

⒈按參加人在103 年10月8 日函（本院卷三第120 頁）檢附並提出該研究報告，且參加人亦於該函中說明：「監察院曾要求參加人協助相關章節之中譯，經參加人重點摘譯該研究報告相關章節文字內容，其結論為：依該報告之建議，我國可選擇的用過核子燃料貯存方式有兩種，包括水池貯存方式及混凝土護箱貯存方式，惟針對採於各核電廠內興建貯存設施而言，參考該報告所作之成本分析結果，則應選擇混凝土護箱貯存方式。台電公司目前正分別於核一、二廠之廠區內各自規劃興建一座用過核子燃料貯存設施，即是選擇混凝土護箱貯存方式。」等內容在案。

⒉又按參加人在104 年2 月5 日所發之新聞稿（本院卷三第122 頁）內容，可知參加人於104 年2 月5 日針對立委及環團指責參加人無視美國國家實驗室建議選擇既貴又不安全的乾式貯存發布新聞稿，參加人聲明，依據該報告第7 章結論，建議若採集中貯存則水池貯存成本較低，若採行於各電廠內興建貯存設施，則混凝土成本較低，並請環保團體不要拿第2 章的內容斷章取義混淆視聽，且美國自西元1986年啟用第一座乾式貯存設施後，截至102 年12月全世界已有120 幾座乾式貯存設施，顯示參加人之作法，確係符合國際潮流趨勢。

⒊參加人於西元1987年委託太平洋西北國家實驗室撰寫之報告，其該報告內並無乾式貯存不安全之結論，且系爭乾式貯存設施之護箱，乃於西元2000年始獲美國核管會核發使用執照，詎原告竟徒以一份將近30年前之報告，顯有疑義。此外，美國33個環保團體鑒於日本福島第一核能發電廠核災事件中用過核子燃料貯放於乾式貯存之安全性，相對高於貯放在反應器廠房的用過核子燃料池，遂要求貯存放於核子反應器廠房用過燃料池之用過核子燃料，應加速移出，並改採乾式貯存設施。據此，原告引用上揭實驗室撰寫之報告，作為說明系爭用過核子燃料乾式貯存設施有諸多安全疑慮云云之證據，要非事實，殊不足採信。

⒋由上可知，原告顯係引用歷年來環保團體針對參加人委託太平洋西北國家實驗室撰寫之「台灣用過核燃料管理計畫」報告，刻意扭曲該報告之結論建議，更在其他章節內容中採取斷章取義之方式，混淆視聽並造成社會大眾之誤解。然事實上，依該報告之結論建議，我國可選擇之用過核子燃料貯存方式有兩種，包括水池貯存方式及混凝土護箱貯存方式，惟針對採行於各核電廠內興建貯存設施而言，經參考該報告所作之成本分析結果，則應選擇混凝土護箱貯存方式，自與參加人已採購之系爭貯存方式相符，絕無原告所述系爭乾式貯存設施有諸多安全疑慮云云之情形。

㈣關於原告主張系爭用過核子燃料乾式貯存設施不易運送，不符「台灣用過核燃料管理計畫」建議「設備符合其他任何運送的需求」，而未達用過核子燃料貯存設施應有之「具有彈性且能與其他系統結合要求」要件部分，就此參加人說明如下：

⒈核一廠用過核子燃料乾式貯存設施所採用的混凝土護箱系統，其密封鋼筒可供進行廠外運輸，未來執行廠外運輸時，須先將核一廠乾式貯存系統之外加屏蔽移除，再將密封鋼筒自混凝土護箱中取出，裝載入運輸護箱（Transport Cask）中，再利用運載機具進行廠外運輸作業。

⒉有關核一廠乾式貯存用過核子燃料未來的外運作業，參加人核一廠乾式貯存設施的設計，係技轉自美國NAC 公司經美國核管會審核通過的NAC-UMS 混凝土護箱系統，其密封鋼筒（Transportable Storage Canister , TSC）為一種可供運輸的貯存容器，而美國NAC 公司已有UMS 密封鋼筒專用的廠外運輸護箱（UMS Universal Transport Cask , UTC），並取得美國核管會合格證書（證號為Docket No .71-9270）（本院卷三第125-126 頁），可供參加人採用或參考自行設計作為外運容器。

⒊據此，核一廠用過核子燃料貯存設施所採用之混凝土護箱系統，其密封鋼筒已有配合的專用廠外運輸護箱，可供執行廠外運輸作業之所需，並無原告所述有不符「台灣用過核燃料管理計畫」建議「設備符合其他任何運送的需求」之情事。

㈤關於參加人呈送「意外事件應變計畫」予被告機關原能會審查通過，以及原告質疑如何安全再取出系爭燃料棒之說明：

⒈關於運貯過程中可能發生之意外事故等，參加人係依據「放射性物料管理法施行細則」第26條規定，以及主管機關原能會之要求，針對各類天然災害及假想意外事故，包括：地震、颱風，洪水、雷擊、火災、爆炸、混凝土護箱傾倒、墜落、撞擊及進氣口堵塞等進行分析與評估，完成「核一廠乾式貯存設施意外事件應變計畫」，提報主管機關審查，並於101 年10月19日獲被告機關同意核備在案（本院卷三第166頁）。

⒉另有關原告質疑如何安全再取出系爭燃料棒部分之說明：

⑴為因應被告之要求，參加人應建立用過核子燃料再取出之技術能力，是以，參加人已於102 年1 月完成用過核子燃料再取出作業之模擬測試，確認本項再取出作業之可行性及執行本項作業之能力，並已將此一模擬測試結果撰寫成「乾貯系統再取出實體模擬測試結果報告」後陳報被告，嗣於102 年9 月14日已獲被告予以備查在案（本院卷三第167 頁）。

⑵又查，用過核子燃料之再取出可利用水池或熱室進行作業，考量未來核一廠除役時，必須將現有的用過核子燃料池拆除，為因應此一情況，參加人已於核一廠除役計畫中將興建用過核子燃料再取出設施（水池或熱室）納入規劃，以滿足在用過核子燃料乾式之貯存期間，倘須執行用過核子燃料再取出作業之需要。

⒊至於原告針對「再取出作業」事項，陳稱「乾貯設施以銲接方式密封，欲再取出用時，需鋸開銲道，風險較高；僅做環境監測，未於筒身設置監測器，亦不夠嚴謹」云云，亦顯有誤會，事實上，除環境監測外，核一廠乾式貯存設施所實施之各項安全監測作業說明如下：

⑴查未來於核一廠用過核子燃料乾式貯存設施運轉期間，參加人將實施下列各項安全監測作業：①溫度監測②結構材料監測③土石流監測④邊坡穩定監測⑤環境輻射監測⑥保安監測其中溫? 、環境輻射及邊坡穩定等三項監測狀況，將於核一廠乾式貯存設施運轉後上網公告。

⑵又查，核一乾式貯存系統採用混凝土護箱，其密封鋼筒之密封邊界是由雙層封銲所構成，銲接的作業方式亦使用經過美國核管會（NRC ）審查通過的標準作業方法，依據NRC ISG-5 （Confinement Monitoring Capability ）之要求，銲接的密封邊界無放射性物質外釋之虞，因此不須於筒身進行密封監測。惟為驗證密封鋼筒之完整性，於密封鋼筒之屏蔽上蓋封銲完成（含孔蓋封銲）後，將進行氦氣洩漏測試來驗證屏蔽上蓋銲接的密封性。

⑶綜上，核一廠乾式貯存設施運轉後，並非如原告指述僅做環境監測，不夠嚴謹云云，而是將實施嚴密完整之安全監測作業，即可確保乾式貯存系統密封鋼筒之長期安全性。

㈥參加人對於原告其他主張之說明：

⒈有關原告所述關於中期貯存及最終處置場址之「相互依賴關係」以及「應考量的一切影響安全的因素」，陳報芬蘭國的安克羅最終處置場址紀錄片「核你到永遠」並整理其要旨乙節，進而主張被告之最終處置場址計畫，已然遲延云云，以及是否足以在中期貯存到期後順利銜接最終處置場址計畫？是否已考量一切影響安全的因素？顯然有疑云云，茲參加人就此說明如下：

⑴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」，再者，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，是以，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。

⑵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2005-2017 ）、「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5 個階段。而依參加人於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」，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。

⑶另查，參加人於99年所提之「我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告」，依此報告初步評估結果，國內潛在的處置母岩包括花崗岩、泥岩及中生代基盤岩等，其中以花崗岩最具可行性，主要分布於台灣東部中央山脈以及金門、馬祖及烏坵等離島，可供進一步地質調查研究。106 年台電公司將提出「用過核燃料最終處置技術可行性評估報告」，以達成處置計畫第一階段目標，故可知依目前處置計畫執行的結果已初步確認我國具有適合用過核燃料最終處置的潛在母岩。被告之物管局本於依法行政及核廢料安全管制之職責，嚴格審查參加人所提報之各項計畫及報告，進行專案檢查，以達到督促參加人依計畫時程切實推動之目的。

⒉最終處置計畫與本件訴訟並無直接關係：

⑴原告提起本件訴訟，並請求法院審判之對象者，乃係對於被告所為之系爭處分，亦即准許參加人進行乾式貯存之「熱測試作業」是否合法？逾此範圍，均非本件所應審究之範圍。尤其，系爭乾式貯存係屬中期計畫，已經諸多先進國家採用數十年證明其安全性，至於核廢料之最終處置計畫，乃屬長期計畫，與本案尚無任何關係。

⑵此外，原告在提起本件訴訟時，即應說明並舉證系爭處分准許進行乾式貯存之熱測試，有何違法之處？或至少舉證證明被告所提出之答辯或主張及事證（包括原告非適格當事人之程序事項）有何不適法之處？惟原告捨此正途不為，或者眼見無法反駁被告答辯及參加人之陳述意見，即以無關本案之最終處置場議題藉以延滯訴訟，於法亦有未合。

⒊關於最終處置場之說明：

⑴被告已一再說明，我國就用過核子燃料乾式貯存之國家核能政策規劃，係採「近程採廠內水池貯存、中程採乾式貯存、長程推動最終處置」，其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。

⑵退萬步言，縱使將來無法依時程順利提出最終處置候選場址，被告亦已衡酌建立最終處置計畫之替代應變措施，以確保公眾及環境不致受到不當危害。查世界各國逐漸累積之高放射性廢棄物處置技術已漸臻成熟，依各國推展處置計畫之經驗，國民之接受度乃最終處置計畫能否完成之關鍵。被告為因應將來無法依上述時程提出最終處置候選場址，已於102年8 月22日召開放射性物料臨時管制會議，要求參加人參照美國能源部之藍帶委員會（BRC ）作法，就國內當前政經與社會現況及其未來可能的發展，提出用過核子燃料最終處置策略規劃報告，並應於103 年檢討修正計畫書時，新增替代因應方案章節。

⑶參加人亦已參照前述決議於102 年9 月提報「用過核子燃料乾式貯存設施執照期滿後之後續處置及替代作業規劃」，經被告物管局以102 年9 月23日物三字第1020002559號函同意核備。據此，依參加人所提之規劃，於117 年第2 階段候選場址評選與核定階段結束時，若無法依時程順利提出候選場址，應另於118 年啟動集中式乾式貯存設施之場址選擇、127 年完成環境影響評估並確定集中式乾式貯存設施場址、133 年前完成興建啟用。另也不排除將用過核子燃料送往國外再處理或境外處置，以強化替代應變措施，確保公眾及環境不致於受到不當危害。

⒋由上可知，我國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。

六、本件事實概要欄所載事實，為二造所不爭執。歸納雙方之陳述，本件爭點厥為：⑴本件全體原告是否均當事人適格？是否均具有權利保護必要？⑵被告就「用過核子燃料乾式貯存設施」試運轉所為之核准備查，是否為行政處分？⑶如系爭處分為行政處分，被告以原處分就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，准參加人執行核一廠用過核子燃料乾式貯存設施熱測試作業，是否適法？茲分述如下：

㈠關於全體原告是否均當事人適格部分：

1.放射性物料管理法第一章「總則」第1條規定：「為管理放射性物料，防止放射性危害，確保民眾安全，特制定本法；本法未規定者，適用其他有關法令之規定。」第2條、第3條規定：「本法之主管機關，為行政院原子能委員會。」「本法所稱放射性物料，指核子原料、核子燃料及放射性廢棄物。」第4條規定：「本法用詞定義如下：．．．三放射性廢棄物：指具有放射性或受放射性物質污染之廢棄物，包括備供最終處置之用過核子燃料。四．．．五最終處置：指放射性廢棄物之永久隔離處置。六．．．。」第三章「放射性廢棄物之管制」第17條、第18條第1項規定：「（第1項）放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施之興建，應向主管機關提出申請，經審核合於下列規定，發給建造執照後，始得為之：．．．。（第2項）主管機關於收到前項申請後三十日內，應將申請案公告展示；其公告展示期間，處理及貯存設施為六十日，最終處置設施為一百二十日。個人、機關或團體，得於公告展示期間內以書面載明姓名或名稱及地址，向主管機關提出意見。主管機關應舉行聽證。（第3項）放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施建造執照申請資格、應備文件、審核程序及其他應遵行事項之辦法，由主管機關定之。」「放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施興建完成後，非經主管機關核准，並發給運轉執照，不得正式運轉。」放射性廢棄物處理貯存最終處置設施建造執照申請審核辦法第3條、第9條、第12條依序規定：「申請者應填具申請書，並檢附安全分析報告及財務保證說明，送主管機關審查並繳交審查費。．．．。」「主管機關收受第三條第一項所定書件後，應於下列期限作成審查結論公告之：．．．。」「第九條審查結論認為應予許可者，主管機關應通知申請者繳交證照費後，發給建造執照。」

2.核子事故緊急應變法第1條第1項規定：「為健全核子事故緊急應變體制，強化緊急應變功能，以確保人民生命、身體及財產之安全，特制定本法。」第3條、第13條第1項規定：「本法所稱主管機關：在中央為行政院原子能委員會；在地方為緊急應變計畫區所在之直轄市政府及縣(市）政府。」「核子反應器設施經營者應依中央主管機關之規定，劃定其核子反應器設施周圍之緊急應變計畫區，並定期檢討修正；其劃定或檢討修正，應報請中央主管機關核定公告之。」本法施行細則第3條規定：「（第1項）經營者依本法第十三第一項規定，劃定其核子反應器設施周圍之緊急應變計畫區，應依下列規定辦理：．．．。（第2項）經營者依前項規定辦理時，以核子反應器設施為中心分析計算之緊急應變計畫區半徑不得小於五公里，並應以村(里)行政區域為劃定基礎。」

3.綜合上開規定可知：

⑴放射性物料管理法乃係為管理放射性物料，防止放射性危害，「確保民眾安全」公共利益而設；本法未規定者，適用其他有關法令之規定。所稱放射性物料，指核子原料、核子燃料及放射性廢棄物。

⑵放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施之興建，應向主管機關提出申請，經審核合於前揭放射性物料管理法第17條第1項所列規定，發給「建造執照」後，始得為之；且放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施「興建完成後」，非經主管機關核准，並發給「運轉執照」，不得正式運轉。

⑶核子事故緊急應變法係為健全核子事故緊急應變體制，強化緊急應變功能，以「確保人民生命、身體及財產之安全」公共利益而設。而核子反應器設施經營者應依中央主管機關之規定，劃定其核子反應器設施周圍之緊急應變計畫區，並定期檢討修正；其劃定或檢討修正，應報請中央主管機關核定公告之。上開核子反應器設施為中心分析計算之「緊急應變計畫區『半徑』不得小於『5公里』，並應以村(里)行政區域為劃定基礎」。中央主管機關-行政院原子能委員會（本件相對人）依上舉核子事故緊急應變法第13條及其施行細則第3條規定，以100年10月27日會技字第1000017086號公告：「核一、二、三廠緊急應變計畫區8公里範圍村（里）行政區」，其中核能二廠緊急應變計畫區8公里範圍村（里）行政區包含新北市萬里區大鵬里、金山區範圍內五湖里等（原審卷第36頁）。是居住在該緊急應變計畫區8公里範圍村（里）人民，倘因主管機關所作行政處分損害其等生命、身體及財產之安全，為維護其等受法律保障之該等權利，自得依循相關程序提起行政爭訟，逾此範圍，應認不具權利保護必要。(最高行政法院104年度裁字第2160號裁定參照)

4.查本件原告等共11人，其中原告蔡福全、郭錦標、徐添福、簡阿平等4人，分別居住於新北市○○區○○里00鄰○○○000號、○○區○○里0鄰○○路00號、○○區○○里0鄰○○○00號之0、○○區○○里0鄰○鄰00號，為緊急應變計畫區8公里範圍內之居民，其餘原告則非屬8公里範圍內之居民，此有原告提出之「原告與核一乾式貯存設施距離表」可參(卷一第117頁，原證13 )，且為被告所不爭執(參本院卷三第18頁筆錄)。則依前開說明，原告蔡福全、郭錦標、徐添福、簡阿平等4人，應具當事人適格。至其餘原告郭慶霖、賴文雄、許富雄、林美枝、許金土、高成炎、王鐘銘等7人，則不具權利保護必要，其當事人不適格，其訴應予駁回，先予敘明。

㈡關於被告就「用過核子燃料乾式貯存設施」試運轉所為之核准備查，是否為行政處分部分：

1.放射性物料管理法第18條第1項：「放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施興建完成後，非經主管機關核准，並發給運轉執照，不得正式運轉」、同法第32條第1項第1款：「有下列情形之一者，處3年以下有期徒刑、拘役或科或併科新臺幣3百萬元以下罰金：一、違反第9條第1項、第3項、第18條第1項或第2項規定運轉」、同法施行細則第26條第1項：「依本法第18條第1項規定申請放射性廢棄物處理、貯存或最終處置設施運轉執照者，應先檢附試運轉計畫，報經主管機關核准進行試運轉」、同條第2項：「依前項規定完成試運轉後，應填具申請書，並檢附下列資料，向主管機關申請核發運轉執照」。

2.依前揭規定，放射性廢棄物貯存設施興建完成後，須經主管機關核准，並發給「運轉執照」，始得正式運轉，若未依該規定擅自運轉，將有刑責；而運轉執照申請程序，需先報經主管機關「核准」進行「試運轉」始得進行相關測試。本件被告於102年9月24日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，係就參加人得否將用過燃料棒放入乾式貯存設施，進行熱測試之公法上具體事件，所為決定，並對外直接發生該公司得進行熱測試（試運轉）之法律效果，性質上屬行政處分，原告蔡福全、郭錦標、徐添福、簡阿平等4人為利害關係人，自得提起行政爭訟。

㈢關於原處分是否適法部分：

1.本件參加人於96年間向被告提送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號函提出試運轉計畫，申請核一廠用過核子燃料乾式貯存設施之試運轉作業，被告邀請核臨界、屏蔽與輻射防護、結構、熱傳、密封、意外事件以及品質保證等領域專家學者計11位，與被告及所屬放射性物料管理局人員籌組審查團隊進行審查工作，試運轉計畫書歷經審查結果評定通過，被告以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被告核備後，始得進行熱測試。參加人於102年3月8日以核端字第1023063061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報告，經被告於102年7月23日審查會議作成決議，請參加人依據審查意見完成修訂整體功能驗證結果報告提報被告，嗣參加人以102年8月15日核端字第1023068041號函，提報核一廠用過核子燃料乾式貯存設施運轉整體功能驗證報告修訂版，經被告邀請專家學者審查，作成審查報告，被告以在確認安全無虞情形下，以102年9月24日會物字第1020015983號函參加人(按即原處分)，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。有被告102年9月24日會物字第1020015983號函（答辯卷第1頁）、台灣電力公司核一廠用過核子燃料乾式貯存設施建造執照申請案書面意見、聽證紀錄處理情形（答辯卷第15-16頁）、被告97年12月3日核發之放射性廢棄物貯存設施建造執照（答辯卷第17頁）、台灣電力公司核一廠用過核子燃料乾式貯存設施建造執照申請案「安全分析報告」之安全審查報告（答辯卷第76-79頁）、「對環境生態之影響合於相關法令規定」之評析（答辯卷第80-81頁）、「申請人技術與管理能力及財務基礎」之評析（答辯卷第82-84頁）、參加人101年5月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）、物管局102年9月核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉設施整體功能驗證報告審查報告（答辯卷第95-99頁）、參加人102年8月核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉設施整體功能驗證報告（答辯卷第100-104頁）、參加人102年9月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）、參加人99年6月我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告（答辯卷第115-116頁）、102年8月22日放射性物料臨時管制會議紀錄（答辯卷第118頁）、參加人102年9月用過核子燃料乾式貯存設施執照期滿後之後續處置及替代作業規劃（答辯卷第119-132頁）、參加人102年1月核二廠乾貯護箱系統廠外運送作業專案評估報告（答辯卷第138-14 0頁）、用過核子燃料乾式貯存計畫102年第3次溝通會議紀錄（答辯卷第142-148頁）、參加人102年8月核一廠用過核子燃料乾式貯存設施乾貯系統再取出實體模擬測試結果報告（答辯卷第152-174頁）、物管局102年9月核一廠用過核子燃料乾式貯存設施試運轉設施整體功能驗證報告審查報告（答辯卷第181-185頁）、核管處97年4月核一廠DCR- C1／C2-2289／2290「核一廠一、二號機防止單一失靈起重機改善工程」設計修改申請案安全審查報告（答辯卷第199-201頁）、100年3月18日核一廠乾貯設施耐震設計再驗證討論會議紀錄（答辯卷第202頁）、參加人委託財團法人國家實驗研究院國家地震工程研究中心核一廠用過核子燃料乾式貯存設施耐震設計再驗證（答辯卷第203-204頁）、參加人102年3月山腳斷層對乾式貯存設施之耐震影響評估報告（修訂版）（答辯卷第206-208頁）、參加人102年4月營運中核能電廠地質穩定性及地震危害再度評估計畫四、（一）定值式地震危害度分析報告（答辯卷第209-210頁）、103年4月3日「103年第三次放射性物料臨時管制會議」會議記錄（答辯卷第211頁）、物管局97年12月台灣電力公司核一廠用過核子燃料乾式貯存設施建造執照申請案「申請人技術與管理能力及財務基礎」之評析（答辯卷第223-22 5頁）等資料影本附卷可稽。經核於法並無不合。

2.原告(按係指原告蔡福全、郭錦標、徐添福、簡阿平等4人，下同)雖稱：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，冒然同意系爭中期貯存設施進行熱測試，不足保障公眾之健康及安全云云。惟查：

⑴按放射性物料管理法第17條第1項係規定放射性廢棄物貯存設施之興建，應向主管機關提出申請；放射性物料管理法第18條第1項規定放射性廢棄物貯存設施興建完成後，應經主管機關核准，並發給運轉執照，始得正式運轉。次按，放射性物料管理法施行細則第26條第1項，乃係就依放射性物料管理法第18條第1項規定，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所作之規定，並規定完成試運轉後，應填具申請書，並檢附下列資料，向主管機關申請核發運轉執照：一、最新版之安全分析報告。二、設施運轉技術規範。三、試運轉報告。四、意外事件應變計畫。五、其他經主管機關指定之資料。

⑵由上可知，有關乾式貯存設施之安全管制，基本上可以分為建造執照、設施興建檢查、試運轉申請審查、試運轉作業、運轉執照審查及正式運轉檢查等六個階段。放射性物料管理法第17條與第18條乃係就放射性廢棄物貯存設施之興建（發給建造執照）及正式運轉（發給運轉執照）為規定，系爭處分系就「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」准予備查，並告知台電公司得進行熱測試，顯非屬於發給建造執照或發給運轉執照，與放射性物料管理法第18條之「運轉執照核發」兩者且為獨立且不同之行政處分。自不能以「運轉執照核發」之標準用以檢驗系爭處分之合法性。

⑶又我國就用過核子燃料乾式貯存之國家核能政策規劃，係採「近程採廠內水池貯存、中程採乾式貯存、長程推動最終處置」，系爭乾式貯存係屬中期計畫，原告提起本件訴訟，請求法院審判之對象者，乃係對於被告所為之系爭處分，亦即准許參加人進行乾式貯存之「熱測試作業」是否合法？逾此範圍，均非本件所應審究之範圍。至於核廢料之最終處置計畫，乃屬長期計畫，與本案並無直接關係。

⑷查參加人於96年3月2日依法向被告提送核一乾貯設施建造執照申請書、安全分析報告及財務保證說明等3份書件，申請核一乾貯設施之建造執照，被告於96年3月29日受理核一乾貯設施建造執照申請案。被告已辦理核一乾貯設施申請案文件之公告展示、徵詢各界意見及辦理完成聽證（答辯卷第15-16頁），被告審核結果確認核一乾貯設施建造執照申請案符合規定，故於97年12月3日核發核一乾貯設施建造執照（參答辯卷第17頁）。參加人依建造執照建築完成後，被告於發給運轉執照前，先准予參加人進行熱測試，自僅得就熱測試之階段為審查。原告等以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（參答辯卷第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（IA EA）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。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，故原告等以將來最終處置計畫尚未完成，推斷系爭行政處分作成為違法，屬邏輯上之謬誤且明顯與國際經驗及實況不符，並非可採。

⑸又美國33個環保團體鑑於日本福島第一核電廠核災事件中用過核子燃料貯放於乾式貯存之安全性，相對高於貯放在反應器廠房的用過核燃池，故於103年1月16日致函美國核管會，要求貯放於核子反應器廠房用過核燃池之用過核子燃料，應加速移出改採乾式貯存（參答辯卷第134-137頁），可知乾式貯存之安全性較高。世界上擁有最多乾式貯存設施之美國（69座）迄今對於用過核子燃料最終處置場址雖亦懸而未決，惟美國仍以乾式貯存設施為最終處置廠址之前階必要階段，足證用過核子燃料乾式貯存，無論係基於用過核子燃料安全或整體管理之考量，均為設置最終處置場址之必要階段，故於設置乾式貯存設施時是否備妥最終處置場址，並非設置乾式貯存設施之必要前提要件。從而，原告等稱被告不應貿然同意參加人執行熱測試，以免日後無法順利銜接最終處置計畫影響公眾安全，並不可採。

⑹退萬步言，縱使如原告所稱，參加人將來無法依時程順利提出最終處置候選場址，被告亦已衡酌建立最終處置計畫之替代應變措施，以確保公眾及環境不致受到不當危害。查世界各國逐漸累積之高放射性廢棄物處置技術已漸臻成熟，依各國推展處置計畫之經驗，國民之接受度乃最終處置計畫能否完成之關鍵。被告為因應將來無法依上述時程提出最終處置候選場址，已於102年8月22日召開放射性物料臨時管制會議，要求參加人參照美國能源部之藍帶委員會（BRC）作法，就國內當前政經與社會現況及其未來可能的發展，提出用過核子燃料最終處置策略規劃報告，並應於103年檢討修正計畫書時，新增替代因應方案章節。而參加人亦已於102年9月提報「用過核子燃料乾式貯存設施執照期滿後之後續處置及替代作業規劃」，經被告物管局以102年9月23日物三字第1020002559號函同意核備。據此，依參加人所提之規劃，於117年第2階段候選場址評選與核定階段結束時，若無法依時程順利提出候選場址，應另於118年啟動集中式乾式貯存設施之場址選擇、127年完成環境影響評估並確定集中式乾式貯存設施場址、133年前完成興建啟用。是參加人乾式貯存之規劃已考量與最終處置計畫相互關係，原告所稱要無可採。

3.原告又稱：系爭乾式貯存設施仍有許多安全疑慮，無法確保公眾之健康及安全云云。惟查：

⑴系爭乾式貯存設施為目前成熟之工程技術，且為諸多先進國家所採用，於公眾之安全與健康應屬無礙：

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，迄今已有超過220組已裝填用過核子燃料之UMS貯存系統正在運轉中，為一相當成熟的乾式貯存系統，被告依據相關法規、安全標準等，對台電公司所提出之「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告」進行審查（參答辯卷第31-73頁），告製成「安全審查報告」（參答辯卷第76-79頁）。被告之審查團隊由30位國內專家學者所組成，分成綜合、場址、核臨界、屏蔽與輻射防護、結構、熱傳、密封、意外事件、消防以及品質保證共10個分組，歷經五回合審查，台電公司針對審查意見答復說明及承諾事項，已澄清安全疑慮。

②依據統計，截至102年12月，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，證明用過核子燃料採行乾式貯存已為成熟且有諸多安全實績之工程技術，並為國際間普遍採行之作法，具安全性（參答辯卷第29-30頁）。

③依參加人所提出之核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告第6章之輻射屏蔽評估結果顯示（參答辯卷第31-73頁），用過核子燃料貯放在密封鋼筒及外加混凝土屏蔽等設施物內，其放射性核種所放出之加馬及中子射線，保守假設有人整天24小時（1年8760小時）站在距離該設施118公尺處，所吸收輻射劑量也不過為每年0.0484毫西弗（mSv），尚且低於設計準則要求之每年0.05毫西弗（參答辯卷第74頁），更未超過放射性廢棄物處理貯存及其設施安全管理規則第14條準用第5條有關個人年有效劑量不得超過0.25毫西弗之規定，甚至僅為游離輻射防護安全標準第12條所訂一般人年劑量限度1毫西弗之1/20，故可證本件乾式貯存設施之輻射劑量，已遠低於相關法規所定之限度，不會影響場外公眾安全與健康。

④另依美國核能協會（Nuclear Energy Institute，NEI）於97年發表之緊急應變行動基準研發方法論報告，認為於用過核子燃料乾式貯存護箱內之放射性物質，並無顯著之擴散機制，用過核子燃料自核子反應器退出後，須先在用過核子燃料池冷卻至少1年後始得進行乾式貯存，冷卻5年以上之用過核子燃料熱功率已下降相當低，於意外事故發生時，貯存護箱之密封縱使失效，亦不會造成顯著放射性物質擴散，從而，用過核子燃料乾式貯存設施於假想嚴重意外事故發生時，亦不致影響廠界外公眾之健康安全（參答辯卷第6-9頁）。

⑤美國核能安全主管機關為核能管制委員會（Nuclear Regulatory Commission，NRC，下稱「美國核管會」），依其對於用過核子燃料乾式貯存設施（ISFSI）意外事故緊急應變計畫管制規範ISG-16（Spent Fuel Project Office Interi mStaff Guidance-16 Emergency Planning），認定乾式貯放的用過核子燃料被動之安定特性，其在健全乾式貯存設施貯放，並無明顯的外釋擴散機制，對於乾式貯存設施的廠外緊急應變計畫並不特別要求，乾式貯存設施申請者於申請時亦無需提報廠外的緊急應變計畫（參答辯卷第10頁）。換言之，美國核管會已明確認定，用過核子燃料乾式貯存設施並不會如核子反應器般造成廠外民眾健康和安全的影響，亦無發生核子事故的疑慮。

⑥由上可知，用過核子燃料若經冷卻5年以上，其燃料熱功率已下降到相當低的程度（答辯卷第6頁），即使有意外事故發生，加上貯存護箱之密封同時也罕見地失效，亦不會造成顯著放射性物質擴散。本件乾式貯存設施貯放之用過核子燃料皆在用過核子燃料池冷卻達21年以上（參答辯卷第75頁），且本件乾式貯存設施以密封鋼筒及外加混凝土屏蔽等，阻擋用過核子燃料內之放射性核種所放出之加馬及中子射線，其輻射劑量為每年0.0484毫西弗（假設24小時站在距離118公尺處，為期1年），顯低於設計準則要求之每年0.05毫西弗，更未超過相關法規有關個人年有效劑量不得超過0.25毫西弗之規定，業如前述，可知本件乾式貯存設施於公眾之安全與健康應屬無礙。

⑵綜上，原告所稱安全疑慮之指摘，均不足採：

①關於密封鋼筒鏽蝕安全之問題：查系爭乾式貯存密封鋼筒採304L不鏽鋼材料，其厚度為1.59公分，依據ASM （American Society of Metals）第13冊「腐蝕」報告304 不鏽鋼的腐蝕測試結果，在沿海環境下，其平均腐蝕率小於0.001 mils/y（-2.5×10-6公分/ 年），於15年後局部金屬表面平均腐蝕深度為1.1 mils（-3×10-3公分）。於50年後，局部金屬表面平均腐蝕深度為0.0037英吋（-9.4×10-3公分< 0.1毫米）。系爭乾式貯存密封鋼筒外殼，其設計係符合NUREG-1536法規規範及美國機械工程師學會（American Society of Mechanical Engineers, ASME）B&PV Code對材質的腐蝕速率之相關要求，設計分析所用之各項參數設定已能涵蓋不同區域之貯存環境特性，如氣候變化、鹽害等影響，依一般工程實際經驗並經嚴格密封測試後，於40年貯存期間應無材料鏽蝕而致洩漏之虞。此外，應力腐蝕龜裂之發生條件為應力及氯離子均須達一定程度以上，在應力方面，參加人對乾貯之密封鋼筒銲接過程均有溫度控管，以減少殘存應力，銲接後並進行放射照相檢測，以確保銲接品質；在氯離子方面，由於乾貯期間之密封鋼筒溫度高於環境溫度，加上空氣自然對流，鹽分不易沉降在鋼筒表面並發生潮解，可避免氯離子誘發腐蝕作用。本件乾式貯存設施依法運轉最長使用期限為40年，顯示密封鋼筒外殼厚度1.59公分，若將來確有發生腐蝕，其影響之厚度僅有千分之6，對整體密封鋼筒之結構完整性影響極為有限，亦不會影響用過核子燃料貯存之安全性。又日本電力中央研究所（CRIEPI）曾於日本境內鹽霧腐蝕最嚴重之一的宮古島上，實際進行混凝土貯存護箱於潮濕及鹽霧環境的腐蝕試驗，其試驗結果顯示304不銹鋼發生最大孔蝕率及間隙腐蝕率分別為每年20微米及30微米，40年貯存期的腐蝕深度約0.08公分及0.12公分。由於核一乾貯密封鋼筒外殼厚度為1.59公分，對結構完整性影響極為有限，不會影響貯存密封鋼筒之安全性（參答辯卷第176-180頁）。

②關於氫氣燃燒之安全問題：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。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，被告另亦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(參答辯卷第181-185頁）。是應無原告所稱之氫氣燃燒之安全疑慮。

③關於飛機撞擊之安全問題：參據美國核管會90年發布的CLI-01-22法規，訂定乾式貯存設施設想事故（credible accident）的門檻機率為10的負6次方(及百萬分之一)，亦即發生機率小於百萬分之一之事故不屬於設施設想事故（credible accident），執照申請人不需進行設施可以承受該事故之分析。查核一及核二廠位於限航區，限制半徑為3.7公里（2海浬），限航區內各種飛行器於任何時間皆不得進入。且經調查我國距離核一及核二廠乾貯場址最近之飛機起降次數最頻繁之松山機場與桃園機場，其飛機起降次數亦少於NU REG-0800規定之容許起降架次，依據NUREG-1567與NUREG- 0800就乾式貯存設施設置地點受飛機撞擊的機率評估之要求，已符合飛機撞擊事件導致輻射外釋劑量發生機率小於10的負7次方(及千萬分之一)／年之規定，依據美國核管會之法規無須進行撞擊後果之評估（參答辯卷第65-73頁）。

④關於鋼筒護箱吊運之安全問題：參加人之「核一廠一、二號機防止單一失靈起重機改善工程」案，業經被告於97年4月完成審查（參答辯卷第199- 201頁），被告審查後同意本設計修改案之吊車為具有防止單一失靈失效功能，並符合法規對安全吊運之規定。核一廠反應器廠房吊車已升級為防止單一失靈吊車，吊裝護箱過程若發生地震，吊車能夠安全地吊掛住護箱而不致造成墜落。此外，該吊車即使發生單一零組件失靈，仍不會喪失其吊住護箱的能力，核一廠乾式貯存作業有關吊運重件之橫向鐘擺效應，參加人亦已依ASME NOG-1規定進行評估，評估結果確認並無橫向鐘擺效應安全疑慮，並經被告完成審查同意。是應無原告所稱鋼筒護箱吊運之安全疑慮。

⑤關於山腳斷層之安全問題：核一乾式貯存設施係採用地表水平加速度0.5 g（49 0g al）作為分析輸入值進行設計，對照「交通部中央氣象局地震震度分級表」（2000年8月1日公告，震度分級由小至大分為0-7級），本件乾式貯存設施相當於可承受7級震度以上（400 gal以上）之地震。被告於審查參加人之核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告時，乃係依經濟部中央地質調查所歷年公布活動斷層及山腳斷層資料為主要依據，即核一廠建廠時乃假設金山斷層為一活動斷層進行設計，而山腳斷層延伸之位置與金山斷層相近，故亦在核一廠當初建廠之考量範圍之內。而根據學者研究，山腳斷層所可能引發之地震規模為6.8，小於當初核一廠建廠之假設（假設金山斷層處發生地震規模7之地震），故即使山腳斷層延伸至金山地區，其可能發生之地震規模仍在核一廠原始設計考量內。被告另要求參加人，就山腳斷層延伸74公里，對核一乾貯設施之耐震研提影響評估報告，保守假設發生最嚴重的全長74公里同時發生錯動，山腳斷層與核一廠水平最短距離6.9公里情境下，核一廠地表可能的最大地表加速度（PGA）為0.41g，仍較核一廠乾貯設施之地表水平加速度設計值0.5 g為小（參答辯卷第207-208頁），應無原告主張之安全疑慮。

⑥關於再取出作業場所之安全問題：原告稱核一廠現階段無再取出作業場所，且相關驗證係於廠區相距甚遠之核研所進行，無法保證安全云云。惟查：所謂再取出，係指在運轉階段如乾貯設施萬一發生洩漏，為使檢查及修補作業得以順利進行，將用過燃料棒自密封鋼筒中取出之作業。系爭乾式貯存密封鋼筒於未來40年之貯存期間，並無發生洩漏之虞。因此，在正常情況下，系爭乾貯設施並無進行再取出之必要。被告為求慎重，已要求參加人建立用過核子燃料再取出技術並已完成功能驗證，參加人並已於102年4月提報「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施乾貯系統再取出實體模擬測試結果報告」（參答辯狀第152-174頁），其中18項作業驗證重點包括銲道切割機具操作、氦氣沖流及灌水等方法驗證，屬設備操作方法之驗證，可在任何地方進行，與用過核子燃料池之工作界面並無相關，不受未來再取出作業場所之限制。該報告並經被告物管局以102年9月14日物三字第1020002501號函審查後備查在案（參答辯狀第175頁）。原告稱「核一廠內目前無再取出作業場所」，顯屬誤解。

⑦關於臨近大型柴油儲油槽之安全問題：查核一廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告第八章「消防防護計畫」中，針對火災模擬的情境一「因運送載具之油箱發生碰撞導致油箱中的油洩漏引起火災，或貯存時遭縱火等情形，作為假想的火災境況」所做出之火災風險評估，結論為：「評估結果顯示，運輸車輛的燃料容量在50gallons以下，其火災發生時燃料的燃燒時間會持續6.15 min，在無風狀態下火場溫度最高達660℃，但仍符合設計基準（火災溫度< 802℃、燃燒時間8 min）」（本院卷二第266頁）。由此可知，由於前開安全報告對於運輸載具油箱傾覆引發火災之風險評估時，係以「運輸車輛的燃料容量在50gallons以下」作為評估之基準，因此才會有所謂「50加侖汽油以下之行政管制條件」，以避免實際運輸時運輸載具之汽油容量與風險評估時之容量不同，而喪失風險評估之意義。申言之，「50加侖汽油以下之行政管制條件」跟原告所稱之儲油槽間，根本無關連性可言，原告以該管制條件指謫儲油槽之容量超過限制云云，亦屬誤會。至於儲油槽發生火災之風險部分，前開分析報告第八章消防防護計畫中，其中的模擬情境三為「大型柴油貯槽火災方面，本模擬是以最嚴重情況－三個柴油貯槽皆起火燃燒作為假想情境，並假設柴油貯槽之直徑與火焰高度的乘積為其火焰面積」，分析結果為「柴油貯槽火災之輻射熱對混凝土護箱的影響，較邊坡灌木林火災小；故於火災危害分析時，僅就最保守之油箱翻覆火災及邊坡灌木林火災兩情境進行暫態熱傳分析。」足見前開安全報告已對三只柴油貯油槽起火燃燒之情況進行分析（本院卷二第256背面-257頁），以科學數據評估後認定無安全之疑慮，原告之指謫係以臆測取代專業，並無實據。

⑧關於參加人之財務問題：按依核後端基金收支保管及運用辦法第5條及第14條規定，核能發電後端營運基金（下稱「營運基金」）其中之一用途為用過核子燃料或其再處理所產生放射性廢棄物之包裝、運輸、中期貯存及最終處置；營運基金尚未動用餘額，得貸予具有核能發電之電力公司支應核子燃料營運或電源開發之用。查參加人於96年3月2日申請核一乾貯設施之建造執照時所提出之財務保證說明資料已詳細交代資金來源，提撥額度、興建、運轉與除役所需費用及估算基礎（參答辯卷第223-225頁），參加人另依法檢附核能發電後端營運基金管理委員會所出具之保證函（參答辯卷第226頁），足可確保核一乾貯設施壽命週期所需之費用。此外，為確保未來核能後端營運執行之經費無虞，參加人報奉行政院核定，自76年度開始逐年按核能發電量預先提列核能後端基金，該基金自88會計年度起改制為經濟部主管之非營業基金，並由經濟部聘請相關機關代表及學者專家組成後端基金管理會，以確保營運基金之提列、保管及運用具有公信力，直至103年4月底止，該基金餘額已累積2,368億元。參加人依核後端基金收支保管及運用辦法相關規定向營運基金借款均訂有借貸合約並分期償還本息，參加人歷年來皆依約還本付息，無違約情形發生。是參加人之財務基礎應足以負擔本件乾式貯存設施之經營及維護。

㈣綜上所述，原告蔡福全、郭錦標、徐添福、簡阿平等4人所訴，核無足採。從而，原處分並無不法，訴願決定予以維持，亦無不合。原告徒執前詞，訴請撤銷訴願決定及原處分，為無理由，應予駁回。至其餘原告郭慶霖、賴文雄、許富雄、林美枝、許金土、高成炎、王鐘銘等7人，則不具權利保護必要，其當事人不適格，其訴亦應予一併駁回。

七、兩造其餘攻擊防禦方法均與本件判決結果不生影響，故不逐一論述，併此敘明。

八、據上論結，本件原告之訴為無理由，爰依行政訴訟法第98條第1項前段、第104條、民事訴訟法第85條第1項前段，判決如主文。

臺北高等行政法院第二庭