臺北高等行政法院判決

107年9月12日辯論終結

原告

許富雄

原告

何 坤

原告

黃月雲

原告

賴文誠

原告

徐阿南

原告

許金珠

原告

李菁桔

原告

郭慶霖

原告

徐正成

共同訴訟代理人

黃豐玢 律師

共同訴訟代理人

趙懷琪 律師

共同訴訟代理人

蔡雅瀅 律師

原告

林青蘭

原告

周奕成

原告

李卓翰

原告

崔愫欣

原告

李秀容

原告

施逸翔

原告

邱伊翎

原告

賀光卍

原告

潘翰聲

共同訴訟代理人

吳磺慶 律師

共同訴訟代理人

蔡雅瀅 律師

原告

高成炎

原告

史 英

原告

馮喬蘭

原告

林長茂

原告

黃俊傑

共同訴訟代理人

張喬婷 律師

共同訴訟代理人

蔡雅瀅 律師

原告

廖本全

原告

陳柏志

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

黃慧婷 律師

參加人

台灣電力股份有限公司

代表人

楊偉甫（董事長）

訴訟代理人

王琅琛

臧鶴年

吳雨學　律師

上列當事人間核子反應器設施管制法事件，原告不服行政院中華民國101年12月7日院臺訴字第1010152585號訴願決定，提起行政訴訟，經最高行政法院發回本院更審，本院判決如下：

主文

事實及理由

一、程序事項：

（一）被告機關代表人於訴訟繫屬中由周源卿變更為謝曉星、參加人代表人由黃重球變更為朱文成、楊偉甫，均已具狀聲明承受訴訟，核無不合，依法應予准許，合先敘明。

（二）本件原告廖本全、陳柏志經合法通知，無正當理由而未於言詞辯論期日到場，核無行政訴訟法第218條準用民事訴訟法第386條各款所列情形，爰依被告之聲請，由其一造辯論而為判決。

二、事實概要：台灣電力股份有限公司（即參加人或下稱台電公司）第二核能發電廠（下稱核二廠）1號機組第22次定期大修計畫，於民國101年3月15日執行機組降載，同年3月23日檢修發現反應爐支撐裙板內圈錨定螺栓1支斷裂，3月24日清查剩餘119支螺栓，2支近乎斷裂，4支超音波檢測發現裂紋顯示，裂紋深度研判約2.5mm。被告旋即派員執行初步視察、專案視察，及邀請專家學者組成核二廠1號機反應爐支撐裙板錨定螺栓審查小組（下稱審查小組）進行技術性審查，召開4次審查會議，提出審查意見。案經參加人提出說明和補充，以螺栓更換、檢查、評估作業，可以確保整體結構之安全，審查會議與被告審查可以接受，作成核二廠1號機反應爐支撐裙板錨定螺栓斷裂事件暨修復後運轉安全評估報告（下稱安全評估報告）。被告於101年6月12日以會核字第1010009127號函（下稱101年6月12日函）參加人，安全評估報告酌予文字修正後准予備查，後續管制事項與要求，請如實辦理。其間，被告於101年5月22日召開核二廠1 號機組第22次大修後再起動前會議，要求將反應爐爐心側板水平焊道評估報告提送被告，該報告已納入機組大修後再起動申請之管制條件之一，參加人必須提出安全分析報告送被告審查。參加人於101年6月間函送分析報告，以由水平焊道裂紋長度及成長速率，依美國電力研究院相關準則（EPRIBWRVIP-76-A報告）評估後，確認仍可確保爐心側板完整性，機組可繼續安全運轉，於第24次大修時追蹤檢測焊道裂縫成長，經被告審查同意准予備查。參加人迄於101年6月18日檢送完成機組臨界前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，經被告核准同意核二廠1號機進入臨界（下稱原處分1）。參加人於101年6月20日檢送完成機組併聯前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，經被告同意核二廠1號機組併聯（下稱原處分2，以上被告同意參加人進入臨界及機組併聯之處分下合稱原處分）。原告不服，提起訴願，經訴願機關行政院為「關於許富雄、何坤、黃月雲、徐正成、陳柏志、郭慶霖、李菁桔、賴文誠、徐阿南及許金珠部分訴願駁回。其餘訴願人部分訴願不受理。」之決定。原告仍不服，遂向本院提起行政訴訟，經本院以102年度訴字第201號判決（下稱原判決）駁回原告之訴，原告不服提起上訴，案經最高行政法院以105年度判字第178號判決將原判決廢棄，發回本院重行審理。

三、本件原告主張：

（一）本件訴訟原告有權利保護必要：

⒈本件最高行政法院發回判決之理由中，並未認定本件無權利保護必要，甚且肯定原告得以有侵害核二廠周邊居民生命、身體及財產安全之虞，自可以核子反應器設施管制法第1條等相關法規作為保護規範，提起訴訟。況且，本件原判決亦認原告有權利保護必要，並認原告追加備位聲明確認之訴有確認利益。而按最高行政法院101年判字第394號判決、101年判字第216號判決及高等行政法院89年度第2次法律座談會決議見解可知，如果行政處分之規制效力仍然存在，原則上即有提起撤銷訴訟之實益，除非行政處分已執行完畢，且無回復原狀之可能，或行政處分之規制效力已因法律上或事實上之原因而消滅，始認其欠缺提起撤銷訴訟之實益。而僅下命處分有行政處分是否執行完畢之疑義，核定處分乃屬形成處分，其規制內容因隨行政處分之生效而當然產生法效力，自無執行之問題，若原處分之規制效力仍然存在，行政處分之利害關係人自得續行撤銷訴訟。

⒉原處分同意核二廠1號機進入臨界及機組併聯，屬具有核定效力之形成處分，並非下命處分，其規制內容因隨行政處分之生效而當然產生法效力，無執行或執行完畢之問題，故原告提起撤銷訴訟以解除其規制效力，自屬合法起訴。退言之，縱認原處分有執行完畢情事，惟因原處分之規範效力仍然存在，故原告仍有請求撤銷原處分以解除其規制效力之訴之利益。質言之，若原處分經撤銷，核二廠1號機進入臨界及機組併聯以及機組併聯後之運轉均屬於法無據，被告即應立即停止核二廠1號機之運轉，以回復無原處分規制效力（即核二廠1號機未經被告審查同意不得進入臨界、機組併聯及後續運轉）之狀態。又依司法院釋字第546號解釋理由書見解，縱認原處分有執行完畢情事，惟因核二廠1號機每18個月1次大修，除非核二廠1號機除役，否則未來仍有同類情事發生之可能，審判結果對另次核二廠1號機大修重起之審查同意，應遵循何種要件之合法性認定，仍具有實益。且假設原處分應予撤銷，則撤銷後，只須解聯、降載至停機即可回復併聯及臨界前之狀態，亦足資認定原告提起撤銷訴訟具有訴之利益。

⒊退言之，就已執行完畢，而無回復原狀可能之行政處分，如原告提起撤銷訴訟時行政處分已執行完畢，或在訴訟進行中執行完畢時，應認得將撤銷訴訟轉換為確認訴訟，此有各級行政法院91年度行政訴訟法律座談會決議可稽。是以，縱認原處分已執行完畢且無回復原狀可能，應認原告得將撤銷訴訟轉換為確認訴訟，且原告已於更審前一審，依行政訴訟法第111條第2項追加備位聲明。原處分合法性之認定，事涉：核二廠1號機第22次大修後進入臨界、機組併聯及其後之運轉是否合法、原告得否主張核二廠1號機應回復停機狀態、核能研究所（下稱核研所）可否一面接參加人核電設備分析工作，一面派員支援被告相關審查工作、大修時每次臨界、併聯時，是否均應維持可抵擋海嘯、火山等天災之狀態、非屬法定應舉行聽證之核安爭議，若選擇依行政程序法第107條第2款以聽證釐清時，可否在聽證程序終結前作成處分、爐心側板存有裂紋，是否應更換、修補或者只需於30次大修再執行UT檢測等，均係會反覆發生之爭議，故就備位聲明部分，原告亦具有訴之利益。

（二）全體原告均具當事人適格：

⒈系爭核子反應器之瑕疵有可能導致核子事故，本件原告適格範圍不應限於8公里緊急應變計畫區範圍：參加人執行核二廠1號機組第22次大修時發現「反應爐錨定螺栓斷裂」、「爐心側板出現持續成長的裂痕」、「燃料匣彎曲」及「控制棒插入困難」等安全問題，而該等安全問題，均屬於「核子反應爐」本身之瑕疵，有導致反應爐崩裂或無法停止運作之可能性，其反應爐內之放射性物質即有可能外洩，符合核子事故緊急應變法第1款規定所稱之核子事故，並非僅僅單純為一般事故而已。

⒉從福島核災使方圓幾十公里之住民無法返回故里之殷鑑，要非依8公里緊急應變計畫區作為認定本件訴訟之原告適格劃定準據。系爭反應爐所存瑕疵既有可能導致核子事故，原告23人自均有本件訴訟之原告適格。再者，日本福井地方法院禁止大飯核子發電廠再運轉判決，認定核電廠250公里範圍內之原告有當事人適格；日本福島第二原發最高法院判決，認定核電廠50公里範圍內之原告（即該案全部原告）有當事人適格；德國VGOldengurg,Urteil v.10.11.1978判決，肯定距離核電廠400公里之原告適格。故本件原告等人之居住地點，符合國際司法實務核電訴訟當事人適格範圍。又車諾比核災污面積16萬平方公里以上，約台澎金馬總面積3萬6千平方公里的4倍多，車諾比核災疏散30公里居民。福島核災污染距離核電廠50公里的山春水庫、70公里的豬苗代湖、200公里的金町淨水廠、250公里外的東京都自來水；而供應原告等北部民眾用水的新山水庫、翡翠水庫、石門水庫大壩距核二廠僅9.1公里、33.5公里、60.4公里。依翡翠水庫管理局評估，核子事故時，快則6小時，慢則1天半左右便會影響到水庫集水區。日本緊急應變計畫區8至10公里，但福島核災實際撤離20公里、20至30公里居民掩蔽，40公里之飯館村亦撤離，美、澳建議其僑民，遠離福島電廠至少80公里。故本件原告之居住地點，符合國際核災經驗，可能受害範圍。

⒊原告等人之居住地點，符合依台灣氣候條件模擬之污染範圍：台灣盛行東北季風，核二廠位於東北角，其西南側之民眾易受輻射污染影響。研究空氣品質模式的中興大學環境工程系教授莊秉潔，曾撰文指出：核二廠發生福島等級的意外（圍阻體破裂）時，原告居住之大台北、桃園縣，甚至遠至南投仁愛鄉及屏東的山地門，都屬重度污染的撤離區。

（三）關於聽證程序瑕疵部分：

⒈被告曾於101年5月16日決議召開聽證會，並於完成相關程序後，再作成准駁之決定；其後並按上開決議，於101年5月18日依行政程序法第107條舉行聽證。被告既定依行政程序法第107條舉行聽證，自應依循行政程序法有關聽證程序之規範，不應嗣後以無舉行聽證之義務，毀棄已開啟之聽證程序，或於訴訟中改稱「公聽程序」。而系爭聽證會於101年5月18日舉辦，相關會議資訊陸續於同年5月9日、11日公告、寄發，僅予民眾7至9日之準備時間，未達兩週，顯違反行政程序法第55條第3項「預留相當期間」，及「行政院原子能委員會民眾旁聽會議及參與活動注意要點」（下稱「原能會民眾參與作業要點」）第2點「兩週前」之規定，程序顯有瑕疵。而按行政程序法第161條規定，「原能會民眾參與作業要點」對訂定該要點之被告自有拘束力；該要點廣泛適用於被告舉辦之各類會議或活動，並未排除聽證會。被告縱係基於立法院教育文化委員會之決議，而依行政程序法第107條第2款召開聽證會，仍應適用該要點於「兩週前」公開會議資訊，始符行政程序法第55條「預留相當期間」之規定。又101年5月18日聽證會，與會者於該次聽證會提出諸多質疑與建議，且當事人之意見尚未充分陳述，事件未達可為決定之程度，依行政程序法第65條自不得終結聽證程序。該次會議雖然散會，但整個聽證程序，顯尚未終結。被告於聽證程序尚未終結前即作成處分，且未說明意見可採或不可採之理由，顯未斟酌全部聽證之結果，違反行政程序法第108條。

⒉另被告已知利害關係人至少包含緊急應變計畫區內之居民，猶未逐一通知所有區內居民，違反行政程序法第55條第1項「應以書面通知已知之利害關係人」之規定。而反應爐錨定螺栓斷裂，涉及專業技術問題及技術報告文件甚廣，為能順利聚焦聽證會討論中心，自有依據行政程序法第58條召開預備聽證以釐清爭點，並由被告及參加人提出有關文書證據之必要。惟被告無視本件有召開預備聽證之必要，逕於101年5月18日舉行聽證，導致當日討論嚴重失焦外，與會者一再提出錨定螺栓斷裂案件實有召開預備聽證釐清爭點並提出文書之必要。被告疏未先舉行預備聽證，已構成裁量濫用之違法，不符行政程序法第10條、第58條之規定。

（四）審查委員康龍全、周鼎2人任職之核研所，與參加人間具高度緊密之利益關係，且係原處分審查階段螺栓斷裂金相分析之鑑定機關，足認其執行職務有偏頗之虞，應迴避本案審查，渠等未迴避程序顯有重大瑕疵：

⒈被告委請之委員康龍全、周鼎來自承包本件螺栓斷裂金相分析工作之被告所屬核研所，有利益衝突問題，顯欠缺獨立性，違反行政程序法第32、33條規定，及行政院原子能委員會會議規則（下稱原能會會議規則）第8條第2項等法規所規定之利益迴避原則。按原能會會議規則第8條第2項，該條例雖係針對被告所作之規範，並非針對本件無法源依據之審查委員會，惟本件審查委員會既係由被告邀集，就核安重要事項進行判斷，基於核能安全之確保，自應有該迴避規定之「類推適用」，不應容任有利益衝突之委員，參與本件事實判斷。

⒉被告所屬核研所既承包相關分析工作，具機關鑑定之性質，機關內所有員工均應依行政程序法第32條第4款規定，迴避審查本案。且該所既受聘於參加人，承包進行本件相關分析工作，就其業主即參加人能否通過審查，以取得進入臨界及併聯資格之認定，顯有利害關係，所有員工依行政程序法第33條第1項第2款規定，及類推適用原能會會議規則第8條第2項規定，均應迴避審查。又核研所之核安管制技術支援中心，其組織地位於「燃料與材料組」之上，均隸屬於核研所所長管理，於組織及人事上仍相互牽連；故康龍全、周鼎2委員所屬核安管制技術支援中心，與執行核二廠反應爐支撐裙板錨定螺栓之肇因分析之「燃料與材料組」實具隸屬關係，兩組織並不具完全獨立性，是核研所康龍全、周鼎2人擔任審查委員，顯有偏頗之虞。再者，依監察院調查報告可知，核研所與參加人間有長期、穩定之利益合作關係，核研所顯有基於其與參加人間有鉅額委託研究專案，而傾向作出有利於參加人，即同意核二廠1號機進入臨界及併聯之處分之疑慮。因此，核研所康龍全、周鼎2人擔任審查委員，已有客觀、具體事實足認其執行職務有偏頗之虞，應迴避而未迴避，其所作成之處分即屬違法，應予撤銷。

⒊又核研所長年承接參加人之研究案，101年間承包參加人之委託案經費即高達新台幣（下同）7億元，而核研所於102年承接參加人研究案件亦高達34件，其中核能安全項目即占3分之1，難謂核研所下專任核能安全之「核安管制技術支援中心」不會參與相關分析工作或提供意見，足見核研所與參加人間有長期、穩定之利益合作關係。另核研所於其官方網站上之「合作單位與廠商」名單下，參加人即列名第9位，核研所顯有基於其與參加人間有鉅額委託研究專案，而傾向作出有利於參加人，即同意核二廠1號機進入臨界及併聯之處分之疑慮。而康龍全與周鼎2人隸屬於核研所，其利害關係與核研所相同，自將為有利於參加人之決定。此外，核子反應器設施停止運轉後再起動管制辦法（下稱再起動管制辦法）既未限制審查委員資格，被告亦得聘請外國核子工程專家或機構擔任審查委員。綜上，原處分認有具體事實足認核研所成員康龍全及周鼎作成執行職務有偏頗之虞，違反原能會會議規則第8條第2項利益衝突原則、行政程序法第32、33條迴避規定及一般法律原則，顯有瑕疵，且確實造成偏頗結果，故應予撤銷。

（五）關於司法審查密度部分：

⒈原處分非由被告召開委員會議決議作成，非屬獨立專門委員會之判斷，司法可採較高之審查密度：被告係合議制機關，惟本次大修101年3月16日停機至同年6月18日同意臨界、同年月20日同意併聯，於前揭大修作業期間，被告雖分別於3月26日、5月16日、7月25日召開當年度第1、2、3次委員會議，惟第1次會議完全未提及本次大修；第2次會議僅提到：「原能會將在完成安全評估(SER)報告後作成准駁決定」。故本件安全評估報告，於被告假101年5月16日，召開第2次原子能委員會議之際，根本尚未完成，被告所屬委員既無從作出判斷，原處分自非由第2次委員會議合議作成；而第3次會議係於101年7月召開，核二廠1號機早已於同年6月進入臨界及併聯，故綜觀該3次會議紀錄，可知原處分並非由被告機關之會議決議作成，非屬獨立專門委員會之判斷，司法可採較高之審查密度。

⒉被告就本件重起爭議所組審查委員會之組成，無法源依據，欠缺法律授權之專屬性，無從確保議事程序之嚴謹，以及組成成員之獨立性與多元性：被告係自發性委請外部人員組成審查委員會協助判斷，即謂該等判斷工作可任意委外處理，顯欠缺不可替代性，但該審查小組既經原審認定係實質審查本件之安全評估報告，絕非預備之諮詢性質，兩者明顯矛盾，就審查小組之決議取代被告為原處分之職權，自屬有據。另被告主張本件涉及：機械破壞力學、應力分析、剛結構、金屬材料、地震學與地震工程、非破壞檢測（超音波檢測）等專長，推薦學者專家：張國鎮、呂良正、馬劍清、呂文方、薛人愷、李驊登、朱聖浩、王朝正等8人，分別來自土木工程系、機械工程系、材料科學與工程學系，均係一般大學常見科系；且與本案外聘專家委員會名單：丁鯤、邱宏智、單秋成、蔡履文、蔡克銓、康龍全、周鼎等8人，完全不同，顯見本件所需專業，非僅受任之委員才有之罕見專長，益見其判斷並無不可替代性。又按委員會之決議，其特性在於經由不同屬性之代表，根據不同之見解，透過嚴格程序之要求，獨立行使職權，共同作成決定，方認享有判斷餘地，最高行政法院101年判字第86號判決著有明文。本件之審查委員會，並無法定之議事程序之規定，亦無法確保組成屬性之多元性，及行使職權之獨立性。

⒊本件審查委員會審查內容僅係「事實」，事實應由法院職權調查，與不確定法律概念無涉，自無判斷餘地之適用：本件審查委員會，係協助被告審查參加人所提交之報告內容提及之「事實」，原處分之作成，仍係被告於聽取審查委員會之意見後，本於其職權與判斷，依據自身及審查委員會所認定之案件事實，對再起動管制辦法第9、11條之構成要件，進行前揭不確定法律概念之解釋適用後，以自己名義作成原處分。易言之，審查委員會僅協助被告為事實之認定，並非就再起動管制辦法所規定之不確定法律概念進行涵攝適用，不適用不確定法律概念審查下之判斷餘地理論。審查委員會作成之報告，既係事實認定之範疇，鈞院自得就該會所審查過之報告，為全面之審查，而無判斷餘地之適用。

（六）反應爐支撐裙板錨定螺栓斷裂部分：

⒈原處分就錨定螺栓斷裂部分，出於錯誤之事實認定或不完全之資訊為判斷：就錨定螺栓斷裂部分，被告於參加人尚未檢送奇異公司就斷裂螺栓是否與隨方向改變之受力有關之後續分析資料、螺栓搓牙部牙型輪廓，以及核二廠機組反應爐支撐裙板錨定螺栓應力監測之可行性評估計畫前，便作成原處分；參加人之超音波檢測結果，誤差可能性甚高，僅進行一次檢驗，不足謂完全之超音波檢測資訊。就地震儀出現0.29G讀數一事，參加人並未檢送足資證明0.29G垂直應力是否發生，以及其成因之相關資料，0.29G之應力有無發生，以及發生成因至今依然成謎。

⒉原處分就錨定螺栓斷裂之事實涵攝有明顯錯誤：就錨定螺栓斷裂，參加人用以評估螺栓壽命之分析，其方法論遭被告審查委員質疑，參加人並未依照審查委員之意見修正評估方式，而被告並未作出指正，逕行採擇參加人之方法論，作成安全評估報告，其事實涵攝有明顯錯誤。對於0.29G讀數之存否及成因，至今均未能釐清，惟被告僅以寥寥數語交代，便認定地震儀應有故障情事，亦有事實涵攝之明顯錯誤。

⒊被告應提出附件6完整版報告，而非僅報告封面及自行整理之報告內容簡述；且被告整理之內容簡述有誤導之嫌，不應僅憑設備供應商之主張認定安全：附件6係GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC製作之〈StructuralEvaluation of Kuosheng Unit 1 RPV Skirt Studs with7 Studs Inoperative〉報告封面，及被告自行整理之報告內容簡述。被告並未提出該報告完整之原文，甚至未提出引述部分之頁面，實應由被告提出完整資料，釐清該報告是否與經整理後之內容簡述一致；及係如何「在faulted狀況下，有考慮如地震、斷管時爐水流失事故、安全釋壓閥沖放、爐內環狀區壓力對反應爐體施加之外載重」。然被告整理之報告內容簡述稱：「……螺栓預力亦經查驗均大於560仟磅（附件：原能會安全評估報告第六章）……」；而所附原能會安全評估報告內容則為：「……(八)其餘113支螺栓已完成預力驗證確認全部均大於560kips…」，後者查驗大於560仟磅之範圍，顯不包含本件爭議之7支斷裂螺栓，被告整理之報告內容簡述，有誤導之嫌。而GEHitachi Nuclear Energy Americas LLC係核二廠1號機之設備供應商，與該機組未達除役年限，反應爐支撐裙板錨定螺栓竟已大量斷裂之設備瑕疵（內、外圈各60支，內圈有7支斷裂/裂紋），有利害關係，僅以該公司之主張，實難擔保安全。

⒋反應爐錨定螺栓斷裂，代表實際受力與理論估算有明顯差別，已難以確保反應爐安全：被告既自承未曾計算若干百分比之螺栓斷裂始會影響安全性，可知其對此種異常狀況對反應爐安全性之影響，未能充分掌握。又反應爐錨定螺栓斷裂，代表實際受力與理論估算有明顯差別，已難以確保反應爐安全，此有清大動力機械工程系彭明輝教授所著「續論核二螺栓」可佐。況兩造就系爭反應爐螺栓斷裂數量究係7支或36支，亦有爭議；而第23次大修時，有14支錨定螺栓裂紋成長30-50%，且均落在兩造有爭議的29支螺栓部分。

⒌核二廠位於岩漿庫上方，被告就螺栓斷裂之肇因分析，未考量核二廠特殊地質條件對核電設備、組件造成之腐蝕風險，作成同意臨界及併聯之處分，有處分未基於完整資訊之瑕疵：核二廠1號機斷裂的7支螺栓，有「硫化物夾雜」，而作為原臨界、併聯處分決策基礎之安全評估報告就螺栓斷裂之肇因認定為：「……起始肇因是階段性腐蝕環境、以前之施工方法較為老舊造成的應力集中或表面缺陷、及敏感性材料加上材料瑕疵3個條件同時存在下而產生應力腐蝕龜裂（SCC）。由分析結果顯示初始裂紋之形成，需3個條件同時成立，因此當階段性腐蝕環境改善後即不會有新增裂紋，而原已形成存在之腐蝕裂紋，也會停止以應力腐蝕機制增長。……後續成長機制為疲勞裂紋增長。……」顯係認定核二廠1號機錨定螺栓所處之腐蝕環境僅係階段性，而未考量該廠位於岩漿庫上及選址不當造成的設備、組件腐蝕風險。被告在未考量上開因素，遽然作成同意臨界及併聯之處分，有處分未基於完整資訊之瑕疵。

⒍被告就核電廠反應爐支撐裙板錨定螺栓之案例介紹，避重就輕，未完整陳述：核二廠2號機第21次大修時，曾發現1只螺栓斷裂，被告明知有此案例，卻避重就輕，未完整陳述。又世界各國皆未見反應爐壓力槽錨定螺栓斷裂之案例，唯獨我國核二廠兩部機組有此狀況，且核二廠1號機斷裂的螺栓中有4支有硫化物夾雜，是否與核二廠位於大屯火山台地之特殊環境，空氣中富含易造成設備腐蝕之H2S、SO2等硫化物有關。

（七）爐心側板新增裂紋部分：

⒈核二廠1號機並未完整檢測所有焊道，且H6A焊道曾被預估在第25次大修之安全餘裕，將不符合法規安全係數要求：核二廠共有8處水平焊道（H1-H7）與24道垂直焊道（V1-V24），共計32道焊道。惟參加人僅檢測H3、H4、H5、H6A、H7等5道焊道，檢測範圍占所有焊道之5/32，且有檢測之焊道亦非完整檢測，實難擔保安全，有101年6月18日參加人之〈核二廠1號機反應器爐心側板在檢測周期評估Rev.2（依據EOC-22檢測結果）〉可稽。該報告指出：「……H6A焊道在故障狀況下，於EOC-25依據極限負荷評估計算得到之結構安全餘裕為1.24，不符法規安全係數要求1.39。……」故反應爐爐心側板焊道之結構安全餘裕，應有具體之分析方式與法規要求，被告應檢附相關資料，更具體地回應鈞院就爐心側板裂紋安全之提問。另核二廠1號機第24次大修時，先前未檢測出裂紋的H3焊道，發現1處新增裂紋。而此部分，於上開參加人101年6月18日之檢測結果中就H3焊道安全評估部分，並未預見到。可知核二廠1號機日漸老化破損中，且分析未必能預見實際將發生之狀況。

⒉爐心側板具有支援反應器控制功能、急停功能、爐心失水時熱移除功能，屬安全相關組件，且該等功能對於阻止核子事故發生，至關重要：參加人101年6月18日之檢測結果可知，反應爐爐心側板是安全相關組件。又依〈國聖電廠於全黑事故情況下之分析研究〉亦可知，爐心側板形成之反應爐壓力槽，具重要功能；而該分析研究雖係針對電瓶電源耗盡，造成爐心隔離冷卻系統失效及伴隨而來的核子事故。惟反應爐爐心側板上掛有備用硼液控制系統、爐心噴灑系統等重要設備，且於冷卻水流失事故時，原可包覆爐心形成冷卻水滿溢區的爐心側板，若沿既有裂縫迅速破裂，將影響上開設備、功能之正常運作，仍有造成核子事故或無法阻止核子事故發生之風險。再者，被告網站〈有關日本福島核電廠事故之問與答〉文章之分析，雖係針對電源喪失，造成「高壓注水系統」、「爐心噴灑系統」、「低壓注水系統」及「爐心隔離冷卻系統」接續失效，造成之核子事故。惟爐心噴灑系統仰賴爐心側板支撐，且爐心側板與爐心失水時之熱移除功能有關，爐心側板存有裂縫瑕疵，自有造成核子事故或無法阻止核子事故發生之風險。

⒊過高的空泡係數被認為是車諾比核事故的主要原因：核二廠訓練教材中，關於利用調整再循環水的流量來調整功率之相關說明，係針對反應爐正常狀況下，有意識之控制調節，而非異常失控的爐心失水事件，二者難以類比。而爐心側板裂縫若造成冷卻水流失，或無法支撐懸掛其上之備用硼液控制系統、爐心噴灑系統等重要設備，將有造成核子事故或至少無法阻止核子事故發生之風險。又反應爐過高的空泡係數，被認為是車諾比核子事故的主要原因，有核研所保物組馬張明霞所著〈車諾比爾核災事實檔案〉可參。

⒋台灣位處地震帶，反應爐爐心側板裂化風險遠較其他非位於地震帶之國家更高；焊道裂縫將明顯降低材料強度，增加地震破壞風險，且深度較深之裂縫，破壞機率隨時間會迅速上升，自不應以裂紋尚未穿透爐心側板，遽認安全。耐震強度會隨運轉時間而老化衰減，這部分可藉由修繕的方式來改善，若被告發現反應爐瑕疵，卻未命參加人修繕，實應說明理由。是被告應提出核二廠1號機焊道裂縫深度、深度佔厚度百分比、裂開面積、裂縫長度佔檢測長度百分比、歷年及強震後之裂縫變化資料，說明未命參加人更換或維修爐心側板之理由，並與其他國家之更換、維修標準做比較。

⒌被告就核電廠爐心側板出現裂紋之案例介紹，避重就輕，未完整陳述：原告起訴時，曾援引德國Wuergassen反應爐因爐心側板龜裂，更換預算高達650萬美金，德國核能管制單位要求更換，廠方決定關廠之案例；日本福島核一廠3號機更換爐心側板、刈羽核電廠1號機修補爐心側板等案例。被告明知有該等案例，卻避重就輕，只提美國有4部反應爐有裂紋，不提原審卷內已存在之德國、日本案例，顯未完整陳述。又德國Wuergassen核電廠除役時，內部組件中主要高放射來源包含「爐心側板」。則爐心側板既有高放射性，其上出現裂痕，除影響反應爐之安全性外，是否較易導致輻射外洩，亦有待被告釐清。另依參加人101年6月29日新聞稿，全球有48部沸水式核電廠機組有裂紋顯示，其中，19部執行修理，1部更換爐心側板，被告理當掌握相關資料，自應於本案中提出國際上執行維修、更換之案例及標準，供鈞院參酌。此外，第22次大修時，H4焊道裂紋由第18次大修時的196mm、100mm成長到296mm、116mm；H5焊道裂紋亦由第18次大修時的92mm、16mm成長到104mm、16mm，且第18次大修時未及時發現裂紋，直到第22次大修再檢視原存檔紀錄才發現，被告不應忽視此種會成長的焊道裂紋。復參酌被告所提美國核電廠爐心側板裂紋案例中，Clinton電廠曾加裝4支Tie Rod改善；反觀核二廠1號機，並未設法改善，甚至第24次大修時，於「H3焊道新發現1處裂紋顯示」，可見核二廠1號機十分老朽，每況愈下，惟被告仍認為「毋須修補，且可至第30次大修執行UT再檢測」，被告對核安把關之寬鬆程度，實令原告等一般民眾難以接受。況核二廠1號機運轉執照即將於110年12月27日到期，距今僅剩2年餘，以18個月大修1次之頻率，至多僅會再大修2次，亦即除非延役，理當只有第27或28次大修，不應會有第30次大修。宣稱至第30次大修執行UT再檢測，若非擬違反核二廠不延役之承諾，即係根本不打算進行UT再檢測，而以虛擬的預定檢測日期哄騙民眾，二者均難讓人接受。

（八）燃料匣彎曲與控制棒插入困難部分：參加人係於處分後，始就燃料匣彎曲與控制棒插入困難部分，提交控制棒功能測試報告，原處分未待相關報告出爐，即作成處分，顯係出於不完全之資訊為判斷。對於燃料匣彎曲及控制棒插入困難，參加人所提出之改善措施，無論在爐心佈局、燃料匣材質更換，抑或監測計畫，均有不完整之處，惟被告逕作成原處分，亦有事實涵攝之明顯錯誤。被告網站刊有前主委胡錦標撰寫的〈從車諾比爾事故看我國核電安全〉，由該文記載可知，燃料匣彎曲，控制棒插入速度緩慢，緊急情況下，不易及時發揮效果，有肇致核子事故發生之可能性。又反應爐功率多寡，係由控制棒上昇下降來控制，原設計之停妥位置，理當有其預設之功能，無法停妥在預設位置，或需較長時間方能停妥，是否安全無虞，應由被告提供更多資料說明。而反應爐需急停時，若控制棒無法插入，將可能導致預期暫態未急停事故，在燃料匣彎曲的狀況下，控制棒無法迅速插入反應爐並安全停機的風險，顯較燃料匣正常的狀況更高。核二廠1號機於90年9至10月間曾進行控制棒完整性檢查，當時檢查結果：145支控制棒，在Roller Pin Hole附近發現有裂痕者83支，把手與葉片護鞘焊道附近發現有裂痕者60支，瑕疵比例甚高；裂痕數量比核二廠2號機多，被告核管處推測可能與使用時間較長有關。當時被告認為裂痕尚不致影響控制棒插入爐心的功能，惟要求參加人將繼續使用有安全疑慮的控制棒進行更換，並提出詳細的肇因分析及長程改善方案。經過漫長歲月，核二廠1號機的控制棒與當時相較，是否有更多或更嚴重之裂痕，而影響插入爐心的功能、過去提出的改善方案是否確實發揮功能，亦應由被告說明。

（九）法規版次問題：

⒈本件應以作成處分時，符合現代科技之絕對安全標準，判斷原處分作成時之安全性，而非被告主張之71年的安全標準。倘原處分作成之際，核二廠之事實或法律狀態不符合101年作成處分當時之現代科技水準或安全標準時，被告自不應作成原處分令核二廠1 號機進入臨界與併聯狀態。易言之，本件應以作成處分時符合現代科技之絕對安全標準，判斷原處分作成時之安全性。若被告無視審查核電廠重起相關之技術標準已有更新，而仍沿用舊版之技術標準，其所為之判斷，即係出於不完全之資訊所作成，而有判斷瑕疵之違法情事。

⒉被告為相關判斷時，多有援用舊版或有疑義之技術規範與資料，而逕作成判斷與結論之情事，自有判斷瑕疵之違法：被告於就錨定螺栓斷裂、爐心側板出現裂痕二異常事件之成因進行影響評估，及進行修復作業時，均甚為倚重之ASME（American Society of Mechanical Engineers，美國機械工程師學會）所訂標準。參加人於101年（西元2012年）之際，仍使用舊版之西元1995年與1996年之ASMESEC XI，作為核二廠機組檢測施工之標準依據。惟ASME所訂之標準，曾經多次修訂，而原處分於101年作成，ASMESEC XI既有西元2010年之版本，被告自應參酌處分作成當時之最新技術標準，即ASME SEC XI西元2010之版本，查核參加人所檢送之大修作業品質報告及稽查報告。惟被告無視於參加人自承使用陳舊之修理法規之事實，逕認定參加人所提供之報告，毋庸就適用法規之更迭補提任何說明，亦未對於適用舊法規所得出之結論提出質疑或補件之要求，顯係於未取得完整之資訊前，即作出判斷，已有違法之情。諸如：

⑴錨定螺栓斷裂部分：

①被告就7支螺栓斷裂之肇因分析，係參酌ASME SEC IIPart A 1998版之內容，惟ASME SEC II Part A自西元1998年之後，已有西元2001、2004、2007、2010等新版本，惟被告仍援用舊版之技術規範，作螺栓肇因分析。被告就7 根斷裂螺栓之更換與檢查，以及7 支螺栓之修復作業，係援用ASME SEC II Part A 1998版及ASME SEC II2008年增訂版，惟ASME SEC Part A自西元1998年之後，已有西元2001、2004、2007、2010等新版本。ASME SEC II於101年處分作成當時，亦有西元2010年之版本可稽，惟被告仍使用舊版之規範作判斷。就螺栓組件之目視檢查，參加人係使用ASMESEC XI 2004年版本，作為準據法規，並未參酌當時有效之ASME SEC XI 2010版，惟被告對此問題並未提出質疑。

②縱認參加人就錨定螺栓之修理案件，僅參酌第4個10年運轉期間所適用之ASME法規即為已足，參加人仍應依據ASME SEC XI 2004版之規定，完成錨定螺栓之更換與修復工作。被告無視參加人自承係使用ASME SECXI 1995 & 1996A完成螺栓修復工作之問題，攸關本件是否依據正確之技術規範完成錨定螺栓之修復工作，未責成參加人提出事證，佐證本件就錨定螺栓修復工作一事，確實依據當時所應適用之ASME SEC XI版本為修復，便逕行做成原處分，復於本件訴訟中，空言辯稱參加人僅有文件修訂問題云云，並不可採。

③就斷裂螺栓之成分及機械性質分析，實驗室儀器要經過TAF認證（ISO 17025實驗室認證）程序，被告怠於要求參加人應另行委請經TAF（ISO 17025）認證之實驗室，重新檢測，反逕行採用未經TAF認證之核研所實驗室提出之數據，完全無視實驗室認證之意義，原處分顯係於不完整之資訊下作成判斷，而有判斷瑕疵。

④原處分作成時，ASME SEC V及ASME SEC XI均已有西元2010之版本，參加人自應以ASME SEC V 2010及ASME SEC XI 2010之規範，作為螺栓之超音波檢測規範標準，惟被告無視參加人怠於援引新版作業規範，逕認參加人所得之檢測結論並無疑義，逕行作成原處分，亦非無疑。

⑤關於參加人就螺栓超音波檢測人員之資格要求，係以參加人非破壞檢測人員考訊與資格審定程序（下稱審定程序）作為準據標準，該審定程序係依據美國非破壞檢測學會指引SNT-TC-1A西元1992年版訂定，惟SNT-TC-1A1已有西元2006及2011年版。按參加人既未隨著SNT-TC-1A之修訂，修正其審定程序，其超音波檢測人員，是否具備操作上之專業性與適格，並非無疑。被告明知操作人員之專業性與資格，對於超音波檢查之結果影響甚鉅，於原處分作成時，竟未對於超音波檢測人員之專業資格有所置喙，也未對參加人之審定程序有所質疑，便逕作成原處分，亦有判斷瑕疵。

⑵爐心側板出現裂紋部分：

①參加人所製作之「核二廠1 號機反應器爐心側板再檢測週期評估」報告（下稱週期評估報告），援用BWRVIP-76: BWR Core Shroud Inspection and FlawEvaluation Guidelines 西元1999年版（下稱BWRVIP-76），及BWRVIP-76-A:BWR Vessel and InternalsProject, BWR Core Shroud Inspection and FlawEvaluation Guidelines 西元2009年版作為重要之參考依據。

②惟BWRVIP-76報告係西元1999年所出版，年代久遠；而BWRVIP-A，則有若干技術變革未獲美國核管會（下稱NRC）認可，被告無視參加人於101年6月18日所檢送之修訂版補充報告，僅援引年代久遠之BWRVIP-76報告，以及部分內容未獲認可之BWRVIP-A報告，疏未參酌內容完整，且內容均獲NRC認可之BWRVIP-76-Revision 1之內容，逕認可參加人所提之方案，並不可取。被告空言指稱BWRVIP-76-Revision 1對於安全評估無影響云云，全無舉證以實其說，顯係臨訟推託之詞，並不可採。

③另週期評估報告，係引用ASME SEC XI 1995之內容，並未援引處分作成當時之最新技術標準，即ASME SECXI 2010之版本，被告不查，並未對此作出指正，仍有違法之處。

⒊被告所謂曾於發回前審所提出並引用之美國核管會核可之通用準則等內容，經原告逐一比對結果，可知被告於發回前審時所提出之文書資料，與被告所稱係採用美國核管會核可之通用準則進行評估，與美國核能電廠採用作法無異一情，尚無從認定為真正：

⑴被告主張：核電廠10年運轉期間之檢測計畫係依據核能電廠技術規範第5.5.7節；上開內容參照美國聯邦法規10CFR50.55a(g)規定，以聯邦法規所載之ASME SEC.XI版云云。惟被告所提出之附件55，係另行繕打之文字，而非原文之節本，且並未提出該原文之中譯本，更無從由該內容得知所引用之法規版本是否確如被告所述。

⑵被告主張：核二廠1號機第22次大修係依據第4個10年營運期間檢測計畫，依據法規版次是ASME SEC.XI 2004版。惟參加人於發回前審102年10月14日行政陳報2狀附件3，頁49，明確記載：「……核二廠1號機EOC-22大修已進入第4個10年運轉期間……於審查法規修理/更換評估表時，發現(1)評估表中修理時使用之法規版本仍為第3個10年ASME SEC. XI 1995 and 1996A版，已要求改善組逐案以修正章修改為「同每10年營運期間檢測計畫(2004版)」及承諾大修後送提PCN修改程序書……」，故被告所稱核二廠1號機第22次大修係依據第四個十年營運期間檢測計畫，而依據法規版次是ASME SEC.XI 2004版，顯與報告內容不符，且未提出就ASME SEC.XI 2004營運期間檢測計畫之具體內容，亦未有原文及中譯本。

⑶被告主張：參加人於101年6月18日所提核二廠1號機反應器爐心側板再檢測週期評估報告，係以西元2009年經美國核能安全主管機關核可之BWRVIP-76-A執行安全評估與決定再檢測週期，而ASME SEC XI 1995版建議之安全係數與BWRVIP-76-A使用之安全係數相符。惟被告雖將BWRVIP-76-A列入參考文獻，並未於本文內中加以引用，而所稱係以西元2009年經美國核能安全主管機關核可之BWRVIP-76-A執行安全評估與決定再檢測週期，顯與報告內容不符，且未提出BWRVIP計畫有關執行檢測與安全評估規範之具體內容，亦未有原文及中譯本。又上開報告僅泛稱「ASME Code Section XI」、「ASME法規Section XI」，雖參考文獻14.、15.可看出應係西元1995年版本，惟就被告所稱該版本所建議之安全係數規範具體內容，亦未有原文及中譯本。

（十）核二廠於海嘯、火山災害下，有無法執行安全功能之疑慮，原處分違反再起動管制辦法第9條、核子反應器設施管制法第7條及核子反應器設施安全設計準則第4條規定；而按環境基本法第23條之規定，被告就核能安全之管制，應採最高標準，以確保民眾生活避免輻射危害：

⒈核電廠之結構、系統及組件，應確保於海嘯、火山災害下，仍能執行其安全功能；此安全性之確保，非僅建廠時須具備，運轉期間亦應全程具備，如有欠缺，即不應允許反應爐進入臨界：按反應爐不僅於「設計」、「興建」時，須符合核子反應器設施安全設計準則第4條要求之「於海嘯等天然災害下仍能執行其安全功能」；於除役前之「運轉」期間，亦應全程具備該能力。大修後再啟動時，依再起動管制辦法第9條審查結構、系統、組件之「運轉安全影響評估」及「品質是否不符」，自應將其於海嘯、火山等天然災害下能否執行安全功能列入考量。若有不能執行安全功能之疑慮，於改善完成前，自不應同意反應爐進入臨界，始符法制。

⒉核二廠1號機於海嘯災害下，有無法執行安全功能之疑慮，有102年12月之歐盟同行審查報告、被告101年8月之〈國內核能電廠現有安全防護體制全面體檢方案總檢討報告〉可佐。再者，攸關核電廠海嘯抵擋能力之緊急循環水（ECW）系統屬再起動管制辦法第9條之「安全相關系統」，惟參加人增設防水牆與水密門之改善方案，尚不足確保安全。緊急循環水系統（ECW）負責提供機組緊急狀況下安全停機所須之最終熱沉，為安全等級設備；核二廠1號機第22次大修稽查報告中亦提及，可知該系統屬再起動管制辦法第9條之安全相關系統，自須具備應有的安全性，方能同意機組進入臨界。而自被告核能管制處100年6月〈核能二廠ECW泵室內穿越孔密封專案視察報告〉可知，核二廠緊急循環水泵馬達高度過低，於原設計基準之海嘯來襲時，無法符合安全停機規定；遑論設計基準當時所採的海嘯評估忽略海底山崩及火山爆發等因素，實際可能發生的海嘯恐更嚴重。況核二廠瀕危效應與現行廠區海拔高度接近，顯未保留足夠之設計安全餘裕，違反核子反應器設施安全設計準則第4條第2項第3款；被告要求增建海嘯牆增加6公尺防禦能力，亦尚未完成，實難認於海嘯災害下仍能執行其安全功能。綜上所陳，核二廠既有遭海嘯襲擊之風險，自不應重蹈福島核災低估海嘯風險之覆轍。興建防海嘯牆等工程，雖未必能完全防止核電廠受損，惟仍可發揮一些功效，被告於核二廠防禦海嘯相關改善完成前，貿然作成同意核二廠1號機進入臨界之處分，顯有重大瑕疵。

⒊核二廠於火山災害下，有無法執行安全功能之疑慮：依102年12月之歐盟同行審查報告可知，核二廠鄰近大屯火山與基隆火山區，惟火山危害卻未建立於設計基準中；壓力測試國家報告概述的火山危害評估方法，未達現行技術水準，應對火山危害進行重新評估。而被告於作成本件同意臨界處分後，始命參加人進行火山風險評估及執行相應的強化措施，處分當時顯未充分考量火山風險。

⒋核能安全應採嚴謹保守的心態，面對可能發生的風險，尤其核二廠地質及環境條件欠佳，不應樂觀推論不可能發生核子事故：日本東京電力公司所屬福島核一廠在西元1980年代後半至1990年代委由GEII( General Electric International Inc.)公司所執行之檢測作業，在所發現之裂痕、徵候及修理作業等方面，疑有不當記載，當時業者宣稱，經嚴格評估裂痕狀況後，對安全不會有影響。惟多年後，發生三一一地震、海嘯，設備有瑕疵之福島核一廠未能撐過天災，釀成核子事故。鑑往知來，核二廠位於大屯火山台地，鄰近火山、斷層，與福島核一廠同樣面臨地震、海嘯威脅；且日前一場豪雨，尚未遭遇颱風，周邊就淹水，環境條件惡劣。被告就核能安全應採嚴謹保守的心態，面對可能發生的風險，而非樂觀推論不可能發生核子事故。

⒌日本廣島高等法院考量阿蘇火山之影響，裁定禁止伊方核電廠運轉，我國核二廠亦面臨大屯火山與基隆火山威脅，不應繼續運轉，且原處分做成時並未充分考慮火山之影響：日本廣島高等法院考量一旦熊本縣阿蘇火山噴發，火山塵有可能達到距離約130公里的伊方核電廠，核電廠所在位置並不適當，裁定該電廠禁止運轉。我國核二廠緊鄰大屯火山群，地質專家、前國科會副主委陳正宏過曾提醒被告機關：核一、二廠需要思考「當2、3公尺的火山灰覆蓋在核電廠時，是否可以承受？」等語。並聲明：先位聲明訴願決定及原處分均撤銷；備位聲明確認原處分違法。

四、被告則以：

（一）原告先位聲明係對已執行完畢且無存續力之行政處分提起撤銷訴訟，備位聲明之確認訴訟欠缺確認利益，均無權利保護必要性，其訴之聲明均不合法，應依行政訴訟法第107條第1項第10款規定，駁回原告之訴：

⒈原告先位聲明請求撤銷之原處分已執行完畢而消滅，且已無規制力存在，故原告就此之請求欠缺權利保護必要：本件進入臨界及機組併聯之處分，已分別於101年6月18日及101年6月20日執行完畢而消滅，已無規制效力，故原告單純撤銷前揭處分，應無權利保護之必要。蓋撤銷執行完畢而消滅之處分，並無實益，依司法院釋字第213號解釋見解，應依行政訴訟法第107條第1項第10款之規定，予裁定駁回。而縱認上開進入臨界及機組併聯處分於執行後仍存有規制效力，惟核二廠1號機組，已於102年12月11日開始停止運轉，並於同日進行第23次大修程序，故101年所作成之進入臨界及機組併聯處分之規制效力，於102年12月11日核二廠1號機停止運轉後已然解消。原告主張撤銷上開處分，已無權利保護之必要，提起本件撤銷訴訟應無實益。又原告稱原發回判決內已肯認本件有權利保護之必要，惟原告所摘要之判決內容，實為最高法院針對原告若要提起撤銷訴訟所要具備之要件進行論述，而非已肯認本件有權利保護之必要。

⒉本件原告就原處分並無確認利益，是原告所為備位聲明，係屬違法：按訴訟程序進行中處分執行完畢者，得將撤銷訴訟轉換為確認訴訟，惟其前提係原告具確認利益。原告是否有確認利益，當需原告主張之權利或法律上利益損害，縱原處分已不存在，仍未隨之喪失或消滅，就此方具確認利益，而得提起確認之訴。反之，若原處分已不存在，原告主張之權利或法律上利益損害，即已喪失或消滅，則原告亦不得提起確認之訴。本件原處分已不存在，且涉及被告同意參加人臨界以及併聯之處分內容，因進入第23次大修程序後，已失所附麗，被告是否同意參加人於第23次大修程序後臨界及併聯，係根據第23次大修後之狀況另為審酌，與原處分無涉。且原處分並無造成原告主張之權利或法律上利益損害持續之可能（因核能設施運轉與原處分已無關係），故應認原告不得提出確認之訴之備位聲明。

（二）原處分之作成，並未因此可能導致核子事故，是以原告欠缺當事人適格，其起訴並不合法：

⒈反應爐支撐裙板錨定螺栓斷裂之部分：

⑴核二廠反應爐支撐裙板錨定螺栓之設計功能，為將錨定螺栓施加預張力（建造階段每根螺栓預力須達680kips，一個燃料週期後，每根螺栓剩餘預力仍須達560kips以上），以提供充足的摩擦力(Friction Joint) ，將支撐裙板法蘭鎖固於下方基座上，將反應爐之剪力負荷（shear loads）傳遞至基座，防止反應爐橫向滑動。對於螺栓發生斷裂，依工程學理角度，必須了解斷裂肇因，並就螺栓錨定功能（維持預力與經超音波檢測確認其是否有裂縫）、整體結構安全功能、周邊組件狀況與機組起動之運轉安全等確認之。

⑵因此安全審查涉及多項專業領域，被告為確保審查之完整性與品質，乃聘請相關專長之專家學者協助審查，從「斷裂肇因分析」、「結構安全分析」、「周邊組件運轉安全」與「機組起動之運轉安全」等各方面進行技術審查，提出審查意見，經參加人依審查意見提出安全評估報告送被告審查。再經被告綜合視察與所聘請審查委員審查結果，提出審查結論：研判斷裂肇因為當時環境、施工方法與螺栓材料存在之瑕疵共同造成之應力腐蝕龜裂所致，參加人並已將7支螺栓更換與完成檢查作業，恢復其功能，而其餘113支螺栓，參加人亦已進一步執行包括超音波檢測、預力查驗，以及考量超音波檢測對螺栓裂紋判視極限，假設最極端之情況及每根螺栓均有2.5mm未檢出裂紋之情況下，採用保守之參數、外力假設與適當之評估方法，進行破壞力學與疲勞分析安全評估，確認120支螺栓之功能完整，足以確保可繼續安全運轉18個月以上無虞。

⑶此外，在作成核二廠1號機反應爐支撐裙板錨定螺栓可繼續安全運轉18個月以上無虞結論之同時，被告亦要求參加人於每次大修時執行螺栓超音波檢測，並於下次大修時對更換之7支修復螺栓執行預力查驗。參加人已於102年12月核二廠1號機第23次大修停機期間執行全部120根錨定螺栓超音波檢測及7根修復螺栓預張力驗證（必須大於560kips），檢測結果全數合格。核二廠執行檢測與預力查驗作業期間，被告亦派視察員協同核研所核安管制技術支援中心非破壞檢測專家執行現場視察，參加人並檢附超音波檢測與預力查驗結果報告送交被告，該超音波檢測結果並經獨立第三方公正人士審查確認檢測結果正確，被告亦請核能研究所核安管制技術支援中心非破壞檢測專家協助審查確認結果無異常，亦可進一步佐證原判斷之合理性，確認可維持其安全設計功能與可繼續安全運轉18個月以上無虞，而實際運轉結果亦已證實被告之判斷完全正確。綜上，即使就最極端情形考量後，本件所涉錨定螺栓斷裂部分，亦不可能直接導致核子事故發生。

⒉爐心側板檢測新增瑕疵之部分：

⑴爐心側板為非安全級組件，但為耐震一級設計，其設計功能主要做為導引爐心水流，並做為頂部導架、蒸汽乾燥器及爐心灑水噴嘴的支撐，其龜裂不會造成爐心冷卻水喪失，僅會使爐心之冷卻水流量微量減少。對爐心側板銲道熱影響區發生晶間應力腐蝕龜裂，為國際上沸水式反應爐爐心側板共通性問題，在美國與核二廠同型組有4部，其爐心側板亦有程度不一之裂紋。對於此問題，美國亦業已發展出一套獲得美國核能安全主管機關核能管制委員會(NRC) 核准之標準檢測、修理和評估準則，成為業界遵循的規範依據，而依檢測準則，核二廠為B類側板。

⑵當發現裂縫後，若經安全評估仍可確保爐心側板完整性，則持續檢測以監測裂縫成長狀況，並依準則評估裂縫可能成長速率後決定下次執行超音波檢測之時間。針對核二廠1號機101年3月第22次大修時反應爐爐心側板水平焊道新增瑕疵問題，被告已於101年5月22日機組大修後再起動前會議中將之列為起動申請之管制項目。

⑶參加人於101年6月6日提送依國際間通用規範EPRIBWRVIP-76A進行評估分析報告，被告審查要求參加人以適當保守方式考量裂縫成長率。而後參加人於101年6月18日再次提送修訂版補充報告，重新檢討與縮短檢測週期，且至下次再檢測之大修期間，先以目視檢測追蹤裂紋成長情形，經被告審查確認於101年6月18日函復同意准予備查。

⑷參加人已依國際間通用作法進行檢測，並就檢測結果提出評估報告，其中評估係保守假設檢測發現之銲道裂縫或無法檢測之銲道均為貫穿之情況下進行結構功能評估，其評估結果經被告審查符合業界評估準則，並確認爐心側板在下次檢測前仍能維持其結構設計功能，因此同意參加人所提出之評估報告。此係被告本於主管機關職責，審查參加人評估結果，基於所提評估內容係依美國同型電廠所採取經其核能安全主管機關認可之準則進行，方作出審查判斷，其合理性已甚明，而實際運轉結果亦已證實被告之判斷完全正確。綜上說明，就爐心側板瑕疵部分，並無因此可能導致核子事故發生。

⒊燃料匣彎曲與控制棒插入困難部分：

⑴核二廠控制棒之安全功能要求，應為發生任何異常運轉狀態下，均能快速插入，以便確保保護燃料不受損害。而所謂快速插入，係指控制棒能在規範要求時間內，快速插入爐心（或稱急停插入），使反應爐停機。

⑵控制棒正常抽插時，係利用燃料匣作為控制棒葉片上滾輪之行走承載面。控制棒抽插至某一位置時，本應於一定時間內停妥在該設定位置。惟近年來國際間沸水式核能電廠普遍發現少部分控制棒之停妥時間，有加長或無法停妥定位之現象。而此現象經研究調查研判，其原因應為燃料匣彎曲造成控制棒葉片正常抽插時因摩擦力增加所致，惟並未造成機組無法順利停機之情形發生。依此經驗，國外雖未針對燃料匣彎曲現象訂定管制法規，仍要求各電廠須執行控制棒的功能性偵測試驗，以提供早期預警，確保控制棒之安全功能。

⑶另核二廠近年來亦發現少部分控制棒有如國外沸水式核能電廠停妥時間較長之情形。基於安全監督之因，被告乃要求核二廠提出監測方案，核二廠遂依燃料廠家之建議，於機組大修起動前依程序書1017.2執行控制棒驅動系統摩擦試驗，並於運轉中定期執行偵測試驗，包括定期抽動控制棒、針對可疑之控制棒量測控制棒停妥時間，以早期發現是否有燃料匣彎曲而使摩擦力增加之情形。若停妥時間超出既定限值，則進一步執行控制棒急停插入時間量測，確保控制棒可以發揮其安全功能。

⑷此外，被告要求參加人將1號機EOC-22大修控制棒插入不順暢的現象一併納入檢討，參加人於101年4月13日以電核發字第10104067791號函，陳送〈核二廠燃料匣彎曲預估方法專案檢討報告〉。報告中對於兩部機前1次大修時，是否為機械或儀器故障進行若干查驗，以釐清控制棒插入不順暢之肇因，包括更換驅動電磁閥、急停閥並執行停妥流量測量，相關驗證結果均排除機械或儀器設備故障之可能。此外，也檢視相關控制棒驅動機構於前次週期之運轉紀錄，包括控制棒急停時間、停妥時間及停妥流量等歷史紀錄，確認相關運轉紀錄並無異常。

⑸另經被告查證101年4月8日至9日核二廠依其程序書1017.2「控制棒驅動系統摩擦試驗」進行全爐心控制棒之測試結果，其中有5支控制棒摩擦力測試結果超過預警標準，續依程序書執行第2階段測試，仍有3支未通過。惟依程序書直接執行急停插入時間測量試驗，3支控制棒仍全數符合急停插入時間需小於1秒要求，故符合控制棒設計安全功能。故參加人核二廠因燃料匣彎曲所造成控制棒插入行程不順暢之現象，經測試結果顯示控制棒急停時間均符合要求，仍能維持其安全功能。故燃料匣彎曲與控制棒插入不順暢部分，其相關查證、測試結果仍符合安全要求，是以，並無因此可能導致核子事故發生。

⒋綜上所述，本件所涉錨定螺栓斷裂、爐心側板檢測新增瑕疵及燃料匣彎曲與控制棒插入不順暢部分，在作成原處分前，均已經被告審查確認符合其應有功能要求，根本即無導致核子事故之發生而僅可能發生非核子事故之一般事故，要無因核二廠內上開機具之問題，即令原告主觀上自認可能引致核子事故，致其權利或法律上利益受損，是以，原告均不具當事人適格。

（三）本件自始無原能會民眾參與作業要點之適用，亦無違反聽證程序，原告對此相關指摘並無理由：

⒈按原能會民眾參與作業要點乃為期落實資訊公開及民眾參與原則，由被告邀請民眾旁聽或參與之組織性及作業性行政規則，其中規定包括被告如何通知民眾旁聽、民眾如何報名、被告如何告知民眾辦理狀況、民眾旁聽應遵守之秩序等，其具有內部效力不涉及人民之權利義務事項，既明白講僅為「旁聽」，即非行政程序法所規定之「聽證」程序。故原告稱原能會民眾參與作業要點未排除聽證程序之適用，並進而率然指摘被告應依原能會民眾參與作業要點之規定於兩週前公佈會議資訊，否則違法有誤而不可採。

⒉被告作成原處分之判斷依據乃再起動管制辦法第9條、第11條之規定，該等法規並未規定被告應就原處分之作成，須先經聽證程序。被告係基於尊重部分立法院教育及文化委員會之決議，與落實主管機關與人民間相互尊重之理念，而被動舉辦公聽之程序，以示對於立法權之尊重，惟此舉顯非被告作成原處分之法定要件，與原處分作成之合法性全然無涉。

⒊被告於法律上並無任何舉行聽證之義務已如前述，照該聽證會之記錄，本件聽證會前半段陳述意見，當事人及利害關係人業已經各自提出書面意見資料，並順利完成意見陳述。故被告為原處分前，已經充分尊重民意及考量各方質疑及提出之專業意見，並使決策內容及資訊公開、透明，已踐行實質聽證之目的。

⒋是以，被告作成原處分前確已針對民眾等質疑事項考量提出專業意見，並使決策內容及資訊公開、透明，而無恣意專斷之情事，已符合聽證程序之目的，且被告於原處分作成前、作成過程中，基於主管機關地位，已將相關意見納入考量，故原告稱本件聽證程序未終結即作成原處分、未斟酌全部聽證結果云云，難認可採。

（四）原告所指法規版次疑慮，實為原告對相關規定不了解而產生之誤解：

⒈核二廠1號機於100年12月28日開始進入第4個10年運轉期間，而此日期前12個月，美國核管會所核准的ASME SECXI最新版次為西元2004年版，因此101年核二廠1號機第22次大修所使用之法規實為ASME SEC XI西元2004年版，而1號機第22次大修期間參加人稽查時所發現者，純粹為該程序書所載引用法規年份未更新之「文件修訂問題」，實際作業仍係依循ASME SEC XI西元2004年版之相關規定執行，不影響檢測作業之效力。但就核能品保而言，此在程序書文件修訂上之疏漏仍需更正，參加人之總處稽查人員遂要求須修訂程序書。故原告以參加人「機組初次臨界前大修總處稽查報告」上有關於「程序書修訂」之記載為由，即認定參加人係以西元1995年、1996年舊版之ASME SEC.XI，作為機組檢測施工之標準依據云云，顯屬誤會。

⒉參加人於101年6月18日所提核二廠1號機反應器爐心側板再檢測週期評估報告，乃係依據西元2009年經美國核能安全主管機關核管會核可之BWRVIP-76-A執行安全評估與決定再檢測週期。而ASME SEC XI西元1995年版建議之安全係數與BWRVIP-76A使用之安全係數相符，故該報告將ASMESEC XI西元1995年版列入參考文獻僅為參考之用，實際之採用安全係數仍以BWRVIP-76-A為準，因此並無不當。另有關BWRVIP-76 Rev.1 報告的改版，其改版內容大多數為字句修正或是編排的改變，唯有於附錄G將瑕疵接近規則（flaw proximity rule）放寬，因此改版內容對於實際安全評估作法並無影響。同時，目前BWRVIP-76Rev.1尚未經美國核管會審查同意，參加人以較為嚴格且經美國NRC審查同意之BWRVIP-76A執行核二廠1號機反應器爐心側板安全及再檢測週期評估，實屬適當。

⒊綜上，核二廠1號機爐心側板係採用經美國核管會核可之通用準則進行評估，結果可繼續使用，此與美國核能電廠採用作法無異，何來有違常情之說。且核二廠除依評估之再檢測週期執行超音波檢測，並於每次大修再以目視檢測裂紋變化。原告就採用法規版次與作法之相關質疑，實為對相關規定不了解而產生誤解。

（五）按核子事故受影響之範圍，會受該核子事故實際發生之情形，以及事故發生時之氣象條件有所不同，且現今就相關之研究資料匱乏：

⒈核子事故主要會受到影響的地區跟範圍，會受到該事故實際發生之情形、事故發生時之氣象條件、事故之規模等不同的因素而有異，無法蓋以一定之範圍內為核子事故之影響範圍。惟為了使救災有得依循之方針。現行核電廠若發生事故時，仍以緊鄰核電廠之「緊急應變計畫區」為主。

⒉所謂「緊急應變計畫區」，係指核子事故發生時，必須實施緊急應變計畫及即時採取民眾防護行動之區域。其範圍之訂定，係依據「核子事故緊急應變法施行細則」第3條第1款之規定，乃參照風險的概念，採用機率法的評估準則分析計算而得。而相關的評估準則與評估模式，主要是參考美國核能安全主管機關核能管制委員會認可的規定與分析工具。在100年日本福島事故後，再加以考量國內電廠雙機組實況（日本福島電廠配置6部機組，國內電廠皆為雙機組）與最嚴重之事故情境，重新進行緊急應變計畫範圍之評估。此評估之結果，於100年10月27日核定並公告核能1、2、3電廠之緊急應變計畫區範圍由原先之方圓5公里擴張為8公里，此應可作為核子事故發生時，需進行緊急應變範圍之客觀標準等語，資為抗辯。並聲明：駁回原告之訴。

五、參加人主張：

（一）關於核二廠1號機組在大修作業後向被告申請臨界及併聯時所檢附之資料，及申請臨界及併聯之過程說明如下：

⒈臨界申請：依再起動管制辦法第9條，參加人在101年6月18日上午9時20分以電核安字第10106005641號函，併附機組初次臨界前大修作業品質報告及機組初次臨界前大修總處稽查報告，函請被告核准核能二廠大修作業後初次臨界之申請。

⒉併聯申請：依再起動管制辦法第11條，參加人在101年6月20日上午9時40分以電核安字第10106006951號函，併附機組初次併聯前大修作業品質報告及機組初次併聯前大修總處稽查報告，函請被告核准核二廠大修作業後之初次併聯。

（二）核二廠1號機EOC-22大修週期、停機流程及法令依據：

⒈法令依據：核二廠運轉技術規範。

⒉一般工業界對於連續運轉之工廠，因考量設備長期運轉之耗損，為避免設備因耗損而導致更大之故障，造成設備、財產的損失，故均須定期停機大修，執行設備檢查、耗材更換等工作。是以，除發電廠外，其他如鋼鐵、石化廠等，亦均須定期停機進行大修。至於大修週期之訂定，則依各工廠之需求個別訂定。核能電廠營運均須遵循運轉技術規範之規定，運轉技術規範中規定所有與核能安全有關之設備，均須定期進行偵測試驗。核能二廠運轉技術規範規定之偵測試驗中，需機組停機方能執行者，其週期最短者為18個月。核能二廠即利用此法規要求之停機期程，同時進行核燃料更換、設備維護等大修作業。目前國內各核能電廠之大修週期均為18個月。

⒊大修停機流程：依再起動管制辦法第7條規定，參加人於101年2月4日以電核發字第10102001551號函，向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組大修輻射曝露合理抑低計畫；於101年2月8日以電核發字第10102003211號函，向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組大修計畫；於101年2月29日以電核安字第10102075221號函，向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組審查工作組組織表及稽查計畫表。

⒋由上可知，核能二廠1號機預定自101年3月16日起實施第22次大修機組大修計畫，且大修作業停機陳報被告之時程與流程均符合法規之要求，並無任何違法或不當之處。

（三）關於本件涉及高度科技之判斷，按現行法規以及過往實務案例，基於專業性之尊重，應予承認被告就系爭處分之事項決定，有判斷餘地：按再起動管制辦法第9條第1項第2款至第4款、第11條第1項第2款至第4款之規定，核子反應器停止運轉後再起動之主管機關原能會，在作出審查准否之決定前，均涉及「安全影響」、「未結案件」、「異常事件」等不確定法律概念之專業評估。又依司法院釋字第382號、第432號、第553號解釋理由見解，被告就本件所涉事件判斷餘地權限之行使，包括但不限於錨定螺栓斷裂肇因、錨定螺栓功能性及運轉安全，事涉材料科學、結構理學與破壞力學等高度專業性等事項，皆屬於上開所述所稱之「高度科技性之判斷」。據此，就「安全影響」、「未結案件」、「異常事件」等不確定法律概念，乃專屬於被告之判斷餘地。再者，因參加人所屬核二廠大修後之再起動之臨界、併聯處分，涉及核能知識外之專業事項等，被告為使其准否判斷係基於最正確之認定，且免於其所作出之決定遭人質疑有失其公正性，縱法無明文規定被告就此事項需另外聘請相關專長之專家學者，並召集專案小組協助審查，惟被告仍聘請各領域專業人員，組成審查小組，並參考其意見做成前述安全評估之專業判斷。申言之，被告為更嚴謹地把關核能安全，以組成專業性委員會提供被告進行最適合之專業評估，再依主管機關之權限作成准、否之處分。是以，被告所為之系爭2件原處分，並無基於錯誤之事實，或基於與事件無關之考量，或審查小組組織不合法，不遵守法定程序、違反平等原則及一般公認價值判斷標準等情事，故依據上述實務見解，行政法院應尊重被告基於專業所為之判斷，其司法審查範圍應僅限於行政處分之裁量合法性，而不及於裁量行使之妥當性，於查無恣意濫用及其他違法情事時，宜適度尊重被告所做出同意一號機進入臨界與併聯之行政處分。據此，被告及參加人提供上開所述符合再起動管制辦法所要求之齊備文件後，綜合參考各方意見，最後仍由被告依其法定職權所做出之系爭處分，自屬合法等語，資為抗辯。並聲明：駁回原告之訴。

六、由兩造及參加人前開陳述，可知本件主要爭點在於：被告分別以原處分1、2核准同意核二廠1號機進入臨界、機組併聯，是否合法有據？本院之判斷如下：

（一）前題事實：查本件參加人核二廠1號機依核子反應器設施管制法第8條、再起動管制辦法第7條、第8條規定進行預定之第22次大修計畫，於101年3月15日執行機組降載，於同年3月23日停機大修時發現支撐裙板內圈錨定螺栓有1支斷裂，隔日（3月24日）進行其餘119支錨定螺栓之超音波檢測，發現2支近乎斷裂，4支超音波檢測發現裂紋顯示，經被告派員執行初步視察、專案視察。參加人分別於101年4月11日、同年4月27日完成更換共7支反應爐錨定螺栓之現場更換作業；並應被告之要求，於101年4月9日提出「核二廠燃料匣彎曲預估方法專案檢討報告」。被告邀集專家學者組成審查小組，先後於101年4月3日、4月6日、4月25日及5月14日，分別從「螺栓斷裂肇因分析」、「結構安全分析」、「週邊組件運轉安全」、「機組起動運轉之安全」等各方面進行技術性審查。被告以101年5月9日會核字第1010007502號公告就參加人「核二廠1號機反應爐支撐裙鈑錨定螺栓斷裂事件」案舉行聽證，嗣於同年5月18日下午13時30分至17時30分於被告三樓會議室，舉行聽證會。參加人於101年5月18日根據被告專案視察發現及專案審查會議之審查意見，彙整完成安全評估報告，以電核安字第10105006821號函送被告審核審查意見。被告於101年6月作成安全評估報告，其審查結論略以：參加人核二廠1號機組於第22次大修發現支撐裙板內圈錨定螺栓有1支斷裂，2支近乎斷裂，4支超音波檢測發現裂紋顯示，經螺栓更換與檢查作業完成，恢復其功能，而其餘113支螺栓，參加人亦已進一步確認其結構完整性，包括螺栓預力查驗、超音波再檢測，及考量超音波檢測對螺栓裂紋判視有其極限，假設最極端之情況即每根螺栓均具有2.5mm未檢出裂紋情況下，採用保守的參數、外力假設與適當的評估方法，進行破壞力學及疲勞安全評估，完成預力驗證確認全部均大於0kips，而可確認120支錨定螺栓之功能完整，足以確保整體結構之安全；即使假設核二廠反應爐支撐裙板每支錨定螺栓在螺牙根部均存在2.5mm之裂縫，於運轉過程中，萬一發生設計基準最嚴苛之故障狀況負載時，不至於有發生螺栓立即斷裂之疑慮，而承受可能的反覆交變應力，包括地震力（含安全釋放閥沖放）、機組起動後支撐裙板因溫升外漲所施加之熱力矩及因反應爐急停而產生之交變垂直上揚力等，機組40年發生之應力循環數均遠低於螺栓之疲勞裂縫成長壽命（斷裂前之容許應力循環數），故核二廠1號機可繼續安全運轉18個月以上無虞等語。又參加人於101年6月18日提出「核二廠1號機反應器爐心側板再檢測週期評估」，以由水平焊道裂紋長度及成長速率，依美國電力研究院相關準則（EPRIWRVIP-76-A報告）評估後，認可確保爐心側板完整性，機組可繼續安全運轉，於第24次大修時追蹤檢測焊道裂縫成長，經被告以101年6月18日准予備查。參加人嗣於101年6月18日檢送完成機組提出臨界前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，報請被告審查，被告以原處分1同意機組進入臨界，並於核能機組管制決行表載明有關燃料匣彎曲處理作業，後續管制要求將另案移送參加人。再於101年6月20日參加人檢送完成機組併聯前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，報請被告審查，經被告審查後，以原處分2同意機組併聯。參加人核二廠1號機再起動後，於102年12月11日開始停止運轉，並已完成第23次停機定期大修之預定行程，且於103年1月3日及4日經被告先後同意進入臨界及併聯等情，有參加人101年2月8日電核發字第10102003211號函檢附核二廠1號機第22次定期機組大修計畫（見前審卷1第402至405頁）、參加人網站公告（見同上卷第112頁）、被告101年4月3日審查小組第1次會議紀錄（見前審卷3第1596至1597頁）、第2次會議紀錄（見同上卷第1598至1601頁）、第3次會議紀錄（見同上卷第1602至1604頁）、第4次會議紀錄（見同上卷第1606至1607頁）、被告「核二廠燃料匣彎曲預估方法專案檢討報告」（見前審卷2第737頁至744頁）、被告101年5月9日公告（見前審卷1第141頁）、被告101年6月29日會核字第1010005983號函（見前審卷2第745頁）、被告101年6月安全評估報告（見被告提出之外放證物10）、參加人「核二廠1號機反應器爐心側板再檢測週期評估」（見前審卷2第707至733頁）、被告101年6月18日會核字第1010009667號准予備查函（見原處分卷第127頁）、參加人101年6月18日電核安字第10106005641號函、核能機組大修後再起動申請書（見前審卷1第346、389頁）、被告101年5月22日再起動前會議紀錄（見原處分卷第125、126頁）、原處分1（見前審卷1第37頁）、原處分2（見前審卷1第38頁）、訴願決定（見前審卷1第39至51頁）等件影本附卷可稽，堪以認定。

（二）關於原告是否具當事人適格乙節：

⒈按在具體之訴訟事件中，具有訴訟實施權，得以自己名義為原告或被告，而受本案判決之資格，此即行政訴訟法上所謂「當事人適格」。行政訴訟法第4條第1項：「人民因中央或地方機關之違法行政處分，認為損害其權利或法律上之利益，經依訴願法提起訴願而不服其決定，或提起訴願逾3個月不為決定，或延長訴願決定期間逾2個月不為決定者，得向行政法院提起撤銷訴訟。」此撤銷訴訟之提起，以主張權利或法律上利益，直接受行政處分侵害為要件，此為學說上所稱之「權利侵害主張」，亦即，必須依原告所訴事實，有可能得出原告權利或法律上利益直接受侵害之結果。易言之，撤銷訴訟制度之所由設，係以保護人民主觀權利為其目的，旨在讓人民得以除去不利其權利之違法行政處分。人民若為不利行政處分之相對人，其提起撤銷訴訟，原則上具備「訴訟權能」（即所謂相對人理論）；反之，於第三人與處分相對人處於利害相反之情形，亦即系爭處分對相對人而言，屬授益處分，對第三人則是侵益處分，第三人（可稱之為「真正之第三人」）是否具有訴訟權能，須藉助於「保護規範理論」而為判斷。當事人之權利或法律上利益是否受到侵害，依「保護規範理論」取決於該規範的定性；若系爭規範除了保護一般公共利益之外，也保障個人的利益，而原告為該保護內容所涵蓋之對象，則原告即享有主觀公權利，享有訴訟權能。又行政處分違法確認訴訟的提起，如同提起撤銷訴訟，原告均須主張其權利或法律上利益因系爭行政處分而受有損害，故原告是否具備訴訟權能，其判別步驟亦同於撤銷訴訟，惟「續行違法確認訴訟」既為原撤銷訴訟之續行，則原告提起撤銷訴訟時若業已具備訴訟權能者，即無庸再審究其是否已具備訴訟權能，僅須進一步審查原告是否有即受「違法確認判決」之法律上利益。於行政爭訟程序中，「保護規範理論」旨在建構人民公法上權利，作為人民藉由行政爭訟程序請求行政機關作為或不作為的權利基礎。司法院釋字第469號解釋之理由書對於「法律規範保障目的之探求」，指出「應就具體個案而定，如法律明確規定特定人得享有權利，或對符合法定條件而可得特定之人，授予向行政主體或國家機關為一定作為之請求權者，其規範目的在於保障個人權益，固無疑義；如法律雖係為公共利益或一般國民福祉而設之規定，但就法律之整體結構、適用對象、所欲產生之規範效果及社會發展因素等綜合判斷，可得知亦有保障特定人之意旨時，則個人主張其權益因公務員怠於執行職務而受損害者，即應許其依法請求救濟。」從其中「就法律之整體結構、適用對象、所欲產生之規範效果及社會發展因素等綜合判斷，可得知亦有保障特定人之意旨」等語，足見判斷第三人訴訟之原告是否具有訴訟權能，其步驟為：⑴確認原告主張系爭處分違法所引據之法令規定，原告原則上須具體指摘系爭處分違反何等法令規定；⑵解釋系爭規定是否屬於「保護規範」，該法規的規範目的，除保護公共利益外，是否兼及保護特定範圍或可得特定範圍之個人的利益；⑶判斷原告是否屬於系爭法規之保護對象，系爭規定除須具有保護規範之性質外，原告尚須為該保護規範所及。

⒉本件被告作成原處分之原始準據法係「核子反應器設施管制法」，該法第1條明定：「為管制核子反應器設施，確保公眾安全，特制定本法；本法未規定者，適用其他法令之規定。」第2條第1、2款規定：「本法用詞定義如下：

一、核子反應器：指裝填有核子燃料，而能發生可控制之原子核分裂自續連鎖反應之裝置。二、核子反應器設施：指核子反應器與其相關附屬廠房及設備。」第8條規定：「核子反應器設施因換裝核子燃料、機組大修或異常事件停止運轉，主管機關得訂定辦法管制其再起動。」依上揭第8條授權所訂定之再起動管制辦法第9條第1項規定：「核能機組完成機組臨界前工作項目後，經營者應於機組初次臨界前，檢送載明下列事項之大修作業品質報告及稽查報告，報請主管機關審查同意後，機組始得進入臨界。」第11條第1項規定：「核能機組完成機組併聯前工作項目後，經營者應於機組初次併聯前，檢送載明下列事項之大修作業品質報告及稽查報告，報請主管機關審查同意後，機組始得併聯。」此乃因核子反應器設施因機組大修停止運轉的頻率為每18個月即須停止運轉，依再起動管制辦法由被告重新審查並同意後，參加人即可進入臨界及併聯。經查，本件參加人於101年6月18日檢送完成機組臨界前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，經被告核准同意核二廠1號機進入臨界之原處分1，以及參加人於101年6月20日檢送完成機組併聯前工作項目之大修作業品質報告及稽查報告，經被告同意核二廠1號機組併聯之原處分2，係分別依據再起動辦法第9條及第11條規定所為之決定。該決定係行政機關（被告）對外生法律效果之公權力措施，其相對人在理論上係可得確定之範圍，依行政訴訟法第92條及訴願法第3條規定，自屬行政處分。而原處分之直接根據法規係核子反應器設施管制法第8條授權訂定之再起動管制辦法第9條及第11條規定如前述。依核子反應器設施管制法第1條所揭櫫之「管制核子反應器設施，確保公眾安全」之立法目的在於防止發生核子事故，故以有可能發生核子事故之虞為標的之訴訟，自可以上揭法規為其保護規範。可知，若被告及參加人未確實管制核子反應器設施，致發生輻射線外洩之核子事故，而有侵害核二廠周邊居民生命、身體及財產安全之虞，該等居民自可以上開法規作為保護規範，提起訴訟；惟核二廠之核子反應器設施內之任何機具，雖發生運作瑕疵，但依世界各國之相關資料，以及被告與參加人基於相關法令所為現行之安全防護措施，只可能引致非核子事故之一般事故時，要無因其係居住於核二廠周邊之居民，即逕認其有對於相關主管機關核准修復該瑕疪機具之行政處分，提起撤銷訴訟或續行確認訴訟之法律上利益，乃經最高行政法院105年度判字第178號發回判決指明甚詳。

⒊被告雖認「反應爐支撐裙板錨定螺栓斷裂」、「爐心側板裂縫」、「燃料匣彎曲與控制棒插入困難」等瑕疵，不會導致核子事故或一般事故，是以原告欠缺當事人適格，其起訴並不合法云云，其理由如下（見本院卷第250至259頁）：

⑴有關錨定螺栓斷裂部分：被告尚未蒐集到國外有反應爐壓力槽錨定螺栓斷裂之相同案例；而接近案例則有1973年美國Haddam Neck電廠蒸汽產生器支撐錨定螺栓，同樣材質於高預力及潮濕環境中發生應力腐蝕龜裂。參加人已依被告要求於每次機組大修時對全部120支錨定螺栓執行超音波檢測，由歷次超音波檢測檢測結果均合格，顯示錨定螺栓功能正常。核二廠1號機於101年3月第22次大修時，發現支撐裙板內圈錨定螺栓（內外圈共120支）有1支斷裂、2支近乎斷裂及4支經超音波檢測發現裂紋，此等情形為該部機首次發現，業於該次大修將7支螺栓全部修復完成。準此，縱然核二廠1號機第22次大修未及發現該7支錨定螺栓斷裂或裂紋，仍有約94%之錨定螺栓維持其功能，機組仍可安全運轉，不致引起核子事故或非核子事故之一般事故。

⑵爐心側板裂縫部分：爐心側板銲道熱影響區發生晶間應力腐蝕龜裂，為國際上沸水式反應爐爐心側板共通性問題，在美國與核二廠同型機組有4部，其爐心側板亦有程度不一之裂紋。國際上目前為止並無因爐心側板焊道裂紋瑕疵而產生核子事故或一般事故之案例。核二廠1號機於101年第22次大修期間，針對爐心側板焊道執行超音波檢測，於H4、H5焊道熱影響區偵測發現裂紋顯示。該機組在95年第18次大修中，H4、H5銲道即發現有此裂紋，以上所檢測出之裂紋經評估結果皆仍能維持其結構功能。核二廠之爐心側板係位於反應爐壓力槽內的一個圓柱筒，非核能安全級組件，主要作為導引爐心水流，並作為頂部導架、蒸汽乾燥器及爐心灑水噴嘴等支撐之用，故其裂紋不會造成爐心冷卻水喪失，僅會使爐心的冷卻水流微量減少，不致產生核子事故或非核子事故之一般事故。關於核二廠爐心側板焊道，皆已依國際間通用規範建立定期檢測要求及依檢測結果進行評估作業，可確保爐心側板在下次檢測前仍能維持其結構設計功能。

⑶燃料匣彎曲與控制棒插入困難部分：燃料匣彎曲為近年來國際間沸水式核能電廠普遍發現之現象。參加人就此已訂定平時監測措施，於機組大修起動前依程序書1017.2執行控制棒驅動系統摩擦試驗，並於運轉中定期執行偵測試驗，包括定期抽動控制棒、針對可疑之控制棒量測控制棒停妥時間，以早期發現是否有燃料匣彎曲而使摩擦力增加之情形，若停妥時間超出既定限值，則進一步執行控制棒急停插入時間量測，確保控制棒可以發揮其安全功能。核二廠燃料匣彎曲僅會造成控制棒停妥時間較長或無法停妥定位之現象，但並不會影響控制棒執行其安全停機功能，因此並無引發核子事故或非核子事故之一般事故之可能。同時核二廠已建立定期監測措施，歷年來監測結果均能證明燃料匣彎曲屬輕微，亦不影響安全功能，故並無引發核子事故及非核子事故之一般事故之可能。

⒋按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，制定核子事故緊急應變法，其第2條第1、2款規定：「本法用詞定義如下：一、核子事故：指核子反應器設施發生緊急事故，且核子反應器設施內部之應變組織無法迅速排除事故成因及防止災害之擴大，而導致放射性物質外釋或有外釋之虞，足以引起輻射危害之事故。二、核子反應器設施：指裝填有適當安排之核子燃料，而能發生可控制之原子核分裂自續連鎖反應之裝置及其相關附屬廠房與設備；同一經營者在同一廠址所設數個核子反應器設施，視為一核子反應器設施。」經查，核二廠錨定螺栓位於反應爐支撐裙板，其設計功能係將錨定螺栓施加預張力，建造階段每根螺栓預力須達680kips，一個燃料週期後，每根螺栓剩餘預力仍須達560kips以上，以提供充足的摩擦力（Friction Joint），將支撐裙板法蘭鎖固於下方基座上，將反應爐之剪力負荷（shear loads）傳遞至基座，防止反應爐橫向滑動。對於螺栓發生斷裂，依工程學理角度，須了解斷裂肇因，並就螺栓錨定功能（維持預力與經超音波檢測確認其是否有裂縫）、整體結構。被告研判斷裂肇因為當時環境、施工方法與螺栓材料存在之瑕疵共同造成之應力腐蝕龜裂所致。爐心側板係位於反應爐壓力槽內的一個圓柱筒，其設計功能主要作為導引爐心水流，並作為頂部導架、蒸氣乾燥器及爐心灑水噴嘴的支撐。對爐心側板銲道熱影響區發生晶間應力腐蝕龜裂，為國際上沸水式反應爐爐心側板共通性問題，在美國與核二廠同型機組有4部，其爐心側板亦有程度不一之裂紋（見前審卷2第734至736頁之被證37）。至於控制棒亦為核子反應爐之設施，其功能為發生任何發生任何異常運轉狀態下，均能於規定時間內快速插入，使反應爐停機，以便確保燃料不受損害。控制棒正常抽插時，係利用燃料匣作為控制棒葉片上滾輪之行走承載面。控制棒抽插至某一位置時，本應於一定時間內停妥在該設定位置。惟近年來國際間沸水式核能電廠普遍發現少部分控制棒之停妥時間，有加長或無法停妥定位之現象。而此現象經研究調查研判，其原因應為燃料匣彎曲造成控制棒葉片正常抽插時因摩擦力增加所致，為被告說明在卷（見本院卷第532至538頁）。上述錨定螺銓、爐心側板、燃料匣及控制棒等設施，均屬核子反應爐（即核子反應器）之部分設備，因此有關「錨定螺栓斷裂」、「爐心側板出現裂痕」、「燃料匣彎曲」及「控制棒插入困難」等問題，均屬於「核子反應爐」本身之瑕疵。就錨定螺栓斷裂部分，被告雖表示未蒐集到國外有反應爐壓力槽錨定螺栓斷裂之相同案例，接近案例則有1973年美國Haddam Neck電廠蒸汽產生器支撐錨定螺栓，同樣材質於高預力及潮濕環境中發生應力腐蝕龜裂。惟依前述錨定螺栓之功能說明，若該瑕疵未修復，將使核子反應爐支撐裙板無法固定基座，防止反應爐橫向滑動之功能受到影響。另就爐心側板裂縫部分，被告雖表示國際上目前為止並無因爐心側板焊道裂紋瑕疵而產生核子事故或一般事故之案例。惟依前述爐心側板之功能說明，若該瑕疵未修復，將影響爐心水流，及支撐頂部導架、蒸汽乾燥器及爐心灑水噴嘴之功用。又就燃料匣與控制棒部分，被告表示燃料匣彎曲為近年來國際間沸水式核能電廠普遍發現之現象；依前述燃料匣與控制棒之功能說明，若該瑕疵未修復，將造成控制棒停妥時間較長或無法停妥定位之現象。被告雖主張上開瑕疵，影響程度輕微（錨定螺栓仍維持94%之功能、爐心冷卻水流微量減少、控制棒停妥時間較長或無法停妥定位，不會影響控制安全停機功能），不致形成核子事故云云。惟按行政訴訟法第4條第1項、第3項條文中所謂之「利害關係人」，其「利害關係」自係指「權利或法律上之利益」受侵害之利害關係；又按當事人適格，乃指當事人就特定訴訟標的有實施訴訟之權能而言，祇須主張自己為權利人，而對其主張之義務人提起，即為當事人適格，亦即當事人是否適格，應依原告起訴主張之事實定之，而非依審判之結果定之（最高行政法院99年度判字第923號判決參照）。本件原告主張「錨定螺栓斷裂」、「爐心側板出現裂痕」、「燃料匣彎曲」及「控制棒插入困難」等問題，既均屬於「核子反應爐」本身之瑕疵，在各項人為或天然情況之因素尚無法確定或控制之情況下，仍有發生核子事故之蓋然性存在，而可認有當事人適格，自難以事後並未發生核子事故之本案實體判斷，反推原告起訴時未具當事人適格，被告此部分主張，核無足採。

⒌次應審究者，核二廠若發生核子事故，距發生核子事故之核子反應器多少距離之居民，始具有提起撤銷訴訟或續行確認訴訟之原告適格？被告主張：核子事故影響地區及範圍，會受到事故發生之實際情形、氣象條件、事故規模等不同因素而有異，對於假設本件瑕疵導致發生核子事故，多少公里內居民會受到影響，實難一概而論；依核子事故緊急應變法施行細則所訂之緊急應變計畫區，應可作為核子事故發生時，需進行緊急應變影響範圍之客觀標準，是依核子事故警急應變法第13條及同法施行細則第3條規定所公告核二廠緊急應變計畫區為8公里範圍內之居民，就本件原處分始有法律上之利害關係。惟按核子事故緊急應變法第1條規定：「（第1項）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2項）核子事故緊急應變，依本法之規定；本法未規定者，依災害防救法及其他法律之規定。」第2條規定：「本法用詞定義如下：……五、緊急應變計畫區：指核子事故發生時，必須實施緊急應變計畫及即時採取民眾防護措施之區域。六、整備措施：指於平時預為規劃、編組、訓練及演習之各項作為，俾核子事故發生或有發生之虞時，能迅速採行應變措施。七、應變措施：指核子事故發生或有發生之虞時，為防止事故持續惡化及保護民眾生命、身體及財產安全所進行之各項作為。

八、復原措施：指核子事故經控制不再持續惡化，至受事故影響區域可恢復正常生活狀況前，所需完成之暫時移居、地區進出管制、食物及飲水管制等相關防護措施。……

十、民眾防護：指核子事故發生或有發生之虞時，為減少輻射曝露，保障民眾生命、身體安全，所採行之掩蔽、服用碘片、疏散收容、食物及飲水管制、暫時移居、地區進出管制、污染清除、醫療救護等措施。十一、掩蔽：指核子事故發生或有發生之虞時，民眾停留於室內，並立即關閉門窗及通風系統，以降低吸入放射性核種及輻射曝露可能性之措施。」第13條第1項規定：「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。」第18條規定第1項規定：「為有效執行民眾防護行動，地方主管機關應依核定之區域民眾防護應變計畫，辦理下列事項：……」可知核子事故緊急應變法之制定，係主管機關為因應核子事故之發生，在核子事故發生地周圍劃定區域，採取緊急應變、復原、防護等措施；是緊急應變計畫區係為防範核能電廠萬一發生核子事故，減緩事故對於周邊民眾之不利影響，基於事先風險管理而劃定區域進行應變規劃。因核災事件事出突然、緊急，且於短時間內會造成重大損害，為有效處理事故核心區域人員之傷亡，政府基於有限之人力、物力、設備，有效進行緊急整備、應變、防護、復原等措施，就區域內人民具強制力，對於違反義務者且得科以罰鍰，是緊急應變計畫區通常小於核災實際影響區域，亦非核災發生時之實際疏散範圍，從而核災影響範圍更不限於緊急應變計畫區內。參酌文獻就外國有關核災事件之司法實務案例之介紹說明，例如：⑴日本福井地方法院禁止大飯核子發電廠再運轉判決，認定核電廠250公里範圍內之原告有當事人適格（見前審卷2第821頁之原證68）；⑵日本福島第2原發最高法院判決，認定核電廠50公里範圍內之原告有當事人適格（見前審卷1第312頁之原證57）；

⑶德國VG Oldengurg,Urteilv.10.11.1978判決，肯定距離核電廠400公里之原告適格（見前審卷1第310頁之原證57）。另就外國核災案例，車諾比核災污面積16萬平方公里以上，約台澎金馬總面積3萬6千平方公里的4倍多，疏散30公里居民（見原審卷1第309頁之原證56）。被告於102年4月提出「核子事故緊急應變計畫區範圍檢討報告」亦認：國際原子能總署及日本（福島核災後）核災應變區建議訂在20或30公里，我國僅從5公里延伸至8公里，實屬不足；萬一發生核子事故，其放射性物質會影響到民眾輻射安全而進行民眾疏散時，實際疏散範圍除考量事故當時機組狀況外，須視放射性物質外釋情形及當時氣象條件評估；以日本福島核災為例，疏散範圍由發生時之3公里，因惡化逐步擴大至10、20公里（見原審卷2第817至820頁之原證67）。從而，本院認系爭核子反應器之瑕疵若導致核子事故，原告適格與否不應限於8公里緊急應變計畫區範圍，除原告許富雄、何坤、黃月雲、徐正成、陳柏志、郭慶霖、李菁桔、賴文誠、徐阿南及許金珠等10人因居住於緊急應變計畫區8公里範圍內，具有原告適格；其餘原告李卓翰、崔愫欣、李秀容、施逸翔、邱伊翎、賀光卍、潘翰聲、廖本全、林青蘭、周奕成、高成炎、史英、馮喬蘭、林長茂、黃俊傑等15人，雖未居住於上開核二廠緊急應變計畫區8公里範圍內之村（里）行政區，惟其等住（居）所距核二廠18.31公里至41.94公里不等（見前審卷1第58至69頁），被告又未依前述最高行政法院發回判決意旨，提出相資料說明依核二廠核子反應器之種類、構造、規模，可能導致核子事故輻射外洩之區域範圍，顯然得排除該等原告上開住（居）所，故認其等對本件原處分仍有法律上利害關係，本件訴願決定認原告李卓翰等15人非利害關係人，不具原告適格而為決定不受理，容嫌速斷，被告抗辯該等原告不具當事人適格，尚非可採。

（三）有關先位之撤銷訴訟部分：

⒈按「（第1項）人民因中央或地方機關之違法行政處分，認為損害其權利或法律上之利益，經依訴願法提起訴願而不服其決定，或提起訴願逾3個月不為決定，或延長訴願決定期間逾2個月不為決定者，得向高等行政法院提起撤銷訴訟。……（第3項）訴願人以外之利害關係人，認為第1項訴願決定，損害其權利或法律上之利益者，得向高等行政法院提起撤銷訴訟。」「確認行政處分無效及確認公法上法律關係成立或不成立之訴訟，非原告有即受確認判決之法律上利益者，不得提起之。其確認已執行而無回復原狀可能之行政處分或已消滅之行政處分為違法之訴訟，亦同。」「撤銷訴訟進行中，原處分已執行而無回復原狀可能或已消滅者，於原告有即受確認判決之法律上利益時，行政法院得依聲請，確認該行政處分為違法。」分別為行政訴訟法第4條第1項、第3項、第6條第1項及第196條第2項所規定。準此，對於行政處分提起撤銷訴訟之目的，在於解除行政處分的規制效力，是以，如果行政處分之規制效力仍然存在，原則上即有提起撤銷訴訟之實益。又行政處分之執行與其規制效力之存續固屬二事，已執行完畢之行政處分，如果其規制效力仍然存在，且有回復原狀之可能者，行政法院仍應准原告提起撤銷訴訟以為救濟，除非行政處分已執行，且無回復原狀之可能，或行政處分之規制效力已因法律上或事實上之原因而消滅，始認其欠缺提起撤銷訴訟之實益，而於原告有即受確認判決之法律上利益時，許其依法提起確認該行政處分違法訴訟（最高行政法院101年判字第216號、100年判字第1046號裁判意旨參照）。

⒉經查，核二廠1號機第22次定期大修停機後，經參加人申請，被告於101年6月18日、101年6月20日為同意進入臨界、併聯之原處分，參加人執行再起動程序運轉，是原處分已執行完畢，惟其規制效仍然存在。嗣於18個月後，核二廠1號機第23次申報停機及定期大修亦完成，並於103年1月3日、1月4日申請被告同意進入臨界及併聯，經被告於同日以核能機組管制決行表同意等情，有被告103年1月6日會核字第1030000172號函、同日會核字第1030000187號函及核能機組管制決行表2份附卷可稽（見前審卷3第1608至1612頁）。可知本件核二廠1號機第22次大修停機後申請臨界、併聯，經機組起動後，再經第23次停機定期大修完成，經被告處分同意進入臨界、併聯時，本件原處分規制效力，已因第22次大修週期經過完成，而無回復之可能。原告雖主張原處分屬形成處分，縱然第22次大修已結束，然對未來仍有同類情形發生之可能，原告提起撤銷訴訟仍有訴之利益云云，自無可採。揆諸前開說明，原告以先位聲明撤銷原處分即無理由，應予駁回。原處分雖已執行完畢而無可撤銷，已如前述，惟原告以其所主張原處分之違法，有重覆之危險，而得以備位聲明提起確認行政處分違法之訴；鑑於核二廠1號機仍持續運轉之事實，非無可取，被告主張原告無確認利益云云，尚無可採，本件次應審究原告所提確認行政處分違法部分，是否有理由？

（四）關於原告主張聽證程序瑕疵部分：

⒈按為保障人民之聽證權，行政程序法第10章訂有聽證程序，為聽證程序之一般性規定，不論依該法或其他法律規定應舉行聽證程序時，應適用其規定，因此行政程序法第54條規定：「依本法或其他法規舉行聽證時，適用本節規定。」有關聽證之通知、公告及方式，該法第55條規定：「（第1項）行政機關舉行聽證前，應以書面記載下列事項，並通知當事人及其他已知之利害關係人，必要時並公告之︰一、聽證之事由與依據。二、當事人之姓名或名稱及其住居所、事務所或營業所。三、聽證之期日及場所。四、聽證之主要程序。五、當事人得選任代理人。六、當事人依第61條所得享有之權利。七、擬進行預備程序者，預備聽證之期日及場所。八、缺席聽證之處理。九、聽證之機關。（第2項）依法規之規定，舉行聽證應預先公告者，行政機關應將前項所列各款事項，登載於政府公報或以其他適當方法公告之。（第3項）聽證期日及場所之決定，應視事件之性質，預留相當期間，便利當事人或其代理人參與。」第59條第1項規定：「聽證，除法律另有規定外，應公開以言詞為之。」第61條規定：「當事人於聽證時，得陳述意見、提出證據，經主持人同意後並得對機關指定之人員、證人、鑑定人、其他當事人或其代理人發問。」蓋行政機關於作成行政決定之前舉行聽證，在積極方面可以集思廣益、加強溝通、促進參與、提高行政效能；在消極方面可以防止偏私、杜絕專斷，確保依法行政。而人民藉由聽證程序，得就不利決定進行答辯或防禦之權利，以符合自然正義法則。在行政程序法公布施行前，已有若干法令與聽證有關或類似之規定，有規定為「聽證會」者，例如環境影響評估法第12條；有規定為「公聽會」者，例如：立法院職權行使法第54條規定；亦有規定為「聽證」者，例如：行政機關處理人民陳情案件要點第12點。行政程序之繁簡應與事件性質成比例，亦即一般、輕微事件，應力求行政程序之簡易與合目的性。反之攸關人民權益者，應愈嚴謹其程序，以為重大行政行為之適用依據。而聽證源於訴訟程序，後來亦適用於行政程序，於行政決定作成前，給予當事人就重要事實表示意見之機會，藉以避免行政機關之恣意專斷，保障當事人之權益。但若規定任何行政處分作成前均應舉行聽證，恐對人力、財力造成不必要之浪費，而影響行政效率，因此行政行為之作成是否應經聽證，尤宜委由立法者於個別法令中或行政機關個案加以考量。行政程序法第107條因此規定：「行政機關遇有下列各款情形之一者，舉行聽證︰一、法規明文規定應舉行聽證者。二、行政機關認為有舉行聽證之必要者。」至於其他法規未使用「聽證」而使用「公聽會」、「說明會」、「座談會」等名稱，除非該法規明文準用行政程序法有關聽證之規定，否則應不適用本法有關聽證之規定，蓋在「陳述意見」與「聽證」兩種寬嚴兩極之行政程序中，立法者或行政機關仍有選擇其他類型之空間。

⒉經查，被告以101年5月9日會核字第1010007502號公告就參加人「核二廠1號機反應爐支撐裙鈑錨定螺栓斷裂事件」案舉行聽證，並於公告事項載明聽證之期日及場所及主要程序等；被告以同日會核字第1010007504號函檢送聽證公告至立法院、經濟部、參加人、新北市政府、新北市議會、新北市金山區公所、新北市萬里區公所；同日被告另以會核字第1010007503號函檢送行政院公報編印中心，刊登行政院公報。被告於101年5月10日將聽證公告刊登於被告官網；並於101年5月11日以會核字第1010007629號函檢送聽證公告至基隆市政府、基隆市議會、基隆市中山區公所、基隆市安樂區公所、基隆市七堵區公所、新北市石門區公所。被告於101年5月17日以會核字第1010008005號函邀請立法院教育及文化委員會委員參加聽證會，隨函附送聽證公告及聽證會議程。嗣於101年5月18日下午13時30分至17時30分，在被告三樓會議室舉行聽證會，有上開函文、公告、聽證會會議逐字紀錄附卷可憑（見原處分卷第29至67頁之被證1至被證7），自堪認定。

⒊又查，依據立法院公報第101卷第22期委員會紀錄第501、502頁記載：「現在處理臨時提案……，進行第1案。一、民進黨黨團要求針對核二廠錨定螺栓斷裂事件，奇異公司、原子能委員會、核能研究所及台電公司，應個別完成肇因分析，及PRA量化風險分析之相關報告，送立法院教育及文化委員會作專案報告，並請原能會依法舉辦聽證會，取得安全保證後，核二廠1號機始得重新運轉。提案及連署人：民主進步黨立法院黨團……無異議，照案通過。」等語（見本院卷第666-1、666-2頁），可知被告舉行聽證之緣由，係依據「立法院教育及文化委員會」決議之要求，而立法院個別委員會之決議，並非行政程序法第54條所指之法規；此外復無任何法令規定核能電廠核子反應器因大修停機後執行再起動程序（包括本件原處分之臨界、併聯），應先經聽證程序，是被告舉行聽證固非行政程序法第107條第1款有關「法規明文規定應舉行聽證者」之情形。然被告依立法院教育及文化委員會決議，決定舉行聽證會，其名稱為「聽證」，依據為「行政程序法第55條及第107條」，並公告舉辦機關、聽證之期日、場所及相關程序（見原處分卷第29、30頁）。可知被告依行政程序法第107條第2款規定舉行聽證，自應依循該法第10章有關聽證程序之規範，被告主張本件不適用行政程序法有關聽證程序之規定云云，容有誤會，委無足採。

⒋原告雖主張本件聽證期日之決定，未依行政程序法第55條第3項預留相當期間，且不符被告民眾參與注意要點第2點，應於「兩週前」公告之規定。惟按行政程序法第55條第3項規定：「聽證期日及場所之決定，應視事件之性質，預留相當期間，便利當事人或其代理人參與。」所謂預留「相當期間」指當事人知悉聽證舉行後有合理、適當之時間準備參與，須視事件性質而定，沒有具體訂明若干期間。而被告為期落實資訊公開及民眾參與原則，訂定原能會民眾參與注意要點，其第2條規定：「會議或活動之主辦單位（以下簡稱主辦單位）邀請民眾旁聽或參與時，應於會議或活動舉行兩週前，將該會議或活動之名稱、時間、地點、議題或內容摘要、旁聽或參與名額及申請截止日期等資訊（如附件1）公布於本會網站，並至少公布至該會議或活動舉行當日。」第3條規定：「申請旁聽會議或參與活動之民眾，應填妥『行政院原子能委員會民眾旁聽會議及參與活動申請書』（如附件2），以網路向本會提出申請，主辦單位受理後立即以電子郵件或電話告知辦理狀況；審核通過後，應儘速通知申請人，並將審核結果公布於本會網站。若實際申請人數過多時，以接獲申請時間優先順序為原則，必要時得以申請者代表性決定之。」第4條規定：「申請通過之民眾，應持相關身分證明，依主辦單位指定地點辦理報到手續。」第5條規定：「主辦單位應有專責人員協助民眾辦理旁聽會議及參與活動之報到、程序說明及問卷填寫（如附件3）。」第6條規定：「各項會議旁聽民眾應遵守會場及議事秩序，不得錄影、錄音、發言或以其他方式干擾會議之進行。對干擾會議進行之人員，主席得要求請其離場，本會得不再接受其後續之申請旁聽會議或參與活動。」第7條規定：「會議或活動結束後，主辦單位作成之會議紀錄、報告或其他資料，應公開於本會網站至少30日。」可知原能會民眾參與注意要點適用於經申請旁聽會議或參與活動之民眾，與行政程序法之聽證程序有別，本件被告舉行聽證，未符上開要點有關2週之規定，難謂違法。衡酌民眾參與權與恢復電力供應具時效性之目的，被告依立法院教育及文化委員會決議，針對本件核二廠1號機錨定螺栓斷裂事件，經過2次專案視察、外部專家4次審查小組會議，在該7支瑕疵換新且經過超音波檢查及鎖緊度驗證後，基於人力、時間、成本等考量下，事實上無法就個別民眾一一通知，而於101年5月9日至11日辦理公告，並於網頁公告周知，嗣於同年月18日舉行聽證，其通知方法、期間尚稱合理、適當，原告主張違反行政程序法第55條規定云云，不足採認。

⒌原告主張本件漏未舉行預備聽證，構成裁量濫用之違法，違反行政程序法第10條、第58條規定；且聽證程序尚未終結，被告即作成處分，且未說明意見可採或不可採之理由，顯未斟酌全部聽證之結果，違反行政程序法第108條規定。按行政機關為使聽證順利進行，認為必要時，得於聽證期日前，舉行預備聽證（行政程序法第58條第1項參照）。故是否進行預備聽證，原指定之聽證主持人雖可以提出建議，惟仍係由行政機關決定。又聽證之開始，以主持人說明案由為始，並由主持人或其指定之人說明事件之內容要旨（同法第60條參照）；當事人於聽證有陳述意見、提出證據之權利，且經主持人同意後並得對機關指定之人員、證人、鑑定人、其他當事人或其代理人發問（同法第61條參照）。而聽證主持人應本於中立公正之立場，主持聽證，為使聽證順利進行並得採取必要之措施（同法第62條參照）。主持人認當事人意見業經充分陳述，而事件已達可為決定之程度者，即得終結聽證；聽證終結後，決定作成前，行政機關認為必要時，得再為聽證（同法第65、66條參照）。查被告於101年5月9日公告舉行聽證之主要程序為：⑴由主持人說明案由及其他應注意事項、⑵承辦單位摘要報告案情及處理情形、⑶案件當事人及已知之利害關係人陳述意見。被告於101年5月18日下午13時30分開始，在被告3樓會議室舉行聽證會，先由被告核能管制處處長陳宜彬進行系爭錨定螺栓斷裂事件之案情報告後，續由國營會執行長劉明忠、核二廠副廠長李清河、交通大學劉俊秀、綠色消費者基金會董事長方儉、工程師王偉民、核二廠退休員工李桂林、宜蘭人文基金會董事長陳錫南、金山核能監督委員會理事長許富雄陳述意見；中場休息後進行相互詢答程序，因立法委員等人提出多項程序問題，且在場人員因發言內容發生口角、爭相發言，造成會議進行延宕、場面失控，主持人因而於下午5時30分計宣告散會等情，有聽證會會議逐字紀錄附卷可稽（見原處分卷第42至67頁）。是被告主張承辦單位已報告系爭事件案情及相關問題，當事人及利害關係人業已提出書面意見資料，並順利完成意見陳述；雖然該會議嗣進行「相互詢問」之聽證議程時，因上開因素無法續行原公告議程而結束；然被告於原處分前，已經充分尊重民意及考量各方質疑及提出之專業意見，並使決策內容及資訊公開、透明，已經踐行聽證之目的，並無原告所指聽證程序違法問題，核屬有據，原告上開主張，委無足採。

（五）原告主張部分審查委員有應迴避而未迴避情事，作成原處分之程序顯有瑕疵乙節：

⒈按行政程序法第32條規定：「公務員在行政程序中，有下列各款情形之一者，應自行迴避︰……四、於該事件，曾為證人、鑑定人者。」第33條第1項、第5項規定：「（第1項）公務員有下列各款情形之一者，當事人得申請迴避︰一、有前條所定之情形而不自行迴避者。二、有具體事實，足認其執行職務有偏頗之虞者。……（第5項）公務員有前條所定情形不自行迴避，而未經當事人申請迴避者，應由該公務員所屬機關依職權命其迴避。」另依行政院原子能委員會組織條例第19條授權訂定之原能會會議規則第2條規定：「本會委員會議（以下簡稱委員會議）由主任委員、副主任委員及委員組成之。委員會議以主任委員為主席，主任委員因故不能出席時，指定由副主任委員1人代理。主任委員、副主任委員均不能出席時，由委員互推1人為主席。」第8條第2項規定：「委員對於審議事件有利害關係者，應行迴避。」可知行政程序法有關迴避制度之主要目的，在於確保行政機關能公正履行其義務，避免球員兼裁判或不公正嫌疑。是行政機關承辦人員是否應迴避，除須視有無前揭身分外，且應審酌有無具體事證足認有偏頗之虞。

⒉經查，核研所係被告下級所屬機關，為我國從事原子能科技研發之專責機構，主要任務在於研發核能安全與管制技術精進、輻射生物醫學及藥物研發與推廣應用、放射性廢棄物處理與置技術研究、電漿技術之發展與運用等技術等事項。而案外人康龍全、周鼎係核研所核安管制技術支援中心之專職工作人員，此中心乃任務編組，由核能研究所長督導專責支援被告核安之相關管制及研究工作。其中康龍全為美國史丹福機械工程博士，專攻力學、應力分析、結構、振動等領域；周鼎為美國壬色列理工學院博士候選人，專攻核能耐震規範研究，此有渠等學歷專長一覽表可稽（見前審卷3第1594頁）。可知康龍全、周鼎2人均係對核能結構具有豐富經驗之專家，其等工作內容本即支援被告從事核能安全之相關管制及研究工作，並無任何需行利益迴避之事項。再者，被告為確保其判斷之專業性、正確性、公正性，聘請相關專長之專家學者組成審查委員會，並召開4次審查會議，提供專業上之諮詢意見供被告參考，再由被告依法進行審查後作成決定，已如前述，故原處分係由被告作成，非由審查會議之決議而作成。準此，核能研究所核安管制技術支援中心之技術人員康龍全、周鼎，參加專家審查會議所提出諮詢意見，並非鑑定人，對於專家審查會議之結論不具最終效力，對於被告所為原處分之決定亦無拘束力，僅具建議與諮詢性質，是上開2位技術人員對本件原處分作成自無迴避之問題。再者，原能會會議規則第8條第2項規定：「委員對於審議事件有利害關係者，應行迴避。」所稱委員係指被告組織法內之委員，原告上開主張，於法無據，自難採認。

（六）本件被告所為原處分有無原告所稱之實體上瑕疵乙節：

⒈按核子反應器設施管制法，依該法第3條規定：「本法之主管機關為行政院原子能委員會。」第8條規定：「核子反應器設施因換裝核子燃料、機組大修或異常事件停止運轉，主管機關得訂定辦法管制其再起動。」被告為核子反應器設施之主管機關，依上開授權訂定再起動管制辦法，其第2條第2款至第4款規定：「本辦法用詞定義如下：……二、大修：指核能機組依預定計畫停止運轉，以換裝核子燃料並執行結構、系統及組件之檢查、維修、測試與改善等作業。三、起動：指依程序操作控制設備，使核子反應器由未達臨界狀態趨向臨界狀態至機組併聯，及其後之功率提升過程。四、臨界：指含可分裂核子燃料之體系，當其燃料分裂所釋出之中子數目正好等於被吸收及逸出該體系的數目時之狀態。」第7條第1項規定：「經營者應於預定執行核能機組大修之30日前，檢送載明下列事項之機組大修計畫，並於預定執行核能機組大修之10日前，檢送稽查計畫，報請主管機關審查：……」第9條規定：「（第1項）核能機組完成機組臨界前工作項目後，經營者應於機組初次臨界前，檢送載明下列事項之大修作業品質報告及稽查報告，報請主管機關審查同意後，機組始得進入臨界：一、大修計畫內機組臨界前工作項目查核執行情形。二、安全相關結構、系統及組件與可靠度一級設備未結案請修單之運轉『安全影響評估』及預定檢修時程。三、安全相關結構、系統及組件與可靠度一級設備之品質不符案件處理情形，包括未結案件之評估。四、大修作業期間發生之『異常事件』與前條所列事項之評估及改善措施。

五、廠務管理執行情形。六、其他經主管機關指定之事項。（第2項）前項稽查報告，應載明下列事項：一、大修作業稽查評估總表。二、大修品質改正通知及其改善處理狀況。三、大修作業分組稽查結果。」第11條規定：「（第1項）核能機組完成機組併聯前工作項目後，經營者應於機組初次併聯前，檢送載明下列事項之大修作業品質報告及稽查報告，報請主管機關審查同意後，機組始得併聯：一、大修計畫內機組併聯前工作項目查核執行情形。二、安全相關結構、系統及組件與可靠度一級設備未結案請修單之運轉安全影響評估及預定檢修時程。三、臨界後發生安全相關結構、系統及組件與可靠度一級設備之品質不符案件處理情形，包括未結案件之評估。四、臨界後發生之異常事件評估及改善措施。五、經營者申請臨界時之承諾事項及主管機關要求事項辦理情形。（第2項）前項稽查報告，應載明下列事項：一、大修作業稽查評估總表。

二、大修品質改正通知及其改善處理狀況。三、大修作業分組稽查結果。」

⒉查一般工業界對於連續運轉之工廠，因考量設備長期運轉之耗損，為避免設備因耗損而導致更大之故障，造成設備、財產之損失，均須定期停機大修，執行設備檢查、耗材更換等工作，至於大修週期之訂定，則依各工廠之需求個別訂定，目前國內各核能電廠之大修週期均為18個月。參加人於101年2月4日向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組大修輻射曝露合理抑低計畫；嗣於101年2月8日向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組大修計畫（內容包含大修時程及排程說明、核安管制計畫、大修工作項目、營運期間檢測及測試工作項目、品質查證方案），計畫於101年3月15日17時開始降載，於同年3月16日1時進行發電機解聯，預計於同年3月16日12時反應爐可達冷爐停機狀態，開始依大修排程進心爐心燃料更換等大修工作，大修工期以36日為目標，1號機預計於101年4月19日反應爐開始抽棒機組啟動，同年4月20日發電機併聯完成大修。參加人於101年2月29日向被告陳報核能二廠1號機第22次大修機組審查工作組織表及稽查計畫表等情，有參加人101年2月4日電核發字第10102001551號函、101年2月8日電核發字第10102003211號函、101年2月29日電核安字第10102075221號函等件附卷可稽（見前審卷1第402至407頁）。可知參加人所屬核能二廠1號機預定自101年3月16日起實施第22次大修機組大修計畫，且大修作業停機陳報被告之時程與流程尚符合前開法令之規定，核無違法或不當之處。

⒊承上，參加人所屬核能二廠1號機組在大修作業後，於101年6月18日向被告申請臨界，依再起動管制辦法第9條規定，提出品質報告（包括機組臨界前工作項目執行情形、設備請修單處理情形、品質不符案件處理情形、大修期間發生之異常事件與書面通報、廠務管理執行情形及其他經主管機關指定事項）、稽查報告（包括總處審查評估總表、大修品質改正通知及其改善處理狀況、大修作業分組稽查結果、專案查核報告等事項說明，此有參加人101年6月18日函及所附申請書、目錄附卷可稽（見前審卷1第388至390頁）。參加人嗣於同年6月20日向被告申請併聯，依再起動管制辦法第11條規定，提出品質報告（包括機組併聯前工作項目查核執行情形、SR/R-1設備請修單處理情形、SR/R-1設備品質不符案件處理情形、異常事件與書面通報處理情形、申請臨界時之承諾事項及主管機關要求事項辦理情形及其他經主管機關指定之事項）、稽查報告（包括總處審查評估總表、品質改正通知及其改善處理狀況、大修作業分組稽查結果、專案查核報告），亦有參加人101年6月20日函及所附申請書、目錄附卷可稽（見前審卷1第392至399頁）。被告考量核二廠大修後再起動之臨界、併聯，除需核能知識外，另涉及材料科學、結構力學、破壞力學等學科之專業知識，為確保其判斷之專業性、正確性、公正性，故聘請相關專長之專家學者組成審查委員會，並召開4次審查會議，提供專業上之諮詢意見供被告參考，此有外聘專家學者委員歷專長一覽表、會議紀錄4份附卷可稽（見前審卷3第1594至1607頁）。然本件同意參加人大修後進入臨界、機組併聯之權責機關，依上開法令規定係原子能業務之主管機關即被告。依原能會會議規則第2、3、4條規定，被告就同意參加人申請進入臨界、機組併聯，非屬必項由委員會議決議之事項，被告就參加人申請再起動，由承辦人、科長、副處長、處長決行而為原處分，難謂違法。被告參考專家審查意見後作成原處分之決定，涉及再起動管制辦法所定「安全影響」、「異常事件」、「安全運轉」等不確定法律概念之專業評估。

⒋又按基於權力分立原則，行政在法律規範下，原則上應受司法審查，但立法者在部分情況，有限度授權行政機關自行負責作成決定，法院僅作有限度審查，謂之判斷餘地。準此，行政法院對行政機關依裁量權所為行政處分之司法審查範圍限於裁量之合法性，而不及於裁量行使之妥當性。至於不確定法律概念，行政法院以審查為原則，但對於具有高度屬人性之評定（如國家考試評分、學生之品行考核、學業評量、教師升等前之學術能力評量等）、高度科技性之判斷（如與環保、醫藥、電機有關之風險效率預估或價值取捨）、計畫性政策之決定及獨立專家委員會之判斷，則基於尊重其不可替代性、專業性及法律授權之專屬性，而承認行政機關就此等事項之決定，有判斷餘地，對其判斷採取較低之審查密度，僅於行政機關之判斷有恣意濫用及其他違法情事時，得予撤銷或變更，其可資審查之情形包括：⑴行政機關所為之判斷，是否出於錯誤之事實認定或不完全之資訊。⑵法律概念涉及事實關係時，其涵攝有無明顯錯誤。⑶對法律概念之解釋有無明顯違背解釋法則或牴觸既存之上位規範。⑷行政機關之判斷，是否有違一般公認之價值判斷標準。⑸行政機關之判斷，是否出於與事物無關之考量，亦即違反不當聯結之禁止。⑹行政機關之判斷，是否違反法定之正當程序。⑺作成判斷之行政機關，其組織是否合法且有判斷之權限。⑻行政機關之判斷，是否違反相關法治國家應遵守之原理原則，如平等原則、公益原則等（參照司法院釋字第382號、第462號、第553號解釋理由參照）。可知適用判斷餘地理論者，不限於獨立專家委員會，未具此類委員會之行政機關所決定之事項，倘具有上開高度屬人性之評定、高度科技性之判斷或計畫性政策之決定，亦有判斷餘地理論之適用。如前所述，被告作成原處分前所須審酌「安全影響」、「異常事件」、「安全運轉」等情況，此涉及行政機關基於專業知識之預估判斷及風險決定。所謂預估係基於現存及已知之事實，按照公認之經驗法則，推論判斷未來發生某種事實之可能性。由於人類預見能力之不足，而用以推論之經驗法則又十分有限，預估之不確定性在所難免；法律對於預估決定之可能性程度作規定時，即含有行政之「預估餘地」。另風險決定係依經驗法則，對目前已判斷為危險之狀況及事件採取防禦措施，主管機關在所為風險決定時，具有行政機關自為判斷之領域，除非行政機關之判斷具有上述列舉之違法情事外，法院應採取較低之審查密度。原告主張審查委員會之組成並無法源依據，且該委員會僅審查事實，與不確定法律概念無涉，而原處分非由獨立專家委員會所為，並無判斷餘地理論之適用，本件應採取全面之高度審查密度云云，顯有誤會，核無足採。

⒌經查，參加人所屬核二廠1號機組第22次大修發現錨定螺栓有1支斷裂，2支近乎斷裂，4支超音波檢測發現裂紋顯示，經通報被告於101年3月26日派員執行初步視察，作成初步視察報告，其初擬意見略以：⑴肇因分析應從整體分析角度再加強、⑵整體肇因未清前，應加強監測反應爐支撐裙板與基座之振動行為、⑶各項安全分析應考慮螺栓可能承受之動態力，包括螺栓之疲勞分析、⑷內圈7根螺栓斷裂已經逼近或超越原設計之餘裕，電廠應速提修復方案，完成錨定螺栓之修繕，確保基座整體勁度符合原設計之要求、⑸基於核二廠目前經驗回饋，錨定螺栓之檢測週期與檢測方法不應只以滿足ASME法規為限，建議修繕後每次大修應執行UT檢測，至少持續數次大修週期，確認無誤（見原處分卷第115至122頁之被證14）。被告於101年4月3日邀集專家學者組成諮詢性質之審查小組召開第1次專家審查會議，分別從「螺栓斷裂肇因分析」、「結構安全分析」、「周邊組件運轉安全」、「機組起動運轉之安全」等各方面進行技術性審查，執行反應爐支撐裙鈑錨定螺拴召開第一次專家審查會議，針對螺栓斷裂肇因分析、地震儀紀錄之分析與處理、錨定螺栓更換與檢查、安全運轉評估四範疇提出14項意見（見前審卷3第1596頁至1597頁之附件68、系爭安全評估報告第2頁）。參加人於101年4月5日委託核能研究所進行斷裂/裂紋的破壞金相分析，進一步釐清螺栓損壞的原因，參加人並將C6斷裂螺栓車取兩側斷裂面試片，送核能研究所進行檢驗；另D14及另4支有裂紋瑕疵之比試片，則於101年4月12日續送核研所檢驗（見系爭安全評估報告第9頁）。審查小組於101年4月6日召開第2次專家審查會議，除開始進行第1次審查意見澄清外，並界定螺栓斷裂肇因分析、地震儀紀錄之分析與處理、錨定螺栓更換與檢查、安全運轉評估4大項目為審查範圍並提出18項意見（見本院卷3第1598至1601頁、系爭安全評估報告第2頁）。參加人分別於101年4月11日、101年4月27日完成共7支反應爐錨定螺栓之現場更換作業，並確保螺栓鎖緊度仍能符合需求，鎖緊度測試已全數執行，而測試後再次針對所有的120隻螺栓進行超音波檢測，確認其完整性（見系爭安全評估報告第3頁）。而參加人於101年4月12日將斷裂螺栓試片及另4支有裂紋瑕疵之試片送核能研究所檢驗（見系爭安全評估報告第9頁）。參加人於101年4月13日檢送「核二廠燃料匣彎曲預估方法專案檢討報告」予被告（見前審卷2第737頁至744頁之被證38）。其中對於核二廠EOC-22、EOC-23機經檢視相關控制棒驅動機構，於前次週期之運轉紀錄，包括控制棒急停時間、停妥時間及停妥流量等歷史紀錄，確認相關運轉紀錄均無異常，並結論略以：本次機組起動過程，AREVA（按為核二廠反應爐燃料棒美國供應商）之爐心設計調整確實有效改善控制棒發生高摩擦力現象。……持續要求AREVA公司，依據本次KS1C23爐心佈局設計經驗，最佳化爐心佈局設計，避免類似狀況再度發生……。被告則於101年6月29日以會核字第101005983號函准予備查，並為後續管制要求（見前審卷2第745頁）。被告於101年4月16日至20日執行核二廠1號機7根螺栓斷裂第1次專案視察，針對螺栓更換施工查證、反應爐周邊相連管嘴/管路之銲道及控制棒驅動機構之完整性等項目進行查核，所有查核結果，於101年5月8日撰寫完成第1次視察報告，提出檢討與建議計28頁（見原處分卷第72至85頁之被證10）。審查小組於101年4月25日召開第3次專家審查會議，並提出51項意見（見前審卷3第1602至1604頁、系爭安全評估報告第2頁）。被告於101年5月2日至4日執行第2次專案視察，針對螺栓預張力確認、超音波檢測、原建廠階段採用之螺栓材質檢驗報告（CMTR）品質文件等項進行查核，並將查核結果撰寫完成第2次專案視察報告；103年6月完成上開專案視察結論略以：

⑴螺栓預張力試驗現場查驗方面無異常發現。⑵螺栓預張力試驗後UT檢測方面，經查核UT檢測設備線性驗證紀錄、現場檢測人員資格，抽查現場檢測操作等符合相關規定，無異常發現。⑶在原有螺栓CMTR品質文件查核方面，無異常發現。⑷核二廠反應爐支撐裙板錨定螺栓之鋼棒材料，3批螺栓製成之後並附有檢測合格之紀錄，供異常發現。

⑸在原有螺帽CMTR品質文件查核方面，無異常發現等語。並建議略以：考量UT檢測對本案之影響至為關鍵，建議參加人核二廠應針對本案錨定螺栓超音波檢測程序，採取一致性的作法，並聘請外部專家審閱該分程序書，以為日後螺栓檢測工作之執行依據，本項建議擬提列於核二廠錨定螺栓案後續管制事項（見原處分第86至92頁之被證11）。參加人於101年5月3日，對於1號機之所有120支螺栓包含本次大修發現7支斷裂及有裂紋之螺栓，於同年4月11日、27日更新後之新螺栓）超音波檢測，結果均合格；被告於101年5月4日再要求參加人對所有螺栓全數進行鎖緊度驗證（拉力），再輔以超音波全體檢測，於當日完成並留存紀錄（見系爭安全評估報告第13、14頁、前審卷1卷第157頁）。審查小組於101年5月14日召開第4次專家審查會議，亦提出多項意見（見前審卷3第1606至1607頁、系爭安全評估報告第2頁）。參加人於101年5月18日根據被告專案視察發現及專案審查會議之審查意見，彙整完成系爭安全評估報告，並函送被告審核（見系爭安全評估報告）。被告於101年5月22日召開再起動前會議，要求參加人將反應爐爐心側板水平焊道評估報告提送被告，該報告已納入機組大修後再起動之申請管制要件之一，參加人必須提出安全分析報告送被告審查（見原處分卷第125至126頁之被證16）。參加人於101年6月11日針對審查小組第4次會議審查各項意見併同被告要求之事項，撰寫成系爭安全評估報告，嗣經被告及審查小組討論之後獲得一致之同意，被告乃正式核定。被告於101年6月12日就參加人送審之系爭安全評估報告，請參加人依說明辦理修訂後准予備查，後續管制事項部分，包含反應爐支撐裙鈑錨定螺栓應力監測、震動監測計畫、強震儀與震動加速規之後續要求、錨定螺栓之檢測工作，並要求參加人應確實執行後續加強監測方案（見原處分卷第70、71頁之被證9）。被告於101年6月14日公布「核二廠1號機錨定螺栓斷裂案事件問題與答復」（見前審卷1第150至163頁之原證24）。被告於101年6月18日函覆參加人，對參加人於101年6月6日送審之「核二廠1號機EOC-22反應爐爐心側板新增瑕疵說明」報告，及101年6月18日補充修訂之補充報告案，准予備查（見原處分卷第127頁之被證17）。由以上依時序所載被告及參加人之作為，可知被告已充分斟酌其調查事實及證據之結果，執行各項安全評估與專業審查工作，並確認在核能安全及公眾健康與安全，於國家核能發展政策之下，依再起動管制辦法第9條及第11條規定，同意參加人所屬核二廠1號機組於進入臨界、機組併聯，均遵守相關規定執行，核無違誤。

⒍再者，就反應爐支撐裙板錨定螺栓斷裂部分，錨定螺栓之功能為將錨定螺栓施加預張力，建造階段每根螺栓預力須達680kips，一個燃料週期後，每根螺栓剩餘預力仍須達560kips以上，以提供充足的摩擦力，將支撐裙板法蘭鎖固定於下方基座上，將反應爐之剪力負荷傳遞至基座，防止反應爐橫向滑動。對於螺栓發生斷裂，依工程學理角度，必須了解斷裂肇因，並就螺栓錨定功能（維持預力與經超音波檢測確認其是否有裂縫）、整體結構安全功能、周邊組件狀況與機組起動之運轉安全等確認之。此項安全審查涉及多項專業領域，被告聘請相關專長之專家學者協助審查，從「斷裂肇因分析」、「結構安全分析」、「周邊組件運轉安全」與「機組起動之運轉安全」等各方面進行技術審查，經參加人依審查意見提出系爭安全評估報告送被告審查，再經被告綜合視察與所聘請審查委員審查結果提出審查結論：研判斷裂肇因為當時環境、施工方法與螺栓材料存在之瑕疵共同造成之應力腐蝕龜裂所致，參加人已將7支螺栓更換與完成檢查作業，恢復其功能，其餘113支螺栓，參加人亦執行包括超音波檢測、預力查驗；另考量超音波檢測對螺銓裂紋判視極限，假設最極端之情況及每根螺栓均有2.5mm未檢出裂紋之情況下，採用保守之參數、外力假設與適當之評估方法進行破壞力學與疲勞分析安全評估，確認120支螺栓之功能完整，足以確保可繼續安全運轉18個月以上無虞。此亦有原廠美國奇異公司出具之分析報告可稽（見本院卷之附件6）。此外，被告亦要求參加人於每次大修時執行螺栓超音波檢測，並於下次大修時對更換之7支修復螺栓執行預力查驗。參加人已就核二廠於102年12月進行第23次大修停機期間，執行全部120根錨定螺栓超音波檢測及7根修復螺栓預張力驗證（必須大於560kips），檢測結果全數合格。另就爐心側板檢測新增瑕疵部分，爐心側板之設計功能主要做為導引爐心水流，並做為頂部導架、蒸汽乾燥器及爐心灑水噴嘴之支撐，其龜裂會使爐心之冷卻水流量微量減少。對爐心側板銲道熱影響區發生晶間應力腐蝕龜裂，為國際上沸水式反應爐爐心側板共通性問題。核二廠1號機第22次大修時，被告就反應爐爐心側板水平焊道新增瑕疵問題，已於101年5月22日機組大修後再起動前會議中，將之列為起動申請之管制項目（見原處分卷第125、126頁之被證16）。參加人於101年6月6日提送依國際間通用規範EPRIBWRVIP-76 A進行評估分析報告，被告審查要求參加人以適當保守方式考量裂縫成長率。參加人於101年6月18日再次提送修訂版補充報告（見前審卷2第735、736頁之被證37），重新檢討與縮短檢測週期，先以目視檢測追縱裂紋成長情形，經被告審查確認於101年6月18日同意准予備查（見原處分卷第127頁之被證17)。再就燃料匣彎曲與控制棒插入困難部分，核二廠控制棒之安全功能求，應為發生任何異常運轉狀態下均能快速插入，以便確保保護燃料不受損害（見前審卷2第612頁之附件24）。核二廠近年來亦發現少部分控制棒有如國外沸水式核能電廠停妥時間較長之情形，被告基於安全監督，要求核二廠提出監測方案，核二廠依燃料廠家之建議，於機組大修起動前依程序書1017.2執行控制棒驅動系統摩擦試驗，並於運轉中定期執行偵測試驗，包括定期抽動控制棒、針對可疑之控制棒量測控制棒停妥時間，以早期發現是否有燃料匣彎曲而使摩擦力增加之情形，若停妥時問超出既定限值，則進一步執行控制棒急停插入時間量測，確保控制棒可以發揮其安全功能。此外，被告要求參加人將1號機EOC-22大修控制棒插入不順暢現象一併納入檢討，參加人於101年4月13日函送「核二廠燃料匣彎曲預估方法專案檢討報告」（見前審卷2第745頁之被證40）。報告中對於兩部機前一次大修時，是否為機械或儀器故障進行若干查驗，以釐清控制棒插入不順暢之肇因，包括更換驅動電磁閥、急停閥並執行停妥流量測量，相關驗證結果均排除機械或儀器設備故障之可能。此外，也檢視相關控制棒驅動機構於前次週期之運轉紀錄，包括控制棒急停時間、停妥時問及停妥流量等歷史紀錄，確認相關運轉紀錄並無異常。又被告查證101年4月8日至9日核二廠依其程序1017.2「控制棒驅動系統摩擦試驗」進行全爐心控制棒之測試結果，其中有5支控制棒摩擦力測試結果超過預警標準，續依程序書執行第2階段測試，仍有3支未通過。惟依程序書直接執行急停插入時間測量試驗，3支控制棒仍全數符合急停插入時間需小於1秒要求，故符合控制棒設計安全功能。綜上，被告基於前述審查過程所為原處分，尚未見有基於錯誤之事實判斷，或夾雜與核能安全因素無關之考量，亦無違反一般有效之價值判斷原則或其他違法情事，本院自應予尊重。原告主張核二廠在海嘯、火山災害下有無法執行安全功能之疑慮，原處分違反再起動管制辦法第9條、核子反應器設施管制法第7條及核子反應器設施安全設計準則第4條規定云云，核係原告在假設條件下之主觀見解，並無憑據，且其屬於在地震天災頻仍之台灣是否適合興建核建電廠等核能政策之議題，原告上開主張自難採認，其就此聲請海洋大學應用地球科學研究所李昭興教授作證，核無必要，併予敘明。

（七）從而，原處分並無不法，訴願決定雖以原告李卓翰等15人無當事人適格而為不受理決定，雖有未洽已如前述，惟對駁回其訴之結論並無影響，自無庸撤銷。原告徒執前詞，先位聲明訴請撤銷訴願決定及原處分，備位聲明訴請確認原處分無效，均無理由，應予駁回。

七、兩造其餘攻擊防禦方法經審酌後，均與本件判決結果不生影響，故不逐一論述。

八、據上論結，本件原告之訴為無理由，依行政訴訟法第98條第1項前段、第104條、第218條、民事訴訟法第85條第1項前段、第385條第1項前段，判決如主文。

臺北高等行政法院第四庭