用過核子燃料剛自反應器退出時，因含有較高的餘熱與放射性，故所有核能先進國家均先採水池貯存，俟用過核子燃料冷卻一段時間後，再移到乾式貯存設施繼續貯存，以空氣自然對流冷卻方式排除餘熱，不需要冷卻水循環動力。由於核一、二廠有部分用過核子燃料已放在水池中經過長時間的冷卻，所以本公司參照各核能先進國家的做法，規劃將這些已經充分冷卻的用過核子燃料移至乾式貯存設施貯存。

核能電廠運轉發電過程中產生的用過核子燃料，其中含有鈾和鈽，但是必須經過再處理才可能提鍊出來，才有可能用來製作原子彈。本公司用過核子燃料受國際原子能總署之檢查、監督，是不可能提煉鈽來作原子彈的。

一、 日本福島第一核能電廠用過核子燃料乾式貯存設施，自1995年起營運迄今，設計貯存容量為20組金屬護箱，目前已貯存9組共計408束用過核子燃料。該設施係以既有廠房進行改建，採空氣自然對流方式進行乾式貯存。

二、 2011年3月11日日本東北外海發生規模9.0強烈地震後，引發最大高度達15公尺海嘯，造成福島第一核能電廠，因喪失電源而造成3部機組的用過核子燃料池喪失冷卻功能、發生嚴重核災事故。

三、 依據日本原子力災害對策本部於2011年3月18日報導，福島第一核能電廠用過核子燃料乾式貯存設施經檢查後，確認在強震及海嘯襲擊後並無異常，相對於用過核子燃料池的濕式貯存較為安全。

依照「核能發電後端營運基金放射性廢棄物貯存回饋要點」規定，回饋對象包括，放射性廢棄物貯存設施所在直轄市及縣鄉鎮區與鄰接鄉鎮區，而其區域劃分如下：
1.所在直轄市、縣政府：核能一廠、核能二廠及核能四廠之所在直轄市政府為新北市政府；核能三廠為屏東縣政府；蘭嶼低放射性廢棄物貯存場為台東縣政府。
2.所在鄉(鎮、區)公所：核能一廠之所在鄉(鎮、區)公所為石門區公所；核能二廠為萬里區公所；核能三廠為恆春鎮公所；核能四廠為貢寮區公所；蘭嶼低放射性廢棄物貯存場為蘭嶼鄉公所。
3.鄰接鄉(鎮、區)公所：核能一廠之鄰接鄉(鎮、區)公所為金山區公所與三芝區公所；核能二廠為金山區公所；核能三廠為滿州鄉公所、車城鄉公所及牡丹鄉公所；核能四廠為雙溪區公所；蘭嶼低放射性廢棄物貯存場則無鄰接鄉(鎮、區)公所
4.用過核子燃料乾式貯存設施回饋金額度，如下表：

依規定，回饋金之運用需納入區公所年度預決算，本公司完全尊重地方決定，至於運用範圍，則必須符合「核能發電後端營運基金放射性廢棄物貯存回饋要點」第6條規定，包括：

(一)地方公共建設之規劃、興建、維修與營運。

(二)居民配合節能減碳措施補助事項。

(三)其他經預算程序核可辦理有利於興建放射性廢棄物貯存設施之事項。只要納入預決算程序，並經民意代表機關審議通過後即得執行。例如目前用電補助即直接撥至區民。

依據1949年8月所簽訂之日內瓦公約的附加議定書(1977年第一附加議定書)第56條，明確規定作戰中攻擊方應避免將含有危險力量的工程或裝置(如堤霸和核電廠(無論民用或軍用))，或其他在這類工程或裝置的位置上或在其附近的軍事目標列為攻擊對象。因此核電廠係屬國際公約所規定避免受攻擊的特別保護設施。

核一、二廠用過核子燃料乾式貯存設施係分別座落於核一、二廠址內，受日內瓦公約保護，屬避免受攻擊的特別保護設施。且就核電廠防空而言，應在我國的國土防空範圍內，可實施飛彈攔截，為核電廠內的設施提供了空中安全保障，但該資訊屬國土保安的機密文件，本公司無法取得及對外公開。

另，美國桑地亞(Sandia)國家實驗室曾做保守性假設，進行混凝土護箱遭受30倍以上反坦克火力攻擊的研究分析，其結果顯示，並不會造成放射性物質外釋到環境中。

綜上，核一、二廠用過核子燃料乾式貯存設施受到日內瓦公約保護，屬避免受攻擊的特別保護設施。另，保守性假設，即使混凝土護箱遭受30倍以上反坦克武力攻擊，仍不會造成放射性物質外釋到環境中。

本公司乾式貯存設施安全分析報告中已考量混凝土護箱進氣口可能由於風的流動所夾帶的碎屑、動物築巢或排泄物等因素而造成的半阻塞，因此在進氣口處已加裝空氣濾網以降低阻塞，可加速清除混凝土護箱外的阻塞物。

空氣通道若被螞蟻築巢時，將造成空氣通道堵塞而減少空氣對流，使出氣口溫度上升，此可藉由混凝土護箱出氣口溫度之監測得知堵塞情況，也可由運轉人員或其他常態巡視活動得知。核一乾貯每組混凝土護箱每個出氣口皆設有溫度監測器，量測訊號連線至監控中心，並由專人每日定時檢視監測數據，且溫度監測系統設有警報裝置，若出氣口溫度與進氣口溫度(環境溫差)超過規定限值，將有警報示警，如發現任何異狀，將立即至貯存場處理，以確保各貯存護箱通氣口孔道通暢。

本公司人員若發現螞蟻巢，可以水喉等工具或以人工清除之，清理時將由輻射防護人員陪同，先作輻射強度量測，再作清理螞蟻巢的工作；且將採取適當措施(如定期噴灑殺蟲劑等措施)預防螞蟻再次築巢。

一、 用過核子燃料乾式貯存已經是國際上成熟的技術，也是國際上普遍採行的做法。截至113年1月止，世界上的乾式貯存設施共有145座，分布於歐洲、美洲、亞洲及非洲共27個國家；其中美國的乾式貯存設施已有81座，德國15座、加拿大有9座。

二、 美國首座用過核子燃料乾式貯存設施，位於維吉尼亞州的 Surry核能電廠，自1986年開始運轉至今近30年，美國核管會已核准該貯存設施可運轉至2046年，顯示乾式貯存安全可靠性無虞。

三、 核一、二廠乾式貯存設施的設計，係引進經美國核管會核准之混凝土護箱系統，並提升其安全標準，以配合環評相關承諾事項對廠界個人年有效劑量不超過0.05毫西弗，為我國現行法規0.25毫西弗的1/5。依據本公司陳報核安會的核一廠及核二廠用過核子燃料乾式貯存設施之安全分析報告均顯示，該貯存設施的設計不論是遭遇異常狀況、意外事故或假想天然災害時，貯存設施的結構、熱傳、屏蔽、臨界、密封或輻射防護等均能維持正值的安全餘裕，皆能滿足設施的相關法規要求，密封鋼筒維持結構完整，無放射性物質外釋之虞，可確保環境品質與民眾健康。

一、 美國核管會(NRC)2001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10-6，亦即發生機率小於10-6的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。

二、 核一、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。另，經調查國內距離核一、二廠乾貯場址最近並且飛機起降次數最頻繁的松山與桃園機場，其飛機起降次數少於NUREG-0800規定的容許起降架次。因此，依據NUREG-1567與NUREG-0800針對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超過10 CFR 100規定的發生機率小於10-7次/年之規定。

三、若依據上述美國核管會的規定，核一、二廠用過核子燃料乾式貯存設施的興建並不需要做飛機撞擊事故分析，但為了讓民眾了解用過核子燃料乾式貯存設施的安全性，本公司特蒐集下列美國的評估報告作為說明，基於國土保安的理由，美國不將分析的細節提供給民眾，僅提供一般性分析結果。

四、 美國電力研究所(EPRI)：假設波音767-400型客機撞到混凝土護箱表面中心點及上端，分析結果顯示：雖然撞擊點有混凝土粉碎現象，但是對混凝土護箱內部裝用過核子燃料的密封鋼筒而言，只是產生凹痕，並沒有裂痕，因此不會造成放射性物質外釋到環境中。

五、 美國NAC International公司：假設波音747型客機撞到混凝土護箱，分析結果顯示，護箱會發生滑移或傾倒外，並不致造成密封鋼筒之密封蓋焊接失效，無放射性物質外釋。 六、 美國核管會：依據Indian Point Energy Center的分析資料，NRC曾經針對假設F-16戰機撞擊混凝土護箱乙節進行評估，評估結果顯示，無放射性物質外釋。

參考文獻：
1.Aircraft Crash Impact Analyses Demonstrate Nuclear Power Plant’s Structural Strength, EPRI, 2002.
2.The safety of NAC UMS following militant Acts destructiveness.
3.Analyses of Potential Terrorist Acts On DCS, Indian Point Energy Center.

一、核安會已核定本公司的用過核子燃料最終處置計畫，未來我國用過核子燃料最終處置計畫將採階段性發展推動，核安會依據放射性物料管理法嚴格監督本公司的計畫推動時程及執行成效，並依法要求本公司定期提出年度工作計畫與執行成果報告。 目前最終處置計畫的規劃時程依序分為下列五個階段：

1. 「潛在處置母岩特性調查與評估」(民國94-106年)；
2. 「候選場址評選與核定」(民國107-117年)；
3. 「場址詳細調查與試驗」(民國118-127年)；
4. 「處置場設計與安全分析評估」(民國128-133年)；
5. 「處置場建造」(民國134-144年)。

本公司正依「放射性物料管理法」規定及核安會已核定的用過核子燃料最終處置計畫，持續推動執行用過核子燃料最終處置的地質調查與技術發展工作。依據本公司陳報核安會並於2010年獲核定之「我國用過核子燃料最終處置初步技術可行性評估報告」的結論，本島確實存在潛在母岩，但其合適性仍須待後續的進一步地下地質調查予以驗證。依目前計畫時程，預計於民國127年確定最終處置場址，144年完工啟用最終處置場以接收核能電廠之用過核子燃料。 如前述，預定於2038年選定處置場址，如屆時確定最終處置場址後，如當時預期處置設施未能於民國144年完工啟用，本公司將規劃提前於民國131年開始在處置場址興建用過核子燃料的暫存設施，俾於民國141年時可以接收核能電廠的用過核子燃料，以待後續處置坑道完工啟用時，執行最終處置作業。 另，於民國144年之前，本公司若與其他國家達成國際或區域合作處置計畫之協議，則可以提前將用過核燃料遷離電廠並送至其他國家進行最終處置；或者於民國144年之前，若用過核燃料再處理符合核子保防、經濟效益、國家能源政策等，且與其他國家達成再處理之協議，則本公司也可以提前將用過核燃料遷離電廠並送至其他國家進行再處理。

二、乾式貯存設施不會變成「最終處置場所」 依「高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則」，高放射性廢棄物最終處置應採深層地質處置，意即高放射性廢棄物必須置放在地表下適當的深度(國際上一般指地下300至1000公尺處)與地質環境內，使能長期將放射性核種與生物圈安全隔離。此外，相關法規對於乾式貯存設施與最終處置場所要求的安全標準不同，故乾式貯存設施絕對不會變成「最終處置場所」。 此外，經查國際上的乾式貯存設施共有145座，分布於歐洲、美洲、亞洲及非洲共26個國家，這些國家皆處於用過核子燃料最終處置場研究發展階段，尚未有運轉中的用過核子燃料最終處置設施。因此，由於國際上對於用過核子燃料的營運，均採整體規劃、分段實施的策略，依國際上作法，建造乾式貯存設施與推動用過核子燃料最終處置是平行進行，亦即用過核子燃料最終處置場並非建造乾式貯存設施之必要條件。另，依我國「放射性物料管理法」，乾式貯存設施的建造，並不要求先確定用過核子燃料最終處置場。

核一、二廠乾式貯存系統的設計壽命為50年，在乾式貯存設施運轉期間，本公司為長期監測密封鋼筒材料-不銹鋼304/304L(含銲道熱影響區)的耐久性與抗鏽蝕性，將於每個護箱裝設與密封鋼筒外殼材料相同的環境測試試片，以進行長期材料耐腐蝕劣化的監測，以確保密封鋼筒的長期安全性。此外，在運轉期間，核安會對乾式貯存設施的安全性得隨時派員查核，且本公司依法須定期向核安會提出有關運轉、輻射防護、環境輻射監測、異常或緊急事件報告，核安會亦須將相關報告公告。

一、後端基金由具有公信力的管理會負責保管：後端基金自88會計年度起改制為經濟部主管的非營業基金，並由經濟部聘邀各相關機關(構)及學者專家組成「後端基金管理會」，以確保後端基金的提列、保管及運用具有公信力。

二、經濟部於109年9月3日核定核能後端營運總費用估算4,728.64億元(106年版)。後端營運總費用估算係以運轉中6部核能機組，運轉40年，高、低放射性廢棄物均採境內處置方式為計算基礎。本次重估已考量社會現況及核能法規要求，同時參照國際最新除役技術資訊等情境。至113年6月底止，後端基金累計淨值4,499.34億元。考量各國的核能發電規模及所提列費用的動支範圍，本公司核後端營運總費用應無低估情形。

一、根據「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施」安全分析報告，乾華溪上游雖有兩處土石流潛勢溪流，土石流潛勢溪流發生段與流動段之坡度約為11°~17°，此一範圍之坡度足以提供土石移動的位能，因而有產生土石流之潛勢；當此兩條潛勢溪流在進入溪流滙流處附近，坡度驟降為約2°~4°，若上游地區發生土石流，則將在此一地區產生沉降與堆積作用，惟該土石流潛勢溪流堆積段與進入核一廠範圍內之間的長度約5公里以上，故本乾式貯存場場址並不會受到上游地區土石流災害的影響，但為維護本設施的安全，未來乾華溪上游若有不當土地利用，可能對下游造成危害疑慮情形時，本公司將加強監測工作與巡視。

二、 如假設混凝土護箱遭受土石流掩埋最壞的情形發生，即混凝土護箱進/出氣口完全堵塞，本公司已建立「核一廠用過核子燃料乾式貯存設施意外事件應變計畫」，其中針對各種意外情節皆有應變措施，且可確保進氣口在完全堵塞85小時內完全清除土石，而不致使混凝土護箱溫度升高而產生輻射外釋的情節與災害，此計畫書已於100年8月17日獲核安會物三字第1000002140號函核備。

有關萬里地區緊急應變疏散計畫，新北市政府於防災資訊網(www.dsc.ntpc.gov.tw/DPRI2/)的核安專區中，公布有「新北市核子事故區域民眾防護應變計畫」，最近一次更新為103年4月11日，其中已規劃各地區的疏散集結點、防護站、收容所與疏散路線。至於是否還需要另闢新建疏散道路，亦為地方政府之整體考量。

核二廠在建廠選址時即已充分考量斷層、地震及火山等的地質情況，該電廠運轉數十年來，本公司亦積極進行大屯火山活動的監測與調查，例如：

• 85年到90年間委託美國系統科技公司進行大屯火山群火山活動可能性的研究。
• 99年委託中華民國地質學會針對98年10月20日金山地區四起有感地震，其地震機制與山腳斷層及大屯火山的關聯性研究。
• 100年核二廠耐震安全評估報告研究指出：假設大屯火山群中距該廠最近之丁火朽山及湳子山爆發，其熔岩流分別經瑪鋉溪及員潭溪流入太平洋而不會流向核二廠。

另，國科會等單位成立大屯火山觀測站，添加傾斜儀，如果有地殼隆起產生變化，都能偵測到。大屯火山就算噴發，其熔岩流分別經瑪鋉溪及員潭溪流入太平洋而不會流向核二廠，且核二廠離大屯火山還有一段距離，因此，影響應極輕微。 但本公司仍謹慎以對，若乾式貯存設施出氣口遭火山灰或更細的火山塵完全堵塞，則將依照核二廠用過核子燃料乾式貯存設施安全分析報告的要求，於時限(100小時)內移除出氣口的堵塞物，維持設施自然對流的功能。

國外露天乾式貯存設施靠近人口稠密區之案例如下：

1.西班牙José Cabrera核電廠設有露天乾式貯存設施，位於Almonacid de Zorita，距離其首都馬德里約70公里，馬德里人口3,273,049（2010年），人口密度每平方公里約5,403人。

2.韓國月城（wolsong）核電廠設有露天乾式貯存設施，位於韓國慶尚北道慶州市，距離慶州市中心約30公里，慶州市全市人口約30萬人（2012年），人口密度約每平方公里216人。另，月城核電廠距離蔚山廣域市之市中心約25公里，蔚山廣域市人口1,135,494人（2011年），人口密度每平方公里約1,030人。

本貯存設施設計已將日常維護及緊急應變之需求納入考量，故已於本設施山側預留緩衝作業區，面積約為40公尺×15公尺；此一緩衝作業區可作為日常維護、運貯作業及意外事件應變使用，因此，有足夠空間可供應變使用；另，本設施已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、撞擊及進風口堵塞等進行分析與評估，及完成「意外事件應變計畫」，並經報請核安會審核且經該會於101年10月同意備查。 

本案場址之鄰近邊坡已進一步強化加固設施，包括格梁地錨、微型樁及擋土排樁等邊坡加固設施，涵蓋至標高約55公尺處。另外，在多處佈設監測儀器，以便長期觀察邊坡穩定性，故本設施應不會發生邊坡土石滑落造成掩埋混凝土護箱之情節。保守假設萬一發生落石，致使混凝土護箱發生遭土石掩埋之情事，依本公司既定處理程序，可在85小時內清除土石完畢，相關處理程序如下：視實際掩埋狀況，以大型或小型挖土機、清運車輛、及水喉等工具或以人工移除方式，清除混凝土護箱空氣進出口之土石堵塞物。

過去40年來，美國境內已成功運送用過核子燃料超過3000次，公路、鐵路及駁船運輸里程達170萬哩，而美國境外則有數萬次成功的運輸紀錄，故用過核子燃料之運輸經驗及技術已成熟且安全無虞。

有關用過核子燃料從乾貯設施運往最終處置場之運送作業，應符合「放射性物料管理法」、「放射性物質安全運送規則」及「核子燃料運作安全管理規則」等法令規定，並經過資訊分析、運送路線規劃並研提運送計畫經主管機關核可後據以執行，初步規劃如下：

1.裝載容器及運送設備: 為確保用過核子燃料在陸運及海運過程安全順利，必須選擇適合的裝載容器及運送設備，並因特殊需要而應有配合的設備如運輸用護箱、運輸車輛、運輸船舶及吊車、以及吊具等，相關載具須獲得相關主管機關核准的使用執照。

2.陸運路線及海運: 須先對各相關路線進行評估，並避免白天人車頻繁時段，以利於掌握狀況及增加運送的安全性，而運送小組的成員，由核子燃料專業人員擔任。運輸車隊駕駛需為技術優良的專業駕駛，並經事前的輻防訓練，車隊並有經驗豐富的車長指揮，以應付各種緊急突發狀況的發生，海運船舶相關載具需針對用過核子燃料尺寸的運送而製作。

3.道路承載: 為確保運送作業安全無虞，針對運送路徑須事先進行研析與探勘，包括： 相關資料蒐集及現地調查：地形測量、過路涵管與箱涵、橋樑等調查。 現地探測與試驗：包括透地雷達探測、折射震波探測等相關探測作業。 綜合安全性評估：包括道路線型、鋪面載重能力，路下箱涵、路邊溝、擋土牆等相關構造物分析、邊坡穩定分析及橋樑檢核等。依據運送路徑檢測及評估結果，配合基地條件規劃適合之重車型式及運送路徑，並就重車特性，綜合考慮工期、道路改善之施工可行性後，研擬初步之改善工法。

4.碼頭／港口之調查評估: 將來用過核子燃料運出廠外前，須先進行專用碼頭新建或港口與碼頭擴建之調查與評估並完成施工。

5.乾式貯存和最終處置場之銜接: 未來用過核子燃料欲從乾式貯存設施運至用過核子燃料最終處置場時，可將盛裝用過核子燃料之密封鋼筒自混凝土護箱中取出裝入運輸用金屬護箱中(註：並非將TSC密封鋼筒、VCC混凝土護箱及AOS屏蔽三者整體運走)，然後運至最終處置場進行處置。用過核子燃料抵達最終處置場後，將先送至接收處理場進行安全檢測並登錄編號，然後送至包封工廠，將用過核子燃料從密封鋼桶轉換至處置罐內並封裝，最後再經由豎井將處置罐從地表傳送至地下處置隧道

乾式貯存設施之密封鋼筒外殼材料採用15.9 mm厚之304L不鏽鋼，具有極佳的耐熱性、耐久性及抗腐蝕性，依據美國金屬協會測試結果，保守推估50年之局部孔蝕累計深度約為0.094 mm，不影響密封鋼筒結構完整性。

本公司對乾貯之密封鋼筒的銲接過程均採溫度控管，以減少殘存應力，銲接後並進行放射照相檢測，以確保銲接品質並避免應力腐蝕;另，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，鹽分不易潮解，可避免氯離子產生腐蝕作用。 

本公司對乾式貯存設施有完整之監測計畫，除自動化監測設備外，並有專人定期巡視，為進一步監測，在混凝土護箱的進氣口處放置與密封鋼筒銲道同材質之試片，可透過定期檢測，確保密封鋼筒之完整性。

核一廠反應器廠房五樓吊車以及核二廠燃料廠房吊車已升級為防止單一失靈吊車，符合美國核管會NUREG-0554與NUREG-0612等相關法規。該吊車升級後，倘發生地震時，該吊車能夠安全地維持住所吊掛的負載而不致造成墜落﹔而且該吊車即使發生單一零組件失靈，仍不會喪失其吊掛負載的能力。

在吊裝過程中如發生地震，搖動主要來自廠房結構帶動吊車。因護箱與吊車之間是以軟性的鋼索連結，發生地震時，上方吊車之水平向的變位很小，而護箱本身在慣性作用下，水平力不會經由鋼索傳遞至護箱，護箱仍會維持在原位置，故地震不會造成護箱的鐘擺效應。而且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。

吊車在工廠製造出廠前，必須經過各項材料檢驗、組件與整體功能測試，並且都有留存紀錄。吊車設備在運抵核一廠組裝完成後，也已進行各項功能測試，包括無負載測試(no load test)、全負載測試(Full load test)及額定負載測試(Rated load test) ，測試內容包括吊車的各項電氣儀控、機械與結構組件，測試的結果也都有留存紀錄。

最後，再依據我國「危險性機械及設備安全檢查規則」之相關規定，向勞委會北檢所申請檢查，檢查項目也依照前述規則辦理檢查與試驗，並已取得檢查機關核發之檢查合格證。 另為維持吊車之功能良好，不因環境、時間等因素導致機(組)件劣化，影響設備安全，核一廠依我國「勞工安全衛生組織管理及自動檢查辦法」規定，訂有每18個月、每年、每月及每日（作業前）之自動檢查表單，並依檢查周期執行逐項檢查確認吊車安全。

核一廠反應器廠房吊車以及核二廠燃料廠房吊車本於全面性防護設計考量、恪遵政府法令規定、接受政府監管、落實維護保養及自動防護檢查等多重安全措施下，定能延續本吊車零失誤、零故障及零事故之優良

用過核子燃料裝於密封鋼筒後，於吊離冷卻池(用過核子燃料池)前，將先蓋上約18公分厚之屏蔽上蓋。密封鋼筒之排水作業係以水泵輔以加壓方式進行，排水後於密封鋼筒上安裝真空乾燥系統，當鋼筒內之壓力小於3 torr(mm-Hg)時，始完成乾燥作業。核一廠用過核子燃料乾式貯存設施所使用之真空乾燥系統，其功能已於整體功能驗證時執行驗證，並經主管機關審核同意在案。

核一廠用過核子燃料乾式貯存設施密封鋼筒有多重防護屏蔽，先經抽真空並充填惰性氣體後，採雙重銲接密封貯存（銲接時全程進行氫氣濃度監測與氬氣沖流） ; 鋼筒再套入混凝土護箱，利用空氣自然對流加以冷卻，因此貯存過程中用過核燃料不會過熱，更不會與水接觸，絕無氫爆可能。故有關核一廠用過核子燃料乾式貯存設施密封鋼筒在高溫及鋯水反應下有氫爆可能之質疑，並不可能發生。

國外乾式貯存設施係用來貯存護套裂縫小於1mm的用過核子燃料，而本公司係將其貯存沒有破損之用過核子燃料，詳細說明如下：

本公司核一廠用過核子燃料乾式貯存設施（以下簡稱乾貯設施）以及核二廠用過核子燃料室外乾式貯存設施（以下簡稱核二廠室外乾貯設施）係依放射性物料管理法之規定，提報「安全分析報告」等相關書件向主管機關核安會提出「建造執照」之申請；其中針對待貯存之用過核子燃料擬訂「燃料完整性評估與檢驗計畫書」及「用過核子燃料啜吸檢驗抽樣計畫書」，經核安會嚴格專業之審查後於98年9月同意核備。本公司並據此辦理核一廠室外乾式貯存設施以及核二廠室外乾貯設施待貯存用過核子燃料之完整性評估與檢驗。

依據美國核管會法規ISG-1 Rev. 2，燃料護套裂痕大於1毫米之大破損用過核子燃料不適合直接貯存於乾式貯存設施，如果運轉紀錄顯示反應器冷卻水無重金屬同位素，即可判斷燃料沒有大破損，就可以直接進行乾式貯存。由於大破損用過核子燃料之護套裂痕必須大於1毫米，故可依運轉紀錄判斷，不需使用其他方法來檢驗。

本公司由運轉紀錄選擇完全無破損之用過核子燃料進行乾式貯存，依據美國核管會ISG-1 Rev. 2，無須針對「燃料護套材質呈現劣化情形及燃料護套即將破損之情況」進行檢驗，但為加強對本案之信心，本公司參照美國電力研究院EPRI-7218提供之核能級商品檢証非破壞檢驗計畫，額外執行抽樣啜吸檢驗。

另，本公司透過美國核能運轉協會（INPO）洽詢得知，美國Vermont Yankee核電廠之用過核子燃料完整性檢驗方式為：用過核子燃料在裝填到乾式貯存系統前，採回顧反應器運轉紀錄的方法來驗證用過核子燃料的完整性；針對運轉紀錄無法驗證其完整性之用過核子燃料，才執行啜吸檢驗。相對地，本公司採行比美國更加保守的用過核子燃料完整性檢驗方式，說明如下：由運轉紀錄選擇完全無破損之用過核子燃料，再針對這些由運轉紀錄顯示無破損之用過核子燃料進行抽樣啜吸檢驗。

為進一步強化乾式貯存安全，並回應民眾對於核廢料安全問題高度的關切，台電公司已對前兩組熱測試所有擬貯存的112束用過核子燃料執行啜吸檢驗，以證明目前之用過核子燃料完整性檢驗的正確性並提升國人對核安的信心。

本公司已於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的可行性及執行本項作業的能力，並已將此一模擬測試結果撰寫成「再取出實體模擬測試結果報告」並陳報核安會，經核安會審查後於102年9月14日同意該報告內容。 關於再取出之作業流程圖及主要工作項目示意圖如下所示：