第一核能发电站

第一核能发电站（简称核一厂）是一座位于台湾新北市石门区的核能发电站，由台湾电力公司经营。其为台湾第一座核电站，乃中华民国政府于1970年代推动的十大建设之一。民航局划定核一厂周边2浬为限航区R46（核能一厂），昼夜连续限航。由于厂址距新北市金山区的中心街区较近，国际上多称之为金山发电厂。2019年停止商转后，现正除役中。

第一核能发电站 Chin-shan Nuclear Power Plant
国家／地区	中华民国
位置	新北市石门区乾华里
坐标	25°17′29″N 121°34′04″E
现况	已除役
始建日期	1971年
启用日期	第一机组：1978年12月6日 第二机组：1979年7月16日
退役日期	第一机组：2018年12月5日 第二机组：2019年7月15日
建造费用	新台币295亿元
持有单位	台湾电力公司
运营单位	台湾电力公司
建造者	台湾电力公司
核电站
反应堆类型	沸水反应堆（BWR）
反应堆供应商	美国通用电气
总额定容量	1272 MW
发电概况
额定容量	1272

背景

随着1960年代台湾的经济发展，台湾的电力来源已经由火力取代水力发电，然而台湾虽然产煤但几乎不产石油，火力发电的燃料需仰赖进口，而当时的燃料进口来源地的中东地区局势长期不稳定，为了确保能源的稳定供应以及更大的发电量以支持发展中的台湾，中华民国政府决定兴建核能发电站来因应需要。

过程

核一厂是于1970年核准兴建，1971年底开始施工，一号机反应堆于1975年5月完成吊装，1977年10月装填铀燃料，11月并联发电，1978年12月10日开始商业运转。二号机反应堆则于1976年11月完成吊装，1978年10月装填铀燃料。12月并联发电，1979年7月15日开始商业运转。

兴建期间，1973年发生第一次石油危机，火力发电成本爆增，影响能源的供应。核能发电的迫切性提高，同年政府将核能电厂列入十大建设，显示政府对基础能源供给的重视。

1975年核一厂反应堆是在金山中角海滩上岸，重480公吨，一般桥梁及车辆无法负荷，在陆路运输阶段事前花了功夫补强，在冬夜的寒风，用轮子比人还高的“战车”(大型台车)，以时速不到2公里缓缓从金山运到石门。

设备

核一厂机组使用同时间订购的相同机型，发电蒸气来源使用美国GE公司研制之奇异沸水式反应堆，每小时可产生每平方吋985磅压力的饱和蒸汽7,620,000磅。汽轮发电机由美国西屋公司承造，采再热生式汽力循环，热效率可达35%。每部机预计每年可发电50亿度，经由345千伏之超高压输电线分四路送至台北地区汇入系统。

反应堆所用的燃料为低浓缩铀锭，每座堆芯装置燃料元件408组，每组由60支长150英寸之燃料棒及1支大水棒排列而成，另有十字型控制棒7支穿插其间。所装铀锭约82公吨，每18个月运转需停炉一次更换燃料棒，每次更换约四分之一。

反应堆	反应堆型	输出功率	开始商转日期	反应堆厂商	围阻体型式	商转执照期限	备注
一号机	沸水式反应堆第4型	636MW	1978/12/06	通用电气	马克一型	2018/12/05
二号机	沸水式反应堆第4型	636MW	1979/07/16	通用电气	马克一型	2019/07/15

• 反应器保护系统(RPS)：预期或发现任何危及反应器安全的参数及状况时，将自动快速插入全部控制棒至堆芯，使堆芯停止中子裂变反应，准确可靠地把反应器急停。亦可由运转员判段事态后手动引动反应器保护系统，使反应器由满载运转至停机，以保护核燃料及冷却水压力边界之完整，保障电厂及民众安全。
• 紧急堆芯冷却系统(ECCS)：本系统称之为Emergency Core Cooling System，简称为ECCS。系统设计之目的为：当反应堆发生设计基础炉水流失事故（Design Basis Loss of Coolant Accident “LOCA”）时，能在很短时间内及时补水，多套系统重复及层层把关，以防炉内燃料熔毁，同时配合一次围阻体与二次围阻体，共同限制放射性物质外泄，以保护周遭民众及其财产安全。由以下各系统所构成：
• 高压注水系统 (HPCI)：任何灾害致电厂丧失厂用电源时，又发生反应堆管路小破裂，此时炉内压力尚高，就可使用HPCI来为反应堆补水，HPCI系统之小汽轮机利用反应堆余热所产生之蒸汽带动一组升压泵及主水泵，注入反应堆，小汽轮机之排汽则泄放至抑压槽。即使无管路破裂，亦可由此系统消耗大部分残余蒸汽来为反应堆降压。
• 自动泄压系统 (ADS)：利用十个安全释放阀中的五个兼做自动泄压阀之用，当反应堆发生炉水丧失事故时，高压注水系统(HPCI)所补充入炉内之水量尚无法应付炉水流失量，而反应堆压力尚高时，利用本系统（ADS）泄放炉内蒸汽至抑压槽，反应堆降压后使得低压注水系统（LPCI或CS）能够起动发挥灌水之功能，以防核燃料熔毁。
• 堆芯喷洒系统 (CS)：当反应堆发生炉水丧失事故时，可利用自动泄压系统 (ADS)将反应堆降压，再由堆芯喷洒系统 (CS)将冷却水由堆芯燃料元件顶部上方喷洒而下，冷却燃料护套，防止燃料元件过热而熔毁。
• 低压注水系统 (LPCI)：此二系统CS、LPCI均使用紧急交流电源，其水泵之水源正常取自抑压槽，水打入堆芯后，经破管处泄至干井，再经通泄管流入抑压槽，形成一闭路循环，能用以长期冷却堆芯。
• 余热排除系统 (RHR)有以下各种运转型态：

1. 低压注水型态(由三台RHR 水泵所构成)。
2. 围阻体喷洒型态(含抑压槽喷洒，防止事故后干井高压而使用)。
3. 蒸汽凝结型态(已取消不用)。
4. 抑压槽冷却型态(经热交换器将热源移出至大海)。
5. 停炉冷却型态 （含槽盖喷洒，可作反应堆长期冷却使用）。
6. 试运转型态(供平时的可用性测试使用)。
7. 燃料池冷却型态(可协助作燃料池冷却使用)。
8. 替代停炉冷却型态(大修时管路检修，可由反应堆其他路径取水并冷却)。

• 堆芯隔离冷却系统(RCIC)：任何灾害致电厂丧失厂用电源时，反应堆与主冷凝器隔离，急停后残余蒸汽可运用RCIC系统来运转并消耗，即残余蒸汽推动其汽轮机，再带动水泵补充炉水，作功后的蒸汽再排至抑压槽消纳。由于饲水系统丧失电源而无法运作补水，故需依靠RCIC补充炉水。

核电站安全性

核一厂营运后对台湾的用电能源供应贡献卓越，然而随着台湾反核民意的升高，核电站的价值与地位也一再受到质疑跟挑战。加上美国三哩岛、苏联切尔诺贝利及日本福岛相继发生意外事故后，核电站的安全问题更是备受关注。由于北台湾用电量极大，因此北部海滨还有核二厂及封存中的核四厂。

• 台湾地区的核电站已经通过经济合作暨发展组织核能署（OECD/NEA）的压力测试，独立专家小组中一名日籍专家表示，经这次压力测试评估，他认为台湾核电站可抵抗类似福岛核灾的地震、海啸。[1] （页面存档备份，存于互联网档案馆）

• 欧盟委员会(EC)9人专家小组，2013年来台进行“核能电厂压力测试国家报告”同行审查(Peer Review) 的现场访查工作。同行审查报告指出：台湾四座核电站通过此项压力测试，整体而言，台湾所执行的压力测试实质系遵循于2011至2012年间在欧盟执行的压力测试，其结果与相关欧盟压力测试结果可视为相当。 欧盟同行审查认知下列事项：原能会根据欧盟压力测试结果，以及对福岛事故后其他国家特别是美国、欧洲与日本所采取行动，已发展一套全面性的作法，进行安全审查并认定须进一步强化安全的行动，以便对台湾所有核能电厂在极端外部事件与严重事故提供更好的防备。 假定能适切的屡行这些强化行动，并根据压力测试范畴内所考虑福岛事故类型危害的审查结果，欧盟同行审查注意到原能会并未发现台湾的核能电厂有任何安全相关而须立即停机的弱点。而且，台湾核能电厂似乎普遍采用高安全标准，且在多数域符合国际目前的先进技术实务。虽然如此，在某些特定的安全相关领域，同行审查专家小组仍提出明确的进一步改善建议。台湾受到极端天然危害例如地震、洪水(含海啸)、极端天候状况与火山影响的风险，远高于世界上许多其他的地理环境，特别是远高于进行核能电厂压力测试的欧洲国家。基于此项事实，这些改善被认为具有正当性。Summary-EU Peer Review of the Taiwanese Stress Tests (中译版，102.11.08) （页面存档备份，存于互联网档案馆）
• 断然处置：台电公司因应日本福岛核子事故，拟订“核能电厂机组断然处置程序”指引，面对来自电厂外部大规模损害之复合式灾害，相关救援设备、监控仪器及通信设施可能同时失效，建立完整的处置流程，提供核能电厂第一线人员迅速反应的准则，减缓与控制反应堆、围阻体与乏燃料池丧失冷却或完整性的威胁，在事件恶化演变成为事故甚或“严重事故”前，中断事件状态之继续恶化。也可以说断然处置措施是在现行紧急操作程序中，为防止机组状况恶化到“严重事故”所新增之一“深度防御（Defense-in-Depth）”处置程序。此亦与美国 NEI 12-06   Diverse and Flexible Coping Strategies （FLEX）Implementation Guide 之概念相仿 ^。

• 依据核一厂现行耐震与防海啸的设计基准，既有的紧急操作程序书(EOP)与严重核子事故处理指引(SAP)，即可有效地应付设计基准地震与海啸的冲击，确保机组能够安全停机。惟发生复合式灾变时，如日本福岛核子事故，现行的程序书无法完全涵盖此状况。因此，必须配合深度防御的精进改善与厂内、外资源，拟定“机组断然处置程序指引”，提供第一时间控制与减缓反应堆、围阻体与乏燃料池丧失冷却或完整性的处置程序，于紧急时，作为决策与操作的依据；在平时，则做为人员训练与演练的规范，俾在灾变时，对机组及时采取因应作为，防范发生堆芯熔损、氢气爆炸或乏燃料池丧失冷却、水位等事件，以避免如日本福岛第一核能发电站一样进入严重核子事故。

现况

核一厂由商转至2003年9月，提供台湾已达约2128.9亿度之电力，是台北市目前重要的能源供应来源之一。自2014年12月开始一号机大修装填新燃料完成但未准起动运转，直到2018年12月6日运转执照到期日，正式宣布一号机除役；二号机于2019年7月16日宣布除役。

台电规划的第一期位于新北市的干式贮存设施(在核一厂址内)已完工，但是目前核废料最终处置场地仍未决定，新北市政府及三芝、石门区公所都担忧兴建干贮场后，原定的“暂时存放”核废料，可能会变“永久存放”，因此在最终处置场址决定前，刻意反对于厂内设置任何的贮存设施。目前虽第一期贮存场完工，然设计贮存量为1680束，不足核一厂内共7400束用过的核子燃料，因此也规划新设第二期“室内干式贮存设施”，后续将第一期并入第二期室内干式贮存设施存放。外界对第一期的室外露天干式贮存设施一直有风险疑虑，台电只好将已规划的第2期干式贮存改成室内式设计，以符合外界期待，后续因台电核一、核二室外干式贮存设施所提行政诉讼胜诉后，新北市府未有上诉动作，形同放弃上诉；新北市政府农业局表示：“台电承诺室外干贮属室内干贮设施完成前的过渡时期使用。请台电尽速提送水保计划，市府会依法院判决予以核定，也呼吁经济部务必做好监督管理工作，确保核能除役安全。”

2019年5月15日环保署通过核一厂除役环评。台电将以25年时间进行除役工作。

台电核一、核二干贮案胜诉 新北：依判决核定。

未来

核能发电站一般使用年限是40年到60年，核一厂一号机停止运转年限为2018年12月5日，核一厂二号机停止运转年限为2019年7月15日，行政院曾表示会考虑将核一厂提前除役，以达到“非核家园”的理念。2011年，总统马英九宣布核一厂确定不延役，台电在2018年和2019年分别除役核一厂两机组。届时由扩建完成，采用天然气发电的大潭发电厂及其他扩建计划弥补减少之供电量。

2018年11月24日，公投第16案(即所谓“以核养绿”公投案)通过，电业法第95条第1项“核能发电设备应于中华民国一百十四年以前，全部停止运转。”将在公告第3日起失效，虽该项条文失效，但仅取消核电停止运转的期限，并未约束政府不可推动非核家园。依法核电站在除役期限前5到10年必须提出延役申请，核一厂除役在即，已来不及申请；核二、三厂皆备有延役方案，待政府指示即可送陈经济部与原能会审核。

事件

2014年12月10日，核一厂一号机停机进行岁修。12月28日执行核燃料挪移填换作业时，发现其中1束燃料组件有把手松脱情形，之后政府即不再同意该厂启动。这是全世界首次出现沸水式反应堆燃料束把手松脱的意外(压水式反应堆有前例)，肇因确定是生产制造瑕疵而非台电责任，维修成本将向法国采购商阿海珐（AREVA）求偿。

周边

• 石门十八王公庙

参见

• 核能发电站
• 十大建设
• 第二核能发电站
• 第三核能发电站
• 第四核能发电站
• 台湾发电厂列表

外部链接

• 台电第一核能发电站简介 （页面存档备份，存于互联网档案馆）
• 第一核能发电站厂界辐射即时监测图