鑒於美國在台協會（以下簡稱「在台協會」）之指定代表美國核能管制委
員會（以下簡稱「核管會」）刻正就現有之人力、物力及受撥之資金，進
行核能電廠安全度評估領域研究計畫；鑒於駐美國台北經濟文化代表處（
以下簡稱「駐美代表處」）重視獲取此等計畫已發展出及繼續衍生之資訊
，並希望與「在台協會」進行合作；鑒於「駐美代表處」及「在台協會」
雙方考慮：
（1） 為了改進並確保國際間民用核能設施之安全的目標，而對安全研究
領域內之合作有共同的興趣；
（2） 認知到雙方分享來自研究的資源與共同負擔發展此資源所需投入的
勞力；
（3） 在可靠度、安全度評估，及其他核能安全研究相關領域有共同合作
的興趣；
（4） 雙方基於五年協定已自 1999 年 1 月合作進行安全度評估領域研
究至今，亦顯示雙方有繼續此項合作之興趣；
雙方爰議定條款如下：
第一條 計畫合作
依據本協定的條款以及在雙方各自司法管轄區內有效的適用法律
及規範之下，協定雙方結合一起，在安全度評估（以下簡稱 PRA
）領域的核反應器安全研究計畫及其他由雙方支持之核反應安全
領域相關計畫進行合作。
第二條 合作形式
協定雙方之間的合作可採下列形式：
A.以技術報告、實驗數據、書信、簡訊、訪問、聯合會議、以及
其他經雙方同意的方法來交換資訊。
B.協定一方之指定代表或其承包單位任務派遣人員訪問協定另一
方擁有的或其支助研究的實驗室或設施；各項派遣依個案來考
量，可視同被訪問方之增附工作人員。
C.合作計畫的執行，包括涉及協定雙方之間工作的分工。若合作
雙方之一方或其指定代表認為有必要，各項合作計畫應依個案
來考量，可針對單一合作計畫另訂協議。否則，依本協定之約
定及條件，雙方可以換文方式達成合作。
D.協定一方使用協定另一方或協定另一方正在支助研究的指定代
表所擁有的設施；此種設施的使用，可能以商業約定及條件規
範。
E. 如果協定的任一方希望能訪問，或指派人員，或使用本協定
雙方或其指定代表以外之實體所擁有或運轉的設施，協定雙
方承認接待之一方通常需要獲得該實體的事前許可。
F.任何其他經協定雙方同意的方式。
第三條 協定的範圍
協定雙方依照協定條款，將共同負責安全度評估研究領域合作計
畫（以下簡稱 COOPRA） 。此合作計畫將包括在可靠度、安全度
與其他雙方同意的研究領域之技術資訊的交換。
合作的特定內容與細節列在附錄 A，屬於此合約的一完整部份。
列在附錄 A 的題目與計畫將會隨著此一合作推動而更新與定期
調整。
第四條 協定的管理
A.「駐美代表處」與「在台協會」將個別指定一位代表以綜理及
決定此一協定的詳細執行。此兩位代表可在其職責下對特定項
目授權給適當的技術幕僚。
B.本協定對於組織性，預算，人事，或管理的資訊可加以限制，
並在此協定下不作為提供一般資訊交換的一部份。
C.協定雙方將致力於挑選能夠對計畫有正面貢獻的科技人員以指
派參加這些合作計畫。指派參加合作計畫的雙方科技人員，將
被認為在本協定中計畫內的訪問學者（不支薪的），並將被預
期參與執行雙方同意的分析及實驗。
D.本協定的各方將可獲取由其合作一方指派參加本協定各個計畫
的科技人員因參加這些計畫而提出的所有無智慧財產權的報告
。
E.有關受託者或受訓人員之安全、賠償金及義務等問題的管理細
節將由雙方另訂人員指派協定規範之。
F.互訪科技人員或參與計畫審查會議人員之交通費、生活費、及
薪資將由派遣之一方負擔。
第五條 資訊及智慧財產權的交換與使用
A.一般原則
基於必須保護專有的、或其他機密的或有特殊利益的交換資訊
，以及基於與本協定為一體的智慧財產權附冊之規定兩項條件
下，本協定雙方將支持在本協定下所提供或交換的資訊做最廣
泛的分送。
B.定義
本協定適用之定義：
1.所謂「資訊」一辭是指核能相關之管制、安全、保防、廢料
管理、科學的或技術的數據、包括評估、研究的方法或結果
的資訊，以及任何其他想要在本協定下提供或交換的知識。
2.所謂「專有的資訊」一辭是指在本協定之下發展或獲得的資
訊，包括貿易機密或其他特殊利益權的或機密性的商業資料
（如此，擁有此資訊的個人可能獲得經濟利益或可能比其他
沒有此資訊的人具有競爭優勢），同時僅包括下列的資訊：
a.已被其擁有者秘密持有；
b.是以某種被其擁有者習慣性秘密持有的型態；
c.未曾被其擁有者傳遞到其他實體（包括接受的一方），除
非是在機密持有的基礎下。
d.接受的一方不能在沒有對其進一步分送加以限制以下，自
其他來源獲得的，以及
e.尚未被接受的一方所擁有。
3.用語「其他機密或特殊資訊」意指除了「專有的資訊」外，
其他受到提供者當地國法律保護，且以機密方式傳送並取得
的資訊。
C.專有文件資訊之標註程序
對於清楚附有下列（或相當類似的）限制文字之專有文件資訊
，依本協定取得該文件資訊的一方，應尊重其專有性。
本文件包括由「駐美代表處」與「在台協會」事先於（日期）
所簽協定中指的專有的資訊，未取得（提供資料者）同意，不
得提供給包括協定所指定的組織、其代表、顧問、承包商、持
照者以及「在台協會」和「駐美代表處」所代表之部門和機構
以外的單位使用。此限制文字在文件全部或部份被複印時，得
標註之。此限制在專有權者解除所有權後，自動失效。
取得專有文件者應尊重上述限制文字，未經提供者同意，不得
將具此限制文字的專有文件用於商業目的、擅自加以公開化、
或移作不合協定項目之用途。
D.專有文件資訊之使用
1.一般而言，在本協定下所取得的專有資訊，取得機構人員、
雇員或取得單位主權國領土內之相關機構，不需事先取得同
意，可自由使用。
2.除此之外，其他可在未預先取得同意下加以使用專有資訊的
情況，包括：
a.供位於取得機構主權所及地區內之主要及次承包商或顧問
使用，但僅限於和取得機構所協議之工作範圍並和此專有
資訊內容相關之工作。
b.供取得機構所核可或發照的國內機構使用，作為建造或運
轉核子生產或使用設施、核子物料和輻射源應用之用途，
但此專有資訊僅限於許可或執照所核定的範圍。
c.供第五條 D.2.b 段所認定之機構的國內承包商使用，但
僅限於許可或執照所核定的範圍。
專有資訊在第五條 D.2.a,b 和 c 段的使用，是基於需求
和個案考量，應依照協定的保密原則，將類似於第五條C段
的限制文字在專有資訊上清楚註明。
3.在取得專有權機構事先書面同意之情況下，取得機構對專有
資訊之使用，可採較第五條第 D.1 及 D.2 段許可範圍更廣
泛之方式。雙方應針對如何更廣泛地使用專有資訊，共同擬
出一套申請和取得同意之作業程序，依各該國之政策、法規
和法律的容許範圍予以核准使用。
E.其他機密性或特殊性文件資訊之標註程序
所取得之資訊若已清楚地註明其機密或特殊性，同時附有如下
限制文字時，取得機構應尊重它的保密性質：
1.該資訊應由給予機構，或其指定代表限制其對外公開；或由
「駐美代表處」限制其提供在「駐美代表處」所代表的領土
內的對外公開，以及
2 該資訊之傳送必須保密。
F.其他機密性或特殊性文件資訊之使用
其他機密或特殊文件依前述第五條 D 段「專有文件資訊之使
用」的方式使用。
G.非屬文件性質之資訊、其他機密或特殊資訊
使用於本協定所安排的演講、會議，或被工作人員當作附件、
用於某設施或合作計畫等之專有資訊、其他機密或特殊資料，
雖非屬文件性質，但仍均適用於本協定對文件資訊之處理原則
；此係基於單方傳遞這些性質的，或其他機密的，或特殊的資
訊，事先通知取得一方所傳遞資訊的特性。
H.諮詢
如因某種原因，某方或其指定代表知悉對於文件處理協定將或
可能被侵犯時，應立即通知另一方及其指定代表。雙方並應協
調出適當處理方式。
I.其他
不得要求任何一方禁止使用或傳遞非在本協定之內所取得之非
受保護的文件資訊。
第六條 財務上的考慮
「駐美代表處」將提供「在台協會」及如本協定所述的指定代表
計畫，有關附錄 A 第二部份所指的實質技術資訊。
第七條 資訊的爭議和保證
A.執行本協定所須任何費用應由提出需求的一方支付，除非已言
明同意由雙方分擔。簽約雙方有共識，簽約人履行義務之能力
受限於資金可用之額度，雙方亦有共識於此處所言之「同意」
意指依簽約時雙方資源與經費被充分了解情況下可實現的承諾
。
B.任何一方依此協定，提供資訊給另一方時，其資訊應力求正確
。然而依本協定應用與使用任何交換傳遞資訊之責任應屬接受
資料之一方，傳送資訊之一方不保證所傳資訊適用任何特別的
用途或應用。
C.依本協定所進行的合作不得違反雙方司法管轄區的法律和規定
。任何因協定的解釋或執行所引起的爭論，其解決須經由雙方
同意。
D.「在台協會」與其指定代表不保證其任何程式或其他分析技術
有能力或適合以任一特別方式執行任一特別目的，或完成任一
特別工作。「在台協會」與其指定代表對使用本協定提供之程
式或其他分析技術所可能產生的任何形式的損失不負任何責任

第八條 其他考量
A.所有依本協定所傳遞的「在台協會」及其指定代表之電腦程式
，除非另有說明，應被視為特殊資訊，「在台協會」及其指定
代表以此方式保護之，「駐美代表處」亦應如此對待。此類資
料特別受限制於本條款之規定並包括傳遞前需要一份機密協定
（參考第五條），但無需在資料中以嚴格之指定註記之。程式
不論是原始檔或執行檔，亦不論存放於何種媒介上皆受本條款
保護。
B.本協定所包涵蓋之「在台協會」及其指定代表程式及其他相關
分析枝術，包括對其改進、修改或更新資料皆限用於反應器與
電廠系統之研究及申請執照，非經「在台協會」及其指定代不
得用之於商業目的或其他無關反應器安全研究之利益用途。「
在台協會」及其指定代表其他相關分析技術不可直接明示或暗
示於宣傳廣告中以獲取核能設施建造或維修相關之合約, 亦不
得在廣告中暗示「在台協會」及其指定代表已認可任一特別的
分析或技術。
C.本協定及會議範圍內出版之報告書應以英文為之。
第九條 最終規定
A.本協定自簽約起追溯自 2004 年 1 月 1 日起生效，本協定
有效期為五年。
B.協定雙方有共識容許為完成工作之合理正常進度落後。雙方在
協定期限後有權使用此協定提供之資訊，然而依本協定規定保
護之智慧財產權、機密、特殊文件或不得公開之資訊非經雙方
以文字同意則仍受無限期保護。
C.任何一方欲終止協定，可於預定終止日 180 天前以書面通知
另一方。倘若終止協定對提出終止協定的一方會造成原本從協
定所享權益之損失，未提出終止要求的一方，會在終止有效日
前知會欲終止協定的一方。雙方將經由協商致力取得公平之解
決。
D.協定下的任一方均保留修改或增加在協定範圍附錄 A 所述的
特定活動的權利，但其更動必須有雙方管理人員的書面同意。
E.倘若任一方有關本協定之研究計畫之一部份被減少或取消，則
在雙方同意下可修改第三款款所述之技術內容，得以同等計畫
效益之研究取代之。

經由見証，雙方簽署目前的協定；

駐美國台北經濟文化代表處（TECRO） 美國在台協會（AIT）




──────────────── ───────────
簽約人： 簽約人：
姓名： 姓名：
裘兆琳 施藍旗
職稱：副代表 職稱：副執行
理事
日期：12/29/04 日期：12/29/04
地點：美國 地點：美國
華盛頓特區 華盛頓特區



附錄 A 安全度評估計畫內容
第一部、「在台協會」與其指定安全度評估代表研究計畫
安全度評估國際合作研究工作共分為下列四方面研究領域：（1
）發展方法論，（2） 運轉事件分析，（3） 進步型個人電腦安
全度評估軟體的發展，與（4） 安全度評估在管制上的應用。此
四方面活動的規劃廣泛敘述於下面各節。
1.發展方法論
一般認知安全度評估欲廣泛應用在支援管制決策，須從重要安
全度領域的方法論改善著手。這些需要改善的領域包括防火安
全度、設備老化、人因可靠度、數位控制系統之可靠度與風險
。「在台協會」與其指定代表在這些領域的計畫如下述：
a.火災風險
火災風險研究計畫的整體目的在於提供技術資訊，協助「在
台協會」指定代表的「風險告知管制執行規畫」（RIRIP）
。此計畫尤其將由「在台協會」及其指定代表建立管制單位
執行風險告知決策制訂所需的火災 PRA 方法、工具、數據
、結果與洞見。
火災風險計畫包括下列作業：1） 從定性與定量層面，增進
「在台協會」指定代表對於其管制的運轉中核能電廠與其他
設施火災風險佔比的瞭解；2） 佐助「在台協會」指定代表
計畫部門進行中或預期的防火作業，包括建立運轉中核能電
廠風險告知績效基準的防火作法；3） 評估現有的火災 PRA
方法與工具，並建立改良工具（以提供前述目標所需之支援
）。
此方面過往的研究已達成下列的成效：在某些領域改良研究
方法，建立工具與數據；這些領域包括電路分析、火災偵測
與抑制分析、不確定度分析，同時也藉由審查歷來重要的火
災事件，建立安全度評估方面的洞見。目前的研究工作包括
建立深入且先進的導引，以進行火災安全度評估（並獲取個
廠應用上的洞見）；建立並增進我們對於現行火災模型在不
確定度與限制上的瞭解（藉由與國際組織間的合作）；協助
目前進行中的火災相關管制工作（例如「在台協會」指定代
表的防火顯著性確立程序與相關電路視察），並協助美洲核
能學會（ANS） 建立完整的功率運轉火災風險標準。
b.設備老化
此一研究的目的在於評估使用以可靠度為基礎的物理模式，
以涵蓋老化效應並整合到安全度評估之內的可行性。此領域
先前的工作已評估過使用此項技術於管路老化的可行性，並
發表於 2001 年發行的 NUREG/CR-5632 報告。另一項工作
則是應用此項技術，評估老化對於圍阻體內儀控電纜在喪失
爐水事故環境下失效的影響，而預計於 2004 年發表的一份
報告內，將會敘及以電纜歲齡以及電纜於營運期間接受的劑
量率與所處溫度為參數，評估電纜失效機率的方法。後續的
工作將會視是否可取得電廠的合作，以提供電纜絕緣材料與
所處環境的數據而定。
c.人因可靠度
此計畫的總目標在於 1）發展改良的人因可靠度分析（HRA
）方法，工具（包括導引）以及所需的數據，佐助指定代表
的管制作業，包括普遍實施風險告知管制；2） 建立人因可
靠度分析的洞見，協助建立處理已發掘或潛在安全議題的技
術基礎。
此方面過往的研究已建立了一套人因可靠度分析的改良方法
，即 ATHEANA，此方法著重在找出會增加人為誤失可能的誤
失驅動脈絡。此方面也應用 ATHEANA 於壓熱衝擊（PTS）風
險的評估，有助於重新檢視 10 CFR 50.61 「 PTS 法規」
技術基礎的工作，同時也建立一個改良的人因可靠度量化的
方法，得以明確地處理不確定度。目前的研究包括持續在安
全度評估應用中採用 ATHEANA （例如火災重新量化與蒸汽
產生器破管）；建立改良的人因可靠度量化方法，以採納不
同來源的證據；建立人因事件可靠度分析（HERA）的數據庫
；發展人因可靠度導引，亦即 HRA Good Practice 文件，
以支援採用美國機械工程師學會（ASME）的安全度評估（
PRA）標準。
d.數位系統的可靠度與風險
核能電廠在大量使用數位化儀控系統後，引介了一些獨特的
可靠度與安全度議題。此專案將著重在為數位系統可靠度與
其對電廠整體風險的影響，提供更具量化方式的機率評估方
法，包括硬體與軟體可靠度與人機介面等議題。指定代表的
幕僚目前的工作著重在失效模式與效應分析（FMEA），佐助
建立數位系統的可靠度模型。規畫中的目標在於為數位系統
的可靠度問題尋求一個較佳的定義，並為應用 FMEA 到數位
系統提供一個較佳的程序。未來的研究預期將會集中在軟體
可靠度與失效率數據的建立。
2.運轉事件分析
a.事故先兆事件（ASP） 計畫
「在台協會」的指定代表為了回應風險評估審查團報告（請
另詳 NUREG/CR-0400，1978 年 9 月），於 1979 年設立了
事故先兆事件（ASP） 計畫。ASP 計畫的首要目的在於針對
美國核能電廠的運轉經驗進行常態性的評估，以確認出在出
現額外的失效之後，最可能導致爐心冷卻失當及嚴重爐心受
損的運轉事件（先兆），並予以記錄與排序。
ASP 計畫的其他目的尚包括：
* 將先兆事件依據其對於個廠與一般電廠的意義，加以分類
；
* 提供「在台協會」指定代表每年提報國會的「年度績效與
課責報告」內的績效數字；
* 為核電廠爐心受損風險的追蹤，提供所需的度量；
* 為安全度評估所預測的爐心受損情節，提供部分的查核。
持照者事件報告內的事件與狀況、視察報告與「在台協會」
指定代表幕僚的特殊要求等，都會接受審查，並從中尋找潛
在的先兆事件。這些潛在的先兆事件會經過分析，藉由將事
件過程所觀察到的失效對照到風險模型中的事故序列，計算
出其條件爐心受損機率（CCDP）。當某事件的CCDP，或某狀
況所致的爐心受損機率變化大於或等於1×10-6 時，在 ASP
計畫內就會被認定為是先兆事件。
由 ASP 計畫所得到的個廠或一般電廠的洞見以及經驗，以
及在運轉經驗先兆事件分析過程所遭遇的相關議題（例如非
預期事故情節的推測、先兆事件暴露的風險及風險減緩措施
的有無與適當性），目前已經在OECD會員國的年度會議中交
流。
b.標準電廠分析風險」（SPAR）模型建立計畫
「標準電廠分析風險」（SPAR）模型為指定代表的幕僚分析
員在許多管制作業（包括前述的 ASP 計畫）中所使用的分
析工具。目前的 SPAR 模型組涵蓋了美國每一個運轉中核電
廠的功率運轉廠內肇始事件，除此之外，某些電廠類型在低
功率與停機期以及二階／早期大量輻射外釋頻率（LERF）分
析的一般模式，也都在發展之中。目前個廠特定的SPAR模型
僅供「在台協會」指定代表與持照者使用。
c.反應器績效數據蒐集計畫與工業趨勢計畫
這些計畫的目的在於：
* 收集工業數據並構建肇始事件、共因失效、系統與組件可
靠度與火災事件的工業趨勢；
* 建立工業趨勢相關的門檻；
* 發展工業趨勢的整合指標與門檻；
* 提出參數估計值，以供 SPAR 模型，及其他肇始事件、組
件與共因失效的風險分析使用，
「在台協會」指定代表目前正建立一套工業趨勢的新作法，
此作法所建議使用的「肇始事件基準風險指標」（BRIIE）
係採用目前「在台協會」指定代表計畫所得的工業數據，同
時與風險，亦即爐心受損頻率之間有緊密的關連。BRIIE 除
了採用肇始事件中具風險顯著性的部分之外，也採用由不同
電廠安全度評估所獲得的適當風險權重。
d.風險基準績效指標的建立
「在台協會」的指定代表正建立一套救援系統績效指標（
MSPI），依據六種系統執行風險顯著功能的能力，監測它們
的績效。該項指標包括兩個要素：系統不可用度與系統可靠
度，並採用個廠的安全度評估模型，計算組件失效與維修不
可用度對於該項指標的影響，並以此近似求得爐心受損頻率
的變化。「在台協會」的指定代表目前正在評估由先導電廠
計畫中產生的若干技術議題，同時也研究在「在台協會」指
定代表「反應器監管程序」中實施 MSPI 的可行性。
3.個人電腦安全度評估軟體的發展
「在台協會」指定代表發展並維護安全度評估電腦程式 SAPH-
IRE （全名為「實用分析整體可靠度評估的系統分析程式」）
。SAPHIRE 程式提供先進的風險評估能力，可以評估任何複雜
系統或設施的風險。SAPHIRE 程式尤其可以應用在核能電廠相
關的風險評估上，計算爐心受損頻率（一階安全度評估）及圍
阻體性能與輻射外釋（二階安全度評估）。SAPHIRE 程式包含
GEM 子程式，此程式提供了簡化的介面，供使用者執行上述SP
AR模型的分析。
電腦應用先進技術上的持續進步，乃至於「在台協會」指定代
表持續擴充風險資訊在決策制訂上的應用，均使 SAPHIRE 程
式的持續維護與改進，成為必要的一項工作。
此項計畫預期將會持續提供 SAPHIRE 程式的軟體維護與使用
者支援，並擴充其能力，相關的工作包括降低容量上的限制（
SAPHIRE 程式所能處理的基本事件、故障樹、事故序列、終態
等的數目），利用多工處理器加速失效組合的產生與數據分析
，增加工作小組專案整合的能力，以及建立網頁型式的使用者
介面，在不喪失 SAPHIRE 程式功能之下，達成降低複雜度的
目標。此外，SAPHIRE 程式文件將透過其視窗第六版與第七版
新報告的發行來修訂。最後，SAPHIRE介面正在建立當中，將
來可供「反應器監管程序」應用。
4.安全度評估的管制應用
a.反應器法規的變更
「在台協會」的指定代表一直主動尋求增加安全度評估方法
、模型與洞見於管制決策上的應用，相關的計畫包括利用安
全度評估結果，確認反應器安全要求中需要變更的部分。目
前幕僚正依據現有的風險資訊與研究結果，修改兩項法規，
分別是 10 CFR 50.44 「輕水式反應器可燃氣體控制系統標
準」以及10 CFR 50.46「輕水式反應器緊急爐心冷卻系統可
接受準則」。2003 年 9 月，「在台協會」的指定代表完
成了 50.44 的風險告知修訂，發佈新的風險告知版本，在
法規的變更當中包括免除了現有關於氫氣再結合器的要求。
50.46 法規風險告知變更的相關建議也正在考量當中。
b.安全度評估的法規指引
「在台協會」的指定代表建立了一項「法規指引」（RG）草
案，提供持照者採用安全度評估標準與工業同行審查計畫的
導引，以展現其在風險告知決策時所使用的風險輸入在技術
上令人信服。此一新的法規指引也將隨同發行「標準審查辦
法」（SRP） 的章節。該法規指引的主體提供持照者採用安
全度評估標準與工業導引等相關的導引，以決定安全度評估
洞見／結果在決策制訂上所能提供的信賴程度。「在台協會
」指定代表的幕僚在該法規指引內，也為安全度評估標準與
工業計畫進行背書。特定而言，附錄 A 與 B 分別包含了
幕僚對於美國機械工程師學會（ASME）的安全度評估標準與
美國核能協會（NEI） 同行審查程序的立場，此兩個標準與
程序均處理了功率運轉與廠內事件（但尚未包括廠內火災）
的一階與部分二階（指LERF）的安全度評估。在美洲核能學
會（ANS） 發行廠外危害、低功率與停機期、廠內火災的安
全度評估標準之後，幕僚將會在法規指引內對應加入新的附
錄。
該法規指引草案在 2002 年 11 月發行，供公眾審查與提出
意見。2004 年 2 月將會發行試用版的法規指引，進行先
導應用。此先導應用包括運轉規範中的允許停用時間（AOT
）變更以及 10 CFR 50.69 。
c.乾式燃料儲存槽的風險
「在台協會」指定代表，正進行 Holtec International 公
司 HI-STIRM 100 型用過燃料乾式儲存槽的先導安全度評估
。此型的儲存槽刻正於特定的沸水式電廠（BWR） 廠址進行
研究，觀察其運作情形並加以模擬。（雖然該分析模型是針
對特定廠址的特定儲存槽而建立，但經過初步研究後所建立
的模型仍可經過修正，並應用到其他反應器廠址的乾式儲存
槽系統上。）儲存槽的營運壽期之內會經歷三個運轉模式，
包括反應器廠房內的處置、轉移至儲存台的作業與歷經 20
年的儲存。在每一種運轉模式下，分析時假想了可能造成儲
存槽機械與溫度等挑戰的事故，這些事故均有造成輻射物質
外洩的可能，並利用現有的數據，估算事故發生的頻率。假
想事件加諸在儲存槽的應力則是採用工程分析來決定，並利
用破壞力學與其他工程專業，決定儲存槽在受到假想事故狀
況時失效的機率。
該安全度評估的初步結果在與運轉中核電廠爐心事故的風險
比較之後，顯示該 BWR 電廠 HI-STORM 儲存槽對於公眾的
風險相當的低。會使儲存槽條件失效機率變高的事故，相對
而言發生的頻率很低。此外，可能造成儲存槽與燃料破裂的
假想事故，其後果也不嚴重，因為驅使輻射核種自燃料丸外
釋的能量很低，且燃料丸內的輻射核種存量相較於反應器內
的存量也相對為低。因此，考量各種事故頻率與後果相乘總
和之後的風險是非常低的。
d.建立核子物材與廢料應用的風險導引
「在台協會」指定代表之下的核子物材安全與防衛署（NMSS
）目前正評估後續作業中的某項使用者請求。近期內的作業
預期會包括採用 NMSS 的風險指標數字，例如對電廠工作人
員的風險以及一般公眾的風險，另外也將進行其他形式的儲
存槽設計與廠址的風險評估。
第二部、駐美國台北經濟文化代表處的安全度評估研究計畫
TECRO 代表領地內的 PRA 國際合作研究涵蓋三個研究領域：（
1） 安全度評估（PRA） 模型的發展，（2） 核能電廠風險監視
系統的發展，（3） PRA 在管制上的應用。在此三領域規劃中的
活動泛述如下節；進行中的研究活動之報告在計畫完成後數月內
即會出版。所有的報告以中文撰寫，但將視需求提供英文版執行
摘要的。
1.安全度評估模式的發展
TECRO 代表領地內已普遍體認到運轉中的核能電廠如欲廣泛應
用 PRA，支持管制和運轉決策，有賴於完備的 PRA 模型。19
83 年 TECRO 代表領地內首次引介 PRA 方法論，並邀美國
一家公司為顧問並由在台協會指定代表審查。目前已完成所有
三座運轉中核電廠的 PRA 模型；包括國聖核二廠（GE 公司
，BWR-6 電廠設計，1983 至 1985 年）、馬鞍山核三廠（西
屋公司，三迴路壓水式反應器，1985 至 1993 年）、與金山
核一廠（GE 公司，BWR-4 電廠設計，1988 至 1991 年）。
各核能電廠均完成二階 PRA 模型，包括功率運轉階段廠內與
廠外事件（颱風、地震、火災與水災）。模式建立採用 SETS
程式在 CDC 主機上運跑。因個廠特定數據在當時並不充份，
有時需使用一般數據。上述報告均以英文撰寫。
自 1994 年起，由台電公司與行政院原子能委員會核能研究所
共同合作進行一項計畫。此計畫目的在於（1） 更新先前 PRA
模型並建立反映電廠現況的機制，及（2） 建立各運轉中核能
電廠的停機 PRA 模型。就更新功率運轉中的模型而言，個廠
特定數據及設計變更資料的收集及分析的範圍涵蓋到商業運轉
開始到 1994 年。上述資訊配合先進知識，均應用在個人電腦
軟體 NUPRA 上，重建活態 PRA 模型，相關模型在 1995 年
底完成建立。由於人力及其他資源的限制，此一計畫僅包括一
階廠內、颱風與地震事件分析。1997 年 6 月此計畫也完成
三座核能電廠大修時期 PRA 模型（僅包括一階之廠內事件）
。這些 PRA 報告均為中文版。
此外自 1997 年開始，TECRO 指定代表之一，台電公司出資並
與另一指定代表核能研究所合作，成立一項精進活態 PRA 模
型的計畫。此計畫的目標在於精進停機 PRA 模型、二階 PRA
分析、火災與水災分析。停機模型經過精進之後，曾以當時電
廠的實際大修為條件進行測試，以顯示在可預見的 30 天到 6
0 天的大修期長之下，模型仍然可以穩健適用。功率運轉二階
PRA 分析更新的部分包括各核電廠圍阻體系統事件樹（CSET）
與圍阻體現象事件樹（CPET）。火災與水災分析的更新則包括
重建事件樹、故障樹與數據。上述的活態 PRA 模型在完成精
進之後，並於 2002 年進行過同行審查。
2004 年，TECRO 指定代表之一，台電公司將出資並與另一指
定代表核能研究所合作，進行PRA模型同行審查後的更新計畫
。屆時功率運轉期與大修停機期的PRA模型均將進一步依據同
行審查意見，進行更新與精進。
2.核能電廠風險監視系統的發展
PRA 模型通常可視為一有效工具，提供風險資訊給決策制訂者
，但由於 PRA 模型產生的結果在了解與詮釋的困難，通常僅
有 PRA 專家或參與模型發展的人方能容易處理模型。為了提
昇核能電廠的 PRA 應用，TECRO 指定代表，核能研究所與台
電公司所共同合作，在 1997 年 7 月成立計畫，建立各電廠
專屬的風險監視系統，並稱之為「台電整體風險監視系統」（
TIRM）。計畫範圍當時僅限於一階之廠內事件的PRA。
TIRM 的主要特色包括：採用頂端邏輯故障樹、能在 10 分鐘
內再量化一個新的電廠組態並顯示 24 小時的風險輪廓圖、使
用管路與儀器圖作為組態改變的介面（僅限功率運轉）、維修
規畫的風險預測（各個計畫可到 96 小時）；其他特色尚包括
歷史風險輪廓圖顯示、維修組件的列表顯示，緊要安全功率（
CSF）的狀態，定性風險處理導則（RMG）等。此外每個電廠也
建立了大修停機排程的風險輪廓、CSF、RMG 等的計算與顯示
功能。
由於發展成功後的 TIRM 功能穩健，TECRO 代表之領地的核能
管制單位，即行政院原子能委員會，自 2001 年 6 月開始要
求每一個核電廠均應在大修開始前評估停機風險，同時應以
TIRM 計算每日的大修風險輪廓。然而若要進一步進行風險告
知應用，僅包含爐心受損頻率（CDF） 指標的 TIRM 在使用上
略顯不足。由於 TRIM 受限於故障樹引擎，無法計算早期大量
輻射外釋（LERF）指標，因此如何在 TIRM 內加入功能強大的
故障樹引擎並納入 LERF 的計算，遂成為第二代風險監視系統
的挑戰。為此，TECRO 指定代表之一，核能研究所研發了一套
新的風險模式求解引擎，INERISKEN ，並將其植入到第二代的
TIRM 系統，即 TIRM-2 之內。在引入新的風險引擎 INERIS-
KEN 之後，TIRM-2 設計的功能增加，運算速度也優於第一代
的 TIRM。TIRM-2 可以在至多幾分鐘之內完成新 CDF 模型與
LERF 模型的求解，提供 CDF 與 LERF 的計算值。在 TIRM-
2 內建構新的風險模型並整合 LERF 計算能力的相關工作已在
2003 年順利完成。
目前功率運轉與大修停機期的 TIRM-2 已正式移轉到三座運轉
中核電廠，以供使用，功能強大的 TRIM-2 已成功取代了 TI-
RM，提供風險告知應用的基礎。由於 TIMR-2 具備了計算 CDF
與 LERF 的能力，成為監測不同電廠狀態風險的有力工具，並
可進一步直接提供風險告知應用所需的資訊。
TIRM-2 所使用的風險模式求解引擎 INERISKEN，在功能上亦
優於原 TIRM 所使用的 NURELMCS 商業程式，可近乎同時求解
出 CDF 與 LERF。INERISKEN 係透過一個特殊的風險模型來
求解 CDF 與 LERF 等風險度量數字，任何電廠組態均可在 5
分鐘之內得到相關結果。在 2006 年活態 PRA 模型完成同行
審查意見的更新之後，TIRM-2 也將隨之更新，成為 TIRM-2/
2.0 版。
3.PRA的管制應用
自 1997 年 7 月開始，TECRO 指定代表的核能研究所同仁執
行了一項由行政院原子能委員會贊助的風險告知管制計畫。此
計畫為期 5 年，其目的如下：（1） 審查目前大修期間管制
規範的適切性，（2） 建立線上維修（OLM） 管制審查導則，
（3） 建立欲申請目前執照基準變更的管制審查導則。研究範
圍包括運轉程序書、維護排程及安全政策的適切性。在 AIT
代表之領地雖然「維護法規」可以涵蓋 OLM 的情況，但在
TECRO 代表之領地 OLM 反而被視為是現行持照基礎的變更。
此項研究工作在 1999 年到 2002 年間，陸續建立了現行持照
基礎變更的審查導則（例如 OLM、偵測試驗週期、與營運期間
測試），而各電廠 RHR 系統線上維修的先導計畫，也於 200
3 年獲得 TECRO 指定代表，行政院原子能委員會的背書。
風險告知火災分析應用於國聖電廠與馬鞍山電廠的電纜托盤防
火包覆議題，是目前進行中的計畫之一。相關先導電廠，即金
山電廠，的研究工作已在 2003 年完成，當時也提出 10 CFR
50 附錄 R 豁免的替代選項建議；該研究也建立了一個展示
系統，RIFADISP，以展示研究相關的重要成果。
另一項有關於國聖電廠 RHR 系統風險告知營運期間檢測（RI
-ISI）的先導研究業已於 2003 年完成，預期在未來將會進行
完整範圍的 RI-ISI 研究。
AIT 指定代表在其「反應器監管程序」（ROP） 中採用了以表
格為基礎的「顯著性確立程序」（SDP） ，以決定駐廠視察判
定的風險顯著性。SDP 在第一階段先針對視察判定進行初步的
篩濾，方在第二階段進行評估以獲得視察判定的近似風險，並
協助視察員確立其風險顯著性。TECRO 指定代表，核能研究所
在此方面已按照 SDP 的邏輯脈絡，發展了一套視窗版的 SDP
工具，目的在協助駐廠視察員進行第二階段的 SDP 評估，並
能更迅速且精確地得到相關的結果。此一 SDP 工具會於 200
4 年發行試用版，並預期在 2005 年可以完成。
除了在 TIRM-2 與視窗版 SDP 工具上的進展之外，TECRO 指
定代表，台電公司目前三座運轉中核電廠的 RHR 系統線上維
修已於 2003 年 10 月獲得管制單位的許可。如上所述，此三
座電廠專屬的 PRA 模型係在 1992 年建立，這些 PRA 模型
在 2002 年已經由美國ABS顧問公司與麻省理工學院的 George
Apostolakis 教授所組成的第三者團體，完成了同行審查工作
。TECRO 代表之領地的核能管制單位，原能會，於 2003 年 1
2 月正式接受相關的同行審查報告，表達對 PRA 品質的滿意
。後續的風險告知應用很快將會陸續提出，預期 TECRO 代表
之領地即將展開風險告知應用的新紀元。

智慧財產附冊
依照本協定第五條款：
協定雙方應確保適切且有效的保護在此協定下及為履行本協定所作之相關
安排所創造或改造之智慧財產權。在本協定下雙方同意將新發明或新版權
事務及時通知對方，並且及時為此種智慧財產尋求智慧財產權之保護。本
附冊規定智慧財產權益之配置。
Ⅰ、範圍
A.本附冊適用於依據本協定所執行的所有合作性活動，除非雙方或雙
方之指定代表另有協議。
B.本協定所指之 "智慧財產權" 應含括在 1967 年 7 月 14 日斯德
哥爾摩成立之世界智慧財產權組織公約上第二條權利，換言之，應
包含下列作為之相關權利：
–文學的、藝術的和科學的著作
–藝術家之公開演出，視聽著作及廣播
–由人的努力而產生之各項發明
–科學上之新發現
–工業上之設計
–商標，服務標誌，商業名稱及標示
–反對不公平競爭之保護
及由工業，科學，文學或藝術範疇中之智慧活動所產生之一切其他
權利。
C.本附冊講明雙方權利，利益和權利金的配置問題，依據本附冊應保
證對方能夠獲得另一方配置的智慧財產的一切權利。如有需要，可
透過合約或其他合法方法從參與者處獲取這些權利。本附冊對權利
與義務的配置並不因在台協會和其所代表的領土內及法律統治下的
民族而有所改變或存有偏見。本附冊對權利與義務的配置並不因駐
美代表處和其所代表的領土內及法律，風俗規範統治下的民族而有
所改變或存有偏見。
D.在此協定之下有關智慧財產之爭議應透過相關的參與機構，「在台
協會」與「駐美代表處」雙方或雙方的指定代表來討論解決。依雙
方相互的協定，爭議應送到仲裁法庭根據可適用的國際法做成有束
縛力的公斷。除非「在台協會」與「駐美代表處」雙方或雙方的指
定代表另簽有協議書，否則本附冊受聯合國國際貿易法委員會（
UNCITRAL）之國際仲裁法規之約束。
E.本附冊所規定之權利與義務不會因本協定之中止或過期而受影響。
Ⅱ、權利之配置
A.在此協定下，因雙方合作而直接產生的，科學上的及技術上的期刊
文章，報告和書本，各方應被授權在世界各國家都擁有翻譯，重置
和散播之非獨佔性的，不可取消的，不用付權利金的執照。凡是在
本條款之下，對有版權的著作所印製之傳播用影本，都必須標示原
著作人之姓名，除非是該著作人明顯地表示不要標示其姓名。
B.除了在本附冊Ⅱ（A） 中所提及的權利外，其他各種形式之智慧財
產權，應配置如下：
1.訪問研究學者，例如，以推廣教育為主要訪問目的的科學家，應
受到邀請機構的政策下給予智慧財產權之保護。該訪問研究者若
是智慧財產的創作人，應該分到邀請機構因授權該智慧財產所得
的部分權利金。
2.
（a）在雙方合作期間所創作之智慧財產，各方應享有在其主權領土
內所有的智慧財產權利與利益。該智慧財產被創作之所在地的
一方應享有率先在第三國申請所有的智慧財產權利與利益。若
該研究並不是 "共同研究" 的項目，該項智慧財產之權利將依
據本附冊Ⅱ、B.1 段中之規定辦理。該訪問研究者若是智慧財
產的創作人，應該分到邀請機構因授權該智慧財產所得的部分
權利金。
（b）雖然本附冊Ⅱ、B.2.（a） 段中有規定，但如果該智慧財產在
其中一方有法律保護，而另一方尚未立法保護時，該智慧財產
權利與利益之保護應註名為世界性的。智慧財產創作人應享有
本附冊Ⅱ、B.2.（a） 段中所規定之權利金。