臺北高等行政法院判決
98年度訴字第340號98年10月29日辯論終結原 告 台灣電力股份有限公司代 表 人 甲○○（董事長）訴訟代理人 吳雨學 律師被 告 行政院原子能委員會代 表 人 乙○○（主任委員）訴訟代理人 丁○○
丙○○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97年12月17日院台訴字第0970093925號訴願決定，提起行政訴訟，本院判決如下：
主 文原告之訴駁回。
訴訟費用由原告負擔。
事實及理由
一、事實概要：原告經被告核准興建之核能四廠（龍門計畫），有關其工地設計變更要求案（Field Change Request, 簡稱
FCR ），在原設計公司（ResponsibleDesignOrganization,簡稱RDO ）仍負責設計權責情形下，未依規定送RDO 辦理審查作業，而逕由原告之核能技術處龍門計畫駐工地設計辦公室（Site Engineering Office,簡稱SEO ）辦理FCR 之審查與核定作業，並核發設計變更通知（Design Chang Notic,簡稱DCN ），執行設計變更作業，修改施工圖面，交原告龍門施工處執行施工作業等情形，違反核子反應器設施管制法（下稱核管法）第7 條規定，經被告調查發現，迭經要求原告改正，原告遲未進行改正，被告依同法第14條第1 項及第
37 條 規定，以民國97年4 月2 日會核字第0970005605號裁處書處原告罰鍰新臺幣（下同）50萬元，並要求未施工項目應澄清安全性並提報被告同意始得施作，已施工項目應評估其安全性及應依核子反應器設施管制法規，建立制度。原告不服，並稱依核子反應器設施品質保證準則（以下簡稱品質保證準則）第7 條第5 項規定，設計變更，應遵循相當於原設計之管制措施，並由原設計機構或由經營者指定之機構核定。另依照核四工程引據之美國機械工程師學會（簡稱ASME）核能設施品質保證要求1983年版（簡稱NQA-1 ）所載，文件的修改，要經過原審查及核准機構的審查及核准，或另由業者委託其他機構執行，包括業主自己的工程技術組織。
SEO 即為原告指定之設計機構所轄之設計執行部門，並已明文敘述於經原處分機關核備之核能工程品質保證方案。原處分機關認原設計公司仍負責設計權責情形下，未依規定送
RDO 審查同意，逕自辦理設計變更，其所謂規定與前述另由業主委託其他機構執行，包括業主自己的工程技術組織之規定牴觸。又原告SEO 所執行的設計修改，均屬排除施工困難或設計衝突，或補充更正設計錯誤或缺漏，係滿足原設計功能之必要修改，並非變更，而係法規及合約中所稱之遷就現狀而調整之意。其設計修改之執行，均照設計規則之審核程序辦理，為消除原處分機關疑慮，SEO 增加設計變更安全評估表，判定所執行之修改，是否涉及安全相關組件等，並回溯SEO 過去執行的修改案件，結果並沒有發現SEO 之設計案件，有何瑕疵。至原告SEO 未具備ASME核能級N 持照廠家資格（簡稱NHolder ），卻執行屬ASME鍋爐與壓力容器規範第
3 章（B&PV CODE SEC.Ⅲ簡稱ASME SEC. Ⅲ）所規範工程範圍之設計變更作業一節，經於96年1 月1 日至97年2 月29日期間，原告SEO 所進行設計修改案中與ASME SEC. Ⅲ有關者共計56 件 ，部分與原告是否具有N Holder無關，而依照美國核管會視察技術手冊，設計修改查證，係規定在燃料裝填之前完成，目前管路尚未安裝完成，離燃料裝填仍有相當時間，原告現階段處置管路設計變更及耐震分析之作業方式，並無違反規定；原告核一、二、三廠，從過去到現在，執行之設計修改案，已超過1 萬件，不僅提升電廠運轉可靠度，也累積相當之設計經驗能力，如原告沒有判斷設計是否正確，就無法管理設計廠商，其在設計廠商績效不彰時，介入承接設計修改，不僅未違反規定，且為負責盡責之必要作為云云，提起訴願亦遭駁回，遂提起行政訴訟。有關本件英文簡稱及中英對照表如附件。
二、本件原告主張：㈠被告及訴願決定所認定原告在原設計公司（簡稱RDO ）仍負
權責之情形下，未依規定送RDO 審查，且未經RDO 同意，即逕自核定FCR 案件，並核發DCN ，執行設計變更作業，修改施工圖面，交龍門施工處執行施工作業乙節。惟事實上，有關原告所屬核四工程核能級管路系統(ASME B&PV Code SEC.III)，RDO 之奇異公司僅負責設計及供應部份管路組件，並未實際負責工地管路安裝及檢驗工作（安裝工程則由原告自行發包給具核能級NA持照之國內中鼎公司），因此在安全相關管路系統組裝完成後，RDO 即奇異公司拒絕擔負起最後確認整體管路系統符合法規要求之責任，亦不肯依照ASMEB&PV Code 之規定，簽署N-5 Data Report （原證3 ）等文件。據此，被告機關及訴願決定所認定原告在RDO 仍負權責之情形下，未依規定送RDO 審查，且未經RDO 同意，即逕自核定FCR 案件云云，即與事實不相符合。
㈡其次，被告機關及訴願決定另認定原告未具美國機械工程師
學會鍋爐與壓力容器法規第三章(ASME B&PV Code SEC.III)核能級N 持照廠家(N Certificate Holder)之資格，卻執行屬於ASME B&PV Code工程之設計變更作業云云。惟查，依據ASME B&PV Code之規定，固必須係核能級N 持照廠家方能執行從設計（包括設計修改）、購料、製造、安裝、檢驗、試驗及標記N 標章之所有作業，並承擔最後整體之建造責任。
然而，該法規亦允許N 持證廠家，在其品保方案之管制下，將上述局部或全部作業，下包給符合ASME規定之權責單位。
由此可知，原告雖未取得N Certificate ，但已扮演相同之角色，並依據被告機關所核備之核四工程品質保證方案以及相關之設計/ 設計修改作業程序書（詳97.03.12頒發之程序書彙編綱要，原證4)，執行核四工程之設計/ 設計修改及其管制作業。易言之，本案RDO （奇異公司）雖持有N Certificate ，但事實上只是原告依合約委託之設計公司而已，倘如RDO （奇異公司）不能或不願負設計全責，依被告機關所頒布之核子反應器設施品質保證準則第7 條第5 項之規定，經營者（原告）當然有權指定其它機構，代理執行設計/ 設計變更，並核定相關之作業文件如DCN 等。就此亦有美國AS
ME B&PV Code專家Mr. Rick Swayne 之觀察報告（原證5 ）可稽。
㈢此外，原告所辦理之設計修改作業，亦均依據ASME SEC.III
法規之技術要求、奇異公司設計手冊(Project Design Manual) 及其所訂定之準則來執行，且最後亦承諾將委託國外具ASME SEC.III管路設計經驗之工程機構及其註冊專業技師(Registered Professional Engineer ，RPE)，依據美國核管會(NRC) 核准之「Guidelines for Piping System Reconciliation (NCIG-05) 」（原證6 ），執行完工設計驗證(Reconciliation)，確認符合ASME SEC.III之整體設計要求。
準此，原告所執行ASME管路系統之設計修改作業，與RDO 奇異公司設計手冊（原證7 ）中之要求並無不同，且亦符合核能工業界實務作法、ASME設計法規、以及核能品質保證之要求。
㈣詎被告機關僅因原告所辦理之設計修改作業，未經原設計者
RDO （奇異公司）之同意，以及原告未具ASMEN 持照資格，卻執行ASME相關之設計修改云云，殊不知被告機關並未考量原告核四工程經營環境之困難，更未深入究明原告另有「核子反應器設施品質保證準則」第7 條第5 項所規定得由經營者（即原告）指定之機構核定，即遽論原告之設計修改作業未建立制度亦未依法規辦理云云，是被告機關就此自有不適用核子反應器設施品質保證準則第7 條第5 項規定之違背法令。
㈤再者，本件原告就系爭核四工程重要之安全相關結構/ 系統
/ 組件，均已依照法規及規範之要求完成設計。而施工階段所遇到設計圖面標示錯誤、缺漏、施工困難與施工衝突等問題，必須予以導正、局部調整或修改，俾能達到原先設計之功能，並未涉及原設計功能之變更。茲將原告自96年1 月迄今所曾經辦理，屬於核能安全相關之設計修改案之類別及其判定標準，詳如原證8 。由此可知，原告所列舉之設計修改類別，均有明確之設計手冊或接受準則可作為判斷依據，且任何修改必須經評估，必要時並經局部加強改善，確認所有設計修改個案均安全無慮。
㈥何況，依美國核管會對核電廠之管制運作，施工期間除非是
在執行不可復原之程序，在裝填燃料前為設計（含：設計變更或設計修改）完成驗證之最後期限，亦即在該時點前並無核能安全顧慮（註：營運中之電廠是在結構、系統、組件置入使用前）。反觀本件原告目前系爭龍門工地之設計修改案件，尚須經施工後測試、完工設計驗證（含：現場履勘、與設計有出入處之再評估並於有必要時改正硬體設施、各系統設計報告書之再審視與確認等）、試運轉測試、起動測試等作為以驗證其設計、製造、安裝/ 施工符合原設計規範要求後，始能獲得被告機關發給之正式運轉執照，惟本案目前既因未到裝填燃料階段，尚無危害公眾健康與安全之虞，且原告亦已積極尋求改善，並採行必要之措施，自無違反核管法第1 條旨在為管制核子反應器設施，確保公眾安全之立法目的。
㈦至於被告機關於系爭裁處書中主旨欄所列（3 ）原告應依核
子反應器設施管制法規建立制度乙節，經查，原告之工程部門，自97年1 月起即已積極進行設計修改相關作業程序書之修訂與加強工作，包括建立ASME SEC.III管路設計修改評估程序與判定準則、新管制作業流程，以及建立Non AS ME 設計修改案，置換後置鈑（SMP ）錨定螺栓之標準評估手冊;亦全面進行再次查證，持續採行改正行動，確保原告所執行之設計修改作業均符合相關程序書要求。此外，原告之品保部門在核四工地設計修改案過程中，亦已採取下列措施：(1) 成立專案小組，針對相關品保制度面及設計修改執行面之差異及困難探討後提出工地設計修改分類制度建議。(2) 協助工程部門強化設計修改作業制度。(3) 對已發行之設計變更通知(DCN) 是否符合管制程序進行查證，並請其檢討改正。(4) 積極協助與原處分機關溝通，終於97年12月8 日獲致「核四工程工地設計修改處? 原則」之確立。(5)9 7年8 月28建立「龍門工程核能安全自主管制計畫書」，包括加強設計不當無法施工改正行動管制與工地設計修改管制機制之建置。(6) 於龍門工程專案品質會議（自97年6 月10日起至97年11月11日止共計召開5 次）中討論工地設計修改案關鍵事項及解決方式，期使本案能儘速獲得圓滿之解決。
㈧復查，本件原告除前述各項積極作為努力尋求改善外，自97
年9 月3 日起迄今仍不斷與被告機關溝通、討論，尋求雙方之共識（原證9)。惟由於核四工程量體大且繁複、涵蓋面極廣，工程於施工期間，若發現有依設計圖指示無法施工或施工困難時，必須進行必要的設計修改才能順利繼續施作。而有關施工困難之原因，可能係設計不良、材料不妥、施工順序或施工累積偏差，造成局部構件發生衝突…等等，必須作適度之澄清與修訂，在安全無虞、可逐步改善之前提下，不應輕言停止現場作業。否則，對原告之核四工程傷害鉅大，除造成原告難以承受之負擔，亦勢必影響國家整體之利益。㈨綜上所述，原告所辦理之設計修改作業，均依據相關作業程
序書、法規之技術要求、RDO 奇異公司設計手冊及其所訂定之準則據以執行，且原告最後亦將委託國外具管路設計經驗之工程機構及其註冊專業技師執行完工設計驗證，自無違反核管法第7條規定之情事。據此，被告機關之系爭處分暨訴願決定，其認事用法洵有違誤，均不足維持，而顯有撤銷之理由等情。並聲明求為判決撤銷訴願決定及原處分。
三、被告則以：㈠本件核四工程設計應依核管法第7 條、核子反應器設施品質
保證準則第7 條第2 項、第3 項及第5 項、第10條第1 項、第2 項規定辦理。又PSAR為被告核發核四廠建廠執照之持照人承諾文件（被證10，88年3 月17日(88)會核字第4598號函[ 核四廠建廠執照核發函] ，說明三）。又於PSAR承諾引用之ASME核能設施品質保證要求(Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications, 1983 年版，以下簡稱NQA-1)ⅢSupplements 3S-1設計管制要求補充事項
5 中（被證11，ASME NQA-1 Supplements 3S-1 設計管制要求補充事項5 及原告核能安全處之中文譯文），有「變更事項必須由審查和批准原始設計文件之相同的有關團體或機構來批准，除非原負責批准該項設計文件的機構已不再負責此事時，則業主( 即經營者) 或其代表即必須指定一個新的機構來承擔此責任，此機構可以是業主的工程設計部門。」之規定。是依前述有關法規之規定，僅原設計機構（即原RDO），或經業主另行指定為負設計責任之工程（設計）機構（即新RDO ）方具執行設計修改（FCR 等）之權責，且同一時間對特定設計僅能有一RDO 負設計之責。依PSAR第1.1. 4節（被證12，PSAR第1.1.4 節）、第1.4 節（被證13，PSAR第
1.4 節）與第14.1.1.2節（被證14，PSAR第14.1.1.2節）等之說明，顯示核四廠之設計工作，係由美商奇異公司、美商石威公司、日商三菱重工及日商日立公司等負責執行（即為
RDO ），原告僅負對設計過程管控及監督之設計管理者角色之責，以及辦理確認相關設計結果符合法規之業主審查作業（其中屬ASME有關部分之設計，原告亦委外辦理業主之審查作業）。另依據核四建廠過程中原告陸續向被告提報之資料及說明等（被證15，附件十三，第5 次龍門核管會議紀錄及原告報告資料），核四廠之RDO 仍維持前述之規定，原告並未曾加以改變，而此一情形即使至原告於96年8 月15日（審查提送版）及97年3 月3 日（第一次改版）兩次提送核四廠終期安全分析報告（Final Safety Analy sis Report,以下簡稱FSAR）（被證16，核四廠終期安全分析報告審查提送版第1 章第1.1.4&1.4 節及第14章第14.2.2節部分）供被告審查之時，亦仍維持前述之規定說明，均未曾改變。
而在本案發生及處理過程之中，依原告在96年12月7 日之第20次龍門核管會議與97年1 月31日對本案之意見陳述會議中所作之說明，乃至其於97年2 月5 日補提之書面陳述意見資料等（如被證17，原告97年2 月5 日電核技字00000000000號函檢送之本案書面陳述意見，p6原告之答覆六），亦仍顯示除美商石威公司外，原告並未曾解任前述之RDO ，並仍認為核四工程中核能安全有關工程之RDO ，仍分別為美商奇異公司（核島區、控制廠房及輔助燃廠房）、法商Alstom公司（緊急柴油發電機）及日商日立公司（核廢料廠房）。且美商奇異公司至97年5 月9 日止，亦仍自認其為RDO （被證18，美商奇異公司97年5 月9 日致原告電子信函[GETP-0000-0000] ），雖原告自稱已與美商石威公司解除合約，並由其
SEO 取代美商石威公司原負責工程之RDO 角色，惟其並未向被告提出修改前述PSAR/FSAR 之有關規定。另核四工程品質保證方案（第七版，96年3 月發行，亦為PSAR第17章之一部分）第1.2.9 （4 ）節所列SEO 之職掌內容（被證19，原告之核四工程品質保證方案第1.2.9 （4 ）節部分），僅賦予其督導與管理顧問公司及各原設計公司派駐SEO 人員，及處理、審查及核准工地設計修改等文件之權責外，並未賦予其可自行執行設計工作，且原告亦未曾修改龍門計畫（即核四計畫）程序書（Lungmen Nuclear Power Project,Lung menProject Procedure, LPP，為管理參與核四計畫各公司或機構[ 包含台電公司本身各部門] 之程序書，各公司或機構均須依其規定辦理核四計畫有關作業，可由原告自行核定）中有關RDO 之規定說明，將SEO 指定為替代美商石威公司或其他核四工程之RDO，例如於LPP 4.16-1 Design ChangeControl （FC Rs ）第4.4 節中仍規定美商石威公司為電廠其他系統（BOP ）之RDO (被證20，原告之Lungmen NuclearPower Project, Lungmen Project Procedure（LPP)，LPP
4.16-1 Des ign Change Control （FCRs）1.0~5.0 節部分）。又根據原告於對本案提起訴願之訴願書中，對有關設計修改（FCR 等）審核程序之辦理說明（被證21，原告之訴願書p.5 第一段），顯示本案有關設計變更案件之設計作業，實際係由「泰興或益鼎公司之設計者設計」，並經「設計單位（泰興或益鼎公司）核准」後，才送原告之SEO 進行審查核准，是以設計作業實際並非由其SEO 自行執行；經查核四工程品質保證方案中有關單位組織中（被證22，核四工程品質保證方案有關單位組織系統圖），並無「泰興或益鼎公司」兩單位，顯示「泰興或益鼎公司」應非原告所屬之工程部門；又查原告訴願書之附件十五、NED-H-19.7「核能技術處龍門計畫SEO 設計作業人員資格銓定要點，版次3 」，其中之四、通則說明（三）有以下文字「受聘僱A/E 人員所屬之工程顧問公司，應指定乙位高等級及/ 或資深人員，擔任
SEO 各任務編組內該公司人員之組長（含代理人）；及乙位高等級及/ 或資深人員擔任該工程顧問公司駐SEO 之經理（含代理人），分別代表工程顧問公司，執行設計/ 設計修改產品之審查、複審/ 批准。」（被證23，被告SEO 設計作業人員銓定作業要點[NED-H-19.7 Rev.3]）此一人員組織及權責要求之情形，亦反映出與前述程序相同之情形，設計作業實際上並非由原告所屬工程部門之人員辦理，原告所屬工程部門之人員，實際上仍執行業主審查之作業（其作業文件，如被證24，原告之設計變更通知，由泰興或益鼎公司人員辦理、核准，SEO 同意）。此種作業方式與角色權責，與其交由原RDO 辦理設計/ 變更作業時之情形並無不同，然泰興或益鼎公司卻既非原告之工程設計部門，亦未具 ASME N Holder之資格，更未被其指定為任何核四廠核能安全有關工程之
RDO 。是以泰興及益鼎公司顯然亦與原告同樣違反核子反應器設施品質保證準則第七條及ASME SEC. Ⅲ等之規定。ASME
SEC Ⅲ為核四廠PSAR正式承諾引用之核能工業法規（被證3），依據此項承諾，ASME SECⅢ具有相當於法規之效力而須遵守，是以核四廠之核能安全有關之結構、系統及組件（Struc tures, Systems and Components,以下簡稱SSC ）在屬ASME SECⅢ之管轄範圍內時，其有關品保、設計、施工安裝及測試等作業均須遵循ASME SECⅢ相應之規定要求（被證
3 ，Table 3.2-3 ）。根據ASME SECⅢNCA-3500之有關規定（被證25，ASME SECⅢSUBSECTION NCA-3500 部分及中譯），必須為N Holder才具有執行ASME SECⅢDiv.1 所規範工程之設計作業之資格，由於核四廠核能安全有關之機械設備與其管路系統，多屬ASME SECⅢDIV. 1所管轄者，是以依前述之NCA 規定，負責核四廠ASME SECⅢDIV. 1有關SSC 設計之
RDO ，亦須為具有NHolder 之資格者。故原告之SEO 於未具
N Holder之資格下，逕行辦理屬ASME SECⅢ有關SSC 之設計及修改設計等作業，並在CTCI及其ANI 告知違反ASME情形下，仍執意要求CTCI依據其所簽發設計修改（FCR 等）文件進行施工作業（被證2 ），其違反ASME SECⅢ之規定應至為明確。被告97年4 月2 日會核字第0970005605號裁處書係針對原告所屬SEO 無設計權責與其無ASME SEC. Ⅲ N Holder 資格，以及未具備合於法規要求之管制機制與措施，卻仍替代包含美商奇異公司等在內之核四工程原RDO 從事設計修改（
FCR 等）作業，甚至進行全新設計等之行為，而予以處分。其處分行為之內容並未包括原告訴狀所述之美商奇異公司拒絕擔負核四工程核能級管路系統符合法規要求之整體性確認責任（Compliance For Overall Responsibility ）、拒絕簽署N-5 法規資料報告（N-5 Data Report ），致有關核能級管路系統無法取得ASME SEC. ⅢN 標章（N Stamp ）之行為。起訴狀所述情節與被告該裁處書及本訴聲明無關。原告與美商奇異公司對簽署N-5 Data Report 有合約爭議一事，原告雖數年前曾於龍門核管會議中向被告說明將提出替代方案之可能與構想，除當時未包括奇異公司拒絕擔負核四工程核能級管路系統符合法規要求之整體性確認責任之部分外（被證26，第十七次龍門核管會議紀錄與原告臨時動議簡報資料、第十八次龍門核管會議紀錄與議題四原告簡報資料），原告實際上直至本案裁處成立時，亦未曾附具窒礙難行之理由，向被告正式提出申請。又對於廠家是否履約之問題，被告亦曾多次指出相關之工作內容與合約爭議處理，乃至工程進度等問題，其為原告之商務及管理問題，屬原告之權責，非被告有關管制作為所能考量之事項，亦無權進行處理。依原告與CTCI之核四工程核能級管路安裝規範（Piping Installation Specification, 31113.72.0410 Rev.1）第2.7.
1.1.32.1節之規定（被證27，龍門（核四）計畫第一、二號機「核島區機械設備與管路安裝工程」合約72.0410 管路安裝英文規範第2.7.1.1.32.1節部分），顯示有關管路系統之
N Stamp 將由負責相關管路系統設計之N Holder所給予（此依前述設計權責及核四工程之時況，此處之N Holder應為美商奇異公司），應已明確。由於取得ASME SEC. ⅢN Stamp以證相關管路系統符合ASME SEC. Ⅲ之PSAR承諾，已清楚反映於原告與CTCI有關之服務採購文書中，文件上似符合品保準則第八條規定，且當時核四工程亦尚未達須進行N-5 DataReport簽署之階段，而原告當時亦仍持續與美商奇異公司進行商務協商，其與美商奇異公司間糾紛是否能獲得解決，而得以取得N Stamp 尚在未定之數，故被告當時既無立場亦不可能以此對原告進行裁處。惟如未來真如原告所述，無法取得N Stamp ，且原告亦未能事前提出確有窒礙難行理由且符合法規相當管制機制要求之替代方案，則屆時其將有違反執照承諾之問題，被告自會依法進行相關處置。是以原告有關陳述，顯有標的錯誤，並混淆其有關違規行為實際將影響相關管路系統NA Stamp取得之實情。
上述情形顯示，原告在本案中自始終未指定其SEO 為RDO ，並修改包括PSAR及「核四工程品質保證方案」在內之任何文件，變更核四工程各有關法定文件，完成法定之指定作業，明確賦予其SEO 設計之權責，且實際上係由泰興及益鼎公司等實際從事主要之設計修改（變更）作業。又原告之SEO 及實際從事設計修改（FCR 等）之泰興與益鼎公司，均未具AS
ME N Holder 之證照資格，依規定其均不得被指定為AS ME
SEC.Ⅲ有關工程之RDO 辦理相關設計修改（FCR 等）作業。故原告之SEO 在未具設計權責及法規要求資格等情形下，卻自行核定核四工程之工地設計修改案，並簽發DCN ，辦理設計變更作業（包含ASME SEC. Ⅲ及非ASME S EC.Ⅲ之工程），並進行施工作業，其違反前述有關法規規定之事實明確。㈡依ASME SEC. ⅢNCA 章節之相關品保規定，具各類ASME核能
級證照（N TYPE）資格（如N,NA,NPT等）之廠家，的確可將有關法規規定之作業委由具相應資格或受其品保方案（制度）直接管制之廠家代為執行。然依此一規定，顯然要求委託或受託者之任一方，至少須有一方為具相應作業執行資格者，是以原告在未具ASME N Holder 證照資格情形下，其並無權將ASME SEC. Ⅲ有關工程之法規規定作業委由不具相應資格之廠家執行。如前述依核四工程品質保證方案附錄三「核四工程引用ASME SECⅢ法規之原則」（被證1 ），被告僅豁免原告ASME SEC ⅢNCA-3200 業主責任要求事項中之業主資格要求，是以屬AS ME SEC ⅢDiv.1 部分之工程，被告係要求完全依照ASME SEC Ⅲ 之規定辦理，故原告若要從事包括
N Holder在內之其他N TYPE資格者之相關權責作業，其自須先行取得相應之ASME N TYPE 資格。故原告對ASME SECⅢ及核四工程品質保證方案附錄三，有關規定解讀錯誤，不當擴大被告豁免其ASME SECⅢ資格要求之範圍。原告雖具有將相關作業下包他人之權力，但卻須下包給具相應N TYPE資格之廠家。此一情形亦可由核四工程中屬ASME S EC.Ⅲ規範之工程，其施工安裝廠家均為在核四工地具有AS ME NA Holder證照資格者看出（○○○區○○○路系統與設備安裝廠家CTCI，以○○○區○○○○○路安裝廠家詹記公司，均為在核四工地具ASME NA Holder證照資格者）。依品保管制權責，作業程序書之核定權責係在業主（即原告），並非被告。被告僅在執行各類視察時，了解相關程序書之規定是否未違反核四工程品質保證方案及相關品保法規（如被告之品保準則）之要求。然必須指出，這些辦理設計修改（FCR 等）之主要作業程序書及規定，多係原告於被告對本案展開調查及介入要求後才逐步建立或進行修正者（被證28，原告核技處設計修改類相關作業程序書清單），證明原告所為之相關設計修改（FCR 等）作業行為，原來並無管制要求亦未在管制下進行。且這些事後方才建立之程序書及相關管制制度與措施，實際上不僅被告認為不符法規「相當於原設計管制辦法」之精神，與仍有違反品保法規要求之情形外，原告之品保管制部門亦自評其SEO 辦理設計作業之管制制度與措施仍尚有缺失，且亦仍有未依制度執行之情形（被證29，原告核能安全處龍門工程工地設計變更通知（DCN ）案查證報告之第伍項）。是以原告所謂其依據經被告核備之程序書辦理核四工程之設計修改（FCR 等）作業，不僅不符事實外，其有關管制制度與措施，即使在被告要求改正後，其亦自認改善下，卻仍依然有不符法規要求之情形，以及未能落實執行等之問題。
㈢關於原告與廠商間是否履約，乃至雙方是否中止合約，更換
RDO 等，乃原告之權責，非被告法規要求之管制權責，應由原告自行依其合約規範及有關商務常規處理。而RDO 之更替固誠如原告所述為其權力，在符合法規及核四建廠執照核發承諾之前提下，被告雖無權禁止，但在此仍須指出原告仍應依法規之要求與程序，委託合格之廠家接替之，並向被告提出文件變更之修改申請，以完成指定作業及執照文件變更程序，而原告未循此一法規要求，完成RDO 變更之指定作業，其程序上已違法。又根據相關資料顯示核四工程之設計修改（FCR 等）案件仍有送回原RDO 辦理，以及由原RDO 核發
DCN 之情形（被證30，臺灣電力公司龍門施工處現場設計變更管制表（FCR ）[ 安全有關案件（9601~9704 ）部分] ），顯示實際上原RDO 仍會接受原告之委託進行設計修改（
FCR 等）之作業，履行其設計權責，故相關實況究竟確如原告所述RDO 不願負設計全責，亦或原告另有其他因素而違反程序便宜行事，依RDO 仍會履行其權責之事例顯示，其實情並非完全如原告所述。又有關法規並未禁止提出替代方案，以處理可能之窒礙難行情況，故即便是在RDO 不願或不履行其設計權責，且原告亦已盡其所能，仍無法使之履行設計權責，或適時尋得符合資格之廠家接替成為新RDO 等之情形下，原告自可於事前以原管制制度，既有窒礙難行情勢之理由及說明，並併同符合相當管制機制要求之替代方案，依循開立公司財務危機案之前例或本案處理原則中之暫行措施之例子，向被告提出豁免相關資格要求，或暫行性措施之申請。而非以違反規定之方式，逕為違法之作為。至於原告所自行聘請之Mr. Rick Swayne 之個人論點，因其為應原告之請前來協助處理核四工程不符ASME SEC. Ⅲ問題之人員，並不具客觀第三者之立場，故對其個人所為論述及所提處理建議，為客觀並能確認符合ASME SEC. Ⅲ之規定或精神，原告應再向ASME有關委員會提出解釋或澄清請求，如其能獲得ASME有關委員會之認可，被告自將於未違反有關法規要求之前提下予以接受。
㈣原告所辦之設計修改（FCR 等）作業是否均依據並符合ASME
SEC.Ⅲ技術要求，且遵照與原RDO （即美商奇異公司）設計手冊（PDM ）及其所訂準則執行等，由一號機高壓爐心注水聯結管路支撐架（HPCF Coupling & Brace ）銲道設計尺寸變更一案，遭原RDO 質疑可能有潛在安全疑慮而發出10CFR21通報（被證31，奇異公司所發出之10CFR 21通報[SC07-02] ）；一號機反應器微調控制棒驅動機構殼與反應器爐底短管（CRDH TO STUB TUBE ）銲道尺寸變更案，除錯失補正設計錯誤之時機，致降低設計之餘裕外，且至今仍有無法確認是否符合法規最低要求之疑慮（被證32，控制棒驅動機殼（CRDH）與短管（Stub tube ）銲道尺寸變更案（FCR-NSS-33
8 ）說明及原設計專業技師之評估分析報告）；以及其SEO主事人員，逕自決定回歸已為原RDO 及其SEO 人員均認為強度不足之舊版設計，並據以進行施工作業，致該施工結果被評估必須再進行二次施工予以補強（被證33，輔助燃料廠房（AFB ）冷卻水膨脹水槽基座埋鈑錨錠螺栓設計變更案（CIR-2007-CIV-288）說明）等之案例情形，乃至被告近期再發現之核能級電纜托架（Cable Tray）之耐震設計作業有未依美商奇異公司PDM 所訂準則執行之情形，以及後裝式埋鈑（Surface Mounting Plate, SMP ）之下切式（Undercut）錨定螺栓（Anchor Bolt ）選用分析工具程式係未經驗證之工具，且所用之下切式錨定螺栓亦非符合法規要求之核能級器材等有實質品質不符之情況，在在皆顯示原告稱其辦理之設計修改（FCR 等）作業均依據並符合有關法規及原RDO 所訂準則且經其確認等說法，證諸被告之發現其顯然不符，而原告自辦設計變更之實質品質，亦令人疑慮。雖然核四工程已完成大部分之設計，但由於有關設計資料及其管理工具，現階段仍主要掌握在原RDO 手中，並未完全轉移至原告，且原告是否有能力與經驗使用及維護其管理工具，而能有效適時更新有關設計資訊，確保設計修改（FCR 等）作業均能在正確之文件及資訊基礎上執行，維持其設計圖面、構型管理之正確性，實令人疑慮，此即被告曾多次告知原告，其可能會因缺乏完整之Design Base 資料而造成設計修改（FCR 等）之偏差，而此一情形再加上其相關品保管制機制並未完整建立並執行之狀態，故出現掛萬漏一之品質與安全疑慮之作業結果，並非不無可能。此一情形僅由核四廠一號機反應爐水壓測試作業，被告視察發現有關設計修改（FCR 等）圖面是否為最新或正確版次，卻有屢屢無法確認之構型管理缺失情形（被證34，第22次龍門核管會議議題二之說明、核四廠1號機反應爐水壓測試相關作業視察報告[p.6 &10] 、核能電廠注意改進事項AN-LM-97-009[ 二、1 項及三、5 項] ），顯示有關疑慮並非無由。且即便原告能充分依據PDM 之要求執行有關設計修改（FCR 等）作業，但因PDM 本身亦僅對設計作業予以某一程度之規範，其間設計者仍有相當之工程判斷與考量空間，故原告之設計人員是否為有已完工並經驗證其設計結果之具經驗與實績之人員，足以充分了解原RDO 及其設計者之設計理念，而不致做出與原設計衝突之不當設計修改（FCR 等）工程判斷或考量，從而維持設計之完整與一致性，亦是相當重要者。此即ASME NQA-1對替任之RDO ，要求其必須能以實例證實其所負責之設計領域，具有與原RDO相當之能力，並能對原設計之要求（Requirements）及意圖（Intent）已有相當了解之原因。是以相關設計修改（FCR等）作業，並非如原告所述只要有原設計之設計手冊與法規資料，並依照執行即可自行為之，如此豈非只要取得廠家之設計手冊，任何未具一定經驗實績之工程設計人員均能進行設計工作，並獲得一定品質之設計結果。故被告並非單純僅以原告未具N Holder資格或未經原RDO 審查等程序缺失即進行裁處，被告業將有關人員未經能力驗證、缺乏應有實績經驗及前述實質品質缺失情形等，悉數納入考量。是以原告謂其所執行之設計變更作業符合實務作法、ASME設計法規，以及核能品質保證之要求等，不符實情。完工設計驗證（Reconciliation）為工程施工完成後，對實際施工之結果進行整體性之檢視分析，以確認施工結果與設計文件符合情形，並對差異部分進行必要之調整，以確保施工結果符合法規之要求，此本為法規及實務均應有之作業（即整體性確認責任[Compliance For Overall Responsibili ty]），與原告是否承諾執行，基本上無關。又依原告於本案裁處前，曾向被告提報之N-5 Data Report 簽署困難之說明，完工設計驗證作業已列在原告與美商奇異公司之合約中，美商奇異公司已有履行之責任。由於原告有以此一作業之執行報告，做為替代N-5 Data Report 簽署之替代構想，顯示當時並無原
RDO 拒絕實質承擔設計全責之問題，此符合本項作業應由對整體設計負完整設計權責者執行之實務慣例。惟依了解由於原告未經原RDO 同意即自行辦理設計變更之行為，已破壞原
RDO 對整體設計之權責，致原RDO 有拒絕執行原告自行進行設計變更部分之驗證作業之情形（此即原告所謂原RDO 拒絕承擔設計全責之事）。是以所謂原RDO 拒絕承擔設計全責實際上是因原告之不法作為所導致者，故由其負責採取補救措施進行彌補，自為其責任（無所謂承諾），且其若不為如此恐將再有違反法規之情形。
㈤有關原告SEO 未具RDO 及ASME N Holder 資格，以及未具備
合於法規要求之管制機制與措施，卻執行RDO 及ASME N Hol
der 之設計權責作業，致違反核子反應器設施品質保證準則及ASME SEC. Ⅲ之規定等情節，以及原告並未完成指定其SE
O 為RDO 之作業，致仍未成為核子反應器設施品質保證準則第7 條第5 項，所指由經營者指定之設計變更核定機構，已如前述。至於所述未考量核四工程經營環境困難之語，被告則必須指出，核四廠建廠過程所遭遇之阻礙及工程環境困難之景況，對於亦長期投入相關建廠作業監督之管制者來說，當然亦有相當之了解，惟被告身為核能安全之監督管制者，且核能安全能否確保，事涉大眾安全及財產保護之重大公益，故職責上自須以核能安全之確保為首要之考量，是以對於原告一再以其商務及管理執行問題為由，而自行免除核能品保規定，降低品質，甚至衝擊未來運轉安全餘裕等之行事作為，自須依權責要求進行改正，並於法律授權範圍內，採取必要之管制作為與要求，俾使有關作為回歸符合法規與執照承諾要求之狀態，以消除作業結果不安全之疑慮，確保核能之安全。然如前曾說明者，法規亦容許替代措施之提出，以應不同之需要，只要所提之措施能去除可能之品質及核能安全疑慮，應可經個案申請審核程序為之。而在核四廠建廠過程中，原告亦曾多次提出豁免原承諾法規要求之替代措施申請，並獲被告同意之例子。是以原告不循法規已有之程序及先例，處理其所遭遇之問題，反指被告未考量其困境，其不僅置公眾安全於風險中，更顯其有缺乏法治之便宜行事觀念，實有待匡正。
㈥依有關品保法規之規定，只要是對核能設施安全相關之結構
、系統及組件之設計，進行「技術性要求（Technical requirements）事項」之改變者，不論是稱為設計變更或設計修改，乃至是否有涉及原設計功能之變更，均須依據符合核子反應器設施品質保證準則要求之品保制度以管制有關作業。對此要求被告已曾多次告知，惟原告仍持續未能改善，致屢遭被告之處分。又根據被告之調查，在核四工程，原告除有自行辦理設計修改（FCR 等）作業，以及前述仍將部分設計修改（FCR 等）案件送回原RDO 辦理之情形外，其實際上亦有從事部分全新設計之作為（如緊急柴油發電機（EDG ）冷卻管路之重新繞徑案），是以並非如其自稱，僅進行圖面標示錯誤、缺漏、施工困難與衝突等之導正、調整及修改等之設計修改（FCR 等）作業。另原告所舉之核能安全相關之設計修改類別及其判定標準，實際上係原告在遭被告裁處後，與被告溝通本案解決處理方式過程中所討論產生者，而其部分內容方於98年2 月5 日始獲被告同意使用（被證35，98年
2 月5 日會核字第0980002339號書函），非如原告所述其早已使用。且其亦僅限於被告同意之暫行措施施行時期內，以及案情單純之案件使用，未來有關案件仍須再送「具相（適）當能力及資格之工程機構」驗證審查（被證36，第22次龍門核管會議會議紀錄[ 議題四結論1 之附件一）。是以在本案發生過程中，並無原告所舉之設計修改類別及其判定標準可供使用。原告所述顯然有誤導之嫌。
㈦為有效確保核能安全，避免單一之疏忽或不當作為與設備之
故障，導致嚴重之安全事故，核能電廠均具有多重及多樣之安全防護系統之設計，以建立足夠之安全縱深防禦，提供充分之安全餘裕及事故處理反應時間。而此一觀念亦反應於核能法規制度之設計，以及核能品保之要求上。是以從核能設施之設置、興建、測試、運轉、乃至最終之除役之階段，均須經重重之申請、審查、核准等程序外，於各階段內之各項作業，亦須經管制機關及品保部門之層層視察查核，以及稽查與查證等之管制程序。此即被告於完成核四廠PSAR之審查，核發建廠執照外，於核四廠建廠期間對有關建廠作為亦須加以必要之管制作為之原因（核管法中亦有相關規定）。依核管法第7 條之規定「核子反應器設施之設計、興建及運轉，應符合主管機關所定核子反應器設施安全設計準則及核子反應器設施品質保證準則。」又品保準則第3 條規定「輕水式核能電廠之安全相關結構、系統及組件之設計、興建、運轉、停役等作業應符合本準則。前項作業包括設計、採購、製造、裝卸、運輸、儲存、清潔、組立、安裝、檢查、測試、運轉、維護、修理、燃料填換及設備修改等工作。」故在設計、興建及運轉各階段之各項作業均須依據符合品保準則要求之作業管制規定進行。在設計階段之品保管制要求主要規定於品保準則第7 條，而根據同條第3 項對設計適當性之有關要求規定顯示，在設計完成產生設計結果（圖面、文件或程式等）發行供進行後續製造、安裝等作業前，設計之適當性即須經確認或核對完成，再依同條第5 項，此一規定要求亦適用設計變更/ 修改之結果。原告所謂其自辦之設計變更/ 修改作業結果之適當性，日後亦可經由施工後測試（PO
ST CONSTRUCTION TEST,PCT）、完工設計驗證（Reconciliation），乃至系統功能試驗（Pre-operation Test, 即原告所稱之試運轉測試）驗證其適當性之說法，明顯不符前述設計適當性須於設計結果發行前進行並完成之規定。且前述各類測試或驗證作業執行之目的及意義亦各自不同，非僅為驗證設計適當性。如PCT 主要在驗證安裝施工作業之成果是否符合設計之要求，但如有設計不當之情形，其可能並無法經此發現；又完工設計驗證之目的係為確認設計文件與現場施工結果之一致性與處理安裝施工誤差與衝突之結果等。且如測試出現無法接受或未曾預期之結果時，由於有原告自行修改之行為，將增加問題釐清與分析評估之困難，若須再做補強或重做時，勢將對已完成之設施造成影響，並可能波及其他，或在處理上因現場既有環境之限制，而無法採取最佳方案，致有減損設計安全餘裕或功能等之可能。此即法規於核能電廠興建期間，亦是認為會有導致「危害公眾健康與安全或環境生態之虞」之原因（詳核管法施行細則第9 條）。以原告有關意見不僅不符品保法規要求及精神，亦更顯其皆僅從施工進度角度考量之便宜心態，對於應即時或儘早處置完成之作業，皆委諸將來之程序方式為之，致有增加原可避免風險之虞，此與其所稱未違反核管法確保公眾安全之立法目的顯然不符。
㈧原告訴稱其已依核管法建立制度及持續採取改正行動與措施
云云，關於原告未建立符合法規要求之設計管制機制與措施，除經被告之調查認定外，原告內部之核能安全管制部門（即台電公司核能安全處，以下簡稱核安處）亦曾自陳原告部門中之SEO 當時的確尚未建立「相當於原設計管制辦法」之管制制度，是以原告在被告未介入本案進行調查前，並無法完全符合法規要求之設計管制機制與措施，應屬明確。而原告所稱之改正作為，除部分建立設計修改（FCR 等）相關程序書之作為，係於本案裁處作成前所為者外，其餘多為本案裁處發出後才進行之改正作為。在本案裁處書作成前，原告所建立設計修改（FCR 等）相關程序書，乃至進行之改正作為，雖確有若干改善成效，但如前述，因仍有包含資格（包含人員及廠商）、界面管制、構型管理、品保查證及審查獨立性等在內之問題與疑慮，而仍為被告認為不符規定，致仍未能符合法規要求，而原告之核安處亦仍自評SEO 辦理設計作業之管制制度與措施仍尚有缺失，並亦再有未依制度執行之情形（被證29）。故被告仍要求再做澄清及改善（被證37，97年4 月22日會核字第0970005347號書函）並持續調查原告有關改正作為情形，以促使原告確實建立符合法規要求之設計管制機制與措施。
㈨本件核四工程誠如原告所述，其量體極為龐大且繁複、涵蓋
面亦廣，加以其為攸關重要公益之核能工程，故更應有完善之作業規劃及執行程序，降低任何可能之錯誤風險，以能及早發現缺失與採行改正補救作為，避免因單一之錯誤，而形成連續性或累積性之缺失，致埋下日後不安全之危險。在本案調查及後續改善追蹤過程中，被告除發現有前述已述明之缺乏合於法規要求之設計權責、資格及管制機制等問題，使其自辦之相關設計變更作業，有於未經管制及權責人員確認下，變更原設計要求與規範規定之品質標準（如：尺寸、材料等）、施工方式等，而有廣泛性降低或無法確認是否仍具有原設計具有之安全係數（餘裕）與預期能力（如：後裝式埋鈑[Surface Mounting Plate, SMP] 之下切式[Undercut]錨定螺栓[Anchor Bolt] 、一號機微調控制棒驅動機構機殼銲道等），導致有降低日後對事故應變之餘裕與能力之疑慮外，更於對相關違規設計變更案件之施工作業狀況之調查中，亦屢屢發現有相關違規辦理之設計修改（FCR 等）案件有未經立案或核定即先行施工、施工過程未進行檢驗，乃至有為避免設計修改（FCR 等）未經立案或核定即先行施工之情形被發現，而逕自違反品保程序規定修改品質作業紀錄予以掩飾等之情形，但其卻持續未能為本身也參與施工檢驗作業之品質部門制止，或為對有關施工作業進行巡查查核之品保部門發現等不符合品保規定之行為。相關情形之發生不論其係基於工程進度考量而故意為之，亦或僅為有關人員作業執行之缺失，均顯示原告對核四工程之管理及品質要求能力（品質/ 品保部門之品保執行功能）已然喪失。是以原告是否能如其所述，對相關設計變更案件確實做好安全疑慮之釐清與確認，以及能適時地進行改正作業，實令人質疑等語，資為抗辯。並聲明求為判決駁回原告之訴。
四、本件如事實概要之事實除後述爭點外為兩造所不爭執，並據提出原處分書、訴願決定書、ASME N-5 Certificate HolderData Report 、核能技術處設計及設計修改作業程序書彙總綱要、Trip Report of Mr.Rick Swayne,Reedy Engineering,Inc. 、Guidelines for Piping System Reconciliation（NCIG-05 ）、GE Project Design Manual.、正面表列台電公司先前辦理設計修改之類別及判定標準、97年9 月3 日至97年11月19日間原、被告雙方進行溝通及討論會紀要、臺灣電力公司核四工程品質保證方案、核四工程引用ASMESec.Ⅲ法規之原則、ANI 簽證問題討論會議紀錄、CTCI備忘錄及CTCI ANI不簽傳票[Travler] List、核四廠初期安全分析報告第3 章[3.2節] 及Table3.2.3) 被告視察備忘錄HQ- 會核-96-04-0、第20次龍門核管會議會議紀錄（二）議題二結論、被告96年12月24日會核字第0960032831號函、原告97年1月15日電核技字第09701006781 號函及其提報自辦設計修改案件清單、核子反應器設施品質保證準則、88年3 月17日(88)會核字第4598號函（核四廠建廠執照核發函）、ASMENQA-
1 Supplements 3S-1 設計管制要求補充事項5 及原告核能安全處之中文譯文、PSAR第1.1.4 節、PSAR第1.4 節、PSAR第14.1.1.2節、第5 次龍門核管會議紀錄及原告報告資料、核四廠終期安全分析報告審查提送版第1 章第1.1.4&1.4 節及第14章第14.2.2節、原告97年2 月5 日電核技字00000000
000 號函檢送之本案書面陳述意見、美商奇異公司97年5 月
9 日致原告電子信函[GETP-0000-0000]、原告之核四工程品質保證方案第1.2.9(4)節、原告之Lungmen Nuclear PowerProject, Lungmen ProjectProcedure(LPP)，LPP 4.16-1Design Change Control(FCRs)1.0~5.0節、核四工程品質保證方案有關單位組織系統圖、被告SEO 設計作業人員銓定作業要點[NED-H-19.7 Rev. 3] 第1~7 頁、原告之設計變更通知首頁、ASME SECⅢSUBSECTION NCA-3500 、第17次龍門核管會議紀錄與原告臨時動議簡報資料、第18次龍門核管會議紀錄與議題四原告簡報資料、龍門（核四）計畫第一、二號機「核島區機械設備與管路安裝工程」合約72.0410 管路安裝英文規範第2.7.1.1.32.1節、原告核技處設計修改類相關作業程序書清單、原告核能安全處龍門工程工地設計變更通知(DCN) 案查證報告、臺灣電力公司龍門施工處現場設計變更管制表(FCR)[安全有關案件(9601~9704) 部分] 、奇異公司所發出之10CFR 21通報[SC07-02] 及有關電子信函、控制棒驅動機殼（CRDH）與短管（Stub tube ）銲道尺寸變更案
(FCR-NSS-338)說明、原告自行辦理之FCR 案、原設計專業技師之評估分析報告及被告98年2 月18日會核字第0980003481號書函、輔助燃料廠房(AFB) 冷卻水膨脹水槽基座埋鈑錨錠螺栓設計變更案(CIR-2007-CIV-288)說明及原告核安處簽文函、第22次龍門核管會議開會通知單、核四廠1 號機反應爐水壓測試相關作業視察報告、核能電廠注意改進事項AN-LM-97-009、98年2 月5 日會核字第0980002339號書函、第22次龍門核管會議會議紀錄、97年4 月22日會核字第0970005347號書函、中鼎公司ASME核能監查機構HSB 公司98 年2月10日致中鼎公司信函（Letter of ASME Code Compliance atLungmen Site) 影本及其中文譯本、核四工程工地設計修改處理原則各影本為證，堪信為真實。本件主要爭點在於原告是否為工地設計變更，而其FCR （工地設計變更要求案）案並未由其RDO （原設計公司）審查同意下，逕由原告之SEO（駐工地設計辦公室）自行辦理FCR 之審查與核定作業，並核發設計變更通知，及原告SEO 並未具有ASME（美國機械工程師學會）核能級之N Holder（核能級N 持照廠商資格）卻執行ASME SEC. Ⅲ（ASME鍋爐與壓力容器規範第3 章）所規範工程範圍之設計變更作業，原告是否違反核子反應器設施品質保證準則之規定？被告裁處原告50萬元罰鍰，是否適法？
五、按核管法第7 條規定「核子反應器設施之設計、興建及運轉，應符合主管機關所定核子反應器設施安全設計準則及核子反應器設施品質保證準則之規定。」第13條第1 項規定「核子反應器設施於興建或運轉期間，其設計修改或設備變更，涉及重要安全事項時，應報請主管機關核准後，始得為之。
」第3 條規定「本法之主管機關為行政院原子能委員會」。
據上開規定訂定之主管品質保證準則第7 條第2 項、第3 項及第5 項規定「經營者應建立措施以識別及管制設計界面及各參與設計之機構，其中應包括建立程序書，俾供參與設計工作之各機構間處理設計界面有關之文件審查、核准、發行、分發及修訂等問題。」「設計管制措施應能確認或核對設計之適當性，此項確認或核對作業可採用設計審查、簡化之替代計算或適當之測試方案等。設計之確認或核對作業應由原設計者以外之人員或團體執行，但可屬同一機構。」「設計變更（包括在工地現場變更）應遵循相當於原設計之管制措施，並由原設計機構或由經營者指定之機構核定。」第10條第1 項及第2 項規定「對品質有影響之作業文件，包括程序書、工作說明書、圖說或測試軟體等，應建立措施以控制其發行及修訂，並確保上述文件均經權責人員審查及核定，且應分送各有關工作場所據以使用。」同條文第2 項規定「前項文件之修訂應經由該文件原審查及核定機構重新審查及核定。但經營者得委託其他機構執行。」次按核管法第37條規定「違反主管機關依第七條規定所定核子反應器設施品質保證準則之規定者，處新臺幣10萬元以上50萬元以下罰鍰，並得令其停止現場作業、運轉、限載運轉或廢止其執照。但情節輕微者，應先限期令其改善。」PSAR為被告核發核四廠建廠執照之持照人承諾文件（被證10，88年3 月17日(88)會核字第4598號核發核能四廠一、二號機建廠執照函，說明三）。又於 PSAR 承諾引用之 ASME 核能設施品質保證要求(Quality Assurance Requirements for Nuclear FacilityApplications, 1983年版，以下簡稱NQA-1)ⅢSupplements3S-1設計管制要求補充事項5 中（被證11，AS ME NQA-1Supplements 3S-1設計管制要求補充事項5 及原告核能安全處之中文譯文），規定「變更事項必須由審查和批准原始設計文件之相同的有關團體或機構來批准，除非原負責批准該項設計文件的機構已不再負責此事時，則業主（即經營者）或其代表即必須指定一個新的機構來承擔此責任，此機構可以是業主的工程設計部門。」之規定。是以依前述有關法規之規定，僅原設計機構（即原RDO ），或經業主另行指定為負設計責任之工程（設計）機構（即新RDO ）方具執行設計修改（FCR 等）之權責，且同一時間對特定設計僅能有一
RDO 負設計之責，自屬當然。
六、原告是否違反品質保證準則？㈠按品質保證係指為確保結構、系統及組件能充分發揮應有功
能，所採取之有計畫、有系統之措施；品質管制係指用以達成品質要求之作業技術與活動。圖說為工程設計之展現，乃影響品質之作業文件，因此按核准內容及圖說施工應為品質保證之基本要求，未按原核准內容及圖說施工既與原核准內容有差異或不同，即構成設計變更，依前揭規定，應遵循相當於原設計之管制措施，並由原設計機構或由經營者指定之機構核定。經查原告就系爭工程如附件一（其中第14件與第15件重複、第36件與第37件重複）所示82件作業施工內容與原核定內容及圖說不符，原告就如附件之作業係逕由原告之核能技術處龍門計畫駐工地設計辦公室（簡稱SEO ）辦理FC
R 之審查與核定作業，並核發設計變更通知（簡稱DCN ），執行設計變更作業，修改施工圖面，由原告龍門施工處自行執行施工作業等情並不否認，且有原告核能安全處93年2 月27日「龍門工程工地設計變更通知（DNC ）案查證報告」在卷可稽（見卷證資料第1 冊被證29），變更內容包括將位於
AFB 天花板下方SDG 管路遷移至屋頂（屬安全相關事項變更）、修改GE燃料池冷卻及清潔系統（G41 ）、餘熱移除系統（E11 ）等安全系統6 吋小管門型支撐架等；並據GE公司以
10CFR21 通報核四廠HPCF管路焊道設計變，更足見原告施工已有變更，不論其變更原因是單純未依圖面、規範施工，或者配合施工現況及進度需求致實際修改，或者原設計與現場狀況衝突而施工困難，均屬實際施作與原核准內容及圖說不符，自應依品質保證準則第7 條、10條規定辦理，原告既未遵循此一程序辦理，其違反品質保證準則之規定，堪以認定。
㈡原告雖以其就系爭核四工程重要之安全相關結構/ 系統/ 組
件，均已依照法規及規範之要求完成設計。而施工階段所遇到設計圖面標示錯誤、缺漏、施工困難與施工衝突等問題，必須予以導正、局部調整或修改，俾能達到原先設計之功能，並未涉及原設計功能之變更，原告所列舉之設計修改類別，均有明確之設計手冊或接受準則可作為判斷依據，且任何修改必須經評估，必要時並經局部加強改善，確認所有設計修改個案均安全無慮云云。足見原告確有自行辦理設計修改，甚至全新設計之情，依品質保證準則規定，只要是對核能設施安全相關之結構、系統及組件之設計，進行「技術性要求事項」之改變者，不論稱為設計變更或設計修改，乃至是否有涉及原設計功能之變更，品質保證準則要求之管制有關作業。原告所為如附件一之82件作業，除有自行辦理設計修改（FCR 等）作業，亦有從事部分全新設計之作為（如緊急柴油發電機冷卻管路之重新繞徑案），是原告所稱，僅進行圖面標示錯誤、缺漏、施工困難與衝突等之導正、調整及修改等之設計修改（FCR 等）作業，核無足取。另原告所舉之核能安全相關之設計修改類別及其判定標準，係原告遭被告裁處後，與被告溝通本案解決處理方式過程中所討論產生者，而部分內容於98年2 月5 日始獲被告同意使用（被告答辯卷宗被證35），非如原告所述於其變更（修改設計）之初即有之，此觀被告98年2 月5 日會核字第0980002339號函自明，自不能以此遽認原告有權變更（修改）設計。
㈢查依核四廠初期安全分析報告（簡稱PSAR）承諾引用之NQA-
1 設計管制要求補充事項5 中規定，變更事項必須由審查和批准原始設計文件之相同的有關團體或機構來批准，除非原負責批准該項設計文件的機構已不再負責此事時，則業主或其代表即必須指定一個新的機構來承擔此責任，此機構可以是業主的工程設計部門。本件原告未經修改龍門計畫程序書以及PSAR，逕由原告之SEO 取代美商石威公司負責員工程之
RDO ，另由未具ASMEN Holder之證照資格之泰興或益鼎公司變更設計作業：
1.依PSAR第1.1.4 節、第1.4 節、第14.1.1.2節（被告答辯卷宗被證12、13、14）及第5 、6 次龍門核管會議與核四建廠過程中提報之資料及說明等，核四廠之設計工作，係委託美商奇異公司、美商石威公司、日商三菱重工、日商日立公司及法商Alstom公司等負責，並執行實際之設計作業（即ROD），原告係負責對設計過程管控及監督之設計管理者角色，以確認相關設計結果符合法規之業主審查作業（但其中屬ASME有關部分之設計，原告亦委外辦理業主之審查作業）。另依據核四建廠過程中原告陸續向被告提報之資料及說明等（被告答辯卷宗被證15，第5 次龍門核管會議紀錄及原告報告資料），核四廠之RDO 仍維持前述之規定，原告並未曾加以改變，而此一情形即使是原告97年3 月3 日提送核四廠終期安全分析報告（簡稱FSAR，被告答辯卷宗被證16，核四廠終期安全分析報告審查提送版第1 章第1.1. 4、1.4 節及第14章第14.2.2節部分）供被告審查之時，亦仍維持前述之規定說明，均未曾改變。且依原告於97年2 月5 日補提之書面陳述意見資料等（被告答辯卷宗被證17，原告97年2 月5 日電核技字00000000000 號函檢送之本案書面陳述意見，原告之答覆六），仍可得知除美商石威公司外，原告並未曾解任前述之RDO ，並仍認為核四工程中核能安全有關工程之RDO，仍分別為美商奇異公司、法商Alstom公司及日商日立公司。且美商奇異公司至97年5 月9 日止，亦仍自認其為RDO （被告答辯卷宗被證18）。
2.原告雖稱業與美商石威公司解除合約，並且由原告之駐工地設計辦公室（簡稱SEO ）取代之，惟原告並未向被告申請修改PSAR第1.1.4 節及1.4 節之內容；原告亦未修改其龍門計畫之程序書（簡稱LPP ）中有關RDO 規定說明，而未將SEO指定為替代美商石威公司或其他核四工程之RDO ，此由LPP4.1 6-1 Design Chan ge Control(FCRs) 4.4 節中仍指美商石威公司為電廠其他系統之RDO 即明，故原告此部分主張為不可採，原告SEO 不得自行辦理任何屬美商石威公司RDO 權責之工作。
3.有關核四廠之核能安全有關之結構、系統及組件（簡稱SSC)在屬ASME SECⅢ之管轄範圍內時，其有關品保、設計、施工安裝及測試等作業均須遵循ASME SECⅢ相應之規定要求（被告答辯卷宗被證3 ）。根據ASME SECⅢNCA-3500之有關規定（被告答辯卷宗被證25），必須為N Holder才具有執行ASME
SEC ⅢDiv.1 所規範工程之設計作業之資格。而本件核島區機械設備與管路安裝工程有關管路系統之NStamp將由負責相關管路系統設計之N Holder即奇異公司為之。惟原告未經修改包括PSAR及「核四工程品質保證方案」在內之任何文件，變更核四工程各有關法定文件，逕明確賦予其SEO 設計之權責，且實際上係由泰興及益鼎公司等實際從事主要之設計修改（變更）作業。又原告之SEO 未具N Holder之資格，卻逕行辦理屬ASME SECⅢ有關SSC 之設計，而實際從事設計修改（FCR 等）之泰興與益鼎公司，均未具ASME N Holder 之證照資格，依規定其均不得被指定為ASME SEC. Ⅲ有關工程之
RDO 辦理相關設計修改（FCR 等）作業。是原告之SEO 在未具設計權責及法規要求資格等情形下，卻自行核定核四工程之工地設計修改案（FCR 等），並簽發DCN （設計變更通知Design Change Notice），辦理設計變更作業（包含ASME
SEC.Ⅲ及非ASME SEC. Ⅲ之工程），並進行施工作業，其違反前述有關法規規定之事實，為可採信。
㈣原告另以RDO （奇異公司）雖持有N Certificate ，但奇異
公司不能或不願負設計全責，則依被告機關所頒布之核子反應器設施品質保證準則第7 條第5 項之規定，原告有權指定其它機構，代理執行設計/ 設計變更，並核定相關之作業文件如DCN 等，並以美國ASME B&PV Code專家Mr.Rick Swayne之觀察報告為證（本院卷原證5 ）。經查核四工程之設計修改（FCR 等）仍有送回原RDO 辦理，以及由原RDO 核發DCN之情形，依原告龍門施工處現場設計變更管制表所示，本件原RDO 仍有接受原告委託進行設計修改（FCR 等）之情（見被告答辯卷宗被證30箭頭處），原告此部分主張亦不可採。
且原告縱有權指定其他機構變更設計，該機構仍必須具備ASME N TYPE 資格，但原告並未遵守。至於Mr.Rick Swayne係應原告之請前來協助處理核四工程不符ASMESEC.Ⅲ問題之人員，並不具客觀第三者之立場，故個人所為論述及所提處理建議，為客觀並能確認符合ASME SEC. Ⅲ之規定或精神，亦無可取。
㈤至於原告稱其設計（變更）修改作業，均依據ASMESEC. III
法規之技術要求、奇異公司設計手冊及其所訂定之準則來執行，且最後亦承諾將委託國外具ASME SEC.III管路設計經驗之工程機構及其註冊專業技師，依據美國核管會核准之「Guidelines for Piping System Reconciliation(NCIG -05)」（本院卷原證6 ），執行完工設計驗證，確認符合ASME
SEC.III 之整體設計要求云云。惟依被證31之資料顯示，奇異公司質疑可能有潛在安全疑慮，而發出之10CFR 21通報[SC-07-02]有關焊接尺寸之設計變更程序是否違反品保，且至今仍有無法確認是否符合法規最低要求之疑慮（被告答辯卷宗被證32之說明以及原設計專業技師之評估分析報告）；又原告之SEO 主事人員，逕自決定回歸舊版設計，並據以進行施工作業，導致該施工結果被評估必須再進行二次施工予以補強（被告答辯卷宗被證33，輔助燃料廠房冷卻水膨脹水槽基座埋鈑錨錠螺栓設計變更案）。乃至被告近期發現之核能級電纜托架之耐震設計作業有未依美商奇異公司PDM 所訂準則執行之情形，以及後裝式埋鈑之下切式錨定螺栓選用分析工具程式係未經驗證之工具，且所用之下切式錨定螺栓亦非符合法規要求之核能級器材等有實質品質不符之情況，足見被告稱原告辦理之設計修改（FCR 等）作業並未依據並符合有關法規及原RDO 所訂準則，並非無據，自已違反品質保證準則。
㈥原告稱本案目前既因未到裝填燃料階段，尚無危害公眾健康
與安全之虞，與美國核管會對核電廠之管制運作相同，且原告亦已積極尋求改善，並採行必要之措施，自無違反核子反應器設施管制法第1 條旨在為管制核子反應器設施，確保公眾安全之立法目的云云。惟按品質保證準則第7 條第3 項規定：「設計管制措施應能確認或核對設計之適當性，此項確認或核對作業可採用設計審查、簡化之替代計算或適當之測試方案等。設計之確認或核對作業應由原設計者以外之人員或團體執行，但可屬於同一機構。」，同條第5 項規定：「設計變更（包括在工地現場變更）應遵循相當於原設計之管制措施，並由原設計機構或由經營者指定之機構核定。」其規定目的在有效確保核能安全，避免單一之疏忽或不當作為與設備之故障，導致嚴重之安全事故，核能電廠均具有多重及多樣之安全防護系統之設計，以建立足夠之安全縱深防禦，提供充分之安全餘裕及事故處理反應時間。故在設計階段之品保管制要求在設計完成產生設計結果（圖面、文件或程式等）發行供進行後續製造、安裝等作業前，設計之適當性即須經確認或核對完成，再依同條第5 項，此一規定要求亦適用設計變更/ 修改之結果。原告陳稱其所為設計變更/ 修改作業結果之適當性，日後可經由施工後測試（PCT ）、完工設計驗證，乃至系統功能試驗驗證其適當性之說法，核與前開設計適當性須於設計結果發行前進行並完成之規定不符，原告所稱未違反核管法確保公眾安全之立法目的殊無可採。
㈦原告另以其工程部門，自97年1 月起即已積極進行設計修改
相關作業程序書之修訂與加強工作，包括建立ASME SEC.III管路設計修改評估程序與判定準則、新管制作業流程，以及建立Non ASME設計修改案，置換後置鈑錨定螺栓之標準評估手冊；亦全面進行再次查證，持續採行改正行動，確保原告所執行之設計修改作業均符合相關程序書要求。此外，原告之品保部門在核四工地設計修改案過程中，亦已採取適當之補強措施云云。惟原告不能自行變更修改設計已如前述，不因其積極進行設計修改相關作業程序書之修訂與加強工作而有不同。況參之原告核能安全處龍門工程工地設計變更通知（DCN ）案查證報告（被告答辯卷宗被證29），原告仍有包含資格（包含人員及廠商）、界面管制、構型管理、品保查證及審查獨立性等在內之問題與疑慮，並自評SEO 辦理設計作業之管制制度與措施仍尚有缺失，並有未依制度執行之情形，故被告仍於97年4 月22日以會核字第0970005347號函要求原告再做澄清，改善並持續調查原告有關改正作為情形，以促使原告確實建立符合法規要求之設計管制機制與措施（被告答辯卷宗被證37），因此原告積極進行設計修改相關作業程序書之修訂與加強工作，仍不足以使其自行變更設計合法化。
㈧末按認定原告是否變更核四廠設計，其變更設計是否違反核
子反應器設施品質保證準則，涉及專業性、經驗性之判斷，基於法院審查能力有限，及司法、行政權分立之原則，法院原則上承認行政機關就此等事項之決定，有判斷餘地。除非行政機關之判斷有恣意濫用及其他違法情事，始承認法院得例外加以審查，其可資考量之情形包括：⒈行政機關所為之判斷，是否出於錯誤之事實認定或錯誤之資訊。⒉行政機關之判斷，是否有違一般公認之價值判斷標準。⒊行政機關之判斷，是否違反法定之正當程序。⒋作成判斷之行政機關，其組織是否合法且有判斷之權限。⒌行政機關之判斷，是否出於與事物無關之考量，亦即違反不當連結之禁止。⒍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，仍應由法院審查（司法院釋字第55
3 號解釋理由書）。經查被告為核能安全之主管機關，有權查核「原告所辦之設計修改作業有無依據並符合ASME SEC.Ⅲ技術要求，且無遵照與原RDO （即美商奇異公司）設計手冊（PDM ）及其所訂準則執行」、「原告是否自行辦理設計修改甚至全新設計之作為情況」、「原告之行為明顯不符設計適當性須於設計結果發行前進行並完成之規定」以及「原告確實未建立符合法規要求之設計管制機制與措施」等，被告基於核能安全之監督管制者，且核能安全能否確保，事涉大眾安全及財產保護之重大公益，自須以核能安全之確保為首要之考量，是以原告以其商務及管理執行問題為由，而自行變更（修改）設計，免除核能品保規定，被告依權責要求原告進行改正，並於法律授權範圍內，採取必要之管制作為與要求，俾使有關作為回歸符合法規與執照承諾要求之狀態，以消除作業結果不安全之疑慮，確保核能之安全。則如上所述由於本件屬於高度專業性事項，且涉及重大社會公益以及核子安全事項之風險控管，被告依照其專業判斷，認定原告之行為違法以及明顯不當，而被告查核程序並未違法，亦無上開所指恣意濫用及其他違法情事，被告所為判斷本院自應予以尊重。
七、查被告視察人員自96年9 月至11月間，陸續發現核四廠1 號反應器控制棒驅動機殼、反應器爐底穿越短管等設計變更未經原設計者審查即逕予變更；並經奇異公司通報，經被告於96年11月12日以視察備忘錄要求改正，又於96年12月7 日第20次龍門核管會議中，要求原告就設計相關作業進行情形提出說明，依會議及討論情形，及如附件一所示，原告變更數目非少，幾為常態，且經被告多次更正，情節非輕，被告酌情處以50萬元，並無不當。
八、綜上，原告就本件核四工程之工地設計計畫之SEO 在原RDO仍負設計權責情況下，未依照規定將設計變更案送原RDO 審查，不符品質保證準則第7 條第5 項、第10條規定，已違反核管法第7 條規定，被告依同法第14條第1 項以及第37條之規定裁罰原告50萬元之處分，並無違誤，訴願機關予以維持，亦無不合，故原告之訴為無理由，應駁回之。至兩造其餘之主張及陳述等，因與本件判決結果不生影響，爰不予一一指駁論究。
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，判決如主文。
中 華 民 國 98 年 11 月 12 日
臺北高等行政法院第四庭
審判長法 官 黃 本 仁
法 官 李 玉 卿法 官 林 妙 黛上為正本係照原本作成。
如不服本判決，應於送達後20日內，向本院提出上訴狀並表明上訴理由，如於本判決宣示後送達前提起上訴者，應於判決送達後20日內補提上訴理由書（須按他造人數附繕本）。
中 華 民 國 98 年 11 月 12 日
書記官 蔡 逸 萱