台湾研究用反应器

台湾研究用反应器（Taiwan Research Reactor，缩写：TRR）是中华民国第一座具军事用途之研究反应炉，由加拿大原子能有限公司供应主体设备，1969年9月在桃园县龙潭乡核能研究所动工，1973年1月达到首次临界、同年4月正式运转。反应炉热功率40百万瓦，使用天然铀金属燃料、以重水作中子缓和剂、轻水作冷却剂，与加拿大早先供应给印度的CIRUS反应炉同属一型；该机型曾于1974年提供印度首次核试验所用之钚。

台湾研究用反应器为时任总统蒋中正核准之“新竹计划”与后续“桃园计划”的核心设施，目标为利用反应炉之乏燃料分离出可供武器使用之钚金属。1971年中华民国退出联合国、加拿大与中华人民共和国建交后，加拿大对台湾研究用反应器的后续供应与保障监督角色实质中止；国际原子能总署依与中华民国双方缔结之INFCIRC/133与三方INFCIRC/158等2项保障协定，每年仅进行2次例行查察。为摆脱对加拿大燃料的依赖，核能研究所于1971年另行兴建燃料元件厂，并自南非采购超过100公吨未受保障监督之天然铀金属。

台湾研究用反应器在15年运转期间累计产生约85公斤钚，多数为钚-239含量超过90%的高品质武器级核物质或近武器级钚。英国国际战略研究所副所长马克·菲茨派翠克（Mark Fitzpatrick）估计，此一存量在分离后足以供应17枚核武器之核心。1976年5月，国际原子能总署视察总监鲁道夫·罗梅奇亲赴核能研究所视察；其后于1976年底至1977年初，查察员在台湾研究用反应器乏燃料池底部发现一个未列于原始设计图之未保障出口，引发各方对秘密转移乏燃料的严重疑虑。1986年至1988年间，依美方要求将474个由加拿大供应之乏燃料元件运回美国萨凡纳河场址；至1991年另约1,000个元件抵美，惟仍有约5公斤钚留存于核能研究所。

1988年1月，核能研究所副所长张宪义上校携带机密资料赴美投诚，揭发核能研究所仍秘密在中山科学院场址兴建钚分离厂之事实。同月美国在台协会理事主席大卫·迪恩（David Dean）会见参谋总长郝柏村，要求拆除一切核武相关设备、自反应炉排出重水并永久停止反应炉运转；中华民国政府于一周内签署不可协商之备忘录。1988年6月，逾20公吨重水分装100桶以海运运回美国萨凡纳河场址；1990年代核能研究所一度规划以TRR-II计划在原厂房内建造一座近20%浓缩铀燃料、20至25百万瓦的新研究炉取代之，但因经费削减与反核舆论而于2000年代取消；台湾研究用反应器炉体之除役工程至2017年仍在进行。

## 规划与兴建

1964年10月中华人民共和国在新疆罗布泊试爆首枚原子弹后，总统蒋中正责成国防会议秘书长蒋经国主持研究，最终决定循“先取得钚、再考虑武器化”之路径展开核研究，旅美物理学家吴大猷等顾问群则以资源、运载工具与美国反对等理由表示反对。1968年，行政院原子能委员会下成立核能研究所；翌年国防部成立中山科学研究院，两机构共用桃园县龙潭乡、距台北西南约43公里之同一园区，仅以内部哨所相隔，人员、预算与计算中心皆相通。核能研究所自始为实质执行“新竹计划”之军方主导机构，而非民用研究单位；至1985年核能研究所编制达1,100余人。

1965年至1967年间，台北曾透过西德尝试引进西门子公司制、50百万瓦级重水反应炉，1966年4月遭美方正式反对而作罢。台北遂转而依可伦坡计划架构向加拿大商洽，1969年下半年加拿大原子能有限公司同意以40百万瓦热功率研究炉供应台湾，总工程款约3,500万美元，加方并承诺供应首批25公吨天然铀金属燃料元件，重水则由美国转供。1969年9月16日，原子能委员会与加拿大原子能有限公司签约兴建，同月于龙潭园区动工；1971年核能研究所自行设计之微功率反应器（ZPRL）先行启用，台湾研究用反应器并于1973年1月3日达到首次临界，使台湾首次取得自主生产武器级钚的潜在能力。

工程动工同年（1969年），台北亦向时任美国总统理察·尼克森政府提出购买大型再处理厂，遭拒；随即转向欧洲多国洽购。1973年1月，西德UHDE-Lurgi公司与台北秘密签订兴建年处理50公吨乏燃料之再处理厂合约，旋因美方强烈施压而停摆；台北同期向法国、英国、比利时、荷兰等国洽购再处理技术之尝试，亦先后在美方压力下受阻。1973年11月，美国原子能委员会与国务院联合派出5人技术团来台访查行政院原子能委员会总部、核能研究所、中山科学院、国立清华大学水池式反应器（THOR）及台电核能设施，并警告台北若继续完整燃料循环之追求，美台军事与经济关系将受影响。

## 设计

台湾研究用反应器为槽式（tank-type）热中子裂变研究反应炉，与加拿大早先供应给印度的CIRUS反应炉同属一型；该设计同样供应印度于1974年首次核试验所用之钚。炉体热功率40百万瓦，使用天然铀金属燃料棒、外覆铝包壳，以重水作中子缓和剂、轻水作主冷却剂；反应槽以锆合金（Zircaloy）制成，外围另设石墨反射体以减少中子漏失。炉心呈圆柱形，满载时容纳137至148个燃料元件、共约7.4至8公吨天然铀，每个元件含金属铀约54公斤；理论上每年消耗13至15公吨铀燃料。

设计上台湾研究用反应器与CIRUS同样特别适合制造武器级钚，因为天然铀燃料配合重水慢化可在较低燃耗下保持较高的钚-239比例。实际运转采取较低燃耗之操作模式，使乏燃料中含90%以上的钚-239，已逼近武器级门槛；若进一步缩短燃料停留时间，理论上可生产比例更高之武器级钚，惟此操作将消耗更多燃料元件。

## 燃料供应与保障监督

首批燃料元件由加拿大供应25公吨天然铀金属，至多仅够维持反应炉起动初期的运转。1971年10月中华民国因联合国2758号决议退出联合国，加拿大随即与北京建交、与台北断交，加方对台湾研究用反应器的后续燃料供应实质终止；同年核能研究所决定自建燃料元件厂，采购法商CERCA公司之制粒、轧制与包壳设备，1974年产出第一批自制元件，1979年生产规模达每年200个元件。

由于必须绕过国际保障监督，台北自1973年至1974年间，分批自南非输入超过100公吨天然铀金属，总量远超台湾研究用反应器自身所需；当时国际原子能总署与台湾的保障监督协定并未要求申报铀进口，亦不要求对铀金属进行查察。同期亦有少量铀经由西德、英国分批转运至台湾，总计达数公吨。核能研究所另自1969年起以小型试验厂自磷酸盐中萃取铀，1980年底扩建至年产10公吨黄饼之规模，1981年正式投入运转。中文文献指出，台北亦曾以远洋渔船“海功号”于1976年至1977年间自南非运回铀原料，此说源于该船相关人员之事后追述。

中华民国于1968年签署核不扩散条约，但从未生效标准综合保障监督协定（INFCIRC/153）；1971年丧失联合国席位后，国际原子能总署中止此项谈判。针对台湾研究用反应器设施，国际原子能总署与中华民国仅签有1969年10月13日生效、国际原子能总署同年10月30日以INFCIRC/133公布之双边保障协定，及1971年12月6日签署、国际原子能总署于1972年3月8日以INFCIRC/158公布之三方（含美国）保障协定，每年仅约2次查察。虽然加拿大不再具备保障监督角色，加方仍对美方查询保持回应，并在中立情境下提供协助。

## 运转与钚生产

反应炉自1973年初临界后运转表现参差不齐，1973年至1976年平均容量因子仅约30%，1977年至1978年大半时间因故障停机，1978年至1980年容量因子回升至约65%。美国科学暨国际安全研究所创办人大卫·阿尔布莱特与该所研究员安德烈亚·斯特里克（Andrea Stricker）估计，若台湾研究用反应器能以80%容量因子满载运转，每年可产生超过10公斤武器级钚；实际15年累计产量约85公斤钚，平均年产5.7公斤。菲茨派翠克评估此一钚产量在分离后足以供应17枚核武器之核心。

核能研究所为配合钚分离流程，于1971年同步规划紧邻台湾研究用反应器的热室组（Hot Laboratory），名义为对乏燃料及反应炉结构材料进行辐照后检验，实际具备分离钚之潜在能力。建筑与设备安装于1977年6月完工，内含3座厚达近1米的混凝土热室与9座铅室；经半年冷测试后，1979年3月以一支台湾研究用反应器乏燃料元件进行首次正式作业，1980年8月并对失效燃料元件进行解析。紧邻热实验室之另一栋建筑物，国际原子能总署约于1973年至1974年间发现核能研究所在一名曾参与挪威再处理工作的人士协助下兴建小型再处理实验室，内含一座溶解槽与小型混合澄清器；该实验室规模仅足以分离微量钚，但被视为大型再处理厂之人才养成站。

至1988年初累计生产的约85公斤钚中，近90%为武器级或近武器级。阿尔布莱特与斯特里克估计，若以2年冷却期计算，反应炉池与干式储存区内随时保有可供分离10公斤以上钚之乏燃料；连同炉心内已照射燃料中可分离出之约7.2公斤钚，加计炉心随时可重新换装燃料、依需要刻意缩短照射时间之能力，台北实际上具备在3至6个月内取得10公斤武器级钚之潜力。1976年5月国际原子能总署视察总监鲁道夫·罗梅奇亲自视察核能研究所，要求参观钚燃料化学实验室；其后于1976年底至1977年初，查察员又发现2项问题：其一为台湾研究用反应器乏燃料池底部一处未列于原始设计图之出口，其二为5套外观与一般燃料相同、却仅含约七成铀的仿真燃料元件遭刻意混充，上述事件推升美方对台湾研究用反应器秘密转移乏燃料之警觉。

1977年3月26日，美方以解密电报传达之卡特政府6项要求，包括将所有中华民国核设施纳入美方双边保障、暂停台湾研究用反应器运转、终止与武器可用材料相关之燃料循环活动、并将所有现存钚转交美国。同期行政院长蒋经国接受美方要求，台湾研究用反应器自1977年中暂停运转至1978年；之后并要求核能研究所以近20%浓缩度之低浓缩铀燃料逐步取代天然铀炉心，以从根本上降低钚产出。然该项炉心改造案遭核能研究所拖延，至1987年阿冈国家实验室、布鲁克黑文国家实验室多次会议后仍无实质进展。

## 1988年永久停机

1988年1月12日，核能研究所副所长张宪义携家眷于度假期间赴美投诚，向美方揭露核能研究所于中山科学院龙园研究园区内秘密兴建之钚分离厂，该设施自1983年动工，预计1989年至1990年具备年分离10至20公斤钚之能力。1月20日，美国在台协会理事主席大卫·迪恩会见参谋总长郝柏村，当面要求核能研究所拆除一切与核武发展相关之设备、自台湾研究用反应器排出重水并永久停止反应炉运转；同时向其出示南部九鹏高爆试验场之卫星影像，作为高爆试验证据。郝柏村在当日日记中记下：“此事为中美关系之严重危机。我同意美方要求，全面拆除与核武器研发相关之设备，并将向李总统报告我的意向。”一周内，中华民国政府即签署美方提出之不可协商备忘录。

台湾研究用反应器随即于1988年1月停机。为确保反应炉无法重启，重水自炉体中排出。1988年3月起，超过20公吨重水（推估精确值约20,490公斤）以100桶分装，每桶经个别过秤并贴上美国能源部封签，于同年6月9日离港，7月11日抵达美国萨凡纳河场址。乏燃料运出作业亦同步加速，自1988年至1991年间另约1,000个元件运抵萨凡纳河场址；最后118个元件因环境团体于美国联邦法院取得禁制令而留存于核能研究所，含钚量约5公斤。中华民国政府对外宣称反应炉关闭系出于经济考量。

美方技术团于同期进入中山科学院之秘密再处理厂进行核查时，厂房尚未完工、机械手仅部分安装，建筑外可见供热室高密度混凝土使用之含铁砂砾堆积；核能研究所新任所长周振昌虽仍坚称该设施为制造医用钼-99，但团队判定其本质为钚分离厂。1988年10月，美方再赴中山科学院与核能研究所各设施查验并达成共识：“中山科学院现在及未来均无任何核或核相关之研究与发展；核能研究所现在及未来均无任何机密之军事研发。”

## 后续

台湾研究用反应器永久停机后，核能研究所于1990年代规划以TRR-II取代之，由核能研究所自行设计、于原台湾研究用反应器厂房壳体内兴建一座20至25百万瓦热功率、重水慢化、燃料采近20%浓缩铀之新研究炉，作为纯粹民用之研究反应器。1998年该案获行政院核定，原订2006年完工。然因1990年代以后台湾反核舆论升温导致核能研究所预算大幅删减，TRR-II计划遭取消，行政院并于2002年核定停止兴建新反应器。

反应炉除役方面，核能研究所于2004年取得行政院原子能委员会核发之除役许可，依《核子反应器设施管制法》须于2028年前完成，并采立即除污（DECON）与安全贮存（SAFSTOR）混合模式分期进行。台湾研究用反应器炉体已于2002年完成密封、迁移并移入安全贮存厂房；该炉体连同生物屏蔽总重约2,646公吨，底部外径约13米、高约11米。核能研究所规划于2020年至2022年间进行炉体拆除，估计拆除废弃物约有60%（按重量）可经解除管制程序处理。

核能研究所自此将业务重心转向反应炉安全监管、辐射防护、放射性废弃物管理及非军事核能应用之技术发展。1991年核能研究所于研究反应器之一项实验中发生7名员工辐射剂量过量事件，事后行政院原子能委员会以该实验属“机密”为由拒绝说明，引发外界重新检视台湾研究用反应器场址相关活动之疑虑。台湾研究用反应器炉体之拆除工程历时甚久，至2017年核能研究所年报所载仍在进行；留存的118个未运出乏燃料元件已转化为氧化铀并装入专用容器长期储存，钚含量并由美方协助精确量测。阿尔布莱特与斯特里克评论：“台湾案例支持反对钚分离与铀浓缩能力之扩散；此类能力往往是未来核武计划之核心，无论官方声明为何。”

美国外交官米德伟于2004年总结，外界观察认为台湾研究用反应器“现已彻底净化，由美方与国际原子能总署观察员见证下解体之空壳，关键组件已掩埋，仅留乏燃料池与池内乏燃料于国际原子能总署严密观察之下”；1991年波斯湾战争后，国际原能署因应伊拉克秘密核武计划的教训，于1993年推动保障监督强化计划（即“93+2 计划”），并据此于1997年通过《附加议定书》范本。中华民国亦因此成为首批接受此一新机制全面审查的对象之一。

## 基本资料

- 地点：桃园市龙潭区（核能研究所）
- 国家：中华民国
- 目前状态：永久停机（1988年1月）；炉体拆除中
- 形式：加拿大原子能有限公司
- 参与行动：核能研究所
- 类型：槽式反应炉（与印度CIRUS反应炉同型）
- 核燃料（可裂变物质）：NU
- 中子慢化剂：重水（D2O）
- 冷却剂：轻水（H2O）
- 控制方式：镉－碳化硼控制棒
- 中子温度：THERMAL
- 主要用途：同位素生产、中子束研究、操作员训练（官方）；军用钚生产（实际）
- 热功率：40百万瓦th
- 几何排列：圆柱形炉心，全炉燃料约8公吨天然铀