第一章：地震威脅的二元性：一個根本性的區別
本章旨在建立此份報告的核心科學前提：為抵禦結構物因地震搖晃而設計的「抗震能力」，與結構物因其基座土地被撕裂而無法倖存，此二者之間存在著關鍵且不可互換的差異。此一區別對於理解台灣電力公司馬鞍山核能發電廠（下稱核三廠）所面臨的特定風險至關重要。
1.1 地震工程學的抗震設計：針對慣性力與振動（PGA）的工程對策
在工程領域中，「抗震能力」（Seismic Resistance）是針對「振動地動」（Vibratory Ground Motion）的特定工程響應。其核心目標是設計結構物，使其具備足夠的強度、韌性（Ductility）與阻尼（Damping），以承受當其下方地盤搖晃時所產生的慣性力 。地震期間，地面加速運動，但建築物因其慣性而傾向於保持靜止，這種相對運動在結構內部產生巨大的應力與應變。抗震設計的全部目的，即在於管理這些應力，確保結構物能在預設的地震強度下維持其結構完整性，或至少能以可控的方式變形而不致崩塌。
此類危害的主要量化指標為「地表加速度峰值」（Peak Ground Acceleration, PGA），通常以重力加速度（g）的分數表示。PGA描述了地震期間地面搖晃的最大瞬時加速度。核三廠的原始設計基準地表加速度峰值約為0.4g 。在1970年代建廠時，此一標準被認為是相當穩健的，甚至超越了當時如台北101大樓等超高層建築的抗震設計標準（約0.3g）。為達到此一目標，工程師採用了一系列成熟的技術，包括使用高強度鋼筋混凝土、設計能夠吸收和消散地震能量的結構系統（如剪力牆、韌性構架），以及在某些現代建築中採用的基礎隔震（Base Isolation）或調諧質量阻尼器等先進技術。然而，所有這些工程解決方案的共同點是，它們處理的對象是「上部結構」（Superstructure）對於透過其「基礎」（Foundation）傳遞而來的外部作用力的響應。整個抗震設計體系的前提假設是：基礎本身是完整且連續的。換言之，工程師在設計建築物抵抗搖晃時，必須假定其所立足的地面本身不會斷裂。
1.2 構造地質學的地表變形：斷層破裂、抬升與位移的機制
與振動地動相對的是一種截然不同的地質現象：「地表斷層破裂」（Surface Fault Rupture），亦稱為「斷層位移」（Fault Displacement）。此現象並非搖晃，而是地表沿著斷層跡線（Fault Trace）發生的物理性、差異性的移動 。當地殼中的應力累積到超過岩石的極限強度時，岩層會沿著一個已存在的脆弱面（即斷層）突然斷裂並滑動。如果此斷層延伸至地表，就會造成地表的永久性變形。
這種運動的形式多樣，可以是垂直方向的（正斷層導致的陷落或逆斷層導致的抬升）、水平方向的（平移斷層），或是兩者的組合（斜滑斷層），最終在地表上形成一道清晰的、具有高度落差或水平錯位的「斷層崖」（Fault Scarp）。驅動此現象的力量源於板塊構造運動的宏觀尺度，其能量釋放的規模遠超過任何人造結構物所能承受或抵抗的範疇 。
在核三廠的場址，存在著多種直接由這類強烈地表變形所產生的地質構造。例如，廠區下方的「背斜」（Anticline）構造，即岩層因受到擠壓而向上拱起的褶皺，以及「剪裂帶」（Shear Zone），即岩石因受到巨大剪應力而破碎的區域，這些都是局部地層經歷強烈且集中的應力與變形的物理證據 。這些地質特徵的存在，意味著該場址不僅會經歷地震波傳遞所造成的搖晃，其地基本身就處於可能發生破裂、褶皺或抬升的活躍構造環境中。
1.3 一個無法妥協的挑戰：為何基礎的完整性是抗震設計的先決條件
綜合前兩節的論述，即可直接回答使用者最初的核心問題。抗震設計與地表斷層破裂是兩個在物理層級上截然不同的問題。抗震設計的前提是擁有一個「連續且完整」的基礎。所有關於抵抗搖晃的結構計算，無論多麼精密，一旦此基礎本身被撕裂成兩半、被垂直抬升數公尺，或發生嚴重傾斜，都將瞬間失去意義。
正如地質學家陳文山教授所指出的，核三廠的問題不僅僅是一個「搖晃」的問題，而是一個「基礎上的結構性風險」。任何對反應爐廠房（上部結構）的加固，例如增加牆體厚度或強化鋼筋配置，都無法阻止當其下方的地盤發生物理性錯動時所導致的災難性破壞 。這可以透過一個簡單的類比來理解：工程師可以設計一艘船，使其能夠抵禦巨浪的衝擊（相當於地震搖晃），但無法設計一艘船在海洋板塊斷裂、海床從中撕開時還能保持完整。介質（水或土地）的連續性是結構物生存的絕對前提。
因此，這兩種風險在本質上是分層的。一個場址的安全性評估，必須首先確認其免於地表破裂的威脅。只有在確認地基不會斷裂的前提下，討論其上部結構需要抵禦多大程度的搖晃才具有實際意義。若一個場址本身就位於一個可能發生地表破裂的活動斷層之上，那麼其抗震係數再高，也無法應對地基自身崩解的根本性威脅。這兩種現象運作於不同的物理範疇：抗震設計處理的是地震波「通過」地盤所產生的「後果」，而斷層破裂則是地盤「本身」的失效。前者是「力」的問題，後者是「幾何與完整性」的問題。此一區別是絕對且無法透過工程手段彌補的。
第二章：核三廠的構造環境：一個不穩定的基礎
本章將應用第一章所闡述的原理，對核三廠及其周邊經文件記錄的地質條件進行具體分析。分析結果將表明，該場址展現出的地質特徵，恰恰是使傳統抗震設計顯得不足的根本原因。
2.1 區域地質：作為構造活躍增積岩體的恆春半島
核三廠位於恆春半島，此處為台灣中央山脈的南延部分。從大地構造的角度來看，該區域是一個地質年代相對年輕且構造活動極為活躍的「增積岩體」（Accretionary Wedge）。其形成機制源於歐亞大陸板塊與菲律賓海板塊之間的碰撞聚合，具體而言，是南中國海板塊向東隱沒至菲律賓海板塊之下所產生的結果 。
在此劇烈的板塊擠壓過程中，海床上的沉積物被刮起、堆疊並推擠至陸地上，形成了一系列由東向西逆衝的斷層系統。這些斷層由東至西依序為滿州斷層、大梅溪斷層與恆春斷層 。整個恆春半島的地質結構，本質上就是由這些活躍的逆衝斷層所構成的破碎與變形體。這意味著核三廠並非坐落於一塊穩定的大陸地殼之上，而是位於一個仍在持續進行中的造山運動前緣，一個以強烈地殼壓縮和地層變形為主要特徵的區域 。
2.2 恆春斷層：鄰近性、活動性分類與地表破裂潛勢
恆春斷層是核三廠地震風險的核心，其特性可從以下三個方面進行評估：
- 鄰近性：多個來源引用台灣電力公司自身的調查報告，證實恆春斷層的主斷層跡線穿越核三廠的廠區大門，並一路向南延伸至海域，其距離電廠核心的核島區（反應爐所在位置）最近處不足900公尺 。這並非一個遠處的潛在威脅，而是一個緊鄰廠區、甚至部分穿越廠區的直接地質危害。
- 活動性：根據台灣電力公司委託執行的槽溝開挖調查，地質學家在距離核島區約900公尺處發現了恆春斷層在約3,300年前曾經活動的明確證據 。根據台灣經濟部中央地質調查所的官方定義，以及國際通用的標準（例如，美國核能管理委員會定義「能動斷層」為過去35,000年內曾活動過的斷層），一個在3,300年前仍有活動紀錄的斷層，應被歸類為「第一類活動斷層」（Type I Active Fault）。此分類意味著該斷層在未來具有極高的再活動機率，並可能伴隨地表破裂。
- 資訊矛盾與風險溝通：在此議題上，存在著顯著的資訊矛盾。一方面，地質學家陳文山與李錫堤根據台電的原始槽溝開挖數據，明確指出恆春斷層應屬第一類活動斷層 。另一方面，官方文件或台電的公開聲明中，對此斷層的分類較為模糊，或曾將其列為活動證據較不明確的第二類斷層 。更有甚者，台電曾發布新聞稿，聲稱恆春斷層「不在核三廠裡」或「不鄰近核三廠」。這種說法與地質學家所展示的、源自台電自身報告的詳細地質圖與槽溝證據，形成了直接的矛盾。這種在原始科學發現與公開風險溝通之間的差異，不僅僅是學術上的分歧，更可能反映了在處理關鍵安全資訊時，存在著策略性的資訊框架設定或機構性的偏誤，旨在管理公眾認知與監管壓力。這引發了關於監管透明度與企業責任的深層次問題。
2.3 場址內部地質危害：背斜、剪裂帶與不穩定基岩之分析
除了廠區旁的恆春斷層主斷層外，核三廠反應爐正下方的地質條件更為令人擔憂，存在多重直接威脅基礎完整的地質構造：
- 背斜（Anticline）：核三廠二號機組的廠房，被證實直接建造在一個「背斜」構造的軸部之上。背斜是岩層因受到強烈擠壓應力而向上拱起的褶皺構造 。將重達數萬噸的核電廠建於背斜的頂部，相當於將其放置在一個地質應力最為集中的區域。在未來的地震中，此背斜構造可能因持續的擠壓而進一步拱起、變形或破裂，導致其上方的二號機基礎被直接抬升、傾斜或撕裂 。
- 剪裂帶（Shear Zone）：核三廠一號機組的基礎下方，則存在一個被台電報告標示為「剪裂帶」的地質構造。地質學家陳文山明確指出，此處的「剪裂帶」在地質學上的全名應為「斷層剪裂帶」（Fault Shear Zone），其本質就是一個斷層構造 。在官方報告中使用較為中性的「剪裂帶」一詞，被外界批評為一種淡化風險的委婉說法 。此剪裂帶代表了一個已經破碎的岩石弱面，在地震時極有可能沿此弱面再次活動，產生剪切位移，從而切開一號機的基礎。
- 基岩（馬鞍山層）：整個核三廠廠區建造在「馬鞍山層」之上，這是一個地質年代僅約100萬年的年輕泥岩層 。從全球核電廠選址的最佳實踐來看，廠址通常會選擇在數千萬年甚至數億年以上的古老、堅硬且穩定的結晶岩（如花崗岩）基盤上。將關鍵核能設施建於一個地質年代如此年輕、仍在活躍變動、且由相對軟弱的沉積岩構成的地層上，本身就是一個偏離國際安全慣例的重大風險因素 。
以下表格系統性地總結了核三廠場址所面臨的多重地質威脅，並將抽象的地質術語與對各個反應爐機組的具體物理風險直接關聯起來。
表格一：核三廠場址之地質特徵與相關風險
第三章：核三廠抗震設計基準之關鍵性重估
本章旨在透過對比核三廠的原始設計參數與現代分析所揭示的地質危害，來量化其所面臨的風險，並闡明隨著科學知識的進步，該場址的原始安全論述已受到根本性的侵蝕。
3.1 原始設計標準及其歷史背景（設計PGA約0.4g）
核三廠於1970年代規劃興建，其初始的設計基準地表加速度峰值（Design Basis PGA）設定為0.4g 。此一數值的確立，是基於當時的地質學知識與地震危害評估方法。在那個時代，恆春斷層尚未被普遍確認為活動斷層，且對於廠址下方精細的局部構造（如背斜與剪裂帶）的特性與活動潛勢，尚未有充分的認知或詳細的描述 。
在建廠後的早期評估中，此0.4g的設計基準似乎得到了支持。例如，國立中央大學的一項研究曾評估，若恆春斷層發生錯動，傳遞至核三廠反應爐廠房基礎岩盤的地震加速度為0.22g，而地表面的PGA值則為0.38g，這些數值均小於0.4g的設計基準 。另一份早期評估報告也得出了
0.39g的PGA值 。這些早期的計算結果，在當時的時空背景下，強化了核三廠抗震設計具有足夠安全裕度的普遍看法。
3.2 2022年地震危害再評估：解構1.384g PGA之發現
然而，隨著地震學與地質探勘技術的飛躍性進步，以及對區域構造環境更深入的理解，情況發生了根本性的改變。一份由台灣電力公司於2022年發布的關鍵報告——《地震危害與篩選報告－馬鞍山核能發電廠》，揭示了一幅截然不同的風險圖像。這份報告採用了現代的「機率式地震危害度分析」（Probabilistic Seismic Hazard Analysis, PSHA）方法，並首次將恆春斷層作為一個活躍的地震源納入計算模型，同時也考慮了其他可能的區域地震源（如馬尼拉海溝）。分析結果顯示，核三廠場址可能遭遇的最大地表加速度峰值（PGA）高達 1.384g 。
此一新數值的重要性體現在以下幾個層面：
- 與原始設計的巨大差距：1.384g的數值是原始設計基準0.4g的三倍以上（準確為3.46倍），也幾乎是福島核災後，電廠進行耐震補強所提升到的0.72g的兩倍 。這意味著，根據最新的科學評估，核三廠可能面臨的地震搖晃強度，遠遠超出了其結構最初設計所能承受的極限。
- 與歷史地震的對比：為了將此數值具象化，可與台灣歷史上的重大地震進行比較。1999年造成大規模建築倒塌的921集集大地震，在倒塌區測得的地表加速度峰值約為0.13g；而2024年4月3日的的花蓮地震，在台北地區測得的PGA值僅約0.08g 。一個1.384g的地震事件，其搖晃的劇烈程度將是921大地震的十倍以上，其破壞力幾乎是難以想像的。
3.3 超越PGA：地表破裂危害的優先性
儘管1.384g這個驚人的PGA數值引發了廣泛關注，但若將討論完全集中於此，可能會導致一種危險的失焦。關於核三廠是否能夠透過工程改造來抵禦1.384g的劇烈「搖晃」，此一辯論的前提本身就存在問題。因為，如果位於廠址下方、更為根本性的「地表破裂」風險無法被排除，那麼任何關於搖晃強度的討論都將變得毫無意義。
風險評估的邏輯層級要求，必須優先處理那些具有「一票否決權」的根本性風險。地表斷層破裂對於一個固定設施而言，正是這樣一種風險。因此，風險評估的正確順序應當是：
- 場址適宜性評估：該場址是否存在無法透過工程手段緩解的地表破裂風險？
- 設計基準評估：若場址適宜（即無地表破裂風險），則其上部結構需要設計來抵禦多大強度的搖晃（PGA）？
過度關注PGA數值，可能會讓人誤以為這純粹是一個可以透過「加固牆壁」、「增厚混凝土」等工程手段來解決的問題。然而，這忽略了第一章所闡述的核心原則：當基礎本身被撕裂時，上部結構的強度便無關緊要。1.384g的極高PGA值，本身就是因為廠址極度靠近一個活躍且能量巨大的地震策源斷層所導致的「症狀」；而斷層本身可能引發的地表破裂，才是問題的「根源」。因此，地表破裂應被視為首要的、具有排他性的風險，而極高的PGA值則是次要的（儘管同樣嚴峻）危害。
以下表格將核三廠的地震危害參數進行了對比，以量化的方式清晰地呈現出對該場址風險認知的演變。
表格二：核三廠地震危害參數之比較
第四章：斷層位移的不可緩解風險：經驗證據與國際先例
本章旨在為第一章所提出的理論論證提供真實世界的佐證，證明地表斷層破裂的風險並非僅是理論上的推測，而是經實證的、且被國際核能界視為不可接受的風險。
4.1 構造破壞的案例研究：1999年集集大地震與石岡壩的斷裂
1999年9月21日的集集大地震，為台灣提供了一個關於斷層位移破壞力的、最具說服力的本土案例。地震期間，車籠埔斷層發生逆衝錯動，斷層破裂帶恰好直接穿越了位於台中大甲溪上的石岡壩 。
石岡壩是一座設計精良、結構宏偉的混凝土重力壩，其壩體厚度達10公尺，由高強度的混凝土構成，無疑是一個極其堅固的工程結構。然而，當斷層在其下方發生數公尺的垂直抬升時，這座大壩被輕易地撕裂成兩段，壩體出現了巨大的垂直錯動，完全喪失了蓄水功能 。
石岡壩的案例是一個決定性的經驗證據，它在台灣本土證明了，即使是規模最大、最堅固的工程結構，也無法抵禦來自其基礎下方的直接斷層位移。這場自然界的實物實驗，將關於地表破裂風險的討論從理論層面推向了觀測到的現實。它清晰地表明，當面對地殼板塊的巨大力量時，工程材料的強度極限是可以被輕易突破的。對於坐落在相似地質威脅環境下的核三廠而言，石岡壩的命運提供了一個不容忽視的警示。
4.2 全球核能安全先例：除役作為標準應對方案
國際核能社群在面對廠址內發現活動斷層的風險時，已經形成了一套基於預防原則的標準應對模式，即停止運轉並進行除役。以下幾個案例確立了這一全球性的安全先例：
- 日本 - 敦賀核電廠（Tsuruga Nuclear Power Plant）：位於日本福井縣的敦賀核電廠，在經過詳細的地質調查後，確認其二號機反應爐的正下方存在一個活躍的斷層。日本原子力規制委員會（NRA）基於此發現，判定該電廠不符合新的安全標準，並最終導致該電廠被迫走向除役的结局 。此案例顯示，在一個擁有先進核能技術與高度地震意識的國家，於核設施正下方發現活動斷層是一個不可逾越的紅線。
- 美國 - 洪堡灣核電廠（Humboldt Bay Nuclear Power Plant）：位於加州的洪堡灣核電廠，因其鄰近多條活躍斷層，包括一個可能引發地表破裂的斷層系統，而在1976年被永久關閉。美國核能管理委員會（U.S. NRC）在評估後認定，地表破裂的風險過高，無法透過工程手段有效緩解，因此決定不允許其恢復運轉，該廠最終進入除役程序 。
- 美國 - 暗黑峽谷核電廠（Diablo Canyon Nuclear Power Plant）：同樣位於加州的暗黑峽谷核電廠，在其鄰近區域發現了活動斷層後，引發了長達數十年的安全爭議。雖然該電廠最終獲准繼續運轉，但其運營商太平洋瓦電公司（PG&E）為此付出了極其高昂的代價，包括耗資數十億美元進行大規模的抗震加固工程，並進行了極其詳盡且複雜的地質與地震風險評估，才勉強通過了監管機構的審查 。此案例雖然結果是繼續運轉，但它恰恰凸顯了當存在此類風險時，所需付出的巨大經濟成本與極高的安全驗證門檻。
綜合上述案例，無論是日本的敦賀電廠還是美國的洪堡灣電廠，其最終的處置方式共同建立了一個清晰的國際慣例：當核電廠場址內或極度鄰近區域被證實存在能夠引發地表破裂的活動斷層時，最優先且最負責的選擇是永久停止運轉。
4.3 科學與監管的共識：斷層位移作為排他性準則
在敦賀與洪堡灣所採取的行動，反映了全球核能監管機構與地質學界的一個普遍共識：在核反應爐所在位置發生地表斷層破裂的風險，在根本上是無法緩解的，因此是不可接受的 。
正如陳文山教授所強調的，美國和日本的核能政策非常明確：只要斷層穿越核電廠廠區本身，就不被允許重啟或延役 。這並非對工程技術的不信任，而是對自然力量的深刻理解與敬畏。這項原則承認，人類的工程能力在面對地殼級別的能量釋放時，存在著無法逾越的極限。因此，避免將關鍵核設施建造在這些高風險區域之上，成為了核能安全縱深防禦的第一道，也是最重要的一道防線。將斷層位移視為一個「排他性準則」（Exclusionary Criterion），是基於數十年核能運營經驗與多次地震災害教訓所形成的、最基本的安全哲學。
第五章：以國際安全框架評估核三廠場址
本章旨在將前述對核三廠地質條件的分析，置於國際公認的核能安全標準之下進行檢驗，以系統化的方式評估該場址是否符合國際原子能總署（IAEA）與美國核能管理委員會（U.S. NRC）所制定的、關於核電廠選址的具體規範。
5.1 國際原子能總署（IAEA）安全標準（SSR-1）
國際原子能總署發布的IAEA安全標準系列第SSR-1號文件《核設施的場址評估》（Site Evaluation for Nuclear Installations），是全球核能國家在進行廠址選擇與評估時普遍遵循的權威指南 19。該標準對於斷層評估有著明確的要求：
- 能動斷層的評估（要求15）：標準要求，對於場址特定距離內、且對安全有重要影響的地質斷層，必須進行評估，以確定其是否為「能動斷層」（Capable Fault）。對於任何被識別出的能動斷層，必須評估其在地震動和/或斷層位移方面對核設施安全構成的潛在挑戰 。
- 場址不適宜的判斷標準：SSR-1明確指出，如果可靠的證據顯示存在一個能動斷層，該斷層有潛力影響核設施的安全，且此一影響無法透過場址保護措施與核設施設計特徵的組合來彌補，則該擬議的新場址應被視為不適宜（unsuitable）。如前幾章所論證，由斷層直接引發的地表破裂，正是一種無法透過設計特徵來彌補的影響。
- 能動斷層的定義：IAEA對能動斷層的定義基於地質、地球物理或地震學數據，判斷其是否在一段時期內顯示出復發性的過去運動，從而可以合理推斷未來可能在地表或近地表發生進一步的運動。在構造高度活躍的地區，數萬年的時間尺度是合適的評估期 。鑑於恆春斷層在約3,300年前有明確的活動紀錄，且位於台灣此一高度活躍的板塊邊界，其完全符合IAEA對能動斷層的定義。
根據IAEA的標準，核三廠場址存在一個已被證實的能動斷層（恆春斷層）以及其他可能活動的構造（背斜、剪裂帶），這些構造可能引發無法透過工程設計彌補的地表位移。因此，若以IAEA SSR-1的標準進行嚴格評估，該場址的適宜性將面臨極其嚴峻的挑戰。
5.2 美國核能管理委員會（NRC）對「能動斷層」的定義（10 CFR 100, 附錄A）
美國核能管理委員會（U.S. NRC）在其聯邦法規第10篇第100部分附錄A（10 CFR Part 100, Appendix A）中，對核電廠的地震與地質選址標準作出了極為詳盡且嚴格的規定。其中，對「能動斷層」（Capable Fault）的定義是全球最為明確和嚴格的之一：
- 定義：一個斷層若符合以下任一條件，即被視為「能動斷層」：在過去35,000年內，曾有過至少一次在地表或近地表的運動；或在過去500,000年內，有過復發性的運動。透過儀器精確測定的宏觀地震活動，能證明其與該斷層有直接關聯。與一個已知的能動斷層有構造上的關聯，使得其中一個的運動可合理預期會引發另一個的運動 。
- 核三廠場址的適用性：恆春斷層約3,300年前的活動紀錄，使其明確地落入了上述定義中最嚴格的「35,000年內有活動」的範疇。因此，根據美國NRC的法規，恆春斷層毫無疑問是一個「能動斷層」。
- 選址限制：NRC法規進一步規定，必須在能動斷層周圍劃定一個「需要進行詳細斷層調查的區域」（zone requiring detailed faulting investigation）。除非能提出充分證據證明無需為地表斷層進行設計，否則核子反應爐不得坐落於此區域內 。考慮到核三廠的反應爐結構體直接位於或緊鄰背斜、剪裂帶等活動構造，並且距離恆春斷層主斷層不足一公里，其顯然位於NRC所定義的「需要進行詳細斷層調查的區域」之內。在這樣的條件下，若要在美國申請建廠許可，將面臨幾乎無法克服的監管障礙。
下表將核三廠的特定地質條件與IAEA及U.S. NRC的明文安全規範進行直接比對，以「監管計分卡」的形式，客觀評估其是否符合國際安全基準。
表格三：鄰近能動斷層之核電廠國際選址標準評估
第六章：結論：地質證據與工程現實的綜合論述
本分析報告旨在深入探討核三廠的抗震能力為何無法阻止地層上下位移或斷裂。透過對地震工程學、構造地質學、經驗案例及國際安全法規的系統性檢視，本報告得出一系列相互關聯且結論明確的論點。
6.1 總結：為何抗震設計無法對抗地表破裂
本報告首先確立了一個根本性的區別：抗震設計與應對地表破裂是兩個截然不同的挑戰。前者是一個可解的工程問題，旨在管理地震波傳遞所產生的慣性力；後者則是一個在目前工程技術下無法解決的問題，涉及由地殼級別力量驅動的基礎介質本身的崩解。核電廠的結構完整性，完全依賴於其所建造的地盤的穩定性與連續性。一旦地盤發生斷裂、抬升或褶皺，任何上部結構的抗震設計都將失去其前提，從而變得無效。因此，「抗震能力」無法阻止地層位移，因為這兩者分屬不同層級、不同物理機制的風險。
6.2 核三廠的特殊性：一個風險疊加的場址
核三廠的案例在全球核電廠中顯得尤為特殊，其面臨的風險是多重且相互疊加的。首先，根據2022年最新的地震危害度分析，該廠址面臨的潛在地震搖晃強度（PGA高達1.384g）遠遠超出了其原始乃至後期補強的設計能力。這本身已構成嚴峻的挑戰。
然而，更為關鍵且根本性的問題在於，核三廠被證實直接坐落於一個極其活躍且複雜的地質構造環境之中。其風險組合包括：
- 一條經證實的第一類活動斷層（恆春斷層）穿越廠區，距離核心設施不足一公里。
- 二號機組直接建於一個應力集中的背斜構造之上。
- 一號機組下方存在一個本質為斷層的剪裂帶。
- 整個廠區的基礎是一個地質年代年輕且相對軟弱的馬鞍山層。
這種將多種地表破裂風險（斷層、褶皺）直接置於核反應爐之下的選址，嚴重違反了國際核能安全界所奉行的、以預防和迴避為核心的選址原則。核三廠過去四十年的安全運轉，在面對這些新揭示的地質風險時，更應被視為一種在重大地震事件尚未發生下的幸運，而非其設計能抵禦已知主要威脅的證明 。
6.3 對政策與風險治理的最終綜合評估
本報告所呈現的證據，主要源自電廠營運商台灣電力公司自身的最新技術報告、獨立地質學家的專業分析、台灣本土的構造破壞經驗證據（石岡壩），以及國際權威機構（IAEA, U.S. NRC）的既定安全標準。所有證據鏈共同指向一個無法迴避的結論：
對於核三廠的未來，核心問題不應僅僅是其「抗震能力是否足夠」，或是否能透過工程手段加固到足以抵禦1.384g的搖晃。更為根本且必須優先回答的問題是，根據全球核能安全的最佳實踐與明確規範，一座核電廠是否應該從一開始就選址在一個地質構造如此破碎、活躍且不穩定的地點。
由於任何工程設計都無法有效阻止地表斷層破裂所帶來的災難性後果，此一「不可緩解的風險」構成了評估核三廠長期安全的最終限制因素。任何關於該電廠未來營運的決策，都必須正視此一地質上的根本性制約。
