核能安全委員會
| 開始列印 | 關閉本頁 |
編號：
 AN - KS - 100 - 011
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核二廠
日期：
 2011 年 12 月 16 日
注意改進事項：
 本會100年9月13日至16日執行核二廠設備組件設計基準專案視察之視察發現，請澄清並檢討改進。
注意改進內容：
 細部設計及電廠設計修改案

一、關於ECW EH-HV-154/167 VALVE 下游管壁沖蝕之改善（DCR-K1-1692/ K2-1693）。(1)依據電廠所提供工程設計計算書M61.2002資料顯示，ECW泵浦設計額定流量為7341 gpm，分別提供餘熱移除系統（RHR）熱交換器、緊急冷凍水冷凝器（Emergency Chiller Cooler Condenser）及柴油發電機（D/G）Cooler之設計冷卻流量為5800 gpm、741 gpm及800 gpm，但經查測試程序書SP-93-21「緊急循環水系統流量測試程序書」僅執行RHR 熱交換器及Emergency Chiller Cooler Condenser流量驗證，對於ECW泵浦設計額定流量及D/G Jacket Water Cooler設計冷卻流量則未加以驗證，無法了解該項設計變更改善案是否仍符合原計算書設計基準。
(2) 92年間工程設計計算書M61.2006有關依As-built Condition重新計算ECW Div. I/II的Emergency Chiller Cooler Condenser及D/G Jacket Water Cooler的冷卻海水流量下限資料顯示，由設計額定與As- built的差異，計算Emergency Chiller Cooler Condenser及D/G Jacket Water Cooler最小海水流量需求將分別由原本的741 gpm修訂為674 gpm及由原本的800 gpm修訂為727 gpm，然查相關FSAR文件內容並未進行相關修訂，諸如Table 9.2-3、Table 9.5-3等，但相關測試程序書617.1.1-IST「緊急循環水系統」卻均已依據工程設計計算書M61.2006重新評估結果作為測試要求，導致測試程序書要求與現行FSAR要求不一致，請澄清並檢討改進。

二、關於ECW(管溝內)管路減震器抑減改善（DCR-K1-3563/K2-3564）。(1)本案設備組件原建造法規採用ASME SEC III 1971年與1972年版，但是有關組件與材料認證文件所遵循的法規版本為ASME SEC III,subsection NF, Class 3, 1977 Edition ，而管路應力分析軟體ME101遵循的法規為ASME Code Section III,Division 1-Appendices, 1974。針對法規引用或遵循版本之差異，DCR成套文件卻不見任何說明，請澄清。
(2)查證電廠提供之管路應力分析報告，發現在載重組合中，管路地震力分析直接將FSAR 3.7A 1/2 SSE設計譜即OBE設計地震反應譜乘以兩倍作為SSE設計譜，卻不採用FSAR 3.7A SSE設計譜，雖然人員表示此種作法在業界已行之有年，但仍應澄清此種作法是否可以完整涵蓋FSAR原訂之設計標準。

三、因應福島事故提供電源給 ECW Div. I/ Div. II/ Div. III 各 MCC 附近所增設之沉水泵（DCR-K1-4055）。查設計評估報告有關本改善案對系統原設計基礎之影響評估，只說明本電源增設案於平常期間對Div.I/II/III MCC之負載而言，不會對造成影響，而未針對事故期間，增加相關MCC負載及匯流排負載之影響進行評估，相關設計評估似乎不夠嚴謹，無法了解該項設計變更改善案是否仍符合原設計基準。

四、RCIC 系統 E51-K65 及E51-K64等二只 TIME DELAY RELAY之 SETTING TIME 增至 3 秒（DCR-K1-1303/DCR-K2-1304）。依據電廠運轉技術規範B 3.3.6.1說明，該項洩漏偵測功能雖未使用於FSAR暫態及事故分析，但若洩漏狀況未適當加以隔離，廠外劑量仍有可能超出限值。經查本改善案設計評估僅由奇異（GE）公司提供Letter NST-88-521說明E51-K65及E51-K64電驛TDPU由1.0秒增加至3.0秒是可接受，但並未提供相關技術分析基礎說明，相關設計評估似乎不夠嚴謹，無法了解該項設計變更改善案是否仍符合原設計基準。

五、將EK-F0-203A/B加大限流孔徑之暫行措施變更為正式設計（DCR-K1-3246/K2-3247）。本案已於民國93年完成RCIC洩水埠（Drain Pot）下游側 F0-203A/B限流孔徑加大改善工作，以增強排水功能，但電廠於每次執行爐心隔離冷卻（RCIC）系統額定流量測試(程序書617.3.2)仍舊維持暫行改善措施，於測試前手動開啟F054旁通閥約5至10分鐘以沖洗系統管路與排水，顯然有違RCIC偵測試驗之本意。事實上F054旁通閥於RCIC正常運轉時原具有Drain Pot高水位自動警報啟動功能，應於RCIC額定流量測試期間一併測試以驗證是否因高水位警報自動啟動，如此試驗作法較為完整，請評估改進。
安全度評估、設備可靠度與現場查核

六、RCIC系統起動瞬間超速跳脫問題之改善(DCR-K0-0422)，GE公司於73年6月15日提出增加蒸氣管線Bypass Line及加裝限流Orifice並延緩Steam Line開啟時間作為RCIC系統起動瞬間超速跳脫解決方案。後於74年5月7日提出RCIC設計變更，Orifice標準尺寸 5/16吋，並說明蒸氣開始時Turbine轉速需維持在1300至1500rpm ，Turbine轉速需維持在1300至1500rpm ，Turbine轉速在idle setting 750至1000rpm。77年8月11日電廠施工測試無法滿足Design Criteria，並建議取下Orifice測轉速。GE於78年11月29日審查台電Orifice尺寸測試結果，認為適當(Optimum)Orifice尺寸介於5/16吋與7/16吋。79年1月18日台電提出功能測試報告，說明GE審查認為Orifice孔徑7/16吋已符合需求，但檢討測試程序書發現部分程序與GE指引不符，除修正程序書重作測試，並增加不同孔徑Orifice。測試結果認為9/16吋最符合設計需求，同意採用。針對蒸氣管線Bypass Line加裝限流Orifice尺寸與原設計廠商GE評估尺寸不一致，請澄清及是否須再評估。

七、安全有關電池組A、B、C、D容量放大(DCR-2855、2856)，已更新FSRA 8.3 ，在FSAR 15.9及參考資料如“Taiwan Power Company Station Blackout Evaluation Report for Kuosheng NPS Unit No. 1& 2, Ebasco Services Incorporated, November 27. 1990”等報告有關電池組規格及分析未納入更新，請改正。

八、審查FSAR文件，發現部份文字與P&ID;圖面不符，如FSAR 5.4.5.2.1.3，EK-HV-122(E51-F019)、EK-HV-154(E51-F054)，對應在P&ID;圖面為EK-HV-112(E51-F019)、EK-LV-154 (E51-F054)，請改正。
運轉程序書及運轉員操作過程

九、依FASAR 9.4.9.2.1每一排風扇容量有4500cfm以維持ECW泵室溫度低於104℉；經查運轉技術手冊（TRS 3.7.5.4.1）測試時只要求啟動ECW泵需大於15分鐘並無排氣扇容量測試，另查 現有程序書(617.1.1-IST、617.1.2-IST、349.4)均未對排風扇容量4500cfm有要求，請確認現行規範是否符合FSAR 9.4.9.2.1。

十、有關1號機RCIC系統額定流量測試時，發生汽機轉速無法降低之情形，經查於98年10月8日之測試，即曾發生同樣案例而開單，但事後再重新執行後正常，隔次99年1月8日之測試也正常，電廠依程序書1102.01「設備檢修工作管制程序」6.1.37 (c)設備未故障而除單，但100年5月4日又發生同樣問題，本次調整調速閥後結案。視察發現本案先前在
未曾進行任何維護行動，設備雖回復正常，但不宜以設備未故障除單，後來再次發生同樣情況，屬重複發生之故障，應再積極追蹤真正之肇因。

十一、依核二廠程序書120於程序書修訂紀錄表（表格120I）上，需填寫變更通知單（PCN）提出者之姓名及變更頁次，但抽查程序書如617.1.1-IST之紀錄表上部分未填寫變更頁次，請依程序書規定填寫。

十二、查看1號機EOC-21執行程序書778.5「E51-K603 INVERTER 維護程序書」其中附表1之維護記錄表，接受標準為輸入高電壓切斷設定值≧145V，而實際動作值為150V，恢復設定值≧140V，而實際動作值為145.8V，此種實際恢復動作值高於切斷設定值的接受標準並不適當，請依廠家說明書建議，研議合理之接受標準。

十三、經查請修單OD1-100102之100年5月4日1號機發生RCIC系統測試時，發生汽機轉速無法降低之案例，於當日程序書617.3.2「爐心隔離冷卻系統額定流量測試」的執行紀錄中，發現上述異常情形並無任何登錄，紀錄為無異常，無後續處理措施，但實際於5月6日再次執行本測試後正常，測試過程之設備異常應確實登載，請改進。

十四、依程序書500.21「火警後遙控停機盤安全停機程序書」之內容，於遙控盤外現場設備啟動及拆線、切離停機無關的斷路器等工作繁多，應確實規劃非執照值班人員之現場人力分配及撤離之規劃場所。
處理狀態：
 已結案
處理情形：
 台電已完成相關改善，同意結案。
參考文件：
 1、核二廠終期安全分析報告書（FSAR）、運轉規範及相關程序書。

2、本會視察程序書NRD-IP-111.21。
核能安全委員會 著作權所有 © nusc.gov.tw. All Rights Reserved.