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編號： |
AN - MS - 100 - 013 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核三廠 |
日期： |
2011 年 12 月 26 日 |
注意改進事項： |
本會100年第2次核三廠核能安全總體檢近期檢討議題現場查核專案視察之發現，請惠予改善。 |
注意改進內容： |
針對本次核能安全總體檢專案視察，包括核三廠陳報近期檢討議題強化措施內容和執行狀況、對原能會審查意見之答覆說明，包括共通性和核三廠部分等，共有36項待澄清、再評估及改善，分別敘述如下。
一、廠區電源全部喪失(全黑)事件
1.請電廠針對與總體檢相關DCR建立適切機制持續追蹤管控。
2.輔助飼水泵出口氣動閥失氣、失電全開，電廠手冊(Station Manual) 3.1.7「Auxiliary Feedwater System」說明限流器須能提供泵免於因孔蝕或馬達過載導致之runout，電廠須針對相關計算書加以確認與電廠手冊為符合。
3.在程序書1451附件十增列汽機帶動輔助飼水泵喪失控制電源時運轉指引，然對汽機帶動輔助飼水泵出口控制閥(AL-HV213、AL-HV214、AL-HV215)以及跳脫節流閥(FC-UV002)等之調整，應針對實際狀況考量並預先建立可協助運轉員在緊急下操作之表單。
4.在複合式災難下臨時性或移動式設備可信賴性並不足恃，應檢討在現行設計基準(全黑8小時，電廠人員說明可延長至16小時，然尚未提出計算書)、24小時及超出設計基準要求下，評估擴充並強化低電壓儀器電力供應能力之做法。
5.針對各式移動式設備的可使用時間，應採用所有可能運轉的設備合理檢討可使用期長，並事先妥善規劃。
6.「增加480VAC移動式柴油發電機第三電源供應界面（DCR M1-4245、M2-4246）」：此DCR在輔助廠房126呎的A串MCC室裝一組分電盤N-NG-F01A供A串MCC用，N-NG-F01A由N-NG-F001供電(控制廠房80呎等位置亦有類似做法)，係將非安全設備分電盤N-NG-F01A裝設在安全相關MCC室，要求須納入此類非安全設備之耐震性考量，以避免由於非安全設備損壞導致安全設備受損而無法發揮預期功能。
7.要求評估在電廠全黑及實施DC供電能力延長至24小時(考量地震事故後外電回復狀況，在廠房環境許可後緊急更換搶修NSCW泵亦需時至少11小時)之做法。
8.新建161kV室內開關場依「建築物耐震設計規範及解說(94年7月)」設計，建議考量提昇開關場或其內設備之耐震能力(或免震措施)，以因應類似福島電廠事故強化外電供應之能力。
二、廠房/廠區水災事件及防海嘯能力
1.廠用海水迴轉攔污柵清洗系統之清洗泵馬達，穿越孔填封改善評估案仍未能完成，預定完成時程過長，建議電廠應加速進行。
2.經查證有部分填封仍未納入電廠程序書中定期檢視，如燃料廠房東側OF4~6、燃料廠房南側F53、F58、輔助廠房西側AA303、304、307、308等穿越孔的填封，電廠須加以改善。廠用海水泵室操作層隔間之防水填封及水密門，待改善案完工後也應納入定期檢視。
3.程序書154.1僅以單一項目查證全廠區各排水溝有否堵塞，若有堵塞是否己清除等。電廠對該程序書須明確定義應查證地點，對所有可能堵塞處完整考量並建立能查證之做法。
4.程序書700-A-001進行排洪渠道例行性檢查執行時機，電廠須改善以符合汛期前檢查之要求。
三、用過燃料池完整性及冷卻能力
1.電廠計算書(編號NPS3-1000726.R0)對重物掉落與地板接觸作用時間之假設值，須建立適當的技術基礎；在考量地震時重物受搖晃傾斜掉落時，須考量較實際合理之接觸面積為計算之依據。電廠須考量較現行計算書內所假設為保守的做法，或採更嚴謹之分析或模擬方法。
2.電廠水量計算之評估結果，須納入FSAR Table 9.2-12所列CST不可用之水量，例如低於取水管口下方的水量、儀器不準度的誤差水量等儀器不準度各項考量。相關水量之評估須依實際合理之作法為之。
3.電廠在廠房廠區消防水之補水/噴灑方式完工後，須研議並提出可行之測試方式，以驗證流量能符合設計要求。噴灑部份仍在可行性評估階段，電廠須研議適當方式並確實掌握時程進度。
4.電廠須規劃生水池相關注水水頭及流量能力，執行現場實地測試、驗證。
四、熱移除及最終熱沉能力
1.程序書1451附件四有關龍鑾潭、泵室碼頭及牡丹水庫取水，執行內容係簡略、原則性之說明，須強化為明確、實務上可行之抽水程序指引，以確保能達成規劃之目標。另建議電廠訂定計畫，納入定期演練項目。
2.建議針對各式油料(汽油)庫存考量增加納入檢查項目。
五、事故處理程序與訓練
1.電廠因應救災之各式協議/合約，須納入演習、訓練等實務方式持續精進並確認可執行性。
六、機組斷然處置程序之建立
1.程序書1451已納入設備/系統現況、長期運轉顧慮、檢修回復策略有關項目，電廠須針對可能情境事先建立相關項目之檢核表。
2.核三廠安全防護總體檢報告第三章（六）附件一斷然處置流程與現行程序書中之流程未能一致，須更新並檢討建立適用於個廠(應考量壓水式反應器之特性)之流程。
3.斷然處置流程各階段策略執行時機之擬定，對於斷然處置措施之成效有決定性之影響，電廠須確實掌握爐心、圍阻體等相關熱流分析及評估之結果。
4.斷然處置程序指引的第三階段通報，係由主管核能發電副總經理為決策行動之做法，須參照電廠持照文件研議適當配套措施並適當納入斷然處置程序指引，俾避免受非技術因素延宕重大決策之時機。
七、一/二號機組相互支援
1.程序書1451附件三須適當納入各設備起動後之電力消耗表，以便運轉員能確實掌握柴油發電機之總負載。
2.電廠在程序書1451中須適當納入兩部機相互支援的連通步驟(或適切參考之程序書)，以便運轉人員得以迅速參閱執行；在連通路徑上之管閥，須擬定適切方案以確保其需用時之可用性。
3.電廠在處理機組狀況的特殊專業技術組人力，須假設在3天內無法依賴由在廠外之人力支援，電廠應預先考量在雙機組事故下，建立長時間處置包括如輪班人力的因應等做法。
八、複合式災難事件
1.設備與設備間在事故下交互作用而導致安全功能喪失之議題與老化管理為重複之重點項目，電廠須研議並檢討納入老化管理計畫列管之適切性。
2.電廠須對使用柴油之救災設備進行清查，並依救災時柴油之合理需求量確認防震一級儲油槽的規劃，亦須事先規劃在災變時救災設備所需要的柴油從各儲油槽取用之作法。
九、超過設計基準事故
1.電廠須確認在事故下伺服器、電腦及週邊設備等電源供應之作法。
2.在更新版程序書1451仍未強調可能第二波或更多的海嘯衝擊(視相關分析修訂)之影響，以避免急於更換備品導致現場人員及備品之損傷。
3.在提出之個廠報告內容須適當納入具一致性之分析資料，或完整說明各種分析結果及其分析假設。
4.個廠報告附表九-1-1、附表九-1-2須考量增列檢查頻率，並視需要更新「最近執行日期」至最新之結果。
5.電廠須澄清並適切修訂在AMT小組運作軟體、手冊之現況與表列中說明未相符處，針對因應福島事故包括已有、現行經強化及新增之相關做法，應建立持續性可運作之機制。
十、設備/設施完備性及備品儲備
1.在無法透過軍方協定或其他方式確保複合式災難所需汽油量供應，電廠須對須使用汽油之臨時性設備進行清點，考量自行儲備足夠的用油量。
2.電廠仍在討論設備、備品、工具、器材等規劃表納入程序書192的適切性，電廠須加速執行。電廠須建立機制確保規劃表內容之正確性。
3.本會第一階段安全評估報告表3-10「核三廠因應福島事件實施緊急安全措施及對策的備品整備」係核三廠提供之內容，電廠須將之納入核三廠個廠報告之適當章節，並針對緊急安全措施及對策相關備品整備提出詳細之說明。
十一、精進人力/組織運作及強化核能安全文化
1.由緊急計畫小組負責規劃廠區集結待命人員並徵調人力，或連絡公司其他單位與協力廠商支援，建立就近支援人員名冊，相關程序書須修訂加以強化更具體。
2.電廠提出之人力需求須說明需求之依據，及呈現因應福島事故各項目檢討之要求，以確實掌握並提出合理之人力需求。 |
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： |
一.原能會視察程序書NRD-IP-111.01惡劣天候防護、NRD-IP-111.05T火災防護、NRD-IP-111.21設備組件設計基準。
二.原能會核管處，“核三廠核能安全總體檢近期檢討議題現場查核結果，”NRD-NPP-100-20，民國100年8月
三.行政院原子能委員會，“我國核能電廠因應日本福島電廠事故現有安全防護體制全面體檢第一階段安全評估報告，” 民國100年10月
四.原能會核管處，“核三廠核能安全總體檢檢討議題執行進度現場查證報告，”NRD-NPP-100-30，民國100年11月
五.USNRC, “Recommended Actions to be Taken Without Delay from the Near-Term Task Force Report,” SECY 2011-124, September 9, 2011
六.USNRC, “Priorization of Recommended Actions to be Taken in Response to Fukushima Lessons Learned,” SECY 2011-137, October 3, 2011 |
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