(二) 依據台電公司「核能電廠管路壁厚檢測長程策略」，其中第5章「經驗回饋」之「5.3 量測結果經驗回饋」。依據美國核管會1989年4月發行之報告NUREG-1344「Erosion/Corrosion-Induced Pipe Wall Thinning in U.S. Nuclear Power Plants」其中指出「The licensee has established a plant-specific history of pipe wall thinning, including failure analysis and damage mechanism」；另於本會民國93年核三廠1號機EOC-15大修碳鋼管路測厚視察報告之備忘錄，即要求「切換管部份宜再確認是否有嚴重的薄化現象，以作為未來評估的參考」。經查核三廠於檢測作業後之切換管未納入電廠經驗回饋。本項請核三廠建立適當機制並納入電廠大修之檢測作業程序書，並檢討程序書700-W-112於「核能電廠管路壁厚檢測長程策略」5.3節之符合性。
四、CHECWORKS評估作業之審視與檢討
(一) 經查改善組於「管路壁厚檢測數據評估系統（PIPES）」評估結果複查時，有時會發現管件基本資料錯誤，雖該修正內容有程序機制能回饋給PIPES重新進行評估，但卻未能回饋到CHECWORKS中。有鑑於美國核管會NRC IN 97-84亦提及電廠應注意管路DCR變更之參數是否也鍵入CHECWORKS MODEL，而管件資料之正確性有助於CHECWORKS MODEL之預估結果，故本項請電廠檢討改進。
(二) 美國電力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）於2007年出版「Recommendations for an Effective Flow-Accelerated Corrosion Program」（報告編號NSAC-202L-R3）指出「The Analysis Line should have a Line Correction Factor between 0.5 and 2.5. A value somewhat outside of this range can be accepted if the reason for the high or low factor is well understood and documented, and a minimum of ten inspected components exist in the Analysis Line.」。經查歷年檢測資料發現電廠對部分管線之修正因子（Line Correction Factor，LCF）持續偏差並未特別處理；有鑑於美國核管會NRC IN 97-84亦提及電廠應注意CHECWORKS評估於LCF2.5之管路，電廠應針對此現象做更深入的追蹤瞭解，並依EPRI NSAC-202L-R3報告對管線薄化率預估做更好的管理。
(三) 美國電力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）於2007年出版「Recommendations for an Effective Flow-Accelerated Corrosion Program」（報告編號NSAC-202L-R3），其第4.9節「Determination of the Safety Factor」提出各管線、各元件必須視特定考量給予適當的安全因子，並提出對特殊個案考量較大的安全因子，而且安全因子最小不可小於1.1。經訪談電廠評估人員，發現評估報告內除了正常關閉閥門之特例其安全因子使用1.0，其他所有情況之安全因子均使用1.5，是故核三廠評估報告所有安全因子均設為1.5並不符合EPRI NSAC-202L-R3之要求，且對正常關閉閥門的安全因子設為1.0，亦違反EPRI NSAC-202L-R3之規範。本項請電廠檢討薄化評估使用安全因子之適切性，並於有顯著影響時進一步重新評估管件之續測週期。
