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編號： |
AN - MS - 102 - 009 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核三廠 |
日期： |
2013 年 05 月 06 日 |
注意改進事項： |
本會102年度第1季核安管制紅綠燈專案視察之發現，請檢討改善。 |
注意改進內容： |
一、有關「10CFR 50.59修改、測試或實驗之評估作業查核」部分：
(一) 經查程序書1102.03「設定值暫時變更及臨時性設備變更、線路管路拆除、跨接工作管制程序書」第5.4.3節敘述「超過三個月未復原案，申請組須依SOP-171.1表1進行安全分析初評及適用性初判」，惟依NEI 96-07第4.1.2節規定臨時性變更若預期會超過90天，則10 CFR 50.59作業應先執行。電廠程序書規定與NEI 96-07指引不完全一致，請檢討改進。
(二) DCR-M1-3677「取消EDG Group 2相關氣控迴路設備改用電氣迴路」之成套文件內敘述此設計可符合IEEE-344-1975年版有關地震驗證之規定。經查此DCR使用之電氣迴路設備係DDR-97003乙案之檢證品，惟審查發現其檢證報告書說明：「耐震測試依據CNS 14372核安級電氣設備耐震驗證通則，並參考IEEE 344-1987提供之導則」。因此DCR更換之電氣迴路設備檢證品使用之規範版本與DCR設計要求不一致，請檢討改進。
(三) 前述DCR-M1-3677之10 CFR 50.59評估中，針對「發生事故之頻率是否高於終期安全分析報告」項目之評估，係以此作業符合「原設計基準」來評估認為不會增加事故頻率。因檢證品符合之法規非原設計基準，故DCR之10 CFR 50.59評估與實況不符，請重新評估。
(四) 設定點變更案01-101-01「廠用海水泵馬達Alert/Alarm設定點，由原設定值110/120℃，變為120/130℃。」經文件審查結果，發現於執行10 CFR 50.59安全分析時，評估者均勾選「否」，意即判定不影響設備功能、不影響機組安全運轉。惟文件上顯示當時提案組並未提供充分資訊以供作出上述判定，10 CFR 50.59作業過程不夠嚴謹，請檢討改進。
(五) 設備裝置臨時變更案TM-00-100-005「161 kV起變感溫井packing劣化滲油，臨時以AB膠封住接合面，待#1EOC-20大修處理。」本案經文件審查結果，發現其10 CFR 50.59評估判定理由記載：「注意工作安全」，此與10 CFR 50.59評估項目不相關，請檢討改進。
二、有關「設計修改管制作業與現場執行現況查核」部分：
(一) DCR-M1-4191「更改西屋新型反應爐蓋熱電偶同心封環」存在下列缺失，請改善。
1. 本案「核三廠反應爐蓋熱電偶儀器管口防漏接頭更新改善案」部分所使用CETNA之grafoil seals歸類為Safety Related，且為西屋自行檢證之產品。該grafoil seals產品是否屬於NUPIC之TPC ASL清單內之項目，請澄清說明。
2. 結案成套文件未附DCR結案應附施工品質文件項目所列之完工測試紀錄（程序書650-O-062，650-O-063，600-O-157）。
3. 需修改之圖面（FSAR Fig.5.1-1 sh.1）未依程序書要求更新：本案相關圖面P&ID; M-BB-01之DCN，1號機於101年5月28日發行，2號機於101年12月22日發行；若以2號機之發行日為準，至今已逾3.5個月，不符程序書1106.02「圖面管制程序」第6.7.1節「CWD、CLD、P&ID;、SLD四種圖面之DCN則須於發行後2個月內合併加入原圖並修訂其版次」之規定。
4. 結案成套文件內需西屋公司提供CETNA之設計基準、設計餘裕、計算書、參考資料等文件，未列入成套文件之工程設計文件目錄內。
(二) DCR-M2-4349「更新JP480盤AMSAC控制系統」存在下列缺失，請改善。
1. 本案之AMSAC輸出隔離裝置需符合耐震I級（SSE地震下仍保有其功能及完整性）之驗證要求；惟依AMSAC數位化更新（ZJ-P480盤）耐震驗證報告，目前AMSAC輸出隔離裝置所裝設之框架其驗證僅為耐震II級（耐震驗證為OBE），無法符合AMSAC輸出隔離裝置需符合耐震I級之驗證要求。
2. 本案之耐震驗證僅針對框架部分，儀控櫃框體內裝設之設備及卡片未納入執行耐震驗證。
3. 未說明符合耐震測試儀用框體錨定螺栓之固定方式、使用材質、尺寸及埋入深度等資料，且程序書1243「儀用控制盤及儀器架安裝施工程序書」施工驗證項目亦未將上述項目列為檢驗事項。
三、有關「核能同級品使用及其檢證作業查核」部分：
(一) 於DDR97002「中壓真空斷路器」，其環境與耐震驗證係引用「核能電廠Class 1E系統4.16kV真空斷路器驗證報告」（NGEQ-QR-93001）。經查該檢證報告於關鍵特性之機械操作老化測試時，發生偏差而開立不符合報告（NCR），但電廠未及時處置並依程序書1103.05「核能同級品零組件檢證程序」步驟7.3.2填寫「表6 偏差事項審查/評估表」執行審查評估，請補正。
(二) 於DDR97003「D/G跳脫模組」，檢證期間於關鍵特性之電磁相容性測試時發生偏差，檢證機構開立不符合報告。經查電廠儀控組雖已與承包廠商處理此一偏差事項，但未依程序書1103.05「核能同級品零組件檢證程序」步驟7.3.2填寫「表6 偏差事項審查/評估表」執行審查評估，請補正。
(三) 於DDR97007「PK配電盤用管形熔線」，檢證報告之「8 環境與耐震驗證」項目有「8.1 老化測試」及「8.2 電磁相容測試」項目，經查檢證計畫僅敘述環境驗證要符合IEEE 323-1974，但未特別指出此二項目。檢證報告應與檢證計畫之測試項目一致；若有條列之項目，應寫明依據為何。
(四) 於DDR98006「DRMS電源濾波器」，檢證期間承包廠商提出DRMS電源濾波器之電介質耐壓測試應以2倍直流額定電壓進行，電廠儀控組以「表6 偏差事項審查/評估表」提及MIL-STD-15733新舊版之差異及可接受原因，經評估審查後調降該項檢測計畫之關鍵特性。經查本案檢證單位未開立不符合報告，亦即未有偏差事項發生，故依程序書1103.05「核能同級品零組件檢證程序」不應填報表6進行偏差事項審查，而應填報表7進行技術評估未涵蓋的關鍵特性審查。
(五) 於DDR98006「DRMS電源濾波器」、DDR98007「EF系統不鏽鋼管配件」，檢證機構使用之允收方法，除使用EPRI NP-5652之(1)特殊測試與檢查，另使用(3)貨源驗證。經查其檢證報告中未敘述貨源驗證之執行狀況，電廠無法確認檢證機構已進行貨源驗證無誤。
四、有關「人員訓練與模擬器修改查核」部分：
(一) 99、100及101年模擬器年度測試之override測試及設備誤功能測試，未留存測試紀錄，且測試人員也未依程序書122.1「核三廠模擬操作中心模擬器測試程序書」第6.3.2節之要求將測試工作摘要紀錄於講師操作日誌，故無從判斷是否有依程序書確實執行測試，請檢討改進。
(二) 近年之汽機廠房儀控數位化、飼水泵汽機控制數位化、EHC數位化等設計修改案，大幅修改了控制室之盤面及操作介面，惟檢視相關之模擬器修改申請書SMR-100-010（EHC數位化修改）、SMR-99-038（飼水泵汽機控制數位化）及SMR-99-022（汽機廠房儀控數位化）等模擬器修改申請書內容，對於設計修改案影響描述過於簡單。如SMR-100-010之修改型態僅勾選「邏輯」，建議修改情形僅說明「主汽機EHC系統及相關設備數位化」，修改內容僅簡單陳述，所附資料僅部分修訂之軟體，未能反映出修改了那些盤面、人員操作方式之變動，另外相關之接受測試程序書名稱也未在SMR提到；同時，三份SMR均未說明所使用之測試程序書之名稱及編號，請檢討改進。 |
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.本會視察程序書NRD-IP-111.02「修改、測試或實驗之評估」
2.本會視察程序書NRD-IP-111.17「永久性修改」
3.本會作業程序書NRD-PCD-020「核能電廠商用級零組件檢證作業查證程序書」
4.美國核管會NRC Generic Letter 89-02
5.美國核管會NRC Generic Letter 91-05
6.美國核能協會NEI 96-07 Rev.1 , Guidelines For 10 CFR 50.59 Implementation
7.美國電力研究院EPRI NP-5652 , Guideline for the Utilization of Commercial Grade Items in Nuclear Safety Related Applications
8.台電10 CFR 50.59評估作業準則
9.台電核三廠程序書171.1「核三廠10 CFR 50.59 評估作業程序」
10.台電核三廠程序書1102.03「設定值暫時變更及臨時性設備變更、線路管路拆除、跨接工作管制程序書」
11.台電核三廠程序書1103.01「電廠設計修改管制」
12.台電核三廠程序書1103.05「核能同級品零組件檢證程序書」
13.台電核三廠程序書122.1「核三廠模擬操作中心模擬器測試程序書」 |
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