核能安全委員會
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編號：
 AN - KS - 104 - 001
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核二廠
日期：
 2015 年 06 月 09 日
注意改進事項：
 請就本會執行104年第1季核二廠核安管制紅綠燈專案視察「修改、測試或實驗之評估及永久性修改」專案視察之視察發現，檢討改進。
注意改進內容：
 一、10CFR 50.59 評估與設計修改管制作業查核

1.抽查重要安全事項評估與審核作業之執行情形，有下列事項待檢討加強：

（1）抽查DCR K2-4226 ：緊急寒水機冷凝器進出口海水部分管節更新、DCR K2-3946： HPCS Service Water管路取消限流孔FO-280，並修改限流孔FO-281等案之重要安全事項評估表中，提案組於”安全分析”乙項內容僅有相關案內容之陳述，未見對機組安全運轉可能影響的說明，另運轉組對該「安全分析」結果仍予審核接受，請檢討評估與審核作業之品質。

（2）抽查DCR-K1-4342：SMA報告增設緊急柴油發電機燃油傳送泵結構補強設計，以提升耐震能力、 DCR-K1-4350：1EH DIV 1、DIV2泵浦出口支撐改善/ DCR-K1-4352：1號機緊急泵室1RU04、1GU04、1OU04控制盤體固定補強等案，該案件補強設計均屬耐震1級，並經台電公司總處審查，惟核二廠並未依程序書規定檢附10CFR50.59評估150A表送總處審查，另總處未見150A表仍予同意，審核程序上亦有不足，請一併檢討改進。

（3）抽查DCR 4286/4287： HPCS柴油發電機TD1起動失敗跳脫延時設定由5秒改為7秒乙案，本項總處複查意見請原廠提供變更評估(原僅有廠商電子郵件說明)，確認此項變更未牴觸原有設備設計功能。電廠對該複查意見之回覆內容並無廠家正式文書，再送總處審查後，並獲同意。本案總處審核過程之嚴謹性與是否影響原設計功能評估之適切性，請再檢討釐清。

2.抽查DCR-3914主發電機之射頻監測器更換為部分放電監測器案有下列問題，請檢討澄清：

（1）施工測試程序書740.1 維護查證表中，各項查證結果僅以打勾方式記錄，宜填入絕緣數據量測值之內容；另於品質查驗點並無品質查証人員之核章，無法確認該停留查證點是否執行完成，請檢討改進。

（2）該程序書第6.4節之第4項：「同軸電纜與中間接頭，須同時以高阻抗計測試，一般之接受值為10,000MΩ或以上」，請澄清本項電纜與對應絕緣標準之適切性。

3.抽查DCR-K2-4130：將EJ-HV-256/257電磁閥由MAROTTA更換為TARGET ROCK 廠牌之電磁閥案有下列問題，請檢討澄清：

（1）施工前協調會議紀錄表，備料情形勾選使用庫存材料，然並未對預計使用該批次材料之儲存年限於文件上加以說明，請澄清說明是否有其他機制管控，以確保備品使用之品質。

（2）施工前協調會議紀錄表，以電話聯繫後做成之會議紀錄並未核章，不符程序書1103.01之規定，請檢討。

4.抽查DCR-K0-4243：整合各油槽區消防預警系統設備案，於“原設計規範與基準”欄位載為根據國內消防法與NFPA，然國內消防法規為1996年施行，應與原設計規範年份不符，請澄清說明。

5.抽查DCR-K1-4091/ K2-4092：修改下燃料池之用過控制棒葉片盛裝盒及支架案有下列問題，請檢討澄清：

（1）擠壓機拆卸工作程序確認表及限速頭切割機拆卸工作程序確認表查核意見欄位之合格/不合格判定未勾選，請改進。

（2）DCR-K1-4091品質等級Q / DCR-K2-4092品質等級S1，兩者所載品質等級不同，請澄清說明。

6.抽查DCR-K1- 3971：將IFTS Drain valve EC-HV-226之操作器更改為Limitorque SMB-000型式且一併更換閥體案，本案台電公司核安處曾於99年7月間提出審查意見，核二廠在102年10月間填報設計修改申請書(表格編號1103.01A2)時，將總處EK審查意見勾選成已答覆且經總處同意，惟實際查證本案DCR文件，查成套文件中並無核二廠對總處核安處審查意見的答覆說明，請檢討改進。

7.查證核二廠因應核三廠103月8月25日發電機定子冷卻水過濾器DCR作業缺失之檢討強化措施，程序書1103.01相關設計查對表中所增訂”補充說明”乙項，依電廠說明其目的為就各查對項目差異事項提出補充說明，然程序書中並無對應之要求，亦未敘明需提補充說明之狀況，請再研議增訂要求，以落實改善成效。

二、核能同級品使用及其檢證作業查核

1.抽查DDR-K0-88 「充電機電子卡片」案 ，經查證檢證資料發現，檢證申請於103年4月2日成立，採購規範要求廠家得標後240天交貨，惟截至視察期間，尚未提出檢證計畫資料，請檢討本案之執行時效。

2.抽查DDR-K0-89「緊急柴油發電機系統壓力開關、指示器及廠房通風系統指示器」、 DDR-K0-85 「備用柴油發電機護套水冷卻器」、 DDR-K0-86「緊急循環水系統16吋管路壓力邊界隔離閥」等案，依程序書1103.05 6.4.1節規定，得標者應提出合格檢證機構的檢證計畫，送電廠審查，檢證計畫審查通過後才能進行檢證。經查上述案件檢證計畫提送時間均較所載審查同意時間為晚，電廠雖澄清說明有先進行預審，惟於程序上仍有瑕疵，請檢討改進。

三、終期安全分析報告修改案查核

1.FC-10101/10201：本案增加電池組24小時能力之修訂內容與原8小時能力所對應之內容及圖15.9-1~15.9-4等未加以區別，易產生混淆，請檢討修訂。

2.DCR-2855 / 2856之 FSAR表8.3-7修訂註解” The other existing battery systems do not have 24hr performance data. …..in DCR-2855/2856.，經電廠人員表示其意指廠家所提供之DBB~DBD蓄電池組8小時容量(安培小時)數值原即較計算所得之24 小時 load requirements為高，因此保守採計8小時容量，並說明其容量亦符合24 小時load requirements。然本案修訂內容應與電廠所述意旨不儘相符，請檢討修訂。

3.DCR-3924 / 3925 之FSAR修改內容係因考量HPCS/RCIC系統避免吸入空氣，於第9.2.6.2.1節針對CST提供熱井或其他非安全相關系統使用之水量由75000加侖修正為46750加侖，並載明”Manual control mechanisms shall be implemented to fulfill this requirement，請澄清是否已將該管制措施列入相關程序書中。

4.FC-9904 (修改Battery Room溫度由70°F改為60至90°F)之重要安全事項評估表有下列問題，請檢討澄清：

（1）提案組於”安全分析”僅記載「修訂FSAR 9.4.11.2.5節有關蓄電池溫度之溫度」，並無對機組安全運轉可能影響之說明，另運轉組對該安全分析仍予審查接受，請檢討評估與審核作業之品質。

（2）本案係蓄電池製造廠家C&D的說明書所載「Recommended temperature range for standby battery operation is:60°F(15°C) minimum to 90°F(32°C) maximum; 77F(25°C) yearly average.」修訂，惟本案僅採用前段建議溫度範圍，卻未納入後段年均溫之要求，請澄清其適切性。

5.抽查FC-10102：因應福島後改善事項，修改FSAR蓄電池負載能力之相關圖面及表8.3-8/8.3-9案，本案修訂內容包括D/G LOAD SEQUENCER及指示燈安培數之變更，但所附150A表之”安全分析”欄僅敘明因LOAD SEQUENCER容量變更，請檢討記載內容之完整性。

6.FSAR修改案內容涉及數值修改者，其檔案僅有修訂內容，並未將修訂之依據基礎文件併附，請檢討加強檔案內容之完整性。
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
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