核能安全委員會
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編號：
 AN - MS - 104 - 014
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核三廠
日期：
 2015 年 12 月 15 日
注意改進事項：
 本會104年第3季核三廠設備組件設計基準專案視察之發現，請檢討改善。
注意改進內容：
 一、選取系統組件之設計基準及執照基準審查

1.有關燃料更換水儲存槽水位計之裝設，依迴路功能圖LFD-BN-001.003，水位傳送器BN-LT960/ LT961/ LT962/ LT963應裝設於高度100呎 6又1/2吋之上方30吋處；惟經查OJ-BN-LT-960.004、OJ-MP-004.002等設計圖面，水位傳送器裝設高度仍不能確認，請電廠再提澄清說明。

2.有關反應爐冷卻水系統於大修期間半水位運轉之低水位設定限值（BB-LI516=11.2％，BB-LI556/LI558=81％）未有計算基準，請電廠再審慎評估並提出其計算基準。

3.有關圍阻體再循環集水池至餘熱移除系統之進口隔離閥（馬達閥）BH-HV101/HV102/HV201/HV202，請電廠確認其推力計算使用之最大差壓65psid及450psid是何種事故分析而得，並澄清說明使用該參數進行推力計算之適當性。

4.依美國核能運轉協會之運轉經驗回饋INPO OE 29428，請電廠確認餘熱移除系統各流量元件是否依廠家說明書有適當之溫度校正。

5.核三廠計算書3-M-GL-311.5 (CCW Bldg. Eqpt. Sizing)中，並未將CCW管線溫度(假設LOOP下一台EDG失效)納入計算之考量，可能影響該泵室之HVAC可用性，請提出澄清說明。

6.核三廠計算書3M-GL-311.3評估CCW泵及熱交換器，係假設室溫為100℉，而在RHR泵室計算之假設室溫為118℉，此與System Criteria and Description GL Auxiliary Building HVAC System設計要求有差異，請提出澄清說明。另在核三廠計算書3M-GL-311.3中，對RHR管線溫度係假設為200℉，CCW管線溫度分別假設120℉、140℉，請針對分析所假設之情境，提出澄清說明。請核三廠提出對應美國NRC對Kewaunee電廠視察報告資料(該電廠係假設LOOP下一台EDG失效之CCW管線溫度176℉)及可用性餘裕之澄清說明。

7.請核三廠提出對應美國NRC對Salem電廠視察報告資料(在喪失引水、封水熱交換器能力下，且隔離引水、額外引水之情況，VCT溫度在10~15分鐘內上升，可能超過軸封運轉溫度限值)，檢視類似情形之因應；核三廠應參照相關文件，提出執行工程評估之結果並視需要納入或修訂相關程序書。

8.核三廠程序書650-M-012 CCW熱交換器效能測試，在程序書步驟7.1數據(設計限值36.17 ℃，計算使用37.8 ℃)，請提出澄清說明。核三廠應依EPRI NP-7552報告「Heat Exchanger Performance Monitoring Guidelines」第7.4.1節、第7.4.2節相關敘述，適切依據相關要求，納入程序書並據以執行。

9.請核三廠依據GL 89-13要求及評估，針對廠用水及CCW水流量之符合性，包括測試方法及測試儀器安裝、測試頻度、測試結果的趨勢等，檢視並提出澄清說明。

二、選取系統組件歷年來電廠修改案之審查

1.設計修改案編號DCR-M1-4359(1號機將BC-P024、P025臨時出口壓力表改為固定式符合要求0.5%F.S的壓力表)，針對泵能力驗證測試程序書內，量測及接受標準所使用之流量及壓力單位不一致，應統一規範及標示，以符品保作業之要求。

2.2號機104年8月20日執行之BC-P024 GROUP A測試結果，參考流量值為189.44 L/S，實測紀錄數值填寫「682」，填寫之紀錄值不符參考流量值之要求。

3.設計修改案編號DCR-M1-4359，相關泵之能力驗證測試程序書，在重建泵之性能曲線後應與泵原始性能曲線做比對；惟測試程序書未將此比對結果保留於測試程序書內，以驗證/確認泵重建性能曲線之合理性，需檢討改正。

4.DCR-M1-4359案增加兩只Q級隔離閥BC-V-PI600C及BC-V-PI600D，電廠內部審核程序中未依程序書1103.01表Q19進行EQ/SQ資料確認、審查及更新管制表，完工後亦未進行更新修正EQDP。DCR-M1-4359成套文件未含程序書1103.01要求之審查表，需檢討改正。

5.設計修改案編號DCR-M1-4824(修改Load Sequencer Step ＃9B 啟動EG-P066、P068邏輯)，在電廠SORC會議審核涉及程序書之修訂，包括600-O-108A、600-O-108B、600-O-108S.A、600-O-108S.B，但程序書認養人(林員)以不需修改即可符合蓋章簽結(蓋章者非認養人林員而為謝員)。此簽結作法程序書1103.01第6.5.22節無相關管制規定，需檢討此處理作法之適切性。

三、選取系統組件之安全度評估、可靠度審查及現場查核

1.核三廠PRA報告針對喪失A串4.16kV匯流排重要假設，採保守假設未納入EOP之非預期反應作法，僅採靈敏度分析方式處理，請核三廠依據PRA報告同行審查之發現及F&O，並適切納入運轉經驗，瞭解探討PRA重要結果的適切性並提出修訂之結果。

2.核三廠PRA報告針對喪失A串CCW系統重要假設，採保守假設未納入CCP之運轉狀態，請核三廠依據PRA報告同行審查之發現及F&O，並適切納入相關運轉程序書之操作，瞭解探討PRA重要結果的適切性並提出修訂之結果。

3.核三廠PRA報告針對C8類蒸汽產生器管束破裂之圍阻體旁通，占總LERF的約69%，請核三廠依據PRA報告同行審查之發現及F&O，並適切納入運轉經驗及相關程序書之操作，瞭解探討PRA重要結果的適切性並提出修訂之結果。

四、近5年重要運轉事件運轉員操作及處理過程之審查

1.依FSAR第9.2.2.3.3節，CCW備用台低壓力自動起動之延遲設計，係在確保管路破裂隔離與充足淨正吸水頭(NPSH)，且泵不會發生runout。經查FSAR修改案(FC-MS1/2-9107)，將CCW備用台低壓力自動起動延遲時間由原始之30秒改為32秒，惟該修改案內未有技術評估，請檢討改善。

2.依計算書M-EG-129.12「Component Cooling Water System Transient after Postulated Line Break inside Containment」，EG-HV341A/B原始設計為5秒內關閉，計算書建議改善至1秒內關閉，以避免緩衝槽低低水位時CCW泵淨正吸水頭不足。經查核三廠進行設定點變更案SCR-1/2-98003時，發現兩部機EG-HV341A/B關閉時間實測值約8秒，不符合原設計之5秒內關閉，亦不符計算書建議之1秒，惟未進行相應之改善。請一併檢討EG-HV342A/B關閉時間。

3.經查600-O-046「核機冷卻水閥可用性測試」(第1版)，EG-HV341A/B關閉時限為5秒，與計算書M-EG-129.12相同。惟民國78年600-O-046 PCN-7修改，未了解5秒要求係基於計算書，而參考當時之運轉規範將關閉時限修改為10秒，請檢討改善。

4.依FSAR第7.6.2.1節，RCS與RHR系統間兩個高低壓介面隔離閥之壓力傳送器應為不同廠牌，以符合多重性之原則。查證結果未有不符多重性，惟發現兩部機BC-HV102之壓力傳送器(PT-408)廠牌與圖面3-J-BB-T07所列不一致，請檢討改善。
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.行政院原子能委員會，「核子反應器設施品質保證準則」
2.原子能委員會核能管制處，反應器安全基石視察程序書NRD-IP-111.21，「設備組件設計基準」
3.原子能委員會核能管制處，反應器安全基石視察程序書NRD-IP-111.17，「核能電廠永久性修改」
4.NRC, Inspection Procedures 71111.21,「Component Design Bases Inspection」
5.NRC, Information Notice 2008-02,「Findings Identified During Component Design Bases Inspections」
6.NRC, Component Design Bases Inspection Findings
7.NRC, Inspection Procedures 37700,「Design Changes and Modifications」
8.NRC, 10CFR 50.59, 「Changes, tests and experiments」
9.台電公司核三廠，程序書171.1，「10CFR 50.59 評估作業程序」
10.台電公司核三廠，程序書1103.01，「電廠設計修改管制」
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