核能安全委員會
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編號：
 AN - MS - 105 - 001
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核三廠
日期：
 2016 年 04 月 15 日
注意改進事項：
 105年第1季核三廠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、FSAR修改案FC-MS1/2-10308將polyalphaolefin(PAO)列入通風系統的高效率過濾器(HEPA)測試時顆粒產生器填加之藥劑，經查

(1)本案的50.59評估之安全分析對PAO是否為適當的通風系統測試替代藥劑並未有詳細的分析討論，且於50.59評估執行適用性判定時誤判定為不適用而中止，後續未再進行篩選評估確認本案修改FSAR Table 6.5-1與RG 1.52 Rev.2的比對表是否恰當。

(2)上述FSAR修改案實際上與運轉規範16.6.8.E.11通風過濾器測試計劃牴觸。該測試計畫中明訂測試依據為RG 1.52 Rev.2，RG1.52 Rev.2對於DOP測試並未陳述可使用替代藥劑。電廠欲採用替代藥劑進行測試已隱含涉及變動運轉規範條文，請依相關規定辦理。

二、FSAR修改案FC-MS1/2-10403將RG 1.43適用版本由Rev.0改為Rev.1，涉及FSAR第1.8節電廠承諾使用之法規指引變更版本，此部分可能涉及終期安全分析報告所定用於建立設計基準或安全分析之評估方法改變，50.59評估中應詳細評估此作業是否涉及重要安全事項。

三、FSAR修改案FC-MS1/2-10406，涉及刪除修訂9.2.1.2.3.1 NSCW normal operation內容，50.59評估篩選時卻未詳述理由即判定為未涉及程序改變。同時本案電廠於1112次SOCR會議要求補充資料，案中增加修改第9.5.10.2.3.2節(迴轉攔汙柵emergency operation)內容，將本節最後一段文字刪除，卻未再進行50.59評估就再送1115次SOCR會議審查。

四、FSAR修改案FC-MS1/2-10214中對FSAR Table 10.4-13輔助飼水系統失效模式進行修訂，刪除”The second motor-driven pump will provide the required flow for normal decay heat removal through separate control valves.”敘述，惟該段失效模式敘述未見明顯錯誤。FSAR修改申請表之修改原因應清楚陳述該段失效模式敘述需刪除的理由。

五、核三廠近年未對50.59評估人員進行訓練，宜提供訓練以增強50.59評估人員作業的品質。

六、核三廠僅有新增特殊測試程序書要求執行50.59評估，其他程序書新增/修改則僅由運轉組依程序書120於審查流程中判斷是否涉及重要安全事項，未完整執行50.59評估，可能產生疏漏。請參考核一、二廠作業方式，檢討對程序書新增/修改之50.59評估作業方式。

七、程序書171.1「核三廠10 CFR 50.59評估作業程序」係依據本會核備之「10 CFR 50.59評估作業準則」編訂據以執行。在步驟6.3.1「4.不在FSAR所述之測試及實驗」係參據該作業準則，惟同一份程序書在PCN-7僅修訂表1之第三、4項為「屬測試及實驗之CTE且涉及FSAR未曾敘述的測試及實驗？」，前後敘述內容不一致。核三廠應依據相關作業準則，適切納入程序書並據以執行，並強化承辦人員對作業準則內容之瞭解。

八、有關福島事故改善案對應之核管案件，台電公司在規劃更新FSAR附錄B之內容，僅包含「原能會要求事項」、「管制案件之評估與改善內容」，且目前所列內容須再參照原管制案，此與本會要求應與FSAR內容具一致性不符；請核三廠參考比照美國電廠(STP)NTTF改善案作法(ML15014A137)，將福島事故改善案成果適切納入FSAR。

九、經查1103.01「電廠設計修改管制」表Q3之10 CFR 50.59評估作業程序，與171.1「核三廠10 CFR 50.59評估作業程序」表1之執行方式不完全相同，例如「安全分析」評估項目、複判方式、評估說明填寫、「篩選」之複核單位等。請比對10 CFR 50.59評估作業差異性，研議適當的作業程序。

十、DCR M2-4953二號機反應爐#40螺樁之螺孔加裝牙套之結案成套文件，經查未納入牙套正本品質文件、相關非破壞檢測紀錄、及施工過程產生之Condition Report等，請檢討改進並強化未來DCR結案文件完整性。

十一、DCR M2-4853僅剩一台主飼水泵時運轉策略改善案，經查新增JP009A-21警報窗出示條件，惟未修訂程序書595.6.1內容，請檢討改進並強化未來DCR案件程序書修訂完整性；另本DCR案係新增汽機數位化系統之控制邏輯，惟未再細訂運轉員操作程序，請澄清說明數位化系統操作程序書訂定原則。

十二、經查核三廠104年度止直接採購ASL廠商核能同級品零組件之使用狀況表，其中「緊急柴油發電機噴射油泵」於安裝測試時發現不良，此一情事電廠未依核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法第6條提報，請檢討改進。

十三、有關廠用海水泵馬達之核能同級品零組件檢證案DDR-096005與DDR-101002，經比對EPRI JUTG技術評估資料CGIMO01「Three Phase Squirrel-Cage Induction Motors」發現Part C - Selection of Critical Characteristics And Acceptance Criteria之 5. Electrical Functional Attributes：e) Special Restart Requirements (if applicable)未列入關鍵特性。有鑑於特殊安全設施（ESF）匯流排失電時，緊急柴油發電機（EDG）自動起動，同時把ESF匯流排上原有負載跳脫（廠用海水泵失電停止）。EDG輸出斷路器自動投入後，依負載時序供給ESF設備電源；當ESF負載時序賦能後10秒，廠用海水泵會再起動。該檢證案未將EPRI JUTG建議之Special Restart Requirements列入關鍵特性以進行檢證，相關檢證之馬達是否適用，請電廠進一步提出評估說明。

十四、經查設備/組配件更新案：M1-102017/M2-102018「EF 36吋金屬膨脹接頭」未附「原/新設備組件功能/性能差異評估表（表格1103.04L）」。本案使用之新設備係由國內某金屬有限公司生產製造，並檢證為核能同級品（核能同級品零組件檢證案DDR-095004），與國外生產之原設備並非同一批產品，自有其差異。本項不符程序書1103.04第6.1.5節「更換之設備/組配件其功能、性能與原設備/組配件有差異時，EMR申請前須先完成原/新設備組配件功能/性能差異評估表（表格1103.04L）」之要求。

十五、程序書1103.04第6.1.1節「更換之設備/組配件如為安全有關，則EMR申請前須完成EQ/SQ資料確認、審查及更新管制表（表格1103.04J）」。經查表格1103.04J於民國99年新增，惟審閱近年安全有關之設備/組配件更新案：M1-102005/M2-102006、M1-102017/M2-102018、M1-102025/M2-102026、M1-102032/M2-102033、M1-102034/M2-102035等案皆未有表格1103.04J。

十六、審閱近年安全有關之設備/組配件更新案，發現相關表格項目未正確勾選，如下列：

（一）設備/組配件更新案：M1-102005/M2-102006、M1-102032/M2-102033、M1-102034/M2-102035等案之設備/組配件更新申請書（表格1103.04A），其對應資料項目未完整勾選。

（二）設備/組配件更新案：M1-102005/M2-102006、M1-102017/M2-102018、M1-102025/M2-102026、M1-102032/M2-102033、M1-102034/M2-102035等案皆為安全有關，必有其環境驗證/耐震驗證資料，惟其設備/組配件更新申請書（表格1103.04A）之其他對應資料第F項皆未勾選。

（三）設備/組配件更新案：M1-102025/M2-102026之EMR適用性審查表（表格1103.04I），其應附資料審查項目未完整勾選。

（四）設備/組配件更新案：M1-102005/M2-102006、M1-102017/M2-102018、M1-102025/M2-102026、M1-102032/M2-102033、M1-102034/M2-102035等案皆為安全有關，必有其環境驗證/耐震驗證資料，惟其EMR適用性審查表（表格1103.04I）應附資料審查項目第2.7項皆未勾選“是”，以致「EQ/SQ資料確認、審查及更新管制表（表格1103.04J）」未能列入審查。

十七、設備/組配件更新案：M1-102005/M2-102006、M1-102032/M2-102033皆為安全相關，經查其EMR適用性審查表（表格1103.04I）第3.6項「新設備/組配件的環境驗證是否適用」未依使用之核能同級品零組件檢證案（DDR）勾選“是”而予以更新。

十八、熱沉效能監測之結果，在不同季節受海水溫度影響導致對監測結果的擾動，電廠應持續監測重要安全設備熱交換器之效能，以確保在長期運轉下該熱交換器仍能維持其預期之功能。核三廠應參考業界相關作法，針對所有重要安全設備熱交換器效能監測受海水溫度影響之效應排除，適切掌握相關熱交換器運轉經驗。

十九、用過燃料池儲存容量擴充後熱負載修正增量未反映到FSAR Table 9.2-5及9.2-6之EC Hx及CCW Hx上。

二十、用過燃料池最大熱負載FSAR文件紀錄不一致，在FSAR Table 9.2-5中為21.105×106 BTU/hr、FSAR Table 9.1-1中為43.9×106 BTU/hr、FSAR 第9.1.3.3.2節記載為44.8 ×106 BTU/hr，請澄清。

二十一、 依GL 89-13安全相關熱交換器須執行效能監測，核三廠目前尚有部分安全相關熱交換器未執行監測，請儘速依GL 89-13規定辦理。

二十二、 目前緊要寒水(GJ)熱交換器測試方法（600-O-073.1A＆B）非符合或等同工業界所接受的標準，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.本會核能管制處視察作業程序書NRD-IP-111.02「核能電廠修改、測試或實驗之評估視察程序書」。
2.台電核安處10 CFR 50.59評估作業準則。
3.核三廠程序書171.1「核三廠10 CFR 50.59評估作業程序」。
4.核三廠程序書1103.01「電廠設計修改管制」。
5.核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法。
6.本會核能管制處視察導則NRD-IG-41「商用級零組件檢證作業查證」。
7.本會核能管制處視察作業程序書NRD-PCD-020「核能電廠商用級零組件檢證作業查證程序書」。
8.核三廠程序書1103.05「核能同級品零組件檢證程序書」。
9.核三廠程序書1103.04「核能電廠設備／組配件更新作業管制程序書」。
10.本會核能管制處視察作業程序書NRD-IP-111.07「核能電廠熱沉效能」。
11.美國核管會通函GL 89-13「SERVICE WATER SYSTEM PROBLEMS AFFECTING SAFETY-RELATED EQUIPMENT」。
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