核能安全委員會

| 開始列印 | 關閉本頁 |

編號：	AN - MS - 108 - 009	開立單位：	核安管制組
廠別：	核三廠	日期：	2019 年 09 月 02 日
注意改進事項：	本會108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、依核三廠Station Manual EF系統第2.1.8節所述，廠用海水泵室設計上已考量不受海水湧入或海嘯之影響，所有操作層之開口均密封以防止淹水影響廠用海水泵及其他泵室內之安全相關設備。經查迴轉攔汙柵沖洗泵旁常開之人孔已設置防海嘯浮板，當下層水位逐漸上升時防海嘯浮板將自動上浮關閉。惟查發現其定期檢查重點僅為「絞鏈是否生鏽或腐蝕」，應再強化測試作法，例如增加關閉測試，以確保機械結構沒有卡住；另一方面請考量強化海嘯因應程序(SOP 582.2)，例如當接獲海嘯通報時主動派員預先手動關閉。二、廠房穿越孔之施工封填作業係在維持結構完整性，以符合防範火災蔓延或防止海嘯入侵之功能。現場巡查發現1號機冷凝水儲存槽(CST) A與B隔間牆壁穿越孔(編號OY102)之封填材料用量不當，多餘的材料呈團狀附著於穿越孔及周圍牆壁，未符合1265「管線穿孔鑽切與封填工程程序書」表面清理之規定，請檢討改進。三、當管路發生斷管事件時，管路甩動或工作流體外釋將對周遭設備造成影響，核三廠終期安全分析報告(FSAR)第3.6節為管路斷管評估，評估結果應設置抑制器(restraint)或屏障(barrier)之位置列於FSAR Table 3.6-3內。經查該表部分管段安裝情形為“none”，請再提出分析文件佐證該等位置無需裝設。另外，有些管段備註說明若設置抑制器不可行，則需執行擴大檢查，惟目前均未列在擴大檢查方案內。請清查確認這些位置是否均已安裝抑制器，並請依現況檢討修訂FSAR Table 3.6-3。四、依核三廠Design Criteria Manual AL系統第2.1.14節，輔助飼水系統(AFS)運轉溫度限值為49℃(120℉)；核三廠Station Manual AL系統第2.1.3節也說明事故時AFS傳送的最低需求流量是基於水溫為49℃(120℉)之假設；依DCR-75232所述，在此溫度以下，才能確保AFW有足夠的熱容量(mass thermal capacity)使反應爐停機。經查發現104年5月11日2號機長時間維持於熱待機時，AFS水溫達到46.01℃(警報點為46℃)，遂停用AFS，改用起動飼水泵AE-P247注水至S/G，這個做法並未根本解決水溫高的原因。AFS之水源來自冷凝水儲存槽(CST)，此案例顯示機組於熱待機或起動階段之運轉方式會使CST水溫上升，進而影響AFS運轉餘裕，例如程序書352-C「機組起動前冷凝水系統再循環及淨化」，允許冷凝器熱井溫度小於60℃就可回收至CST即為一例。請檢視熱待機或起動階段之運轉作法，檢討會提高CST水溫之操作，以確保若熱待機或起動階段期間發生事故，AFS不會超過溫度限值49℃。五、改善案M1-4549/M2-4560於穿越器P028(中央寒水供給管路)及P029(中央寒水回流管路)之穿越管段增設洩壓裝置以避免GL 96-06所述「圍阻體穿越件內管路，因LOCA/MSLB事故產生之環境高溫與雙邊閥門隔離，導致管內流體膨脹造成內壓力超過設計值」之情況。惟釋壓閥動作仰賴閥兩側之差壓，釋壓閥GB-PSV409/GB-PSV410之設定壓力為135 psi，而管路設計壓力為150 psi，在GL96-06所述情境及事故所造成之背壓下，穿越管段之壓力仍可能超過設計值150 psi而影響圍阻體完整性，請檢討改進。六、經查程序書600-M-IST-301「安全有關CLASS 2及CLASS 3壓力釋放閥測試程序」提到13只安全閥於正常系統運轉之流體溫度在149℉(65℃)以上，執行常溫離線測試時設定壓力須參考程序書之〝附錄D(安全閥常溫離線測試設定壓力修正表)〞適當修正，但所列須修正設定壓力的閥並未包括到釋壓閥GB-PSV409/GB-PSV410。此兩個釋壓閥設計上係因應事故高溫情境之，執行常溫離線測試時設定壓力應適當修正，請檢討改善。七、程序書396「核取樣系統操作」說明對蓄壓槽取樣管路操作程序已申請張貼指示「蓄壓槽取樣後，需先關閉HI-HV205、HV206、HV207後再關閉HI-HV104」。惟經查每31天執行一次之偵測試驗600-CH-001「蓄壓槽硼濃度測試」，於取樣完後通知控制室關閉HI-HV104及HI-HV205、HV206、HV207之步驟，未敘明閥關閉的先後順序，恐致控制室操作人員疏漏未依張貼指示要求之順序關閉取樣之圍阻體隔離閥閥，請檢討改善。八、依RG 1.155 Rev.1要求，為合理的預期在電廠全黑之溫度環境下所需設備仍維持可用，須有相關之評估。經查FSAR 15.9.2.9所列之輔助飼水泵室之設備驗證溫度(160℉)於1990年核三廠電廠全黑評估報告及1991年核三廠電廠全黑改善報告等參考文件中並未有電廠全黑所需設備之驗證溫度評估資料。另查NUMARC 87-00表F.1列出電氣調速機之設備驗證溫度為160℉，為其分析時間為4小時，而核三廠的電廠全黑因應時間為8小時，故核三廠無法逕行引用NUMARC 87-00表F.1分析的設備驗證溫度。請電廠再釐清蒸汽驅動輔助飼水泵室設備驗證溫度訂定之依據，以確保該房間中因應電廠全黑所需設備的可用性。九、查DCR M1-5188建議定期維護檢查項目，為「安卡螺栓是否鬆脫」、「鎖磅是否合乎要求」、「銲道是否龜裂、鏽蝕」、「油漆是否剝落」、「Teflon填隙片是否磨損或脫落」等。然查本案SORC審查要求增修訂之程序書700-E-036.1，已將「Teflon填隙片是否磨損或脫落」納入維護檢查項目，至於其他本DCR建議維護檢查項目，則未納入700-E-036.1，請再檢討本DCR建議維護檢查項目，確認已納入定期維護管控。十、查DDR-101002技術評估報告，發現本案更換東元馬達後，並未執行環境驗證，評估組件壽命老化，而與FSAR Table 3.11-6敘述(NSCW泵馬達有以測試及分析方法執行環境驗證)，有所差異，請再檢討改善。十一、有關NSCW泵更換東元馬達之耐震驗證部分，查STL-AR-08007-1(Rev.1)，發現T-BOX(馬達電源引線接線箱)之「模態分析」結果，顯示有三個模態頻率(自然頻率)低於33Hz，依FSAR 3.7.2.1敘述之「Seismic Analysis Methods」，應以Dynamic Analysis執行耐震分析，然本案卻以靜力分析(static analysis)法執行耐震分析，而與FSAR 3.7.2.1敘述不一致，請檢討改善。十二、另查103年核能三廠執行耐震餘裕評估時電廠提供顧問公司廠用海水泵馬達之核能同級品零組件檢證案DDR-096005文件做為佐證資料，由顧問公司複核東元馬達的耐震能力符合性。惟NSCW更換東元馬達之檢證案除DDR-096005外另有DDR-101002，檢證案DDR-101002中之耐震分析報告STL-AR-08007-1 Rev.1(102年1月)是否有經顧問公司複核，請澄清。同時，此耐震分析報告報告分析結果，T-BOX拉應力實際值(1.20E+08 N/m2)與容許值(1.29E+08 N/m2)，頗為接近，若本案以提高SSE地震值1.8倍重行耐震分析計算，T-BOX拉應力計算結果是否會超過容許值，亦請澄清。十三、查NSCW泵更換東元馬達之耐震分析項目-軸承分析項目，僅分析軸承載重(maximum bearing load)，並未有FSAR 3.10.2.1.3 「Seismic Qualification by Analysis」所列之「the most unfavorable areas」項目-「Maximum shaft stress」分析項目，請澄清或檢討改善。十四、經查DCR-M0-4276「配合廠用海水泵室增設防海嘯牆及水密門，增設進風管至廠用海水泵室及修改相關風管」，於迴轉攔汙柵清洗泵室之通風系統設計敘述可知本案未增設天窗（Louver）；惟經查P&ID;-GD-001於迴轉攔汙柵清洗泵室卻畫有新增之天窗，而其設計等級不明，請檢討其適當性。十五、經查廠用海水系統泵室通風扇GD-F094/F095/F096/F097運轉相關控制開關GD-TIS103/TIS203/TIS109/TIS209及GD-PDS103/PDS203/ PDS109/PDS209之功能驗證檢查紀錄，發現其程序書700-I-1048A功能驗證及檢查表(700-I-1048A.09)之<二>指示值驗證登載為”NA”，與<三>檢視內容3.開關設定點是否正確為”NA”。溫度開關與壓力開關之指示值與設定點正確性於功能驗證檢查後仍無法確認，請檢討改進。十六、運轉規範解釋案TSE-MS 1/2-009，其作法係參照輔助飼水泵故障時之供水能力，對故障組態之輔助飼水供水至蒸汽產生器的能力進行評估及判定。經查運轉規範基準已有相關的可用性判斷條文，運轉規範基準3.7.5之LCO章節說明AFW系統的串列置成兩個流徑，一個為馬達帶動輔助飼水泵流徑，一個為汽機帶動輔助飼水泵流徑；AFW系統當組件及流徑可提供多個AFW水流到蒸汽產生器時屬可用；此要求兩個馬達帶動輔助飼水泵串可用，經由共通的流徑到全部的蒸汽產生器；同時汽機帶動輔助飼水泵串可用，由兩個蒸汽管路獲取蒸汽，且有能力供給AFW到任一個蒸汽產生器。依據基準之說明，汽機帶動輔助飼水泵串之可用性判定上應與馬達帶動輔助飼水泵串獨立，運轉規範解釋案TSE-MS 1/2-009將MDAFW、TDAFW之流量併計算分析判斷AFW幾串不可用，使”串”的定義變的不明確，請檢討。十七、程序書600-I-SB-1003A/B-6「反應器保護系統AFS(TD)信號動作時間響應測試(A/B串)」之AFS(T.D)起動信號到泵達額定壓力時間均參考程序書600-O-039.1「停機時汽機帶動輔助飼水自動控制閥及飼水泵測試」步驟第6.4.6節模擬A串蒸汽產生器水位低-低（2/3蒸汽產生器）信號啟動蒸汽帶動輔助飼水泵到泵達額定轉速且壓力穩定的時間，致計算AFS(TD) B串之整體響應時間時引用AFS(TD) A串之測試數據，請檢討改進。十八、技術手冊Table 13.3.6-2「ESF響應時間」對於汽機帶動輔助飼水泵的響應時間註記包含柴油機起動時間，經查程序書600-I-SB-1003A/B-6「反應器保護系統AFS(TD)信號動作時間響應測試(A/B串)」之第7.2節AFS TD起動安全相關泵/閥門總響應時間統計時未將柴油機起動時間納入，不符合技術手冊Table 13.3.6-2要求，請檢討改進。十九、依據ANSI/ANS-56.8-1994第3.3.2節要求，Type B and Type C測試應於差壓不小於Pac之狀態下執行。程序書600-M-006「B類局部洩漏率測試」之「B6整體洩漏率試驗系統之穿越管」測試列置步驟未包含將ILRT進氣管側通大氣之作為，測試加壓過程氣體可能經由閥體洩漏到ILRT進氣管側而加壓該管側，而致使閥兩側差壓未達測試壓力49 psi，請檢討改進。二十、查NRC RG 1.163及NEI 94-01已納入TS SR 3.6.1.1之Bases，作為洩漏率測試依據。然查NRC RG 1.163尚未納入FSAR 1.8節「CONFORMANCE TO USNRC REGULATORY GUIDES」，請修訂納入以確保FSAR內容完整性及一致性。二十一、經查程序書595.1.2、595.1.4之警報盤JP004B與JP004D第34警報窗內容經DCR-M1/2-4796/4797「將JP004B-W34及JP004D-W34的警報內容切割分置不同的警報窗」後未修訂，仍標示為僅2號機適用，請更正。二十二、依FSAR 9.4.9.4 Tests and Inspections敘述：The capability is provided to test fans in accordance with the AMCA Standards。經查廠用海水系統泵室通風扇GD-F094/F095/F096/F097僅有PM振動量測及查修程序書700-E-066「低壓馬達檢修作業程序書」，未有測試相關程序。請依FSAR建置符合AMCA Standards之測試程序。二十三、FSAR 9.4.9.2.2 Component Description敘述：The nuclear service cooling water pump house ventilation system is composed of six l00% ventilation systems, each consisting of an intake louver, one l00% exhaust fan and associated instrumentation；其中“each consisting of an intake louver”有誤，廠用海水系統泵室通風系統僅有四個intake louver，請更正。二十四、FSAR Table 9.4-15所述廠用海水迴轉欄污柵清洗泵室排風扇數量有誤，並非每串(per train)一台，請更正。
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」