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編號： |
AN - KS - 95 - 010 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核二廠 |
日期： |
2006 年 09 月 19 日 |
注意改進事項： |
「核二廠設計修改管制作業視察」之檢討改進事項。 |
注意改進內容： |
一、DCR-K1-2855、K2-2856加大直流系統電池組A/B/C/D容量改善案，FSAR第14版已修訂安全相關直流系統供電容量，惟運轉規範之測試驗證及程序書電池組放電容量測試未修訂，建議電廠考量定期實際驗證電池組24小時的供電能力，以確保其可靠性。
二、緊急柴油發電機（D/G）DIV I/II/III均在無載狀況下測試AVR由Auto 1切換至Auto 2，然DIV III因無載切換失敗數次，現改為停機切換再重新起動，並未實際驗證有負載狀況下切換測試，建議電廠應考量因應喪失外電，D/G實際運轉時發生過電壓之切換測試，並就改善措施完成後，再重新評估此改善案之成效。
三、DCR-K0-3101地震監視儀器之改善案，因涉及修改運轉規範，依「核子反應器設施管製法施行細則」規定，屬於重要安全事項，電廠須依規定將本改善案送本會審查，請電廠加強DCR作業審核的嚴謹度，並補提運轉規範修改案。
四、DCR-K1-3511主汽機#1~#6軸承巴氏合金下方加裝銅套，經查#1軸承巴氏合金原始設計厚度為0.09 (0.07~0.11)，實際加工後約為0.126，較原設計厚度有所增加，以及加裝銅套後，可能會低估該軸承金屬溫度，電廠應進一步瞭解巴氏合金厚度增加或加裝銅套是否會影響溫度監測準確性。
五、電廠於設計修改案中倘若使用庫存備品時，建議於DCR文件中應有明確地可追溯所使用材料、設備或產品等之措施，以確認其正確性。
六、對於較重要之設計修改案，其審查評估報告書之各章節內容，如設計法規要求、測試項目等應更充分說明，或以其他參考文件輔以佐證。
七、電廠對於「重要安全事項」之適用性評估，其評估查對表係由設計單位執行評估及填表作業，但「重要安全事項」之評估除應瞭解所修改之系統設備專業知識外，亦應熟悉相關運轉規範、終期安全分析報告書（FSAR）及風險評估（PRA）內容，因此電廠應檢討填表者是否已具備必要之知能，俾確保評估結果之正確性。
八、目前電廠所建立之檢證報告DDR並沒有完整目錄標示，建議可參考設計修改成套文件，對DDR所須之各文件，以目錄方式明確標示，可增進文件完整性和查閱方便性。
九、DCR-K1-2393、DCR-K1-2415結案成套文件中有多項內容為影本，或為初稿（Draft）並非為正式版次，另DCR-K1-2415之製造廠家出廠品質文件，雖已完成審查作業，但整套品質文件未依規定歸檔，電廠應加強品質文件之管控。
十、設計修改程序書1103.01中，SORC審核表（1103.01B-1）要求相關課提出再訓練的需求，然設計修改申請書（1103.01A-4）及系統設備移交單 (1103.01G)中只列出運轉員再訓練是否已完成，未列相關課的再訓練是否已完成，建議電廠檢討前述表格內容一致性，另訓練中心對再訓練的管控結果，應記載於DCR文件中，以更能完整地掌握相關訓練執行情形。
十一、DCR-K2-2891凝結水泵出口閥改善案，是以設計變更摘要表傳閱方式進行運轉人員再訓練，然內容只敘述」將出口閥由手動閥改為電動閥，並增加壓力開關連鎖控制開啟」，未能充分顯現設計修改案的目的，建議電廠若以傳閱方式進行再訓練，則內容應力求完整，以顯現設計修改案的內容和目的。
十二、DCR-K1-2805 1C87盤凝結水泵流量控制器更新案，SORC審核表中判定為未涉及模擬器修改，主控制室1C87盤凝結水流量控制器已完成更新，然訓練中心仍依據該DCR開立SMR92009，尚未安裝，將配合電廠整體數位式控制系統更新時再執行模擬器修改，雖模擬器和控制室在操作方式上相同，但仍建議電廠應儘速完成模擬器修改，並檢討主控制室盤面與模擬器盤面之一致性。 |
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： |
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