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編號： |
AN - CS - 96 - 009 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核一廠 |
日期： |
2007 年 06 月 06 日 |
注意改進事項： |
請檢討改善核一廠安全相關設備組件熱沉系統相關問題。 |
注意改進內容： |
本會於96年5月執行貴廠第2季核安管制紅綠燈之「熱沉效能」視察時，發現有下列問題，請檢討改進：
一、抽查93年至95年值班運轉人員之再訓練計畫及課程內容，查證93年之緊要海水系統之流量分配探討乙項課程訓練紀錄，其中一班值班運轉人員因廠內緊急計畫演習而停止上課，但事後並未進行補課。請檢討類似重要運轉操作措施之變更之訓練，若因故未能上課時，宜採補課或其他方式使運轉人員獲得必要之資訊。
二、抽查相關運轉程序書及運轉人員對操作程序之熟悉情形，有下列事項需加強檢討：
1.程序書309.3內容，其注意事項6.7所載於緊急情況下由運轉員手動調整CSCW熱交換器出口閥開度，係因應二號機RHR熱交換器海水流量測試結果低於接受標準問題，依據電廠核技課於90年2月「本廠緊要海水評估」報告結論及系統討論結果之決議而增列之臨時措施，此部分經抽問二號機某班持照運轉值班人員，其對此一措施並不清楚，請檢討對於此類涉及系統安全功能之特別操作措施，如何有效傳達至持照值班人員。
2.抽查606.7 ECCS整體性測試程序，其閥位核對表未將E11-68A/B列入，請修訂程序書，增列該閥門。
三、抽查DCR-1286/1287之審查流程及相關檢驗測試紀錄，本件設計修改已對屬安全等級之原迴轉攔污柵沖洗設備結構有所變動，其可行性評估過於簡略，僅以現場查看空間足夠作為可行性評估之依據；另於審查文件查對表中顯示需附影響評估文件，但經查証並無相關文件或說明，請檢討改善。
四、抽查最近1年程序書606.3.2「緊要海水泵及餘熱移除海水系統增壓泵運轉能力定期偵測試驗」之測試紀錄，有下列事項需加強檢討：
1.由測試紀錄顯示，除前述二號機A串9月15日外，其餘系統總流量及各分迴路之流量皆符合標準，惟與限值餘裕不大。考量測試結果因排放口不同而有所變動，以及若再加上管路流阻增加或低潮位時，即可能造成RHR迴路之海水流量不足，目前電廠雖已提DCR進行評估改善。惟經查電廠針對緊要海水系統迴路流量分配不均問題，已於民國80~81年間分別以DCR1323/1324及DCR-1385/1386進行管路限流孔孔徑調整之改善，但多年運轉之後，仍無法完全解決流量分配問題，請再審慎評估，並儘速改善。
2.經查，平時執行606.3.2測試時之排放口為循環海水排水渠道，此流程與FSAR及運轉規範基礎(BASES)所述排至乾華溪之渠道不同，且由95年9月15日及10月2日二號機A串之測試結果顯示，經由乾華溪之測試流量會低於經由循環海水排水渠道者，此部分請檢討後適當修訂測試程序書內容。
3.二號機B串於95年6月至96年4月之系統總流量測試數據，於EOC-21大修前後由513LPS有大幅增加至610~619LPS，其中主要是CSCW迴路流量由236~240LPS增加至320~340LPS，而ESW泵出口壓力及RHR熱交換器迴路測試流量則無明顯變化，請說明流量大幅變動之原因。另依程序書8.1節所述「送負責單位，俾建立歷史記錄 (TREND)，並評估比較和前次偵測之結果，以便確定泵的性能是否改變 」，此部分經查證並未確實執行，請檢討改善。
五、現場實地查看緊要海水系統泵室，於泵出口過濾器室有兩處牆面有龜裂且有滲水及銹蝕痕跡，經查時限整體安全評估結果將此歸類為需儘速處理之項目。另外，泵出口過濾器及管路支撐基座產生大面積廣泛之連續裂縫，較95年7月進行整體安全評估作業時之拍照情況似有加大加深之趨勢，且支撐基表面己有塌陷現象產生。由於目前貴廠針對此部分尚無具體措施，請考量重新評估並採取必要之改善措施，確保設備運轉安全。此外，前述問題顯示電廠對相關發現之處理機制仍不夠積極，請檢討加強。
六、抽查2號機95年9月25日及1號機96年3月16日執行程序書726.11 RHR海水增壓泵維護程序書之維護查證表步驟6.3.26之A、B台對心量測結果紀錄，1號機A台結果是0.001」，不符合程序書所載對心之接受標準（水平為0.002」~0.004」、角為0.002」）；2號機B台則未寫出量測數值，請檢討測試結果處理上之缺失。
七、貴廠雖每次大修已就海水管路內部狀況進行檢查，惟根據NCD及請修單內容，海水管路仍時有薄化洩漏之問題，電廠宜就其原因進行分析檢討，以作為維護作業改進之參考。
八、5月24日現場巡視發現下列情形，請檢討改善：
1.AH-105底盤冷凝水洩水管洩至RHR 熱交換器B之海水洩水孔管路，冷凝水大量滴至地面。
2.V-104-364B及V-104-433B二面閥牌棄置海水洩水箱上。
九、二號機RHR海水增壓泵A台高振動問題已持續多時，應儘速查明肇因並儘速解決，以免影響RHR系統整體效能。
十、電廠安全相關係統設備冷卻水系統之熱交換器或冷卻器，包括RHR/ CSCW熱交換器，主要係採用流量及/或定期維護方式進行監測，並未完全依EPRI NP-7552之建議方式進行進行熱傳效能驗證，同時歷經多年運轉，各熱交換管之結垢亦可能影響其熱傳效能，請檢討參考EPRI NP-7552 內容執行效能驗證，已確認其熱傳效能符合設計基準。 |
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.核一廠終期安全分析報告書第5.5及9.2節。
2.核一廠相關維護與運轉程序書。
3.核一廠DCR-1286/1287、1323/1324、1385/1386成套文件。
4.台電公司核能技術處「核一廠緊要海水系統流量適足性評估報告」，民國80年10月。
5.核一廠RHR 熱交換器GE採購規範及製造廠家說明書。 |
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