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編號： |
AN - KS - 96 - 007 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核二廠 |
日期： |
2007 年 04 月 26 日 |
注意改進事項： |
核二廠96年度第1季核安管制紅綠燈視察，針對電廠「熱沉效能及安全績效指標」之視察發現與建議改善事項。 |
注意改進內容： |
一、程序書722.3對於RHR熱交換器管側每6次大修執行渦電流檢測，建議依先前檢測結果，評估再檢測週期。
二、建議電廠針對風險顯著的熱交換器(例如：RHR熱交換器、HPCS Cooler Unit)，參考EPRI-NP 7552之方法或工業界相當的方法執行熱傳能力驗證，並推估在極限條件下仍能符合設計要求，及訂定後續驗證週期。
三、建議電廠參考原廠家文件GEK-75586之說明，確認RHR熱交換器殼側法蘭和海水側法蘭（Channel Flange）結合螺栓是否有鬆弛現象或結合面洩漏情形，並留存紀錄或文件以便查證。
四、核二廠EDG護套水冷卻器溫差值係由熱平衡之內插法算出，在海水流量800 GPM時可接受差溫值為17.75℃，而海水流量3000 GPM時，可接受差溫應降為4.73℃，因此電廠應模擬實際測試狀態要求，並評估依測試條件修正可接受溫差值。
五、請電廠檢討改進EDG護套水冷卻器海水流量及壓差換算時，未考量設計狀態與測試狀態之差異，導致誤差過大的問題。此外，建議加裝流量計以便能較為準確地執行趨勢分析，而海水側進出口差壓亦應增加執行趨勢分析。
六、依測試程序書617.1.1在RHR 熱交換器未使用時，其所訂之泵2P-4A及2P-4B之流量參考值各為4100GPM、3600GPM，與實際測試流量，只約在3300～3700GPM，較參考流量低甚多（程序書接受值只需約1541GPM），但實測之差壓值卻符合程序書所列之差壓接受範圍，因此ECW泵差壓與流量之關係及該程序書所訂之泵差壓接受範圍與警戒範圍是否合理，請予以澄清。另電廠未針對使用RHR熱交換器使用時，訂定ECW流量之接受範圍及警戒範圍，建議電廠增訂，以便評估ECW泵的效能。
七、有關緊急海水泵室中1、2號機之HPCS廠用海水泵迴轉攔污柵支撐混凝土因鋼筋膨脹而裂開，電廠應檢討改進並注意結構安全，此外，緊急海水泵室之地下層相關設備，未分別標示1、2號機，亦應一併改善。
八、有關ECW系統之126 JB-004虹吸破除閥，電廠值班人員對其開啟時機並不十分清楚，相關程序書亦未述明，電廠應將其該閥開啟時機納入程序書並加強運轉人員訓練。
九、電廠執行預防保養（PM）及計畫性改進（planned evolution）若超過15分鐘時，建
議仍應納入PI計算時間，並建立PM時間的控管機制。
十、不納入PI計算時數之項目，包括計畫性改進及定期試驗，電廠應列出清單並有一致性做法，亦可供審查之參考。 |
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.核子反應器設施管製法第十四條
2.美國核管會視察手冊 IP 71111.07「Heat Sink Performance」
3.美國核管會視察手冊 IP 71151「Performance Indicator Verification」 |
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