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編號： |
AN - MS - 97 - 010 |
開立單位： |
核安管制組 |
廠別： |
核三廠 |
日期： |
2008 年 11 月 18 日 |
注意改進事項： |
「97年度核能三廠維護有效性視察」之注意改進事項。 |
注意改進內容： |
一、有關MR組織架構、職責分工、訓練及MREP運作情形之注意改進及建議事項如下：
（一）依據本會與台電公司於96年12月13日所召開之核一、二、三廠維護法規會議記錄結論事項，決議為請台電公司慎重考慮設MR專職管理員（MRC）。
（二）為使本會及台電公司QA人員更能瞭解MREP開會審查情形，建議電廠爾後召開MREP會議時，通知電廠QA小組及原能會駐廠人員列席。
（三）查證功能失效判定-檢視表，發現功能失效評估欄第I項與核二廠之表格有所不同，核三廠缺項目『是否必要由INPO網站之「設備性能與資訊交流」（EPIX）資料搜尋相關功能失效資訊，並註記在維護法規基礎資料內』。建議核三廠再考量是否有增加該項目之必要，俾能參考業界經驗回饋，增進國際接軌。
（四）證一號機進入(a)(1)之矯正措施與目標監測計畫書審核表(報告編號MR (a)(1) 1-9601A-1及MR(a)(1) 1-9603A等)，發現第六項業界經驗回饋項目中，蒐集INPO、WANO及友廠等三類資訊，結果均為『查無資料』，請電廠檢討改進。
（五）訪談核技組PRA工程師，目前具有Level 1資格者有二人，但根據台電公司97年05月13日『PRA專業訓練需求檢討』會議記錄決議事項，為核技組人員皆應具備Level 1資格，因而目前為止此目標尚未達成，建議電廠應積極安排Level 1訓練課程，促使核技組及運轉值班人員具備資格。另外，核三廠具有Level 2資格人數為陳新儒等4人，符合該會議記錄之決議。至於PRA專業資格認定問題，建議電廠建立資格認證制度。
（六）由本次視察得知，核三廠之MRDB之完整性尚待加強，請執行MRDB完整性確認。執行前述作業時，依據RG. 1.160，應特別注意開關廠設備是否已完整納入MR範圍內。
二、MR(a)(1)類矯正措施及目標、監測MR SSC性能準則及結構體監測巡視之建立及執行情形之注意改進及建議事項如下：
（一） 安全相關係統之抽查發現，均無未設定廠級績效準則之說明，經查證 發現是錯置於「狀況績效準則」欄，請電廠檢討改善。
（二）周邊相關係統經抽查及訪談結果，發現無適當之廠級績效準則可提供該等項目執行績效評估，建議此部分可善用「狀況績效準則」當作績效評估之依據。
（三）MR資料庫中，發現部分案件（請修單編號為OE1-961031、OC1-960989、OB1-960871、IN2-960023、OC1-961735），MRC有提出審查意見請承辦人員提供判定或異常之說明，但MR資料庫中並未留下處理記錄，請電廠檢討改進。
（四）抽查進入及移出(a)(1)案件，相關矯正措施、目標設定或監測計劃，均無參考業界之經驗，請電廠檢討改進。
（五）廠區結構體檢查所巡視之二號機輔助、燃料及NSCW泵室，計發現7項缺失：減震器有2項、燃料廠房結構體4項、NSCW泵室結構體1項，請電廠檢討改進。另結構體之5項缺失，未來電廠建立MR廠區結構體基礎資料時，請將之納入檔案中列管。
三、MR範圍篩選及SSC安全重要度分類執行情形及執行人員資格之注意改進及建議事項如下：
（一）清查MREP會議內容，發現缺少第一次MREP會議記錄內容。抽查MR篩選範圍，發現均無顯示範圍篩選及完成判定之時間，建議增加登錄時間，俾利追蹤管制。
（二）MREP第10次會議通過KH-03『氮氣、氫氣供應至安全相關係統』新增列入MR篩選範圍，惟經查KH-03範圍篩選資訊仍列入False；SF-06、SA-01取消，但在篩選範圍資訊未同步修正，請電廠檢討改正。
（三）MREP第8次會議討論新增與移出篩選範圍，抽查發現移入篩選範圍的GE-01、GE-02、GB-01、GB-04、DC-04功能編號在MRDB審查小組決議時未說明移入篩選範圍的理由，請電廠檢討改正。
（四）第三電源（11.4kV至S0E-PB-S01-07）請納入MR範圍中。
四、運轉風險評估及管理、日常作業排程及性能準則建立情形之注意改進及建議事項如下：
（一）於計算排程風險量化的過程中，所有偵測試驗與維修項次係由負責人員逐一查核，對風險量化結果有影響之項次勾選後進行風險量化分析， 過程中並未留存記錄，請電廠建立此過程之相關處理記錄，以供查驗風險分析之正確性。
（二）現行之排程風險作業，核研所已開發且將近完成風險定性分析工具，其功能是於偵測試驗與維修作業執行之前，協助值班人員作最後排程風險之確認，建議未來正式實施日常作業排程時，此定性分析工具已能上線提供值班人員使用。
（三）MIRU程式風險分析之過程中，其中採人工計算組態之瞬時風險增量(ICDP)部分，請改為自動計算瞬時風險值；而排程風險之量化結果，應依據程序書173.8附件一表格紀錄並留存備查。
（四）MR資料庫之性能評估作業，發現可靠度目標多採廠內數據建立，可用度目標則尚未採用，此與程序書173.4所述性能準則之建立流程不符；且性能準則之計算權責亦與173.4所述不一致，請依據程序書173.4，落實現行性能準則之訂定方式。
五、程序書部分注意改進及建議事項如下
（一）程序書173
1. 6.3.1 b節所提「經確認為高安全重要度且允許有失效機會的SSC，監測其不可用度、可靠度或狀況」，與程序書173.4比較，其監測範圍應不包含「狀況」，建議修正。
2. 請建立173程序書之MR現況作業流程圖，以標明實際之運作情況。
3. MR內容應屬品保計畫範圍，請修正步驟7.1「維護法規執行過程所建立的文件不受品保計畫的管轄，除非所使用的文件已事先定義在品保計畫範圍內」之內容。
（二）程序書173.2
1. 2.2節對安全相關SSC，未參照10CFR 50.65(b)(1)內容說明其定義，建議修正。
2. 未說明屬MR範圍之結構/系統、系統功能其相關組件之確認程序，建議修正。
3. 步驟5.0.1敘述有4項會造成維護法規的範圍變更之情況，此4項所對應之程序書中，應規範涉及MR範圍更動情況。
（三）程序書173.3
程序書173.3及NUMARC 93-01 Rev. 3要求確立結構、系統與組件之安全重要度敘述相同，但實際上MRDB內是以系統功能決定安全重要度，作法與程序書173.3與NUMARC 93-01敘述不一致，建議修正。
（四）程序書173.4
1. 現行性能準則建立情形，與程序書5.0節之建立性能準則程序有所出入。例流程5.1.8，「該功能是否於PRA內模擬？」，現行作法並未採用PRA工具協助制訂；流程5.1.14所制定內容，於現行作法未落實執行，其中「風險增加至不可接受的程度」亦未明確定義；流程5.2.5所提「PRA人員採用經核准的方法」，其方法並未在程序書中清楚定義交代，建議考慮日常作業需求調整上述相關程序書內容。
2. 另流程5.3.9所提「若單獨的SSC或組件就足以顯現功能不可用情況，則請列出該設備」，對相關人員判定系統不可用極有幫助，惟目前尚無實際執行記錄，同樣建議落實執行以達預期成效。
3. 流程5.2.6所提「MREP根據另設其他性能目標值，需經PRA人員分析及驗證認可」，建議在流程圖I將PRA人員分析及驗證認可動作單獨拉出建立，使流程圖步驟更趨清晰。
4. 建議修正程序書173.4相關內容及文字敘述
（1）第13頁流程說明表之5.1.2節右側說明欄位，「是否有功能是到在高安全重要度」，應將其中「到」刪去。
（2）第4頁流程說明表遺漏5.1.3節程序標題文字。
（3）第12頁流程說明表之5.3.2節程序標題，「可用度目標值設為95% (+/-1%)」有誤，應修正為「90% (+/-5%)」。
（4）第13頁流程說明表之5.3.4節右側說明欄位，「以上述時間的5% ± 1%」有誤，應修正為「95% ± 1%」。
（5）第15頁流程圖III之流程5.4.3，「可以提供適當的徵先兆」有誤，應修正為「徵兆」。
（6）第17頁流程說明表之5.4.6節程序標題，「所引用隻性能準則」有誤，應修正為「之」。
（五）程序書173.6
1. 程序書173.6第6.8節可靠度與狀況監測之輸入資訊來源，建議增列「其他足以造成性能要求遭受挑戰者」，而不僅限於NCD或請修單。
2. 程序書173.6附件一有關RMPFF之認定，原僅限於36個月內再發生之MPFF，建議增列一項不規範時間限制之認定，可由實際狀況考量是否列入RMPFF。
3. 程序書173.6附件二「功能失效確立查核表」，非功能失效判定部分，建議參考Wolf Creek作法，增列「Justification」欄自「其他」選項中獨立出來，可使記載更清楚明確。
（六）程序書700-A-001(下列建議請於未來程序書改版時一併修正)
1. 第3.1節根據文件，請訂定更周詳的引用文件編號、版次、內容等。
2. 第4.3.1節無法接近的區域，建議增訂使用之光學檢查設備如：照明燈、望遠鏡、TV攝影機等，及結構當維修或架設鷹架後，變為可接近時要檢測要求。
3. 第5.2節品質查證單位，請訂立確定之負責單位與其應執行權責。
4. 第5.0節權責，建議增列負責執行電廠結構檢查評估，係由專業人員擔任。
5. 第6.4節負責結構檢查之人員，應訂立更週詳之專業資格、經驗、訓練、再訓練、視力體檢等要求。
6. 第6.1.3節燃料廠房…依照「7.4節」程序進行量測，經查該程序書中並未發現有該7.4節。
7. 附件二之「工程構件評估導則及分類」之檢查要點、評估類別等，其內容、分類、使用單位等不完整，請參照核一、二廠之標準統一訂定。
8. 核三廠結構檢查程序書編號採用700-A-001，而核一、二廠卻訂定為編號173.7，建議三個核能電廠程序書編號一致化。
（七）程序書173.8
1. 在2.2節所提以下事項可落實風險評估與管理，包含B項之「須使SSC的可用度達到最佳化」及F項之「對後備設備的可用性應具有高度信心」，上列描述所用之「最佳化」與「高度信心」未明確定義說明；在4.11節保護串標誌之定義描述，「當作業要求較嚴密的管制時」，其中「較嚴密」未明確定義說明；列於附件二之風險重要作業項目並未交代出處來源，建議修正。
2. 在6.3.4節「應協助建立必要的補償措施」，在6.3.5節「要求當班運轉人員審查應變計畫與補償措施」，上述之「協助」與「審查」兩字眼與電廠現行情形不符易引起誤解。在5.7節有關運轉經理之權責敘述，「協助建立與審查補償措施及應變計畫」，上述之「協助」字眼與前述類似，建議修正。
3. 在6.3.1節敘述「所有預先規劃或臨時出現的作業，若屬風險重要，就必須建立補償措施」，此段敘述與程序書前面所述補償措施建立的條件不一致，建議修正此段敘述。
4. 程序書內所提到的保護串標示(4.11節)、電廠警示等級(4.9節)、風險狀態(6.7節)、風險矩陣(附件三)等，目前均未應用在現行的排程作業流程，程序書亦未明確說明其使用之時機。另發現程序書內並無納入風險累積量之標準，建議考慮日常作業需求調整程序書內容。 |
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： |
（一） NRD-IP-111.12，核能電廠維護有效性視察程序書
（二）NRD-IP-111.13，核能電廠維護風險評估及緊急工作控管視察程序書
（三）10CFR 50.65，Requirements for Monitoring the Effectiveness of Maintenance at Nuclear Power Plants
（四）NUMARC 93-01，「Industry Guideline for Monitoring the Effectiveness of Maintenance at Nuclear Power Plants」，Rev.3
（五）核三廠終期安全分析報告
（六）核三廠程序書編號： 173、173.1、173.2、173.3、173.4、173.5、173.6、700-A-001（未來改版後將編號改為173.7）、173.8 |
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