核能安全委員會
| 開始列印 | 關閉本頁 |
編號：
 AN - CS - 98 - 002
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核一廠
日期：
 2009 年 02 月 18 日
注意改進事項：
 本會97年12月1日至12月5日執行97年第4季核一廠核安管制紅綠燈維護有效性視察工作，主要針對維護法規（Maintenance Rule, MR）所建制可提昇績效之維護方案，查證核一廠實行維護法規運作之有效性
注意改進內容：
 本次專案視察要求電廠改進之項目，綜合如下：

(一)有關MR組織架構、職責分工、訓練及維護法規審查小組(MREP)運作情形之注意改進及建議事項如下：

1.程序書173已對MR組織相關人員之權責分工情形做了詳細區分，且對MR組織架構及職責分工情形也已詳盡描述，但三座電廠成員層級仍有所不同。

2.程序書173.1第6.1.3節決定出席人數規定為含主席至少應有5名成員，建議將出席人數之規定改為至少有半數以上成員出席。

3.依據本會與台電公司於96年12月13日所召開之核一、二、三廠維護法規會議紀錄結論事項，已請台電公司慎重考慮設MR專職管理員(MRC)，以收MR執行成效。另考量核一廠後續若提出運轉執照更新，維護法規施行之成效，將為動件設備可不納入審核之重要基礎之一，因此對於核一廠目前為由品質組人員兼任MRC、MREP成員及MR組織架構與人力等，請總處與國外經驗進行比較並說明差異性，若有窒礙難行之處，亦應提出替代措施，以確實發揮MR應有之功能。

4.建議爾後電廠召開MREP會議時，通知電廠QA小組及原能會駐廠人員列席，以使本會及QA人員更能瞭解MREP開會審查情形。

5.訪談核技組經理及PRA工程師，目前具有Level 1資格者有7人，但根據台電公司97年5月13日『PRA專業訓練需求檢討』會議紀錄決議事項，為核技組人員皆應具備Level 1資格，目前為止尚需接受Level 1訓練者有5人，建議電廠多安排Level 1訓練課程，加強核技組及運轉值班人員具備資格。另外，核一廠具有Level 2資格人數有4人，雖符合該會議紀錄之決議，但實際參與人數與資格仍有疑慮。至於PRA專業資格之認定，目前係由核技組經理負責，請總處建立資格認證制度，並確實瞭解真正執行計算與審核之人力與資格是否符合需求。

6.查證MREP開會時間，95年共5次，96年4次，97年目前為止共3次，除97年開會次數尚缺一次外，均已符合程序書173.1所規定，每季應至少集會一次要求。至於MREP會議審查機制，發現97年MREP會議所審查之4項有關高安全重要度系統設備組件功能失效案件，其中有2件系統工程師判定為維護可預防功能失效(MPFF)(OA2-970117&OE2;-970246)，但MREP會議卻更審為非MPFF，經查OA2-970117後來又判為MPFF 。另外，依據程序書173.6第6.8.4被認定為非MPFF之案件應由 MREP再審查，然MREP會議中未記錄該事項，MREP之運作請檢討改善。

7.查證一號機進入(a)(1)之書面報告審核表(報告編號MR -a1-95-01)，發現第六項業界經驗回饋項目中，蒐集INPO、WANO及友廠等資訊，有七項勾選結果為YES ，但並未將所蒐集之結果摘述於報告中，建議電廠改進列入蒐集業界經驗回饋之結果。

8.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，核一廠缺項目「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，並註記在維護法規資料庫內」。請貴廠再考量是否有增加該項目之必要，使能參考業界經驗回饋，增進國際接軌。

9.查證電廠MR訓練情形，除96年曾由核研所進行電腦資料庫管理系統(MRDB)及日常維護作業排程(MIRU)操作訓練，至於97年目前為止，並未針對作業人員及運轉人員進行在職訓練課程，為增進以上人員對MR作業之熟悉度，建議電廠多安排有關MR方面之訓練課程。另外建議總處於近幾年之年度維護研討會中增加有關MR方面之研討議題，提供國內三個核電廠交流平台。

(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：

1.查證請修單部分之作業流程，經電廠提出說明及人員訪談，發現該作業方式為將請修單之設備編號比對MR資料庫各功能之關聯組件相關圖面，若屬圖面範圍內設備則進入MR進行評估，其完整性可接受。NCD部分之作業流程，經訪談查證，核一廠每張NCD，除結構物外均有配置一張請修單，然程序書173.6內容中並未說明，請檢討改善。 上述作法與核二、三廠不盡相同。

2.經查證96及97年MR之FF / MPFF/ RMPFF判定內容，發現核一廠第一關判定為FF共22件，進入第二關之MPFF判定程序，屬MPFF共14件，其中8件判為非MPFF。發現如下:

a.判為非MPFF之8件案件(包括5張檢修單OF1-970406、 OE1-970405、OE2-970284、OE2-970246、OB2-970137)，其中OB2-970137 (造成兩項功能失效)、OE2-970284等3件，被認定為非MPFF之案件，卻未經MREP之審查，不符合程序書173.6之要求。

b.檢修單OE2-970284內容敘述「伺服器Stuck，導致CV-115-4S全開，造成汽機及反應器跳脫」，但因判定為非MPFF之案件，而不納入計數，其判定為非MPFF之理由不夠明確，已造成跳機卻不納入計數，不盡合理。

c.檢修單OE2-970246內容敘述「控制棒HCU-C12-30-39S急停後棒位停妥在02位置(正常在00位置)，其係於EOC-21大修時置入反應器，已正常運轉一個燃料週期，此異常現象應為運轉所致，不屬於MPFF」，其判定為非MPFF之理由不恰當。

3.於MR資料庫中，發現部分案件（請修單編號為OD1-970537、OB2-970595、OB2-970523），MRC有提出審查意見請承辦工程師重判，但MRDB中承辦工程師並未留下處理紀錄。而編號OB2-970523案，承辦工程師已重判E11-09 PCIV項目功能失效，但對於E11-01、E11-02、E11-04、E11-05未重判且未有註記說明，其處理流程不完整。

4.自MR實施以來，核一廠進入(a)(1)監管案件只有1件(RCIC 01-Core Cooling)，事實上進入(a)(1)設備之件數較多，並非代表維護績效不彰，反而是彰顯電廠在積極找出解決設備問題之企圖心。 本件進入(a)(1)監管案件，經查證其目標設定、監測計劃或矯正措施，均無參考業界之經驗。 本件進入(a)(1)監管案件，其監測計劃中之週期為3個月，經查證核一廠並未定期執行監測計劃，不符合程序書173.5之要求。

5.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。另該節可靠度與狀況監測程序及說明之流程圖過於粗略，請檢討改善。

6.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。

7.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。

8.依據程序書173.6步驟6.8.3之要求，非MPFF仍須納入計數，而MRDB之「功能失效判定」項目中說明若屬非MPFF則不須納入計數，兩者有不一致情況，請澄清。

9.程序書173.7第3.0節根據文件/參考資料，建議增訂如下：(1) 10CFR50.55a Codes and Standards (2)台電公司-最新版業務公報-非破壞檢測人員資格與檢定辦法等。

10.程序書173.7第4.8節「無法接近的區域」內容不夠詳盡，建議：a.增訂使用之光學檢查設備及結構當維修或架設鷹架後，變為「可接近的區域」時要檢測要求。b.若多年均無法檢查，建議參考10CFR50.55a之混凝土檢查與圍阻體金屬和襯板檢查等要求。

11.程序書173.7第4.8.1.1節，宜增訂結構或結構組件，位於水下的部份之定義及範圍；第4.8.1.2節，宜增訂高輻射區之定義及範圍。

12.程序書173.7第5.1.2節負責結構檢查之人員，建議訂立更週詳之訓練、再訓練、視力體檢等要求；第5.2節建議增列各相關設備維護組人員之專業資格、經驗、訓練、再訓練、視力體檢等要求。

13.請澄清核一廠依程序書173.7完成之基準檢查E類劣化是否均不涉及MR a(1)；另請補充說明國外電廠結構檢查列於E類之相關經驗與判定標準。

(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：

1.依據程序書173.2「維護法規範圍篩選」分為安全相關三項與非安全相關四項，查480P-02將安全相關與非安全相關全部勾選，G33-05、111-02、E11-05、120V-02也同時勾選安全相關與非安全相關，請檢討修正。

2.目前程序書173.2僅列出維護法規需變更範圍之情況（如DCR、EOP修訂、PRA模式變更），但未建立對於相關作業如何進入程序書173.2之機制（例：增設ST-BS設計修改案），宜再檢討建立機制。

3.目前程序書173.2雖有列出範圍篩選之原則與篩選要點，惟為有助於篩選作業執行之完整性，建議於程序書173.2增列對範圍篩選有具體案例之相關參考文件。

4.程序書內容有下列發現，請再澄清及修訂

a. PAGE 8 之6.5第2段所述「本身為非安全相關SSC，但具有安全相關部分功能，一般不列入維護法規範圍內 」之基礎為何？

b.PAGE 10 之6.5.2.3所述「電廠並未經歷過之假想失效，不需列入考慮」之基礎為何？

5.部分未列入MR範圍之功能須再檢討(如下) ，宜就類似電廠(如核二廠)相同功能篩選結果進一步比較。

需再檢討未列入MR之功能/系統:

(1) 106-02，condensate transfer系統，核二廠已列入，請檢討是否應列入。

(2) 106-03滿除礦水系統及自動補水裝置，提供CSCW/TBCW SURGE TANK之自動補水水源及控制，其失效是否將造成CSCW/TBCW失效而間接影響安全系統功能及機組暫態，宜再說明（核二廠已列入）；另DST為EOP之替代注硼系統。

(3) 116，燃料池冷卻系統，核二廠已列入，請檢討是否應列入。

(4) 117-02，CWP SEAL WATER，提供CWP之潤滑水，若失效將造成CWP同時跳脫，有可能間接造成機組暫態或跳脫，請再檢討是否需列入。

(5) 140-01，WC-6(電池室冷卻系統)，是否具安全功能，若是，則應檢討列入。

(6) 254-01，氣渦輪機，PRA有考慮GT功能，核二廠已列入，請檢討是否應列入。

(7) E11-03，RHR之反應爐洩水系統，其是否為反應爐爐水流徑，並檢討是否應列入。

(8) 313-02，反應器廠房100美噸吊車，請檢討是否比照燃料吊車列入。

(9) 113、141-02、E11-11，消防系統(含滅火及偵測系統)，NUMARC 93-01 R3說明應視其影響及重要度，如EOP中是否採計其功能來評定（核二廠已列入），同時核一廠火災在整體安全度之比例約44%，應考慮是否列入。

(10) 256，通訊系統，宜參照美國核管會法規指引RG 1.160管制立場1.1.2說明，考慮是否需將通訊系統列入。

6.功能編號107-02/03：所述interruptible與non-interruptible instrument air system分指instrument air system及service air system，其對應系統似有誤，且後者應非屬instrument air system，請澄清後修訂。

7.MR範圍篩選制度運作上之議題

a.電廠應明訂MR小組成員之資格與訓練要求，以維持未來運作之品質與能力。

b.在應用上應視所發現之組件功能來判定是否屬MR範圍，不以MRDB內所列之功能項目或系統為限， 並隨時更新資料庫，以使更為完整。

c.目前電廠進行功能關聯組件(AP-913)建置中，將有助於增進篩選及重要度分析結果之適切性。

(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：

1.MR實施計畫中並未說明分析所依據的PRA模式版本、同行審查結果與風險告知應用範圍。

2.核一廠功率運轉期間，廠內事件之CDF僅佔整體風險的23%，地震風險為31%，火災風險為44%，請考量將防震相關與防火相關係統納入維護法規實施範圍。另評估排程風險時，建議適時考量納入火災及地震所造成的風險效應。

3.MIRU作業系統係引用核一廠PRA應用模式，進行PRA模式快速量化，程序書173.8應增訂PRA應用模式之驗證程序。

4.PRA模式會因設計變更進行更新，或依據最新運轉數據定期更新，程序書173.8應規範PRA模式變更後所需因應的相關措施。

5.表訂進行作業或維護的設備，有可能會影響系統失效類之肇始事件發生頻率(如喪失CSCW、喪失125V DC 1號匯流排或喪失廠外電源等等)，建議進行風險評估時，考量相關肇始事件發生頻率之變動狀況，以使分析結果符合屆時電廠組態的風險狀況。

6.負責風險分析之PRA工程師，對風險評估分析流程相當熟悉，惟對核一廠個廠PRA模式之分析假設、成功準則等技術要項，仍需進行深入瞭解，以使風險分析結果能符合電廠實際組態。

7.程序書173.4性能判定準則中第6.1.8節、6.1.11.3節、6.1.12.3節，由維護主辦工程師負責考量SSC是否於PRA模式中模擬，建議加入熟悉PRA模式的PRA工程師共同參與確認。

8.針對程序書173.8，進行風險評估時，必須由分析人員判別受影響的PRA 基本事件名稱，建議應要求執行風險評估人員需受過PRA之相關訓練並具有核一廠PRA模式之分析經驗。

9.針對程序書173.8，不同維護作業所引發風險的主要來源不盡相同，為建立符合個案的有效補償措施，建議參考個案導致爐心受損或大量輻射外釋事故序列之最小失效組合與重要度分析結果，以尋求降低風險最有效益的相關補償措施。

10.針對程序書173.8附件一未說明有關ICDP及ILERP之計算方式，相關的計算過程建議列入運轉風險評估報告存查。

11.針對程序書173.8附件三之核一廠風險矩陣中，用來區分風險狀態顏色代碼的倍數(3倍及10倍)係源自於MR參考廠所使用之數據，建議考量上述所引用參數是否適用核一廠之機組設計與運轉現況。

12.針對程序書173.8附件三之核一廠風險矩陣，應註明係由年平均模式計算而得或由零維修組態風險計算而得。

13.針對程序書173.8附件三之核一廠風險矩陣，現有DG-A及DG-B同時停用之顏色代碼為綠色，建議參考運轉規範對於DG-A及DG-B同時停用之要求，修訂為代表運轉規範限制進入的紅色。

14.針對程序書173.8中，機動支援班經理/主任之權責區分第二項為「確認風險重要作業…應變計劃均已參考附件二處理完成」，然而附件二僅為範例，並不包含附件四所提之個案風險重要作業之應變計劃，請檢討改進。

15.查閱風險分析歷史資料中，有與核二、三廠MR視察所提出之類似缺失(如資料內容不一致)，請參考改進。

16.由風險矩陣功能所計算的CDF與程序書173.8附件三風險矩陣所表列的CDF不相符。

17.風險矩陣功能之顯示，未註明顏色代碼(黑、紅、黃、綠)區分方式及所代表的實際意義，且其顏色代碼與173.8附件三風險矩陣顏色代碼(紅、黃、白、綠)不同，請改進。

18.進行風險評估時，建議由MIRU提供維護程序書或系統失效與PRA基本事件名稱之對照表，同時亦建議提供簡易PRA基本事件搜尋功能，使分析人員得以確認合適的PRA基本事件。

19.進行風險評估時，建議由MIRU於排程表單中，提供維護程序書與請修單之連結，以使風險分析人員可以確認作業之實際內容。
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：
 97年第4季核一廠核安管制紅綠燈視察報告NRD-NPP-97-27
核能安全委員會 著作權所有 © nusc.gov.tw. All Rights Reserved.