核能安全委員會
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編號：
 AN - KS - 98 - 008
開立單位：
 核安管制組
廠別：
 核二廠
日期：
 2009 年 07 月 07 日
注意改進事項：
 請 針對本會執行核二廠修改、測試或實驗之評估及永久性修改視察所發現之缺失，提出檢討改善。
注意改進內容：
 一、核二廠於96年FSAR定期更新時，因時程拖延未能將執行10CFR50.59評估之摘要報告併案陳送，請台電公司說明原因。

二、台電公司應說明核二廠緊急循環水系統（ECW）管路應力分析，使用ASME Code Sec. III 1983年版、1985年增訂版及法規個案（ASME Code Case）N-411，與建廠所使用版次不一致之差異，以及說明核安處審查依據為ASME Code Sec. III 1974年版之原因。

三、緊急循環水系統泵出口管路加裝逸氣閥，以排除管路中不必要之氣體，經查設計修改文件中，電廠未說明逸氣閥安裝位置選定之評估情形，目前電廠所安裝逸氣閥位置是否在管路相對高點位置處，電廠應進一步確認，方能達到逸氣閥安裝之目的。現場查證發現人員進入緊急循環水系統渠道處之護蓋，人員開啟不易，此部分設計請改善。

四、DCR-K1-3404/K2-3405將爐心隔離冷卻系統之測試管路延伸至泵室底層洩水槽，安裝永久性管路取代以往額定流量測試時須加裝臨時高壓軟管至洩水槽，抽查程序書617.3.4第8頁中，仍敘述須固定好高壓軟管至洩水槽之注意事項，與現況不一致，電廠應加以改正。

五、DCR-K1-3691/K2-3692 高壓噴灑系統（HPCS）激磁迴路電流及警報窗信號修改、DCR-K1-3658/K2-3659主變壓器冷卻系統120VAC控制電源，由三段自動起動接線改為分別獨立方式及DCR-K1-3382更新緊急泵室安全有關MCC盤1C3E、1C4E及1C5B改善案，在符合相關法規說明部分，未列出此系統原符合之法規條件或引用法規有誤，應列出符合之相關法規，此部分請改進。

六、DCR-K1-3469/K2-3470 D/G FIELD FLASH 控制迴路修改案，電廠依第1次協審建議內容修改第2版，提送第2版協審內容後，為配合大修時程，與協審單位溝通同意後，在協審意見回復前，即先決議執行，此部分請改進。

七、有關DDR-77 HPCS service water pump 零組件使用檢證之核能同級品，經電廠說明lineshaft bearing及suction bell bearing兩項零件為非Q零件，不需申請檢證，先前提送本會之核能同級品零組件使用狀況表誤列入該兩項零件，請予以改正。

八、DCR結案後，需修改之程序書、圖面、FSAR、TS等，建議訂定管控流程，避免應修訂而未修訂或修訂不完整。

九、DCR-K1-2366修改完成並已上線使用，卻延遲結案之原因及改善措施，請予以說明改進。

十、有關列管案件、Q或R1項目及重要安全事項設計修改案，品質組及駐廠安全小組應訂定適當之停留查證點。惟於相關紀錄中，卻無法反映駐廠安全小組之查證情形，請改進。

十一、依電廠設計修改程序書1103.01，如涉及人員再訓練及模擬器修改，則於設計文件核准後，由模擬器操作中心辦理再訓練與教材及模擬器更新事宜。查證結果，運轉人員訓練辦理情形大致良好，惟發現有少許DCR（如：DCR-K0-3177P2）維護組於完成訓練後，紀錄未及時送模擬器操作中心，請改善。

十二、DCR-K0-3674P01設計規劃1號與2號緊急起動變壓器互相支援案有提出張貼式運轉指示。依據目前設計修改申請書 1103.01 A 第14欄第6項僅列「張貼式運轉指示已申請」選項，無法得知該張貼式運轉指示之編號，建議加列以利管制。

十三、核二廠口頭說明實際於DCR改善前即先完成模擬器之更新及人員訓練，並將操作經驗回饋。惟目前尚未修訂相關程序書，請改進。
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.核子反應器設施管制法、核子反應器設施管制法施行細則、核子反應器設施設計修改及設備變更申請審核作業規範、核能同級品零組件檢證作業及檢證機構認可管理辦法

2.本會視察程序書NRD-IP-111.02、NRD-IP-111.17

3.美國聯邦法規 10CFR 50.59修改、測試或實驗（Changes, Tests, and Experiments）、美國核管會視察手冊71111.17「修改、測試或試驗之評估與永久性設備修改（Evaluation of Changes, Tests, or Experiments and Permanent Plant Modifications）」
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