ML19270G039: Difference between revisions

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{{#Wiki_filter:a n,
{{#Wiki_filter:a n, LICETCEE EVEt'T REi'C,i;T CONTROL BLOCK; l                                                                (PLEALE PAi!.T CH I d E ALL HEOUmED INFonMATtCr41 i
            ,            ..
LICETCEE EVEt'T REi'C,i;T CONTROL BLOCK; l                                                                (PLEALE PAi!.T CH I d E ALL HEOUmED INFonMATtCr41 i
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l    l    l  l      lh e
                                                   ]C l N l 2 l@l 0 l 0 LlIC-E l*. E0f. u/lts0E R 0l0l0l-l0 0l@l4l1LICENSE T yPE 1l@l$7 L l T ta g o                                                                                                                                              1      1 7
                                                   ]C l N l 2 l@l 0 l 0 LlIC-E l*. E0f. u/lts0E R 0l0l0l-l0 0l@l4l1LICENSE T yPE 1l@l$7 L l T ta g o                                                                                                                                              1      1 7
1 8  ' M lLICENSEE J            D l CCOCE                14  15                                                        ib      26                            .t fJ CON'T o      i              s"E ,3"' l L }@l 0l 5 l 0 l 0 ] 0 ] 3 l 1 l 8 l@l 0 ] 512 l 017 l 9 l@] 0 l 5 l 2 5l7l9l@                    74                                        50 7            8                      60              61          DOCK ET NUYBER                68    69      EVENT CATE                        75        HEPORT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEGUENCES h o    2            At 1142 while insertino aroun 5 control eierent assemblies (CEA's), CEA 36                                                                                          I o    3        ; drocoed to the botton of the core.                                      In accordance wi th T.S. 3.1.3.1.f,                                                          i o            I reactor cower was reduced to less than 70% at 1222.                                                  At 1242 CEA 36 was                                              l I
1 8  ' M lLICENSEE J            D l CCOCE                14  15                                                        ib      26                            .t fJ CON'T o      i              s"E ,3"' l L }@l 0l 5 l 0 l 0 ] 0 ] 3 l 1 l 8 l@l 0 ] 512 l 017 l 9 l@] 0 l 5 l 2 5l7l9l@                    74                                        50 7            8                      60              61          DOCK ET NUYBER                68    69      EVENT CATE                        75        HEPORT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEGUENCES h o    2            At 1142 while insertino aroun 5 control eierent assemblies (CEA's), CEA 36                                                                                          I o    3        ; drocoed to the botton of the core.                                      In accordance wi th T.S. 3.1.3.1.f,                                                          i o            I reactor cower was reduced to less than 70% at 1222.                                                  At 1242 CEA 36 was                                              l I
o    3      ; withdrawn and realigned with its grouo.                                          LER 78-48 (U-1) and 79-12 (U-2)                                                      l 0    s            describe similar events.                                                                                                                                            l
o    3      ; withdrawn and realigned with its grouo.                                          LER 78-48 (U-1) and 79-12 (U-2)                                                      l 0    s            describe similar events.                                                                                                                                            l 0      7      l                                                                                                                                                                        l o    8        i                                                                                                                                                                      I
                                                                                                                                                                                                    -
0      7      l                                                                                                                                                                        l o    8        i                                                                                                                                                                      I
                                                                                '*'
                                                 ' CE''Eo"        '#'d!
                                                 ' CE''Eo"        '#'d!
Cc        SLsC55E                    CCvPCNENT CooE                      F SusCEoE            s,3ME 7
Cc        SLsC55E                    CCvPCNENT CooE                      F SusCEoE            s,3ME 7
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                         ]ZlgiFl@ l B lg 33          34                  3b            l36Zl@ 37
                         ]ZlgiFl@ l B lg 33          34                  3b            l36Zl@ 37
[0l0l0                l 40  43 Nl@              [N g 42 lNlg 43            44 P l3 l1 [447I@
[0l0l0                l 40  43 Nl@              [N g 42 lNlg 43            44 P l3 l1 [447I@
CAUSE DESCRIPTION AND CCARECTIVE ACTIONS h i    o        l The droceed rod is assumed to be the result of a soike in the 15 volt oower ii ;ii i sucoly. A desian modification to imnrove the reliability of the system hv                                                                                                        i i    7      l installino dual power supplies (FCR 78-72) is to be installed durina the                                                                                              i i    3      l next refuelina outage.                                                                                                                                                I i    4        I                                                                                                                                                                      I 7            8 9                                                                                                                                                                        80 STA S                % POWER                      CTHER STATUS                  IS OV RY                            DISCOVERY CESCR'PTION NA                                              Operator Observation i    s l El@ l1 l 0 l 0 l@                                                        l    lAl@l                                                                                  l
CAUSE DESCRIPTION AND CCARECTIVE ACTIONS h i    o        l The droceed rod is assumed to be the result of a soike in the 15 volt oower ii ;ii i sucoly. A desian modification to imnrove the reliability of the system hv                                                                                                        i i    7      l installino dual power supplies (FCR 78-72) is to be installed durina the                                                                                              i i    3      l next refuelina outage.                                                                                                                                                I i    4        I                                                                                                                                                                      I 7            8 9                                                                                                                                                                        80 STA S                % POWER                      CTHER STATUS                  IS OV RY                            DISCOVERY CESCR'PTION NA                                              Operator Observation i    s l El@ l1 l 0 l 0 l@                                                        l    lAl@l                                                                                  l ACTIVITY CO TENT RELE ASEo OF RE LE ASE                      AMOUNT OF ACTIVITY                                                      LOCATION CF RELEASE
  -
ACTIVITY CO TENT RELE ASEo OF RE LE ASE                      AMOUNT OF ACTIVITY                                                      LOCATION CF RELEASE
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NA                        l          l          NA 9 9                                11                                      44            45                                                                              80 PERSCNNE L EXPOSURES
NA                        l          l          NA 9 9                                11                                      44            45                                                                              80 PERSCNNE L EXPOSURES l0I0'l"Ol@Ii"l@l '''"'"if2                                                                                          9vq                  7sq                            l PERSONNE L INJURtES
                            "'"
        ,      ,
l0I0'l"Ol@Ii"l@l '''"'"if2                                                                                          9vq                  7sq                            l PERSONNE L INJURtES
                             . Uyu R                                                                                                                                          .
                             . Uyu R                                                                                                                                          .
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LOSS OF CR DAMACE TO FACILITY i,giiyigi "c " ' " ' ~
LOSS OF CR DAMACE TO FACILITY i,giiyigi "c " ' " ' ~
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7            e 9 10 33                                                voos01oKog                                                f 80 2    o t!i ssL E f@ C E SCR:P TION                      NA                                                                                i    iiilllll            ll lI15 7          %    9            to                                                                                                                  68 69                              80 E JAM CF PHEDARER                  S. M. Davis /M. J. "iernicki                                    Psc e. (301) 234-7942/7962                                g}}
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10 33                                                voos01oKog                                                f 80
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Latest revision as of 19:29, 1 February 2020

LER 79-016/03L-0 on 790520:while Inserting Group 5 Control Element Assemblies,Cea 36 Dropped to Bottom of Core.Caused by Spike in 15 Volt Power Supply.Design Mod to Be Installed During Next Refueling Outage
ML19270G039
Person / Time
Site: Calvert Cliffs Constellation icon.png
Issue date: 05/25/1979
From: Davis S, Miernicki M
BALTIMORE GAS & ELECTRIC CO.
To:
NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION I)
Shared Package
ML19270G034 List:
References
LER-79-016-03L-01, LER-79-16-3L-1, NUDOCS 7906010207
Download: ML19270G039 (1)


Text

a n, LICETCEE EVEt'T REi'C,i;T CONTROL BLOCK; l (PLEALE PAi!.T CH I d E ALL HEOUmED INFonMATtCr41 i

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]C l N l 2 l@l 0 l 0 LlIC-E l*. E0f. u/lts0E R 0l0l0l-l0 0l@l4l1LICENSE T yPE 1l@l$7 L l T ta g o 1 1 7

1 8 ' M lLICENSEE J D l CCOCE 14 15 ib 26 .t fJ CON'T o i s"E ,3"' l L }@l 0l 5 l 0 l 0 ] 0 ] 3 l 1 l 8 l@l 0 ] 512 l 017 l 9 l@] 0 l 5 l 2 5l7l9l@ 74 50 7 8 60 61 DOCK ET NUYBER 68 69 EVENT CATE 75 HEPORT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEGUENCES h o 2 At 1142 while insertino aroun 5 control eierent assemblies (CEA's), CEA 36 I o 3  ; drocoed to the botton of the core. In accordance wi th T.S. 3.1.3.1.f, i o I reactor cower was reduced to less than 70% at 1222. At 1242 CEA 36 was l I

o 3  ; withdrawn and realigned with its grouo. LER 78-48 (U-1) and 79-12 (U-2) l 0 s describe similar events. l 0 7 l l o 8 i I

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Cc SLsC55E CCvPCNENT CooE F SusCEoE s,3ME 7

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[0l0l0 l 40 43 Nl@ [N g 42 lNlg 43 44 P l3 l1 [447I@

CAUSE DESCRIPTION AND CCARECTIVE ACTIONS h i o l The droceed rod is assumed to be the result of a soike in the 15 volt oower ii ;ii i sucoly. A desian modification to imnrove the reliability of the system hv i i 7 l installino dual power supplies (FCR 78-72) is to be installed durina the i i 3 l next refuelina outage. I i 4 I I 7 8 9 80 STA S  % POWER CTHER STATUS IS OV RY DISCOVERY CESCR'PTION NA Operator Observation i s l El@ l1 l 0 l 0 l@ l lAl@l l ACTIVITY CO TENT RELE ASEo OF RE LE ASE AMOUNT OF ACTIVITY LOCATION CF RELEASE

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