ML20137C990: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot insert)
 
(StriderTol Bot change)
 
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[B16327, Monthly Operating Rept for Feb 1997 for Millstone Nuclear Power Station Unit 3]]
| number = ML20137C990
| issue date = 02/28/1997
| title = Monthly Operating Rept for Feb 1997 for Millstone Nuclear Power Station Unit 3
| author name = Emmons K, Hicks G
| author affiliation = NORTHEAST NUCLEAR ENERGY CO.
| addressee name =
| addressee affiliation = NRC OFFICE OF INFORMATION RESOURCES MANAGEMENT (IRM)
| docket = 05000423
| license number =
| contact person =
| document report number = B16327, NUDOCS 9703250211
| document type = MONTHLY OPERATING ANALYSIS REPORT, TEXT-SAFETY REPORT
| page count = 8
}}
 
=Text=
{{#Wiki_filter:. . _ .    -      _    ._    ..m.  ._      _ _ . .  .      -    .        _      m.    . _.                . _
11 ISOpf Ferry l$d. (Iloute 156). Waterford, C 06385
  ..                  Nuclear Energy                                                snustone Nmicar Power stauon Northeast Nuelcar Energy Company P.O. Ibn 128 Wa:.rford, Cr 0o385-0128 (860) 447-1791 Fax (860) 444 4277 The Northeast 1;tihties System MAR I 4 lillR i
i Docket No. 50-423 B16327 US Nuclear Regulatory Commission Attention: Document Control Desk Washington, D.C. 20555                                                                                                        )
Millstone Nuclear Power Station Unit 3 Facility Operatina License Number NPF-49 Monthly Operatina Report In accordance with the reporting requirements of Technical Specification 6.9.1.5 for Millstone Unit No. 3, enclosed in Attachment 2 is the Monthly Operating Report for the month of February,1997.
Should you have any questions regarding this submittal, please contact Mr.
James M. Peschel at (860) 437-5840.
Very truly yours, NORTHEAST NUCLEAR ENERGY COMPANY                                                        l l
yJ                                                                i 1
gHicRs                                                                                  I Unit Director - Millstone Unit 3 i
Attachments (2) cc:            H. J. Miller, Region 1 Administator
                                                                                                                    }~ NfI l
W. D. Travers, Dr., Director Special Projects A.C. Cerne, Senior Resident inspector, Millstone Unit No. 3 i                        J. W. Andersen, NRC Project Manager, Millstone Unit No. 3 I
9703250211 970228L PDR        ADOCK 05000423 R                            PDR mm.3nov.6E3UUUN                                              h.NN        ..
 
_ _ _ _    . _ . __ -_ . ..        ._=    _ . _ .  . _ . . _ _ . . . . _- . - _ _  . . _ . _ . . _ , . _ - . _ -
Docket No. 50-423                        i 1
B16327 i
i
-i 1
i l
l i                                                Attachment i                                                              l 1
i, Millstone Nuclear Power Station, Unit No. 3
  ]
NNECO's Commitments 4
                                                                                                                            \
l i
l March 1997 ~
 
I 1
U.S. Nucl:ar R2gulatory Commission B16327\ Attachment 1\Page 1 l'
Enclosure                                >
List of Regulatory Commitments                        '
i The following table identifies those actions committed to by NNECO in this document. Any other actions discussed in the submittal represent intended or planned actions by NNECO. They are described to the NRC for the NRC's        )
: l.        information and are not regulatory commitments. Please notify the Manager -
l          Nuclear Licensing at the Millstone Nuclear Power Station Unit No. 3 of any questions regarding this document or any associated regulatory commitments.  ;
l Commitment                          Committed Date or ]
Outage l
NONE                                  N/A 1
I                                                                                        1 l
l l
l l
l t
                                                                                        ?
l l
 
I
..                                                                i Docket No. 50-423 -
B16327 l
l I
i Attachment 2 Millstone Unit No. 3 Facility Operating License No. NPF-49 Monthly Operatina Report l
March 1997
 
U.S. Nuclear Regulatory Commission B16327\ Attachment 2\Page 1 UNIT SHUTDOWNS AND POWER' REDUCTIONS DOCKET NOf 50A23 UNIT NAME          Millstone Unit 3 DATE        03-03-97 COMPLETED BY            K. W: Emmons TELEPHONE ~ (860) 447-1791 X 6572              ;
r REPORT MONTH: February 1997 I
System          Component            Cause & Corrective                            I No.          Date  . Type'              Duration                      Reason
* Method of                                                        License (Hours)                                                                      Shutting                                                          Event        Code'            Code'                    Action to                                :
Down Reactor 3                                                    Report #                                            Prevent Recurrence                            [
96-01 03-30-96        F                    672                                    B/D                                              4                                                    96-006-00      BA                  ISV    Valves inoperab!e due to original design              l deficiencies, in that an improper valve              i design did not meet GDC 57 Corrective action is to install vendor kit to modify valve disk to meet GDC 57.                            L i
Continued shutdown: NRC Category til facility; NRC Confirmatory Order requiring independent corrective action verification:
NRC Order requiring third-party review of            ;
Millstone Station employee concerns program; design basis verification for
* response to NRC pursuant to                          l 10CFR50.54(f).                                        !
8
'F: Forced            ' Reason                                                                                                                                                Method                                              'IEEE Standard 805-1984,
[
S: Scheduled            A - Equipment Failure (Explain)                                                                                                                          1 - Manual                                        " Recommended Practices                              !
B - Maintenance or Test                                                                                                                                  2 - Manual Scram                                  for System Identification in                          ;
C - Refueling                                                                                                                                            3 - Automatic Scram                                Nuclear Power Plants and                              [
D - Regulatory Restriction                                                                                                                              4 - Continued from Previous Month                  Related Facilities" E - Operator Training & License Examination                                                                                                              5 - Power Reduction (Duration = 0)                                                                      ,
F - Administrative                                                                                                                                      6 - Other (Explain)                            'IEEE Standard 803A-1983,                                ;
G - Operational Error (Explain)                                                                                                                                                                            " Recommended Practices                              [
H - Other (Explain)                                                                                                                                                                                        for Unique identification in Power Plants and Related                              .
Facilities - Component                                i Function Identifiers" i
k k
 
~
i
                    , U.S. Nucl:ar Regulatory Commission                                                                                  ,
                      'B16327\ Attachment 2\Page 2 1                  .                                                                                                                      I i                                                                  REFUELING INFORMATION REQUEST Februarv 1997                                              l 5                                                                                    .                                                    !
: 1. Name of the facility:                    Millstone Unit 3                                                  l
: 2. Scheduled date for next refueling outage: To be determined
: 3. Scheduled date for restart following refueling: To be determined
!!                    4. Will refueling or resumption of operation thereafter require a technical                                    !
specification change or other license amendment?                                                            ,
i                            N/A.
:; -                  5. Scheduled date(s) for submitting licensing action and supporting information:
None.                                                                                                        ,
1                                                                                                                                          1 i
.                      6. Important licensing considerations associated with refueling, e.g., new or                                  j different fuel design or supplier, unreviewed design or performance analysis
'-                          . methods, significant changes in fuel design, new operating procedures:
None.
7 .'  The number of fuel' assemblies (a) in the core and (b) in the spent fuel storage
!                            pool:                                                                                      . .
i
                                        'In Core: (a)                  193                    in Spent Fuel Pool: (b) 416                  1 1
: 8. The present licensed spent fuel pool storage capacity and the size of any                                    j
,                            increase in licensed storage capacity that has been requested or is planned, in number of fuel assemblies:
i'                          Present storaae capacitv: 756.
No increase reauested.
: 9. . The projected date of the last refueling that can be discharged to the spent fuel pool assuming present license capacity:                                                                ,
1                                End of Cvcle 7.                                                                                        1 i                                                                                                                                          :
;                                                                                                                                        'l i
4
 
U.S. Nuclav R gulatory Commission B16827\Attachmant 2\P g3 3 AVERAGE DAILY UNIT POWER LEVEL DOCKET NO. 50-423 UNIT Millstone Unit 3
                                                                                              ~
COMPLETED BY TUT.~Emrn5s TELEPHONE ~Iii6 6)d 4 W I V I I -  ~
                                                                                      ._E xt. 6572__[_]}
l MONTH: February 1997 DAY      AVG. DAILY POWER LEVEL                        DAY      AVG. DAILY POWER LEVEL (MWe-Net)                                              (MWe-Net) 1                    0                                17                    0 2    _
O                                18    _
O 3                      0                                19                    0                      l 4                      0                                20                    0 5                      0                                21                    _0 6                      0                _
22                    0 7                      0                                23                    0 8                      0                                24                    0 9                      0                                25                    0                _
l 10                    0                                26    _
O 11                    0                                27                    0                  ._
12                    0                                28                    0                      l 13                    0                                29                                            l 14                    0                                30 15                    0        __
31 16                    0 INSTRUCTIONS l
l On this format, list the average daily unit power level in MWe-Net for each day in the reporting month. Compute to the nearest whole megawatt.
 
U.S. Nucinr RIgulitory Commission
      ,816d27\Attichm:nt 2\Page 4 i
OPERATING DATA REPORT UNIT NAME _ Millstone Unit 3 DATE 03/03/97 COMPLETED BY        K. W. Emmons TELEPHONE (860) 447 1791 Ext 6572
_ OPERATING STATUS
: 1. Docket Number                                          50-423
: 2. Reporting Period                                        February 1997                  [ Notes:
: 3. Utility Contact                                        K. W. Emmons                    !
: 4. Licensed Thermal Power (MWt):                                3411                      l
: 5. Nameplate Rating (Gross MWe):                                1253
: 6. Design Electrical Rating (Net MWe):                        1153.6
- 7. Maximum Dependable Capacity (Gross MWe):                  1184.20                                                    j
: 8. Maximum Dependable Capacity (Net MWe):                    1137.00
: 9. If Changes Occur in Capacity Ratings (Items Number 4 Through 8) Since Last Report, Give Reasons:
N/A'                                            __
: 10. Power Level To Which Restricted, if any (Net MWe):                    0
: 11. Reasons For Restrictions, if Any:          NRC Category til Facility; NRC Confirmatory Order requiring implementation of an independent corrective action verification program; NRC Order requiring a third-party review of the employee concerns program at Millstone Station; design basis verification response pursuant to 10CFR50.54(fl.
This Month          Yr.-To-Date      Cumulative
.12. Hours in Reporting Period .                                                    672.0              1416.0          95160.0 13 Number Of Hours Reactor Was Critical                                            O.0                  0.0        67080.1
: 14. Reactor Reserve Shutdown Hours                                                  0.0                  0.0          6525.8
: 15. Hours Generator On-Line                                                        0.0                  0.O_        65912.4
: 16. Unit Reserve Shutdown Hours                                                    0.0                  0.0              0.0
: 17. Gross Thermal Energy Generated (MWH)                                            0.0 -                0.0    216937728.1
: 18. Gross Electrical Energy Generated (MWH)                                        0.0                  0.0  __ 74905103.1
: 19. Net Electrical Enargy Generated (MWH)                                        4477.4            -9578.9      71287140.6
: 20. Unit Service Factor                                                              0.0                  0.0            69.3
: 21. Unit Availability Factor                                                        0.0                  0.0            69.3
: 22. Unit Capacity Factor (Using MDC Net)                                            0.0                  0.0            65.8
: 23. Unit Capacity Factor (Using DER Net)                                            0.0                  0.0            64.9
: 24. Unit Forced Outage Rate                                                        100.0              100.0            -21.8 25.' Shutdowns Scheduled Over Next 6 Months (Type l Date, and Duration of Each):
Shutdown at time of this report.
: 26. If Unit Shutdown At End Of Report Period, Estimated Date of Startup:                  To be determined.
: 27. Units in Test Status (Prior to Commercial Operation):
Forecast        Achieved INITIAL CRITICALITY                                  N/A              N/A INITIAL ELECTRICITY                                  N/A              N/A COMMERCIAL OPERATION                                N/A              N/A}}

Latest revision as of 21:49, 13 December 2021

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20137C990&oldid=3373793"