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{{#Wiki_filter:NRC F ORM 366                                                                                                                        U. S. NUCL E AR REC.UL ATORY COMMISSION (7-77) '
                    -
                      ,
LICENSEE EVENT REPORT
* CONTROL BLOCK: l                    l      l      l    l  l      l                (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 1                                      6 8 l !8l 9L l QLICENSEE 7
l A lCODE  D l 2 l@l 0l 0l 0l -l 0LICENSE 14      lb l 0 lNUMBEM 0l-l0l0              0 2b
                                                                                                                              @l26 4 lLICENSE1l Il 1l      1l@l57 CAIl $8l@
TYPE JO CON'T o i 8
[0], l L l@l 0 l 5 l0 j o 0 l2 l6 l568l@l0l9l1 0 l 7 l 9 l@l 1 l 0REPORT                                      74      7b l 0 DATE8 l 7 l980l@
7                                    60            61                DOCKET NUMBER                    69      EVENT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES h o 2 l While the Unit operator was routinely checking the Unit 2 Control Room panels, the 2A                                                                                      l o 3        l Reactor Building vent monitor was found to be failed downscale. The 2B mon tor was                                                                                l o 4          l operating properly and was functionally checked.                                                  The 2A monitor failed in the safe                              l p , 7 icondition, since either an upscale or downscale trip of the 2B monitor would have
                        ,
l o e            initiated SBGTS and isolated the Reactor Building vent system.
                                                                                                                                                                                .
10171 I                                                                                                                                                                            I IOleI                                                                                                                                                                                l 7          8 9                                                                                                                                                                    80 SYSTEM                  CAUSE          CAUSE                                                    COMP.          VALVE CODE                    CODE        SUBCODE                COMPONENT CODE                  SUSCODE          SUBCODE 7
o 9 8                        9 l M lC l@ ]@ W@ ll N lS lT lR lU l@ W@ W @
to              11            12            13                            18          19              20 SEQUENTI AL                      OCCURRENCE            REPORT                      REVISION L            EVENT YE AR                                  REPOHT NO.                          CODE                TYPE                        N O.
O yu'E  aPgI R/RO 7 l21 9l  22
[J 23 l 0 l1 l 9 l 24            26 y            l0 3l                  lLl 30
[,__.]      l0l 27          28        29                        31          32 KEt      A      N          ON PL NT              M 1                    HOURS 22        S B IT            FOR  bVB.      SUPPLIE            MAN F/CTURER
[B 33,,, jg[34Zj@
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3b l0l0 0 ol 31                  40
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                                                                                                                                    ]@
42 lN 43 l@        44 Gl0l8lOl@  47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS h li l O l lTwo blown fuses were found in the 2A monitor ci rcuitry, and the power supply for the                                                                                      l 3 ,            monitor had two failed capacitor.;.                                      New capacitors were installed in the power supply, I g yand the fuses were replaced. The monitor was functionally tested within the Tech SOcc l
    , ,        ;3.2.E.2 24-hour limit.                                                                                                                                              l 1 4          l                                                                                                                                                                    l 7          8 9                                                                                                                                                                    80 ST      3            % POWER                      # OTHER STATUS                ISCO RY                            DISCOVERY DESCRIPTION i s W@ l 0                    5 l 8 l@l                    NA                    l    l B l@l        Routine Test / Inspection                                        l A TIVITY        CO TENT RELE ASE D OF RELE ASE                            AMOUNT OF ACTIVITY                                                    LOCATION OF RELE ASE i c W@                  Zl@l                              NA                    l          l                  NA                                                    j 7        8 9                  10            11                                          44          45                                                                        80 PERSONNEL EXPOSURES NUve E R i 7        l 0 l 0 l 0 l@lTYPE                l            @lDESCRtPTION          NA                                                                                            l
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i a 8 9 l0 0l0l@l          11      12 NA j      7,-                  80 l
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LOSS Or OR DAVAGE TO FACitJTY 43                                                                                                      g  g l'
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TYPE          DE SCRIPTION NA fiTt
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                                                                            ,NA 79101903 7/                                                NRc use ONtv
* 7 2 n 8 9 W hl          10                                                                                                                  68 69 llllllllllll l
: 80. E 1 avid Hannum                                                            309-654-2241            Ext. 179        2
 
-    .
        .
  .
: 1. LER NUMBER:    LER/R0 79-19/03L
: 11. LICENSEE NAME: Commonwealth Edison Company, quad-Cities Nuclear Power Station Ill. FACILITY NAME:    Unit Two IV. DOCKET NUMBER:    050-265 V. EVENT DESCRIPTION: On September 10, 1979 at 12: 30 a.m., while the Unit operator was routinely checking the Unit Two Control Room panel boards, the 2A Reactor Building ventilation monitor was found to be failed downscale. The 2B monitor was functionally tested to be operating properly. Unit Two was in the RUN mode, operating at a core thermal power of 1650 MWt and an electrical load of 485 MWe.
VI. PROBABLE CONSEQUENCES OF THE OCCURRENCE:    Even though the Channel A Reactor Building ventilation monitor had failed, the 2B Reactor Building ventilation monitor located in the exhaust duct remained operable.      The control logic of these units is such that one upscale trip or two down-scale trips will initiate the Standby Gas Treatment System and isolate the Reactor Building ventilation system. Since the 2A Reactor Building ventilation monitor failed in the downscale position, it failed in a safe direction; thus, either an upscale or downscale trip of the 2B monitor would have initiated the required protective function.
Vll. CAUSE: Two blown fuses were found in the 2A monitor circuitry.      Also, two capaci tors in the 2A moni tor power supply had f ailed. The power supply is manufactured by General Electric Company, model number Gl.
Vill. CORRECTIVE ACTION: Work request Q00895 was written to repair the power supply. Two new capacitors were installed in the 2A monitor power s pply, the blown fuses were replaced, and the monitor was then found to operate satisfactorily. The 2A monitor was returned to service and functionally tested within the 24-hour limitation specified in Technical Specification 3.2.E.2.
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                                    ,
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