05000454/LER-2024-001, Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
StriderTol Bot insert
 
StriderTol Bot change
 
(4 intermediate revisions by the same user not shown)
Line 24: Line 24:
| LER year = 2024
| LER year = 2024
| LER number = 1
| LER number = 1
| LER revision =  
| LER revision = 0
| Event date =  
| Event date =  
| Report date =  
| Report date =  
Line 32: Line 32:


=text=
=text=
{{#Wiki_filter:l
{{#Wiki_filter:l September 5, 2024 L TR:
 
BYRON 2024-0047 File:
September             5,     2024
1D.101 5A.108 United States Nuclear Regulatory Commission ATTN: Document Control Desk Washington, DC 20555-0001 Byron Station, Units 1 and 2 Renewed Facility Operating License No. NPF-37 and NPF-66 NRG Docket No. STN 50-454 10CFR50.73
 
10CFR50.73 L TR:                                           BYRON         2024-0047 File:                             1D.101 5A.108
 
United       States Nuclear             Regulatory                   Commission ATTN:               Document                                         Control       Desk Washington,                                           DC             20555-0001
 
Byron                           Station,     Units       1 and                       2 Renewed                         Facility Operating License       No.             NPF-37     and                       NPF-66 NRG     Docket         No.             STN   50-454


==Subject:==
==Subject:==
Licensee       Event     Report (LER)       No.           454-2024-001         "Both   Trains   of Control       Room Ventilation   Temperature               Control       System             Inoperable"
Licensee Event Report (LER) No. 454-2024-001 "Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable" Enclosed is Byron Station Licensee Event Report (LER) No. 454-2024-001 regarding both trains of Control Room Ventilation Temperature Control System inoperable. This condition is being submitted in accordance with 10 CFR 50.73, "Licensee Event Report System."
 
There are no regulatory commitments in this report.
Enclosed                     is Byron                           Station   Licensee       Event   Report (LER)       No.             454-2024-001           regarding   both           trains of Control       Room                                   Ventilation   Temperature               Control       System             inoperable.                           This condition                     is being           submitted     in accordance                                                             with 10 CFR     50.73,   "Licensee         Event   Report System."
Should you have any questions concerning this submittal, please contact Ms. Zoe Cox, Regulatory Assurance Manager, at (779) 231-6606.
 
Respectfully,  
There are       no                       regulatory           commitments                                   in this report.
 
Should             you                                   have             any                             questions           concerning                                       this submittal, please contact                               Ms. Zoe                 Cox,                       Regulatory Assurance                                 Manager,                               at (779)   231-6606.
 
Respectfully,
****~,~
****~,~
Shane                       Harvey Plant Manager Byron                           Generating         Station
Shane Harvey Plant Manager Byron Generating Station SH/DG/hh  
 
SH/DG/hh


==Enclosure:==
==Enclosure:==
LER     454-2024-001
LER 454-2024-001 cc:
 
Regional Administrator-NRG Region Ill NRG Senior Resident Inspector - Byron Generating Station  
cc:                                                                                       Regional         Administrator-                 NRG     Region                 Ill NRG   Senior       Resident Inspector           -                     Byron                           Generating       Station NRG      FORM      366                                                                                                                                                                                                                                          U.S.              NUCLEAR                      REGULATORY                            COMMISSION                          APPROVED                BY  0MB:            NO. 3150-0104                                                                                                                                                                                                                                      EXPIRES:          04/30/2027 (04-02-2024)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Estimated burden                  per  response        to        comply                  with this mandatory                          collection request    80        hours.            Reported  lessons
 
                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              !earned          are        incorporated      into    the  licensing process      and                fed back                  to      industry. Send          comments                    regarding burden LICENSEE        EVENT                    REPORT          (LER)                                                                                                                                                                                                                                                                                          estimate to          the    FOIA,          Library,            and                      Information                Collections Branch                  (T~6            A10M).          U.                    S.              Nuclear            Regulatory (See  Page          2  for required  number                        of digits/characters  for each              block)                                                                                                                                                    Commission,            Washington,                DC      20555-0001, or        by                email to      lnfocollects.Resource@nrc.gov, and                the 0MB    reviewer at:        OMS      Office of    Information            and                Regulatory        Affairs, {3150-0104),  Attn: Desk    Officer for the Nuclear      Regulatory (See    NUREG-1022,                    R.3  for instruction  and              guidance                  for                                                                                                                                  this form                                                                                                                    Commission,          725      17th Street NW            Washington.              DC    20503. The    NRC    may                    not      conduct                or      sponsor.            and            a    person        is
:                ::      '*,y;                                    .L::    , e 1::i,*: :':::;,:"'*''"          2    c:::    ':c        ,: .'                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          not        required to      respond        to,      a      collection of    information    unless    the document                    requesting or        requiring the collection displays a  currently valid 0MB control  number
: 1. Facility Name                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        ~                                                        050                                                                      2,  Docket        Number                                                                                                                                                          3.Page Byron                        Station,    Unit        1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  052                                                                                  05000454                                                                                                                                                                                                                                              1            OF              3
: 4. Title Both  Trains    of Control        Room                              Ventilation      Temperature                  Control        System            Inoperable
 
5,    Event    Date                                                                                                                                                                                                                                                                            6. LER    Number                                                                                                                                                                                                                                                                                                7,  Report    Date                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        8. Other Facilities Involved
 
Month                                                                                      Day                                                                                Year                                                                                Year                                                                                        Number                                                                                                                    No,                                                                    Month                                                                                          Day                                                                                  Year                                                        Byron                          Station,    Unit      2                                                                                                                    rgJ                      050                            05000455 Sequential                                                              Revision                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Facility Name                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  Docket          Number
 
Facility Name2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Docket          Number 07                                                                                      07                                                      2024                                        2024                                                                          001                                                                                                                                            00                                                                                            09                                                                              05                                                        2024 -                                                                                                                                -                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NIA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              052                            N/A
 
9,  Operating      Mode                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                110,    Power            Level                                            100 1
: 11. This Report    is Submitted          Pursuant                      to  the Requirements              of  10  CFR    §:          (Check        all that apply) 10  CFR    Part 20                                                          20.2203(a)(2)(vi)                                                                                                                                    10 CFR      Part 50                                                50. 73(a)(2)(ii)(A)                                                                  50. 73(a)(2)(viii)(A)                                        73.1200(a) 20.2201(b)                                                                                                                                                    20.2203(a)(3)(i)                                                                                            50.36(c)(1    )(i)(A)                                                                50. 73(a)(2)(ii)(B)                                                                  50. 73(a)(2)(viii)(B)                                        73.1200(b) 20.2201(d)                                                                                                                                              20.2203(a)(3)(ii)                                                                              50.36( c)(1  )(i i)(A)                                                      50. 73(a)(2)(iii)                                                                                        50. 73(a)(2)(ix)(A)                                                                            73.1200(c) 20.2203(a)(1)                                                                                                                    20.2203(a)(4)                                                                                                                            50.36(c)(2)                                                                                                                                                50. 73(a)(2)(iv)(A)                                                                    50.73(a)(2)(x)                                                                                                                                73.1200(d) 20,2203(a)(2)(i)                                                                                                                        10 CFR      Part 21                                                                    50.46(a)(3)(ii)                                                                                                  50. 73(a)(2)(v)(A)                                                                                                                              10 CFR    Part 73                                                    73.1200(e) 20.2203( a)(2)(i i)                                                                D      21.2(c)                                                                                                                                                                                                      50.69(g)                                                                                                                                                                                50. 73(a)(2)(v)(B)                                                                                            73. 77(a)(1)                                                                                                                                                          73.1200(f) 20.2203(a)(2)(iii)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            50.73(a)(2)(i)(A)                                                                                        50. 73(a)(2)(v)(C)                                                                                          73. 77(a)(2)(i)                                                                                                                            73.1200(9) 20.2203(a)(2)(iv)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          50.73(a)(2)(i)(B)                                                                                                        rgJ      50. 73(a)(2)(v)(D)                                                                                          73. 77(a)(2)(ii)                                                                                                              73.1200(h) 20.2203(a)(2)(v)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        50.73(a)(2)(i)(C)                                                                                        50. 73(a)(2)(vi        i)
D    OTHER        (Specify here, in  abstract,          or    NRC    366A).
: 12. Licensee                Contact                      for  this LER Licensee      Contact                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              Phone                    Number                    (Include                  area            code)
Zoe                  Cox,                      Regulatory                  Assurance                              Manager                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  (779)  231-6606
: 13. Complete            One          Line      for    each                Component                                          Failure      Described                    in    this Report
 
Cause                                                                                                                              System                                                                                      Component                                                                    Manufacturer                                          Reportable        to      IRIS                                                                                                                              Cause                                                                                                                                      System                                                                                        Component                                                                    Manufacturer                                                        Reportable          to      IRIS G                                                                                                                                                                      VI                                                                                                                                                                                                  N/A                                                                                                                                          N/A                                                                                                                                                  y                                                                                                                                                                                                                                                                                                N/A                                                                                                                                                                    N/A                                                                                                                                  N/A                                                                                                                                        N/A                                                                                                                                                                                                            N/A
 
14,  Supplemental            Report  Expected                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Month                                                                                                                                      Day                                                                                                Year
: 15. Expected          Submission                            Date rgj No                                                                                                                                                      Yes    (If yes,        complete          15. Expected        Submission                        Date)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            N/A                                                                                                  N/A                                                                                            N/A
: 16. Abstract      (Limit to    1326  spaces,            i.e., approximately                        13  single-spaced    typewritten lines)
At 1440  CDT    on                      July            7,      2024,    the OA    and                            OB    trains of the Control        Room                                  Ventilation          (VC)                  Temperature                  Control System              were      simultaneously                                inoperable                    resulting in  a            condition                that could                  have              prevented  the fulfillment of a          safety function                        and                    was                    reported as            an                      eight-hour,    non-emergency                                                                      notification per 10  CFR        50. 72(b)(3)(v)(D)                      under                      ENS 57211      to  the NRC.
 
OB    Control          Room                                    Ventilation        (VC)                Temperature                    Control          system          was                    restored to    operable                    status  at    1634    CDT      on 7/7/2024.
NRC    FORM    366A                                                U.S.            NUCLEAR                    REGULATORY                          COMMISSION                            APPROVED                    BY    0MB:                NO. 3150-0104                                                                                                      EXPIRES:                  04/30/2027 (04-02-2024)
Estimated burden                per response      to    comply              with this mandatory                        collection request: 80  hours.        Reported lessons learned are    incorporated  into the licensing process  and              fed back                to    industry. Send      comments LICENSEE        EVENT                    REPORT          (LER)                                                                    regarding burden              estimate to  the FOIA. Library. and                Information          Collections Branch              (T-6 A 1 OM). U.            S.
Nuclear                              Regulatory                                Commission.                                    Washington.                                          DC                              20555-0001.                      or                                by                                          email                      to CONTINUATION                            SHEET                                                                      lnfocollects.Resource@nrc.gov, and              the 0MB  reviewer at:    0MB  Office of  Information          and                Regulatory Affairs. (3150-0104), Attn: Desk Officer for the Nuclear    Regulatory    Commission,            725  17th Street NW.
Washington.                    DC        20503. The      NRC        may                          not          conduct                      or        sponsor,              and                  a        person            is not            required to respond            to,        a        collection of    information      unless      the document                        requesting or        requiring the collection displays a    currently valid 0MB control  number.
: 1. FACILITY          NAME                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                050 2. DOCKET    NUMBER                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                3. LER    NUMBER YEAR                                                                                                              NUMBER                                                                                                                                                                        NO. SEQUENTIAL                                                                                                          REV Byron                        Station,    Unit      1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          052 05000454                                                                                                                                                                                                2024                              -                                                                                              001                                                                                                                                                                                  00
 
NARRATIVE
 
A.                              Plant        Operating              Conditions                                Before      the Event:
 
Event    Date:                                                                                                                    July              7,      2024 Unit        1 -                    Mode                1 -                    Power              Operations,          Reactor                Power                    100  percent Unit      2 -                    Mode                1 -                  Power              Operations,          Reactor                Power                    100 percent Reactor                Coolant                        System            (RCS)[AB]: Normal                Operating Temperature                  and                        Pressure
 
No            structures, systems,        or      components                                                  were      inoperable                    at  the start of this event  that contributed                to  the event.
 
B.                              Description                of    the Event:
 
At 1310  CDT    on                        7 /7 /24  the auxiliary              building equipment                operator            (EO)    noted            the DA    Control        Room                                Ventilation (VC)                Temperature                  Control      System              chiller oil level had              dropped        from          a            previous    rounds                            reading      of 37    percent      to 15  percent.                The      EO    notified the main                    control              room                                and                      the operations                  field supervisor was                    dispatched to review the condition.                            The    shift manager                                      notified maintenance                                                      to    request support      to    add                oil to    the DA    VC                  chiller.
At 1355  CDT,      a            briefing was                      held in the control                room                              to    perform  the crosstie of the service building (VS)                    chilled water      system          to  the 0A  VC                  chilled water      system          per procedure                    BOP    VC-20.                            At 1404  CDT,    while the briefing was                      in  progress, the auxiliary              building EO    notified the main                      control            room                            that the oil level in the DA  VC                  chiller had            further decreased              to    0  percent      in  the sight glass, but          that oil was                      still visible with foam                            present.                          Following the briefing, two          equipment              operators            obtained                          keys        to  unlock                      the individual valves  needed                to    perform  the crosstie. At approximately                              1435  CDT,    the operations                  field supervisor notified the main                      control              room                        that the oil level in  the DA    VC                  chilled water      system          was                    no                      longer      visible in  the sight glass.      At 1440 the DA    VC                  chiller was secured                and                      declared    inoperable                    by                      Operations        and                      the equipment              operators            began                                    to    perform  the procedure steps to  establish the VC                  to  VS                    chilled water      crosstie. While attempting to    crosstie 0A  VC                  train to  the service building (VS)                  chilled water      system,            the equipment                operators            incorrectly    operated        valves  on                      the OB    VC                chiller train. This caused                              the OB      VC                  chiller train to    become                                            inoperable.              With both            trains of control                room                            chillers inoperable,                  Unit        1 and                        Unit      2  entered TS      3.7.11      Condition              D.                Operations        personnel              returned  to  the field at 16:34  CDT    on                        7/7/24    and                        restored the valve  lineup for the OB    VC                  chiller returning the OB      VC                  chiller to    operable and                      exiting Condition              D of TS    3.7.11. This event    was                  determined to    be            a            loss of safety  function                  for the control room                            chilled water      system          and                            an                        8-hour                  ENS    (57211)    was                  made                      to  the NRC      per 10  CFR      50.72(b)(3)(v)(D)                        at 22:12    CDT    on                        7/7/24.
 
C.                          Causes                          of      Event:
 
The    root        cause                        of this event    was                    determined to      be              an                        inadequate                      brief performed    by                    the Operations      SRO      with the Reactor                Operator    and                      Equipment Operators.                                                                                                                                                                                                  During      the brief, the SRO      supervisor did not            clearly establish that each                    operator            understood                          their role in the crosstie activity or      utilize station prints to    clearly establish the intended    plant  manipulations.                                As  a            result, the equipment              operators            manipulated                      incorrect    valves while establishing the crosstie which        resulted in  both            trains of VC                Temperature                  Control      System                being          declared inoperable.
 
Contributing          causes                            to  the event    were      a            lack    of system            knowledge                      and                        experience              combined                                          with less than adequate                          procedural                    guidance.                                The  equipment                operators            performing  the crosstie did not            fully understand                            the flow path  that needed              to    be            established. Additionally, training provided in  2018  when                      the VS                  to    VC                crosstie
 
NRC  FORM    366A  (04-02-2024)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Page_2_                    of      _3_
NRC    FORM    366A                                              U.S.            NUCLEAR                    REGULATORY                        COMMISSION                            APPROVED                    BY    0MB:                NO. 3150-0104                                                                                                  EXPIRES:                  04/30/2027 (04-02-2024)                                                                                                                                                                  Estimated burden                per response    to    comply              with this mandatory                        collection request: 80  hours.        Reported
 
lessons learned are    incorporated  into the licensing process  and              fed back                to    industry. Send        comments LICENSEE          EVENT                    REPORT          (LER)                                                                regarding burden              estimate to    the FOIA. Library,    and                Information          Collections Branch              (T-6 A 1 OM),    U.              S.
Nuclear                            Regulatory                                Commission.                                    Washington.                                          DC                              20555-0001,                        or                                by                                          email                        to CONTINUATION                            SHEET                                                                    lnfocollects.Resource@nrc.gov. and              the 0MB  reviewer at:    0MB  Office of  Information          and                Regulatory Affairs, (3150-0104), Attn: Desk Officer for the Nuclear    Regulatory    Commission,            725  17th Street NW Washington.                    DC      20503          The        NRC        may                        not            conduct                      or        sponsor.              and                a          person            is not            required to respond            to.      a        collection of      information      unless      the document                      requesting or        requiring the collection displays a    currently valid 0MB control  number.
: 1. FACILITY          NAME                                                                                                                                              2. DOCKET      NUMBER                                                                      3. LER    NUMBER
                                                                                                                                                                050                                                                          YEAR                      SEQUENTIAL                                    REV NUMBER                                    NO.
Byron                        Station,    Unit        1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    052 05000454                                                                                                                                                                                                                                        2024                                -001 00
 
NARRATIVE modification      was                    implemented,    focused                        on                    technical      specification changes                                and                      procedural                    guidance                              but            did not          demonstrate                      the flow paths    between                      the two            systems.          Procedural                  guidance                              did not            provide specific steps for each                  train or      include    detail regarding  which        train valves were      associated                  with each                  VC                train.
 
D.                              Safety          Consequences:
 
The  temperature        control          system            portion      of the VC                  System              (VC                Temperature                Control        System)              provides temperature      control            for the control              room                          normally                          and                      following isolation of the control              room.                                      The  VC Temperature                  Control        System              consists    of the VC                components                                                  (arranged                              in two            independent                  and                      redundant trains) that provide cooling                  and                        heating  of recirculated control              room                              air.
 
This event      had                no                      safety  consequences                                                        impacting          plant  or      public      safety.              For      approximately                              two            hours                    on 7/7/24,    the 0A  and                            OB    Control        Room                                  Temperature                    (VC)                  Control      System            trains were        inoperable                requiring entry into TS    3.7.11,      Control        Room                                  Ventilation      (VC)                Temperature                  Control        System,              Condition                D. Temperatures                    in  the main                      control              room,                              during      the approximately                            two            hours                  both              VC                trains were      inoperable,                  did not            exceed                      the Tech          Spec          required limit of</=          80  degrees F  and                      online            risk remained                  green        for both              units throughout                      the event.


E.                               Corrective Actions:
NRG FORM 366 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION APPROVED BY 0MB: NO. 3150-0104 EXPIRES: 04/30/2027 (04-02-2024)
: 1. Facility Name
~ 050 2, Docket Number 3.Page Byron Station, Unit 1 052 05000454 1 OF 3
: 4. Title Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable 5, Event Date
: 6. LER Number 7, Report Date
: 8. Other Facilities Involved Sequential Revision Facility Name Docket Number Month Day Year Year Number No, Month Day Year Byron Station, Unit 2 rgJ 050 05000455 07 07 2024 2024 001 00 09 05 2024 Facility Name2 Docket Number NIA 052 N/A 9, Operating Mode 110, Power Level 100 1
)
N/A N/A N/A


Upon                                      discovery,             the OB     Temperature                   Control       System               (VC)               was                   returned    to   operable.                   Immediately            following the event,    the directly involved  individuals were      removed                    from      watch-standing                                    and                      remediated.
=Abstract=
At 1440 CDT on July 7, 2024, the OA and OB trains of the Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System were simultaneously inoperable resulting in a condition that could have prevented the fulfillment of a safety function and was reported as an eight-hour, non-emergency notification per 10 CFR 50. 72(b)(3)(v)(D) under ENS 57211 to the NRC.
OB Control Room Ventilation (VC) Temperature Control system was restored to operable status at 1634 CDT on 7/7/2024.
A.  


Corrective actions                taken          or      planned                      to    be            taken                include:
==Plant Operating Conditions Before the Event==
    -Review      and                       reinforcement          of the requirements  for conducting                                  effective pre job            briefs with each                    operating          crew.
Event Date:
    -Weekly                communications                                                                performed        by                      Station    Leadership focusing                      on                       standards,                  human                                          performance                                tool usage,                          and                        a         review of learnings    and                       examples                      from        observations.
July 7, 2024
    -Revising the applicable        VS                 to   VC                 crosstie procedures,                     to   better human-engineer                                                  the procedure                   steps and                         add more                detailed drawings.
: 2. DOCKET NUMBER
    -VS                to   VC                 crosstie training will be              revised to     include        a           review of the flow paths,   heat    up              rates in the control room                          when                        cooling                    is not            aligned,   and                     the Technical                Specification conditions              for VC                                                                     train inoperability.
: 3. LER NUMBER SEQUENTIAL REV YEAR NUMBER NO.
05000454 2024 -
001 00 Unit 1 - Mode 1 - Power Operations, Reactor Power 100 percent Unit 2 - Mode 1 - Power Operations, Reactor Power 100 percent Reactor Coolant System (RCS)[AB]: Normal Operating Temperature and Pressure No structures, systems, or components were inoperable at the start of this event that contributed to the event.
B.
Description of the Event:
At 1310 CDT on 7 /7 /24 the auxiliary building equipment operator (EO) noted the DA Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System chiller oil level had dropped from a previous rounds reading of 37 percent to 15 percent. The EO notified the main control room and the operations field supervisor was dispatched to review the condition. The shift manager notified maintenance to request support to add oil to the DA VC chiller.
At 1355 CDT, a briefing was held in the control room to perform the crosstie of the service building (VS) chilled water system to the 0A VC chilled water system per procedure BOP VC-20. At 1404 CDT, while the briefing was in progress, the auxiliary building EO notified the main control room that the oil level in the DA VC chiller had further decreased to 0 percent in the sight glass, but that oil was still visible with foam present.
Following the briefing, two equipment operators obtained keys to unlock the individual valves needed to perform the crosstie. At approximately 1435 CDT, the operations field supervisor notified the main control room that the oil level in the DA VC chilled water system was no longer visible in the sight glass. At 1440 the DA VC chiller was secured and declared inoperable by Operations and the equipment operators began to perform the procedure steps to establish the VC to VS chilled water crosstie. While attempting to crosstie 0A VC train to the service building (VS) chilled water system, the equipment operators incorrectly operated valves on the OB VC chiller train. This caused the OB VC chiller train to become inoperable. With both trains of control room chillers inoperable, Unit 1 and Unit 2 entered TS 3.7.11 Condition D. Operations personnel returned to the field at 16:34 CDT on 7/7/24 and restored the valve lineup for the OB VC chiller returning the OB VC chiller to operable and exiting Condition D of TS 3.7.11. This event was determined to be a loss of safety function for the control room chilled water system and an 8-hour ENS (57211) was made to the NRC per 10 CFR 50.72(b)(3)(v)(D) at 22:12 CDT on 7/7/24.
C.
Causes of Event:
The root cause of this event was determined to be an inadequate brief performed by the Operations SRO with the Reactor Operator and Equipment Operators. During the brief, the SRO supervisor did not clearly establish that each operator understood their role in the crosstie activity or utilize station prints to clearly establish the intended plant manipulations. As a result, the equipment operators manipulated incorrect valves while establishing the crosstie which resulted in both trains of VC Temperature Control System being declared inoperable.
Contributing causes to the event were a lack of system knowledge and experience combined with less than adequate procedural guidance. The equipment operators performing the crosstie did not fully understand the flow path that needed to be established. Additionally, training provided in 2018 when the VS to VC crosstie
: 2. DOCKET NUMBER YEAR 05000454 2024
: 3. LER NUMBER SEQUENTIAL NUMBER 001 REV NO.
00 modification was implemented, focused on technical specification changes and procedural guidance but did not demonstrate the flow paths between the two systems. Procedural guidance did not provide specific steps for each train or include detail regarding which train valves were associated with each VC train.
D.  


F.                                   Previous                Occurrences:
==Safety Consequences==
The temperature control system portion of the VC System (VC Temperature Control System) provides temperature control for the control room normally and following isolation of the control room. The VC Temperature Control System consists of the VC components (arranged in two independent and redundant trains) that provide cooling and heating of recirculated control room air.
This event had no safety consequences impacting plant or public safety. For approximately two hours on 7/7/24, the 0A and OB Control Room Temperature (VC) Control System trains were inoperable requiring entry into TS 3.7.11, Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System, Condition D. Temperatures in the main control room, during the approximately two hours both VC trains were inoperable, did not exceed the Tech Spec required limit of</= 80 degrees F and online risk remained green for both units throughout the event.
E.  


LER    454-2023-011-01 On              March                    18,    2023,    at    14:40  CDT,   the 0A    Control         Room                                    Ventilation      (VC)                 failed to   actuate                    when                      performing    the 1A  Diesel Generator                (DG)    sequencer                        testing due            to    installed jumpers          on                        0PR031J        and                        0PR032J,         Main            Control Room                                  Outside Air Intake          A  Monitors.                Jumpers                that were      installed during      the Bus              141      outage                          to  defeat Main Control        Room                                    Radiation              Monitor        interlocks were       not            removed                       as          expected              at the conclusion                                      of the bus                      outage.
==Corrective Actions==
These jumpers        prevented 0PR031J          and                     0PR032J,            Main            Control        Room                                    Outside Air Intake            A  Monitors    from causing                            0A  Train      VC                 actuations                            when                      required during          1A  DG    sequencer                          testing. 0PR031 J  and                     0PR032J        were declared    inoperable.                             Once                    identified, the jumpers        were      removed                  from          0PR031J        and                       0PR032J          and                      the monitors              were      restored to    operable                    status.
Upon discovery, the OB Temperature Control System (VC) was returned to operable. Immediately following the event, the directly involved individuals were removed from watch-standing and remediated.
Corrective actions taken or planned to be taken include:
:- Review and reinforcement of the requirements for conducting effective pre job briefs with each operating crew.
:- Weekly communications performed by Station Leadership focusing on standards, human performance tool usage, and a review of learnings and examples from observations.
:- Revising the applicable VS to VC crosstie procedures, to better human-engineer the procedure steps and add more detailed drawings.
:- VS to VC crosstie training will be revised to include a review of the flow paths, heat up rates in the control room when cooling is not aligned, and the Technical Specification conditions for VC train inoperability.
F.  


NRC    FORM    366A  (04-02-2024)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                           Page_3_                   of       _3_
==Previous Occurrences==
LER 454-2023-011-01 On March 18, 2023, at 14:40 CDT, the 0A Control Room Ventilation (VC) failed to actuate when performing the 1A Diesel Generator (DG) sequencer testing due to installed jumpers on 0PR031J and 0PR032J, Main Control Room Outside Air Intake A Monitors. Jumpers that were installed during the Bus 141 outage to defeat Main Control Room Radiation Monitor interlocks were not removed as expected at the conclusion of the bus outage.
These jumpers prevented 0PR031J and 0PR032J, Main Control Room Outside Air Intake A Monitors from causing 0A Train VC actuations when required during 1A DG sequencer testing. 0PR031 J and 0PR032J were declared inoperable. Once identified, the jumpers were removed from 0PR031J and 0PR032J and the monitors were restored to operable status. Page_3_ of _3_
}}
}}


{{LER-Nav}}
{{LER-Nav}}

Latest revision as of 14:38, 2 January 2025

Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable
ML24249A074
Person / Time
Site: Byron 
Issue date: 09/05/2024
From: Harvey S
Constellation Energy Generation
To:
Office of Nuclear Reactor Regulation, Document Control Desk
References
2024-0047 LER 2024-001-00
Download: ML24249A074 (1)


LER-2024-001, Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable
Event date:
Report date:
4542024001R00 - NRC Website

text

l September 5, 2024 L TR:

BYRON 2024-0047 File:

1D.101 5A.108 United States Nuclear Regulatory Commission ATTN: Document Control Desk Washington, DC 20555-0001 Byron Station, Units 1 and 2 Renewed Facility Operating License No. NPF-37 and NPF-66 NRG Docket No. STN 50-454 10CFR50.73

Subject:

Licensee Event Report (LER) No. 454-2024-001 "Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable" Enclosed is Byron Station Licensee Event Report (LER) No. 454-2024-001 regarding both trains of Control Room Ventilation Temperature Control System inoperable. This condition is being submitted in accordance with 10 CFR 50.73, "Licensee Event Report System."

There are no regulatory commitments in this report.

Should you have any questions concerning this submittal, please contact Ms. Zoe Cox, Regulatory Assurance Manager, at (779) 231-6606.

Respectfully,

        • ~,~

Shane Harvey Plant Manager Byron Generating Station SH/DG/hh

Enclosure:

LER 454-2024-001 cc:

Regional Administrator-NRG Region Ill NRG Senior Resident Inspector - Byron Generating Station

NRG FORM 366 U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION APPROVED BY 0MB: NO. 3150-0104 EXPIRES: 04/30/2027 (04-02-2024)

1. Facility Name

~ 050 2, Docket Number 3.Page Byron Station, Unit 1 052 05000454 1 OF 3

4. Title Both Trains of Control Room Ventilation Temperature Control System Inoperable 5, Event Date
6. LER Number 7, Report Date
8. Other Facilities Involved Sequential Revision Facility Name Docket Number Month Day Year Year Number No, Month Day Year Byron Station, Unit 2 rgJ 050 05000455 07 07 2024 2024 001 00 09 05 2024 Facility Name2 Docket Number NIA 052 N/A 9, Operating Mode 110, Power Level 100 1

)

N/A N/A N/A

Abstract

At 1440 CDT on July 7, 2024, the OA and OB trains of the Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System were simultaneously inoperable resulting in a condition that could have prevented the fulfillment of a safety function and was reported as an eight-hour, non-emergency notification per 10 CFR 50. 72(b)(3)(v)(D) under ENS 57211 to the NRC.

OB Control Room Ventilation (VC) Temperature Control system was restored to operable status at 1634 CDT on 7/7/2024.

A.

Plant Operating Conditions Before the Event

Event Date:

July 7, 2024

2. DOCKET NUMBER
3. LER NUMBER SEQUENTIAL REV YEAR NUMBER NO.

05000454 2024 -

001 00 Unit 1 - Mode 1 - Power Operations, Reactor Power 100 percent Unit 2 - Mode 1 - Power Operations, Reactor Power 100 percent Reactor Coolant System (RCS)[AB]: Normal Operating Temperature and Pressure No structures, systems, or components were inoperable at the start of this event that contributed to the event.

B.

Description of the Event:

At 1310 CDT on 7 /7 /24 the auxiliary building equipment operator (EO) noted the DA Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System chiller oil level had dropped from a previous rounds reading of 37 percent to 15 percent. The EO notified the main control room and the operations field supervisor was dispatched to review the condition. The shift manager notified maintenance to request support to add oil to the DA VC chiller.

At 1355 CDT, a briefing was held in the control room to perform the crosstie of the service building (VS) chilled water system to the 0A VC chilled water system per procedure BOP VC-20. At 1404 CDT, while the briefing was in progress, the auxiliary building EO notified the main control room that the oil level in the DA VC chiller had further decreased to 0 percent in the sight glass, but that oil was still visible with foam present.

Following the briefing, two equipment operators obtained keys to unlock the individual valves needed to perform the crosstie. At approximately 1435 CDT, the operations field supervisor notified the main control room that the oil level in the DA VC chilled water system was no longer visible in the sight glass. At 1440 the DA VC chiller was secured and declared inoperable by Operations and the equipment operators began to perform the procedure steps to establish the VC to VS chilled water crosstie. While attempting to crosstie 0A VC train to the service building (VS) chilled water system, the equipment operators incorrectly operated valves on the OB VC chiller train. This caused the OB VC chiller train to become inoperable. With both trains of control room chillers inoperable, Unit 1 and Unit 2 entered TS 3.7.11 Condition D. Operations personnel returned to the field at 16:34 CDT on 7/7/24 and restored the valve lineup for the OB VC chiller returning the OB VC chiller to operable and exiting Condition D of TS 3.7.11. This event was determined to be a loss of safety function for the control room chilled water system and an 8-hour ENS (57211) was made to the NRC per 10 CFR 50.72(b)(3)(v)(D) at 22:12 CDT on 7/7/24.

C.

Causes of Event:

The root cause of this event was determined to be an inadequate brief performed by the Operations SRO with the Reactor Operator and Equipment Operators. During the brief, the SRO supervisor did not clearly establish that each operator understood their role in the crosstie activity or utilize station prints to clearly establish the intended plant manipulations. As a result, the equipment operators manipulated incorrect valves while establishing the crosstie which resulted in both trains of VC Temperature Control System being declared inoperable.

Contributing causes to the event were a lack of system knowledge and experience combined with less than adequate procedural guidance. The equipment operators performing the crosstie did not fully understand the flow path that needed to be established. Additionally, training provided in 2018 when the VS to VC crosstie

2. DOCKET NUMBER YEAR 05000454 2024
3. LER NUMBER SEQUENTIAL NUMBER 001 REV NO.

00 modification was implemented, focused on technical specification changes and procedural guidance but did not demonstrate the flow paths between the two systems. Procedural guidance did not provide specific steps for each train or include detail regarding which train valves were associated with each VC train.

D.

Safety Consequences

The temperature control system portion of the VC System (VC Temperature Control System) provides temperature control for the control room normally and following isolation of the control room. The VC Temperature Control System consists of the VC components (arranged in two independent and redundant trains) that provide cooling and heating of recirculated control room air.

This event had no safety consequences impacting plant or public safety. For approximately two hours on 7/7/24, the 0A and OB Control Room Temperature (VC) Control System trains were inoperable requiring entry into TS 3.7.11, Control Room Ventilation (VC) Temperature Control System, Condition D. Temperatures in the main control room, during the approximately two hours both VC trains were inoperable, did not exceed the Tech Spec required limit of</= 80 degrees F and online risk remained green for both units throughout the event.

E.

Corrective Actions

Upon discovery, the OB Temperature Control System (VC) was returned to operable. Immediately following the event, the directly involved individuals were removed from watch-standing and remediated.

Corrective actions taken or planned to be taken include:

- Review and reinforcement of the requirements for conducting effective pre job briefs with each operating crew.
- Weekly communications performed by Station Leadership focusing on standards, human performance tool usage, and a review of learnings and examples from observations.
- Revising the applicable VS to VC crosstie procedures, to better human-engineer the procedure steps and add more detailed drawings.
- VS to VC crosstie training will be revised to include a review of the flow paths, heat up rates in the control room when cooling is not aligned, and the Technical Specification conditions for VC train inoperability.

F.

Previous Occurrences

LER 454-2023-011-01 On March 18, 2023, at 14:40 CDT, the 0A Control Room Ventilation (VC) failed to actuate when performing the 1A Diesel Generator (DG) sequencer testing due to installed jumpers on 0PR031J and 0PR032J, Main Control Room Outside Air Intake A Monitors. Jumpers that were installed during the Bus 141 outage to defeat Main Control Room Radiation Monitor interlocks were not removed as expected at the conclusion of the bus outage.

These jumpers prevented 0PR031J and 0PR032J, Main Control Room Outside Air Intake A Monitors from causing 0A Train VC actuations when required during 1A DG sequencer testing. 0PR031 J and 0PR032J were declared inoperable. Once identified, the jumpers were removed from 0PR031J and 0PR032J and the monitors were restored to operable status. Page_3_ of _3_