ML19207B985: Difference between revisions

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(7 77)
LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK: l 1
l      l    l      l    l 6
lh                  (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 7 o i 8 s l P l LICEf4SEE A l B CODE  l V l S l 1 l@l 0 l 0 l- LICENSE 14    13 l 7 l0NuveER l0 l0 l0 l- l0 l025 l@l4        26 l1    l1 11 LICENSE      TYPE l1JGl@lS i C Al T 58l@
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[y'n"c' l L }@l 0 l 5 l 0 l 0 l 0 l 3 l 3 l 4 @l 0 l 8 l 1 l 9 l 7 l 974}@l0 OOCKETNOV8gR                    ca    69      EVENT OATE                      15 8REPORT l 3lDATE ll 7l 9 80l@
60          63 EVENT DESCRIPTION AND PROBA8LE CONSEQUENCES h o 2 l At 1446 hours, the reactor was manually tripped followine the trip of the IB Steam                                                                                            l lol3ll Generator Feed Pump due to low NPSH. The operators performed the immediate manual                                                                                                l
@ l actions following a reactor trip and loss of normal feedwater.                                                                              An operator, thinking                  l o 5 l that the generator output breakers were taking too long to trip, manually tripped then ]
o s l prior to the automatic trip which normally occurs 30 seconds af ter the trio.                                                                                  Frecuency l l o l 7 l [ dropped on the 1A and 1B 4KV Buses and all three RCPs tripped on underfrequency.                                                                                          l o  8                                                                                                                                                                              l 7        ss                                                                                                                                                                        so SYSTE M              CAUSE            CAUSE                                                      COMr.              VALVE CODE                COCE        SUSCODE                    COMPONENT CODE                    SUSCODE            SUSCODE 7
o 9 s
l Hl Alh Wh e          iG            u l Alh l C l K l T l B l R lK lh l Alh l Z lh i2              is                              is          is                20 SE QUE NTI AL                      OCCURRENCE            REFORT                        REVislON LE          EVENT YE AR                                  REPORT HO.                              CODE                TVE                          No.
              @ ,aj=R/Ro17 l9 I
_ 21          22 l-l 23 I o f 2181 24              26 W
27 10 11 I 28        29 ITI 30 l-l 31 Lo_]
32 KEN AC O                  ON PLANT          M                            HOURS            S 8 IT O        FORi US.            SUPP LI E R        MANUFACTURER Ltd@l        z l@            I35 z l@            Iz    18          Iolofolol                  Ivi@ lN @ l Zl@                                    l44Z l 9 l 9 l 947 l@
M        34                                    M                37                      40  41                42                  43 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS 1  o lThe incident resulted from ooerator error ir. _ rinoig t h.                                                              en in eenerator outout breaker l i i        l orior to the automatic trio.                                  The IC RCP was started four minutes after the trin and                                                  I i 7        l forced flow was returned to the RCS.                                          The involved operator was reprimanded for his                                            l
  , 3        l action and all Operations personnel will review the incident circumstances.                                                                                          l t  4      l                                                                                                                                                                      l 7        8 9                                                                                                                                                                      80 ST                % POWE R                      OTHER STATUS                    ISC      RY                          DISCOVERY CESCRIPTION R d@ l 0 l 5 l0 l@l                                            N/A                        l      lAl@l Operator observation                                                        l ACTivlTY CONTENT STELE ASED OF RELE ASE                      AVOUNT OF ACTIVITY                                                          LOCATION OF RE LE ASE i ITl4i 9z I @ L;J@l        50 N/A                        l          l                                          N/A                              l 3                                        11                                              44            45                                                                        80 PERSONNE L EXPOSURES NUYSER              TYPE          D E SCRIPTIO N '
fi      7 IoIoloi@lZl@l                                    N/A                                                                                                                  l
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                                                                  *    *              'N                                '                            412-643-1258                      o NAME OF PREPARER                                                                                          PHONE:
 
Attachment To LER 79-28/01T Beaver Valley Power Station Duquesne Light Company Docket No. 50-334                                  2 At 1446 hours on August 19, 1979, the reactor was manually tripped from approximately 50% rated power following the trip of the 1B Main Feed Pump due to low net positive suction head. The 1A Condensate Pump was shutdown for cleaning of its strainer. The IB hain Feed Pump had just been started and the 1A Pump secured to investigate a high bearing temperature on the 1A Pump.
Upon initiation of the reactor trip, the operators performed the immediate manual actions following a reactor trip and loss of normal feedwater. An operator, thinking that the generator output breakers were taking too long to trip, manually tripped them prior to the automatic trip which normally occurs 30 seconds after the reactor / turbine trip. Since the =ain generator was no longer tied to the system, frequency dropped on the LA and 1B 4KV Buses and all three reactor coolant pumps tripped on underfrequency (2 of 3 buses).
The 1C and ID 4KV Buses were tied into the system and did not experience the underfrequency condition. Thirty seconds after the turbine trip, the 1A and 1B Buses transferred to system power and the underfrequency condition cleared.
Fcur minutes after the reactor trip, the 1C Reactor Coolant Pump was started and forced flow returned to the reactor coolant system. All systems operated as designed and at no time was the health and safety of the public jeopardized.
The involved operator was reprimanded for his action. All Operations personnel will review the incident.
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