ML17252B525: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot change)
(StriderTol Bot change)
 
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[05000237/LER-1978-030]]
| number = ML17252B525
| issue date = 05/12/1978
| title = LER 78-030/01T-0 for Dresden, Unit 2 Re During Startup Operation, the a LPCI and Core Spray Subsystem Were Inadvertently Rendered Inoperable
| author name = Stephenson B
| author affiliation = Commonwealth Edison Co
| addressee name = Keppler J
| addressee affiliation = NRC/RGN-III
| docket = 05000237
| license number = DPR-019
| contact person =
| case reference number = BBS LTR 78-828
| document report number = LER 78-030/01T-0
| document type = Letter, Licensee Event Report (LER)
| page count = 3
}}
 
=Text=
{{#Wiki_filter:,, .
                      *Commonwe. Edison Dresden Nuclear      wer Station R.R. #1 Morris, Illinois 60450 Telephone 815/942-2920 May 12, 1978 BBS Ltr    /178~828 James G. Keppler, Regional Director*
Directorate.of.Regulatory Operations - Region III U.S. Nuclear.Regulatory Commission 799 Roosevelt Road Glen Ellyn, IL 60137.
Repor~~ble;Otcurrence Repo~t ff78~030/01T-0 Docket 11050-237 is hereby submitted *to your office in accordance.with Dresden Nuclear Power Station Technical Specification 6.6.B.l.(f), personnel error which prevents ~r could prevent, by itself, the fulfillment of.the functional requirements of . syste!Tls required. t6 .cope with accidents analyzed in. the SAR.
* St phenson*.
Statio.n Superintendent*
Dresden Nuclear Power Station
      . BBS/deb*
    *
* Enclosure*
cc:    Director of Inspectiofi & Enforcement*
Director of Management Information & Program Control File/NRC
                                                            ~7*-*1*J,*::J(l(li~1
                                                            '.      *=* *- . -    I 1*
 
e                      . . **.
NRC FORM 366          :,,, ..                                                                                                                                                                U.S .. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION.
(7*7'Jl
      \:.
* LICENSEE EVENT REPORT
                      ''eoNTROL BLOCK:                          .____.__..._I_ ....1_*__..I_"'_.-_.I_ _.10            *                                  (PLEASE PRINT OR TYPE)iALL REQUIRED INFORMATION) 6
  ~ I I I LI                                  DIR            Is I      2 101 0                      o I - I o I o I o I o I o I - Io Io IG)l 4 11 11 11 I 1 l©I                                                                                I    10 7          8      9                  LICENSEE COOE                    14          15                                      LICENSE NUMBER                                        25
* 26          LICENSE TYPE        :JO          57 CAT 58 CON'T
*ITEJ 7          8
                              -~~~~~~ L!J© 1 oI s.10 I o I o I 2 I 3 60 .        . 61            .*      DOCKET NUMBER.
I 1 101 68          69 o I 4 I ~ I a I 1 I a I© I o I s I 1 EVENT DATE                    74      75      REPORT.DATE
* 1- 2..1 1_LRlG) 80 EVENT DESCRIPTION ANO PROBABLE CONSEQUENCES@                                                                                          .
I        During Unit .2 startup operations the "A" LPCI and Core Spray Subsystems were
[ITIJ                      inadvertantly tendered inoperable.                                                                            At this time preparations were in progress on
[IIIJ L-..:U...::.n::i:..:t:.._:3:.._f:..:o:..:r:__*t:...h:..:..e.:.._'E_C..:....:..C'"""S_*...::.U...::.n_d_e_r_v_o_l_t_a.-::g::..e_F_u_n_c-'__t_i_on_a_l_T_e_s_t_.__S~u_b_s_e_q_,_u_e_n_t_ly"--_a_t_0_4_0_S_h_o_u_r"""s___.i_t_w_a_s___.
  !Im. J.                    determined that the. eqtdprr.ent attendant had closed. the "A" and "B" LPCI pump and "A"
[ill] I
* Core                              Spray Pump. Manual Discharge ValVes on* Unit 2 instead of Unit 3.                                                                                                                                                L
[TI?].
[ill]
7          s  .9                                                                                                                                                                                                                                        *so SYSTEM                  CAUSE                        CAUSE ..
* COMP ..        VALVE
                                                            .CODE                      CODE                    SUBCODE                                  COMPONENT CODE                            SUBCODE          SUBCODE *
[TI2J
    .        S*
I SI Fl@ LA.J@ L!J@) LY                                                                            Al LI        Vj      El x1e ~ LEJ@
9            10                11                        12                      13                                          lS              19              20 SEQUENTIAL .                                          OCCURRENCE                  REPORT                                REVISION
                * (.":;'\
0 LERiRO LVENT YEAR REPORT NUM.BER I2°17 I 8 22.I                I23 *1.
REPORT No:
I* 0 I 3 I 0 26I 24 .
I2.7/I CODE I2S 0 I 129I                wTYPE 30 l=J 31*
NO.
LQJ
                                                                                                                                                                                                                                                .32
                .ACTION TAKEN rUTURE ACTION EFFECT ON PLANT SHUTDOWN METHOD                                        HO.URS ~.
6 ATTACHMENTSUBMITTED
                                                                                                                                                                                        * . . NPRD,4 FORM SUB.
PRIME COMP.
* SUPPLIER .
COMPONENT MANUFACTURER W@W@                                          W@                          W                          101010 10                            I      LU@                    ~                ~@)                      IZ 19 19 19 I@'
33                    34          .          35                          36                        37                                  40      41                    42                43                        44.      .      47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS                                                                  @
Upon discovery.of the personnel error at 0405 hours the pump discharge valves were ITITI I                    returned to. their normally locked open position and verified by 0420 hours.                                                                                                                                          In IJ:TIJ            I addition the "A'' LPCI and "A" Core Sray Subsytems were satisfactorily flo~ tested.                                                                                                                                                      I IJJIJ            1 ** Normal Unit 2 startup then continued *. Personnel involved were admonished for OJI]                        their error.
7          s      9                                                                                                                                                                                                                                        BO FACILITY                                                                                                    *~30            METHOD OF                            *                                                      ~
      .          STATUS                          % POWER .                                  OTHER          STATUS.~*                      DISCOVERY                . .  .        .      . . DISCOVERY DESCRIPTION,                  ~*    .      .
[QIL~@
.7 .      . 8      9 I0 I 10 01 0 1.2 l@I.                  NA
                                                                              "-13'--.-----'"--....,...-4~4
                                                                                                                          .              r        l.AJ@)I
                                                                                                                                                    *.45      .  . 46 Operational Event - Rx Level increas.e 80 ACTIVITY,                  CONTENT                                    .                            . r::;;-.                                                                                                  (.;';;\
* RELEASED OF RELEASE                                            AMOUNT OF ACTIVITY .                                                                                            . LOC.ATION OF    RELEASE\~.~,;:
.EITJ UJ @) WL-l___N=A.:........._
7        8    9          .              10              11 44 I
45 NA 80 r:;;:;,.
PERSONNEL. EXPOSURES NUMBER                  (::;:;\. TYPE
                                                                        . C)ESCRIPTION e
ETil 1 0 I 0 I 0 lUJ@I                                    12            13
                                                                              . ... NA ;
8    9                            11'                                                                                                                                                                                                        so.
PERSONNEL IN.JURIES * ..                            (;":;\
                        . NUMBE~ . .                        DESCRIPTION~-~/
'12:li]' I 0 I                        0  I 0 I@                  . .* . . NA
            .8    9                    .    . 1.1          ~12~.-*--.----'~--'----,---:'---------------------------------------8-'0
                  'LOSS OF OR DAMAG.E TO FACILITY                                14'3\.
TYPE                    DESCRIPTION*                          '\!.::)
.[Q2)
  ;* . . 8 9
                .LlJ@          ,.*
                                              . NA                    .
:-;10::-'*-**--'-'=--------.,....---7-,----,----..,-----....,....-----'----._....,.._.,....-.,......;.._-----IBO PUBLICITY                            Q ISSUEDt,;°:;\ D~SCRIPTION                      ~                                                                                                                                                                NRC U.SE ONLY                "'
[IliJ8 U!.161    9                .                  NA
                                          -------------------~--------'------------'68                                                                                                                          I I I I I I I I I I I I I~
69 SO*  0:
NAME OF PREPARER _ _ _J_._W_u_,,j.._c_i_,g,._a                                        _ _ _ _ _ _ _ _ __                                            PHONE      =--x_-_2_6.,..,s,.,.,....._____.,...____              0 a.
 
I,
    '          *'      ~ '
      ~          ."").                                                                          j ATTACHMENT TO LICENSEE EVENT REPORT 78-030/0lT-0 COMMONWEAL TH EDISON COMP ANY ( CWE)
DRESDEN UNIT-2 (ILDRS-2)
DOCKET 11050-237 During normal Unit 2 startup operations at 0005 hour.s on April 28, 1978 the "A" Low Pressure Coolant Injection (LPCI) and "A" Core Spray. Subsystems were inadvertantly rendered inoperable. At*the time* of the event prep*arations were in progress (DOS 6600-6) **
on Unit 3 while in the shutdown condition for the Emergency Core Cooling System (ECCS) undervoltage Functional Test. Following initiation of the test, at 0405 hours it was determined.that the Equipment Attendant (EA) had closed the "A" and "B" LPCI pump*
and "A" Core Spray Pump Manual Discharge Valves on Unit 2 instead of Unit 3. At 0420hours the Unit 2 manual discharge valves were returned to their normally locked open position and verified'. In                                .
addition the "A" LPCI and. "A" Core Spray S~bsystems were satisfactorily flow tested. Unit 2*startup operations continued. During the approximate four (4) hour interval. when the ''Au LPCI and Core Spray Subsystems were inoperable the remaining two*(2) LPCI*
pumps ~ere available to fulfill the Containment Cooling Function.
* In additio11 the redundant 100% capacity Core Spray System was availkble*tb
                                  . provide sufficient core cooling in the unlikely event of a loss of coolant accident. There are no previous events of a similar nature at Dresden~
A subsequent review of the event with the appropriate operations personnel revealed that the. Equipment Attendant (EA) assigned to
                                  .Unit 3 for specific valving operations involving the ECCS test mistakenly closed the three discharge valves.discussed previously on Unit 2
* the personne:i, involved were admonished regarding* the{r errors.
At this time, -an investigative .committee ha*s been assigned to fur'ther
                                --i~~~stigate th~ event and provide recommendations to prevent .. *a.
* re.Qccurence.
A supplemental report will . be sub.mittea
                                                                                            . . I following .the investigation!
~5'ri'"T"~li?._&#xa3;1M@lltqdt&<o!!ti&#xa3;!"'~                      -~~"':l?~~~,.--r.~,11)---zm:*,-,..__                __... ;:.-~~c---....iiw.---.....--*-----.
                                                                                                                        .,}}

Latest revision as of 11:18, 8 January 2025