ML18219B572: Difference between revisions

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{{#Wiki_filter:g~/~g/~REGULATORY INFORMATION DISTRIBUTION SYSTEM<RIDS)DISTRIBUTION FOR INCOMING'MATERIAL 50-316 REC: KEPPLER J G ORG: SHALLER D V DOCDATE: 07/11/78 NRC lN 5 Ml PWR DATE RCVD: 07/14/78 DOCTYPE: LETTER NOTARIZED:
{{#Wiki_filter:g     ~/~g/~
NO COPIES RECEIVED  
REGULATORY INFORMATION DISTRIBUTION SYSTEM       < RIDS)
DISTRIBUTION FOR INCOMING 'MATERIAL                           50-316 REC:   KEPPLER J G                 ORG: SHALLER D V                   DOCDATE: 07/11/78 NRC                                 lN 5 Ml   PWR                     DATE RCVD: 07/14/78 DOCTYPE:   LETTER     NOTARIZED: NO                                               COPIES RECEIVED


==SUBJECT:==
==SUBJECT:==
LTR 1 ENCL 1 FORWARDING LICENSEE EVENT REPT (RO 50-316/78-034)
LTR 1     ENCL 1 FORWARDING LICENSEE EVENT REPT (RO 50-316/78-034) ON 05/15/78 CONCERNING DURING SURVEILLANCE TESTS ON 05/15/78 8. 06/20/78) THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION FANS (2HV-CEQi 8( 2-HV-CEQ2) FAILED TO START WITHIN TECH SPEC REQUIREMENT 4. 6. 5. 6. A... W/ATT LER 7Q -Q9"f ] '7B" ~V+   >
ON 05/15/78 CONCERNING DURING SURVEILLANCE TESTS ON 05/15/78 8.06/20/78)THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION FANS (2HV-CEQi 8(2-HV-CEQ2)
                                                                  +   7
FAILED TO START WITHIN TECH SPEC REQUIREMENT 4.6.5.6.A...W/ATT LER 7Q-Q9"f]'7B"~V+>+7>~k'LANT NAME: COOK-UNIT 2 REVIEWER INITIAL: X JM DISTRIBUTOR INITIAL:++++~>+++++++4+4l+>
                                                                            >~k'LANT NAME: COOK UNIT 2                                   REVIEWER           INITIAL: X JM DISTRIBUTOR           INITIAL:
DISTRIBUTION OF THIS MATERIAL IS AS FOLLOWS+4>+>>~+>>>>+>>>+>
  ++++~>+++++++4+4l+> DISTRIBUTION OF THIS MATERIAL IS AS FOLLOWS +4>+>>~+>>>>+>>>+>
NOTES: 1.SEND 3 COPIES OF ALL MATERIAL TO lhE ED REEVES-1 CY ALL MATERIAL INCIDENT REPORTS (DISTRIBUTION CODE A002)FOR ACTION: INTERNAL: EXTERNAL: BR CHIE W&#xb9;2 BC+4W/4 ENCL R G FILE+4W/E I 5 E~~ENCL, I 8(C SYSTEMS BR+%W/ENCL NOVAK/CHECK~+W/ENCL AD FOR ENG~~~~W/ENCL HANAUER++W/ENCL AD FOR SYS 8(PROJ+4W/ENCL ENGINEERING BR++W/ENCL KREGER/J.COLLINS<~W/
NOTES:
ENCL K SEYFRIT/IE++W/ENCL LPDR'8 ST.JOSEPH'I+4 Wf ENCL'ERA>+W/ENCL NSIC~~W/ENCL ACRS CAT B++W/16,ENCL NRC PDR++W/ENCL MIPC~~W/3 ENCL EMERGENCY PLAN BR++W/ENCL EEB++W/ENCL PLANT SYSTEMS BR<<W/ENCL AD FOR PLANT SYSTEMS+>W/ENCL REACTOR SAFETY BR<+W/ENCL VOLLMER/BUNCH++M/ENCL POWER SYS BRwmW/ENCL DISTRIBUTION:
: 1. SEND 3 COPIES OF ALL MATERIAL TO           lhE ED REEVES-1     CY ALL MATERIAL INCIDENT REPORTS (DISTRIBUTION CODE A002)
LTR 45 ENCL 45 , SIZE: 1P+1P+3P',%%%0f%%%%%%%%%%%%4 SH8%%%%%%%%%%%%%%%%
FOR ACTION:       BR CHIE     W &#xb9;2 BC+4W/4 ENCL INTERNAL:          R G   FILE+4W/E                     NRC PDR++W/ENCL I 5 E~~       ENCL,               MIPC~~W/3 ENCL I 8( C SYSTEMS BR+%W/ENCL          EMERGENCY PLAN BR++W/ENCL NOVAK/CHECK~+W/ENCL                EEB++W/ENCL AD FOR ENG~~~~W/ ENCL              PLANT SYSTEMS BR<<W/ENCL HANAUER++W/ENCL                    AD FOR PLANT SYSTEMS+>W/ENCL AD FOR SYS 8( PROJ+4W/ENCL          REACTOR SAFETY BR<+W/ENCL ENGINEERING BR++W/ENCL              VOLLMER/BUNCH++M/ENCL KREGER/J. COLLINS<~W/ENCL          POWER SYS BRwmW/ENCL K SEYFRIT/IE++W/ENCL EXTERNAL:          LPDR'8 ST. JOSEPH'   I +4 WfENCL
CONTROL NBR: 7819500 4 THE END h I A 4 4 4 N I'I 11 tt'b i1
                        'ERA>+W/ENCL NSIC~~W/ENCL ACRS     CAT B++W/16,ENCL DISTRIBUTION:       LTR 45       ENCL 45                       CONTROL NBR:              7819500 4
+CI~~erloen y>ccI IND/A NA&NICHIGA N PD%EH COMP N Y DONALD C.COOK NUCLEAR PLANT P.O.Box 458, Bridgman, Michigan 49106 July 11, 1978 Mr.J.G.Keppler, Regional Director Office of Inspection and Enforcement United States Nuclear Regulatory Commission Region III 799 Roosevelt Road Glen Ellyn, IL 60137 C7 C+t CrC>~a D C/)CD Pl C/l Operating License DPR-74 Docket No.50-316 r'a C.>"!r v C'ql%CD C CD rC-CA CO C"..X CD
,
SIZE: 1P+1P+3P
',%%%0f%%%%%%%%%%%%4 SH8%%%%%%%%%%%%%%%%           THE END


==Dear Mr.Keppler:==
I A
Pursuant to the requirements of the Appendix A Technical Specifications the following reports are submitted:
h 4          4 4 N
RO 78-034/03L-1 RO 78-044/03L-0 RO 78-045/03L-0 RO 78-046/03L-0 Sincerely, D.V.Shaller Plant Manager/bab CC: J.E.Dolan R.W.Jur gensen R.F.Kroeger R.Kilburn ,R.J.Vollen BPI K.R.Baker RO:III R.C.Callen MPSC P.W.Steketee, Esq.R.Walsh, Esq.G.Charnoff, Esq.PNSRC J.F.Stietzel R.S.Keith Dir., IE (30 copies)Dir., MIPC (3 copies)JUP].g 1978 "0 W L(V u (NRC FOR0/I 366)(7')CONTROL BLOCK: 1~oi M I D C C 7 8 9 I.ICENSEE CODE"UPDAT~EPORT
I 'I 11 tt
-PREVIOUS REPORT DATE 6/I LICENSE E EV EN T R E PORT ,Q (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 25 26 LICENSE TYPE 30 57 CAT 58 Q 14 15 LICENSE NUMBER 2 2 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 3 4 1 1 1 1 Q4~QE CON'T~O 7 8 REPoRT~LQ6 P 5 P P P 3 1 6 Q7 0 5 1 5 7 8 QB 0/I I/8 Q 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES
              'b i1
+10 DURING SURVEILLANCE TESTS ON 5-15-78 END 6-20-78, THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION
 
~O3 FANS (2HV-CEQl and 2-HV-CEQ2)
erloen
FAILED TO START WITHIN THE TIME LIMIT SPECIFIED BY T.S.SURVEILLANCE REQUIREMENT 4.6.5.6.a.
          +  CI~ ~
IN BOTH CASES THE AGASTAT TIMERS WERE RESET TO~O6~O6 WITHIN SPECIFICATIONS.
y>ccI  IND/ANA & NICHIGAN PD %EH COMP N Y                        C7 DONALD C. COOK NUCLEAR PLANT                          C+
PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR NATURE INCLUDE: RO-050-315/75
r'a P.O. Box 458, Bridgman, Michigan 49106                  t C.> "!
-'.15.~OB 7 8 80 7 8 9 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP.VALVE.CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE~SC Q>>~Q\2~Z Q13 R 2 L A Y S Q14~NQ1s~Z Q16 9 10 11 12 13 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION LER]RO EVfNT YEAR REPORT N Q.CODE TYPE NO.Q11 REPQRT~S8 Q~03 4 Q~~03 QL g Ql 21 22 23 24 26 27 28 29 30 31 32 ACTION FUTURE EFFECT SHUTDOWN ATTACHMENT NPRDP PRIME COMP.COMPONENT.
CrC r v C'ql
TAKEN ACTION ON PLANT" METHOD HOURS Q22 SUBMITTED FORM SUB.SUPPLIER MANUFACTURER
                                                                                %CD July 11,      1978                                          >~a            rC-C CD CA CO C/)CD D Pl          C".. X Mr. J.G. Keppler, Regional Director                          C/l CD Office of Inspection and Enforcement United States Nuclear Regulatory Commission Region    III 799  Roosevelt Road Glen  Ellyn, IL        60137 Operating License DPR-74 Docket No. 50-316
~2Q15~Z Qls~Z Q20~Z Q21 0 0 0 0~Q23 LJLI Q24~A Q25 A 1 0 9 Q26 33 34 35 36 37 40 41 42 43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 o NA 3~14 78 9 FACILITY STATUS 91 POWER OTHER STATUS Q EIH E Q26~~Q29 78.9 10 12 13 44 ACTIVITY CONTENT RELEASED OF RELEASE AMOUNT OF ACTIVITY~~16~Z Q33 Z Q34 NA 7 8 9 10 11 44 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39 7~00 0 Q37 Z QEs NA 7 8 9 11 12 13 PERSONNEL INJURIES 7 8 9 11 12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY Q43 TYPE DESCRIPTION Z Q4.NA 7 8 9 10 PUBLICITY 7 8 9 10 NAME OF PREPARER METHOD OF DISCOVERY MQ31 45 46 45 NA DISCOVERY DESCRIPTION Q32 80, LOCATION OF RELEASE Q 80 80 Iyqh" 80 80 NRC USE ONLY o 80 o 0 68 69 PH NE, 61 6 465 5901 L'l NRC FORM 366 (7'7PJ~'.S.NUCLEAR REGULATORY, COMMISSION LICENSEE EVENT REPORT~01 7 8 CON'T~01 7 8 CONTROL BLOCK: Q (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION)
 
I 6 N I D C C 2 Q2'0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 OQE 4 1 1 1 1QR~QE 9 LICENSEE CODE 14 15 LICENSE NUMBER 25 26 LICENSE TYPE 30 57 CAT 58'1~LQB 0 5 0 0 0 3 1 6 Q70 6 1 8 7 8QBO 7 1 I 7 8 QB 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE 74 75 REPORT DATE 80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Q10 DURING NORMAL OPERATION PRESSURI'ZER LEVEL CHANNEL III NL-53 1 MODEL 8764)WAS DECLARED INOPERABLE DUE TO EXCESSIVELY HIGHER INDICATION THAN THE~O4 OTHER TWO CHANNELS.THE APPLICABLE ACTION RE UIREMENTS OF T.S.TABLE 3.3-1 ITEM ll~OS AND T.S.TABLE 3.3-3 ITEN 18d MERE FULFILLED.
==Dear Mr. Keppler:==
PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR~os NATURE INCLUDE: RO 05 316-78-6 050 315-78-10 77-41 76-41 40 75-76.~OB 80 3 7 8 9 7 8 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP.VALVE.CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE~IA Q11~X Q72~2 Q73 I N S T R U PR~T Q78~2 Q18 9 10 11 12 13 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION LERIRO EVENT YEAR REPORT NO.CODE TYPE NO.Q17 REPQRT~78+~04 4 QZ~03 QL~Q[JO 21 22 23 24 26 27 28 29 30 31 32 ACTION FUTURE EFFECT SHUTDOWN ATTACHMENT NPRDR PRIME COMP.COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT~METHOD HOURS+22 SUBMITTED FORM SUB.SUPPLIER MANUFACTURER
 
~BQ78~2 Q78~2 QEP~2 Q27 0 0 0 0~N Q23~YQ24~L QEE B 0 0 0 Q28 33 34 35 36 37 40 41 42 43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 8 INVESTIGATION REVEALED THAT A LEAK HAD DEVELOPED AT A PLUGGED TEE FITTING IN THE REFERENCE LEG.THE LEAK WAS REPAIRED AND THE REFERENCE LEG WAS REFIL E.P AFFECTED CHANNEL WAS RETURNED TO OPERATION WITH INDICATION WITHIN 3'5 OF THE OTHER TWO CHANNELS.NA 7 8 9 FACILITY 3P METHOD OF , STATUS BG POWER OTHER STATUS~DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION Q32 8 F Q28~04 0 Q28 NA'~AQ37 OPERATOR OBSERVATION 7 8 9 10 12 13 44 45 46 ACTIVITY CONTENT RELEASED OF RELEASE AMOUN1'F ACTIVITY LOCATION OF RELEASE Q 6~Z Q33 Z Q34 NA 7 8 9 10 11 44 45 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39~00 0QZ Q38 NA 7 8 9 11 12 13 PERSONNEL INJURIES 80 80 80 80 7 8 7 8 O 7 8 9 11 12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY~43 TYPE DESCRIPTION Z Q42 NA 9 10 PUBLICITY ISSUED DESCRIPTION
Pursuant to the requirements of the Appendix    A Technical Specifications the following reports are submitted:
~N Q44 NA 9 10 Jack Rischling 80 68 69 616-465-5901 80 NRC USE ONLY O 80 ER 0 C 4 b NRC FORM 366 (7.77)'" U.S.NUCLEAR REGULATORY COMMISSION LICENSEE EVENT REPORT~p 7 8 CON'T~01 7 8 CONTROL BLOCK: Ol (PLEASE PRINT OR TYPE ALI.REQUIRED INFORMATION)
RO 78-034/03L-1 RO 78-044/03L-0 RO 78-045/03L-0 RO 78-046/03L-0 Sincerely, D.V. Shaller Plant Manager
I 6 M I D C C 2 QO 0 0 0 0 0'0 0 0 0 OQ3 4 1 1 1 1Q 9 LICENSEE CODE 14 IS LICENSE NUMBE R 25 26 LICENSE TYPE 30 57 CAT~Qs~LQ6 0 5 0 0 0 3 1 6 Q70 6 1 2 7 8 Qs 0 7 I I 7 8 Qe 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE 74 75 REPORT DATE 80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Qlp DURING NORMAL OPERATION, FOLLOWING AN ADDITION OF BORIC ACID TO THE BORATED WATER~o3 SYSTEMIS."THE BORON INJECTION TANK BORON CONCENTRATION WAS FOUND TO BE 19,780 PPM.~o4 THIS WAS BELOW THE 20,000 PPM LIMIT OF T.S.3.5.4.1.THE ASSOCIATED BORIC ACID~os STORAGE TANK SOLUTION WAS FOUND TO CONTAIN 18,705 PPM BORON, WHICH IS BELOW THE LIMIT~o6 SPECIFIED BY T.S.3.1.2.8.THE ACTION REQUIREMENTS OF BOTH T.S.WERE FULFILLED.
    /bab CC:  J.E. Dolan R.W. Jur gensen R.F. Kroeger R. Kilburn
~os 7 8 9 80~oe 7 8 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP.VALVE.CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE~SF Q11 A Q12~X Q13 Z Z Z Z Z Z Q14~Z Q13~Z Q13 9 10 12'3 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORTREVISION LERIRO EVENT YEAR REPORT NO.CODE TYPE NO.Q11 REPoRT~78~~0~8~~~03~L~0 21 22 23 24 26 27 28 29 30 31 32 ACTION FUTURE~EFFECT SHUTDOWN ATTACHMENT NPRDQ PRIME COMP.COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT 4 METHOD HOIJRS Q22 SUBMITTED FORM SUB.SUPPLIEII MANUFACTURER
        ,R.J. Vollen BPI K.R. Baker RO:III R.C. Callen MPSC P.W.      Steketee,  Esq.
~NQPE~ZQER~ZQER~ZQ>>0 0 0 0~NQEE~NQ34~ZQEE Z 9 9 9 Qss 33 34 35 36 37 40 41 43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 p'INVESTIGATION REVEALED THAT A CHEMICAL TECHNICIAN HAD THE BORIC ACID EVAPORATOR BOTTOMS PUMPED TO THE SOUTH BORIC ACID STORAGE TANKS(S-BAST)
R. Walsh, Esq.
WITH A LOWER THAN DESIRED BORIC ACID CONCENTRATION.
G. Charnoff, Esq.
THE S-BAST IS RECIRCULATED THROUGH THE BORON 3 INJECTION TANK, CAUSING ITRJAS LOW BORIC ACI D CONCENTRATION
PNSRC J.F. Stietzel                                    JUP ].g 1978 R.S. Keith Dir.,      IE (30 copies)
~NA 7 8 9 11 12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY Q43 TYPE DESCRIPTION z Q42 NA 9 10 PUB L I CITY ISSUED DESCRIPTION
Dir.,      MIPC  (3 copies)
~L~JQ44 NA 9 10 NAME OF PREPARER 7 8 O 7 8 Jack Rischling P NRC USE ONLY 68, 69 PHDNE 6 1 6 465 590 1 7,8 9 FACILITY~3P METHOD OF STATUS 99POWER OTHERSTATUS
 
~DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION
    "0 W
~Q26$~9~Q2e NA'BQ31 ROUTINE SAMPLES'7 8 9 10 12 13 44 45 46 ACTIVITY CONTENT RELEASED OF RELEASE AMOUNT QF ACTIVITY~LOCATION OF RELEASE 036 EK izJO33-z Q34 78 9 10 11 44 45 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39~lT~00 0 QET Z Q33 NA 7 8 9 11 12 13 PERSONNEI.
L(
INJURIES NUMBER DESCRIPTIONO41
V u
[<i~]~00 0 Qs NA 80 80 80 80 80 80 ES Es 80 TR 0 L 49 t
 
NRC FORM 366 4~O 7 8 CON'T~O 7 8 U.S.NUCLEAR REGULATORY COMMISSION LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK: QI (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 1 6 P P C 302 P P P P P P P, P.P 034$I$3 04~03 9 LICENSEE CODE 14 15 LICENSE NUMBER 25 26 LICENSE TYPE 30 57 CAT 58 Q soU'"cE~LQB 0 5 0 0 0 3 1 6Q7 0 6 1 7 7 8QB 0 7 1 1 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE 74 75 REPORT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Q10 DURING NORMAL OPERATIONS, A WELD LEAK WAS DISCOVERED ON THE 80~O3~O4~OB~OB~O7 ESSENTIAL SERVICE WATER OUTLET ON 2AB DIESEL LUBE OIL COOLER HEAD.TO ACCOMPLISH REPAIRS, IT WAS NECESSARY TO TAKE 2AB DIESEL GENERATOR OUT OF SERVICE.ALTHOUGH THE COMPANION DIESEL, 2CD, WAS OPERABLE DURING 2AB REPAIRS, THE UNIT WAS IN A DEGRADED MODE AS DELINEATED IN TECH.SPEC.SECTION 3.8.1.1.~OS 7 8 9 80 7 8 o SYSTEM CAUSE CAUSE COMP.VAI.V E CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE~EE Q11 5 Q12~C Q13 H T E X C H Q14~C QEs~Z QER 9 10 11 12 1, 13 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION LE RIB O EVENT YEAR REPORT NO.CODE TYPE NO.Q17 REPoRT~7"~~04 6~~~03~L,~~0 21 22 23 24 26 27 28 29 30 31 32 ACTION FUTURE EFFECT SHUTDOWN ATI'ACHMENT NPRDP PRIME COMP.COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT METHOD HOURS+22 SUBMITTED FORM SUB.SUPPLIER MANUFACTURER
( NRC FOR0/I 366
~AQER~ZQ13~Z020~Z027 0 0 0 11 H Q23~Y024~AQ25 W 3 I 5 QER 33 34 35 36 37 40 41 42-43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 THE CAUSE OF THE CRACK WAS MISALIGNMENT STRESS BETWEEN THE COOLER HEAD AND CONNECTING PIPING.A NEW PIPING SPOOL PIECE WAS FABRI-CATED TO ELIMINATE THE MISALIGNMENT.
)
THE FOUR INCH CRACK IN THE 3 4 COOLER HEAD COULD NOT BE REPAIRED, THEREFORE, THE COOLER HEAD WAS REPLACED.80 7 8 9 FACILITY STATLIS 55 POWE R OTHER STATUS Q 6 B 2B 0 6 0 2e NA 80 NA 80 80 80 7 8 9 11 12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY Q43 TYPE DESCRIPTION Z Q4.NA 9 10 PUBLICITY ISSUED DESCRIPTION
(7')                                                  "UPDAT~EPORT - PREVIOUS REPORT DATE LICENSE E EV EN T R E PORT 6/        I CONTROL BLOCK:
~uNQ44 NA 9 10 NAMEOF PRFPARER C AEL S.BRO N 80 7 8 NRC USF ONLY o 7 68 69 80 o 616-465-5901, EXT.7 8 METHOD OF DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION Q32 CZI 0 LLLJQ~A Q31 ROUTINE INSPECTION 7 8 9 10 12 13 44 45 46 ACTIVITY CONTENT RELEASED OF RELEASE AMOUNT OF ACTIVITY Q36 LOCATION OF RELEASE Q36 6~Z Q33 Z Q34 NA 7 8 9 10 44 45 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39 037 MZ033 HA 7 8 9 11 12 13 PERSONNEL INJURIES NUMBER DESCRIPTIONQ41 s~00 0 Qo NA}}
1                                  ,Q                    (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION)
  ~oi 7      8    9 M    I      D I.ICENSEE CODE C      C    2 14 2
15 0    0  0    0    0    0 LICENSE NUMBER 0      0    0    0      0 25 Q 3 26 4    1    1 LICENSE TYPE 1  1 30 Q4~QE 57 CAT 58 CON'T
  ~O REPoRT
                                ~LQ6              P    5      P    P  P    3    1    6    Q7      0    5    1    5      7     8   QB    0    / I I /              8    Q 7       8                     60          61                DOCKET NUMBER              68      69      EVENT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES +10 DURING SURVEILLANCE TESTS ON                              5-15-78      END      6-20-78,          THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION
  ~O3          FANS (2HV-CEQl and 2-HV-CEQ2) FAILED TO START WITHIN THE TIME                                                                LIMIT SPECIFIED              BY  T.S.
SURVEILLANCE REQUIREMENT                            4.6.5.6.a.           IN BOTH CASES THE AGASTAT TIMERS                                  WERE RESET TO
  ~O6          WITHIN SPECIFICATIONS.                              PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR NATURE INCLUDE:                                              RO-050-315/75
  ~O6          -'.15.
  ~OB                                                                                                                                                                                  80 7      8 9 SYSTEM                CAUSE        CAUSE                                                            COMP.          VALVE.
CODE                CODE      SUBCODE                  COMPONENT CODE                        SUBCODE        SUBCODE
                                    ~SC          Q>>        ~Q\2        ~Z     Q13      R    2      L    A    Y      S    Q14      ~NQ1s          ~Z     Q16 7      8                        9         10            11          12              13                                  18          19              20 SEQUENTIAL                            OCCURRENCE              REPORT                    REVISION Q11 LER]RO REPQRT ACTION FUTURE EVfNT YEAR
                                    ~S8 21        22 EFFECT Q
23 SHUTDOWN
                                                                          ~03 24 REPORT N Q.
4 26 Q~
27
                                                                                                                    ~03 28 ATTACHMENT CODE 29 NPRDP TYPE QL 30 g
PRIME COMP.
31 NO.
Ql 32 COMPONENT.
TAKEN ACTION
              ~2Q15 ~Z 33          34 Qls ON PLANT "
                                              ~Z 35 Q20 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 METHOD
                                                                  ~Z 36 Q21 37 0
HOURS Q22 0      0      0 40
                                                                                                                ~
SUBMITTED 41 Q23 FORM SUB.
LJLIQ24 42 SUPPLIER
                                                                                                                                                      ~A 43 Q25 44 MANUFACTURER A    1  0  9 47 Q26 o        NA 3
  ~14 7     8   9                                                                                                                                                                      80, FACILITY STATUS              91 POWER                        OTHER STATUS    Q         METHOD OF DISCOVERY                                  DISCOVERY DESCRIPTION Q32 EIH 7  8.9 E    Q26    ~~Q29 10              12        13                            44 MQ31 45          46                                                                      80
  ~16 ACTIVITY
            ~Z      Q33 CONTENT RELEASED OF RELEASE Z    Q34 AMOUNT OF ACTIVITY NA
                                                                                  ~                                    NA LOCATION OF RELEASE        Q 7    8    9              10            11                                          44              45                                                                            80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER               TYPE         DESCRIPTION Q39
            ~00             0            Z                      NA 7
7 8   9                11 Q37 PERSONNEL INJURIES 12 QEs 13                                                                                                                              "
Iyqh 7      8  9                11      12                                                                                                                                          80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE        DESCRIPTION                     Q43 Z Q4.                                            NA 7      8  9            10                                                                                                                                                          80 PUBLICITY                                                                                                                                      NRC USE ONLY o
7      8  9            10                                                                                                                        68  69                          80 o 0
NAME OF PREPARER                                                                                            PH  NE,    61 6 465 5901
 
L' l
 
NRC FORM 366                                                                                                                                S. NUCLEAR        REGULATORY,COMMISSION (7'7PJ LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK:
I                                      6 Q                    (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION)
~01 7        8    9 N    I    D      C LICENSEE CODE C    2 14 Q2'0 15 0  0      0    0      0 LICENSE NUMBER 0      0    0    0      OQE 25      26 4    1    1 LICENSE TYPE 1      1QR~QE 30    57 CAT 58
                                                  '1 CON'T
~01                              ~LQB 0                  5      0    0  0    3     1      6    Q70          6    1    8   7      8QBO            7      1    I    7    8    QB 7         8                     60          61                  DOCKET NUMBER                68    69        EVENT DATE              74      75        REPORT DATE            80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES                                    Q10 DURING NORMAL OPERATION                                PRESSURI'ZER LEVEL                    CHANNEL      III      NL    -  53 1
MODEL      8764)        WAS DECLARED                  INOPERABLE DUE TO EXCESSIVELY HIGHER INDICATION THAN THE
~O4              OTHER TWO CHANNELS.                            THE APPLICABLE ACTION RE UIREMENTS OF                                    T.S.      TABLE        3.3-1    ITEM      ll
~OS              AND    T.S.      TABLE        3.3-3            ITEN 18d MERE FULFILLED.                        PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR
~os              NATURE INCLUDE: RO 05                          316-78-6          050 315-78-10                77-41        76-41 40 75-76.
~OB                                                                                                                                                                                        80 7        8 9                                                                                                                                                                            3 SYSTEM                  CAUSE          CAUSE                                                          COMP.            VALVE.
CODE                  CODE        SUBCODE                    COMPONENT CODE                      SUBCODE            SUBCODE 7        8
                                  ~IA 9          10 Q11          ~X 11 Q72  ~2 12 Q73 13 I    N    S    T    R    U 18 PR      ~T 19 Q78      ~2 20 Q18 SEQUENTIAL                              OCCURRENCE            REPORT                        REVISION Q17 LERIRO REPQRT ACTION FUTURE EVENT YEAR
                                    ~78 21        22 EFFECT
                                                                +
23 SHUTDOWN
                                                                              ~04 24 REPORT NO.
4 26 QZ 27
                                                                                                                        ~03 28 ATTACHMENT CODE 29 NPRDR TYPE QL 30
                                                                                                                                                        ~
PRIME COMP.
Q 31            32 NO.
[JO COMPONENT TAKEN ACTION                  ON PLANT        ~
METHOD                    HOURS +22          SUBMITTED          FORM SUB.         SUPPLIER              MANUFACTURER
                ~BQ78      ~2      Q78        ~2        QEP          ~2   Q27          0     0   0     0       ~N      Q23        ~YQ24              ~L      QEE        B    0 0 0       Q28 33        34                  35                    36              37                      40    41                42                43              44              47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 8         INVESTIGATION REVEALED THAT A LEAK HAD DEVELOPED AT A PLUGGED TEE FITTING IN THE REFERENCE LEG.                    THE LEAK WAS REPAIRED AND THE REFERENCE LEG WAS REFIL E .
P AFFECTED CHANNEL WAS RETURNED TO OPERATION WITH INDICATION WITHIN 3'5 OF THE OTHER TWO CHANNELS.
9                                                                                                                                                                          80
                                                                                        ~
7        8 FACILITY                                                                  3P      METHOD OF
            , STATUS              BG POWER                          OTHER STATUS                DISCOVERY                                DISCOVERY DESCRIPTION          Q32
                                                                                            '
8        F  Q28      ~04            0    Q28              NA                              ~AQ37            OPERATOR OBSERVATION 7       8     9             10              12          13                              44      45          46                                                                      80 ACTIVITY      CONTENT 6
RELEASED OF RELEASE Z
AMOUN1'F ACTIVITY NA                                                NA LOCATION OF RELEASE          Q
              ~Z    Q33            Q34 7       8     9              10          11                                              44              45                                                                            80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER              TYPE          DESCRIPTION Q39
              ~00 0QZ                        Q38                  NA 80 7        8    9              11      12            13 PERSONNEL INJURIES 7        8    9               11      12                                                                                                                                               80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY ~43 TYPE       DESCRIPTION Z  Q42                                            NA 7        8     9          10                                                                                                                                                              80 O        N PUBLICITY ISSUED Q44 DESCRIPTION      ~                       NA NRC USE ONLY O
7        8    9          10                                                                                                                          68    69                          80    ER Jack Rischling                                                                    616-465-5901                            0
 
C 4
b
 
        '"
NRC FORM 366 (7.77)
LICENSEE EVENT REPORT U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION CONTROL BLOCK:                                                      Ol                (PLEASE PRINT OR TYPE ALI. REQUIRED INFORMATION)
I                                    6
~p                M    I    D      C      C      2 14 QO    IS 0    0      0   0   0'0 LICENSE NUMBER 0    0      0    OQ3 25      26 4    1      1 LICENSE TYPE 1    1Q ~Qs 30    57 CAT 7        8    9         LICENSEE CODE CON'T
~01                                  ~LQ6            0      5      0    0    0      3    1    6    Q70        6    1    2    7      8    Qs    0      7    I I        7    8    Qe 7          8                        60            61              DOCKET NUMBER                68    69        EVENT DATE              74      75        REPORT DATE            80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Qlp DURING NORMAL OPERATION, FOLLOWING AN ADDITION OF BORIC                                                          ACID TO THE BORATED WATER
~o3                  SYSTEMIS. "THE BORON INJECTION TANK BORON CONCENTRATION WAS FOUND TO BE                                                                          19,780      PPM.
~o4                THIS      WAS BELOW THE                  20,000        PPM    LIMIT OF T. S. 3.5.4.1.                        THE ASSOCIATED BORIC ACID
~os                STORAGE TANK SOLUTION WAS FOUND TO CONTAIN                                              18,705        PPM BORON, WHICH                    IS    BELOW THE          LIMIT
~o6                SPECIFIED            BY    T.S. 3.1.2.8.                  THE ACTION REQUIREMENTS OF BOTH                              T.S.        WERE      FULFILLED.
~os                                                                                                                                                                                          80 7         8 9
                                                                                        '3 SYSTEM                CAUSE          CAUSE                                                          COMP.            VALVE.
CODE                CODE        SUBCODE                  COMPONENT CODE                      SUBCODE            SUBCODE
~oe                                  ~SF            Q11          A  Q12    ~X      Q13        Z    Z    Z    Z    Z    Z    Q14      ~Z      Q13      ~Z 20 Q13 7         8                           9           10                            12                                               18          19 SEQUENTIAL                          OCCURRENCE              REPORT                        REVISION Q11 LERIRO REPoRT ACTION FUTURE EVENT YEAR
                                        ~78 21
                                            ~
22 EFFECT
                                                                  ~
23 SHUTDOWN
                                                                                ~0~
24 REPORT NO.
8 26
                                                                                                          ~~
27 ATTACHMENT
                                                                                                                          ~03 28 CODE 29 NPRDQ TYPE
                                                                                                                                                  ~L 30 PRIME COMP.
                                                                                                                                                                  ~
31 NO.
32 0
COMPONENT TAKEN ACTION                      ON PLANT      4      METHOD                    HOIJRS Q22        SUBMITTED          FORM SUB.          SUPPLIEII            MANUFACTURER
                  ~NQPE ~ZQER                      ~ZQER              ~ZQ>>                0   0     0     0       ~NQEE              ~NQ34              ~ZQEE              Z    9    9 9    Qss 33          34                  35                  36              37                    40      41                                    43              44              47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 INVESTIGATION REVEALED THAT A CHEMICAL TECHNICIAN HAD THE BORIC ACID EVAPORATOR
                '
p BOTTOMS PUMPED TO THE SOUTH BORIC                                      ACID STORAGE TANKS(S-BAST) WITH A LOWER THAN DESIRED BORIC ACID CONCENTRATION. THE S-BAST IS RECIRCULATED THROUGH THE BORON 3           INJECTION TANK, CAUSING                              ITRJAS    LOW    BORIC ACI D CONCENTRATION ~
7,8             9                                                                                                                                                                           80 FACILITY
                                                                                          ~
                                                                                          ~3P      METHOD OF
'7       8   9
                ~
STATUS Q26 10 99POWER
                                  $ ~9~Q2e        12       13 OTHERSTATUS NA 44 DISCOVERY
                                                                                                'BQ31 45          46 ROUTINE SAMPLES DISCOVERY DESCRIPTION 80 EK izJO33 ACTIVITY RELEASED OF RELEASE CONTENT
                                -
z    Q34 AMOUNTQF ACTIVITY          ~                               NA LOCATION OF RELEASE 036 7     8      9                10          11                                            44            45                                                                                80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER                TYPE          DESCRIPTION Q39
~lT ~00                          0  QET      Z  Q33                NA 7        8    9                  11      12          13                                                                                                                                  80 PERSONNEI. INJURIES NUMBER                DESCRIPTIONO41
[<i~] ~00                         0 Qs                                NA 80 7        8    9                  11      12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE          DESCRIPTION                    Q43 z    Q42                                            NA 7        8    9            10                                                                                                                                          P 80 O
ISSUED L~JQ44 I
PUB L CITY DESCRIPTION        ~                     NA NRC USE ONLY ES Es 7        8    9            10                                                                                                                          68, 69                            80    TR 0
NAME OF PREPARER Jack Rischling                                                PHDNE 6 1 6 465 590 1                          L 49
 
t NRC FORM 366                                                                                                                            U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION 4
LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK:                                                  QI                    (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 1                                    6
  ~O 7       8   9 P
LICENSEE CODE P    C      302 14      15 P      P        P      P    P LICENSE NUMBER P    P,          P.P 034 25      26
                                                                                                                                              $      I LICENSE TYPE
                                                                                                                                                          $    3 30 04~03 57 CAT 58 CON'T
  ~O 7       8 soU'"cE~LQB 60            61 0      5    0      0  0 DOCKET NUMBER 3      1    6Q7 68     69 0    6      1 EVENT DATE 7    7     8QB 74      75 0    7    1 REPORT DATE 1
80 Q
EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Q10 DURING NORMAL OPERATIONS, A WELD LEAK WAS DISCOVERED ON THE
~O3                    ESSENTIAL SERVICE WATER OUTLET ON 2AB DIESEL LUBE OIL COOLER
  ~O4                    HEAD.            TO ACCOMPLISH REPAIRS,                          IT    WAS NECESSARY TO TAKE 2AB
  ~OB                    DIESEL GENERATOR OUT OF SERVICE.                                        ALTHOUGH THE COMPANION                        DIESEL,
  ~OB                    2CD,        WAS OPERABLE DURING 2AB                            REPAIRS, THE UNIT                  WAS      IN A DEGRADED
  ~O7                  MODE AS            DELINEATED IN TECH. SPEC.                              SECTION        3.8.1.1.
  ~OS 7      8 9                                                                                                                                                                              80 SYSTEM              CAUSE          CAUSE                                                              COMP.            VAI.VE CODE                CODE        SUBCODE                      COMPONENT CODE                      SUBCODE          SUBCODE
                                    ~EE            Q11        5    Q12    ~C      Q13          H    T    E    X      C    H    Q14      ~C      QEs      ~Z      QER 7        8                        9          10          11            12      1,        13                                18          19              20 SEQUENTIAL                              OCCURRENCE            REPORT                        REVISION Q17 LE RIB REPoRT ACTION FUTURE O
                                    ~7" EVENT YEAR 21        22 EFFECT
                                                            ~
23 SHUTDOWN
                                                                          ~04 24 REPORT NO.
6 26
                                                                                                        ~~
27
                                                                                                                        ~03 28 ATI'ACHMENT CODE 29 NPRDP TYPE
                                                                                                                                              ~L, 30
                                                                                                                                                              ~
PRIME COMP.
31
                                                                                                                                                                              ~0 32 NO.
COMPONENT TAKEN ACTION                  ON PLANT            METHOD                      HOURS +22          SUBMITTED          FORM SUB.          SUPPLIER            MANUFACTURER
              ~AQER ~ZQ13 33        34
                                              ~Z020 35
                                                                  ~Z027 36              37 0    0      0  11          H      Q23        ~Y024              ~AQ25              W    3  I  5  QER 40    41                42        -
43              44              47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 o                THE CAUSE OF THE CRACK WAS MISALIGNMENT STRESS                                                    BETWEEN THE COOLER HEAD AND CONNECTING                          PIPING.          A NEW PIPING SPOOL PIECE WAS FABRI-CATED TO ELIMINATE THE MISALIGNMENT.                                            THE FOUR INCH CRACK                      IN THE 3
COOLER HEAD COULD NOT BE REPAIRED, THEREFORE,                                                  THE COOLER HEAD WAS REPLACED.
4 7      8    9                                                                                                                                                                          80 FACILITY STATLIS                POWE R                      OTHER STATUS        Q          METHOD OF DISCOVERY                                DISCOVERY DESCRIPTION Q32 0 LLLJQ 55 CZI 7
6 8    9 B  2B 10 0      6    0 12 2e 13 NA 44
                                                                                                    ~A 45 Q31 46 ROUTINE INSPECTION 80 ACTIVITY      CONTENT RELEASED OF RELEASE                          AMOUNT OF ACTIVITYQ36                                                            LOCATION OF RELEASE Q36 6      ~Z      Q33        Z  Q34                        NA                                                    NA 7      8    9              10                                                            44            45                                                                              80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER                TYPE        DESCRIPTION Q39 037    MZ033                  HA 7      8    9                11        12          13                                                                                                                                  80 PERSONNEL INJURIES NUMBER                DESCRIPTIONQ41 7
s 8
            ~00 9
0 Qo 12 NA 11                                                                                                                                                          80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE        DESCRIPTION                    Q43 Z Q4.                                          NA 7      8    9          10                                                                                                                                                              80 o
ISSUED uNQ44 PUBLICITY DESCRIPTION      ~                    NA NRC USF ONLY 7
7      8    9          10                                                                                                                            68    69                          80 o NAMEOF PRFPARER C    AEL S. BRO          N                                                      616-465-5901, EXT.}}

Revision as of 19:55, 20 October 2019

Letter from Indiana & Michigan Power Co to NRC Submitting Licensee Event Reports (RO 78-034/03L-1, RO 78-044/03L-0, RO 78-045/03L-0, RO 78-046/03L-0)
ML18219B572
Person / Time
Site: Cook  American Electric Power icon.png
Issue date: 07/11/1978
From: Shaller D
American Electrtic Power System, Indiana Michigan Power Co
To: James Keppler
NRC/RGN-III
References
LER 1978-034-03L, LER 1978-044-03L, LER 1978-045-03L, LER 1978-046-03L
Download: ML18219B572 (12)


Text

g ~/~g/~

REGULATORY INFORMATION DISTRIBUTION SYSTEM < RIDS)

DISTRIBUTION FOR INCOMING 'MATERIAL 50-316 REC: KEPPLER J G ORG: SHALLER D V DOCDATE: 07/11/78 NRC lN 5 Ml PWR DATE RCVD: 07/14/78 DOCTYPE: LETTER NOTARIZED: NO COPIES RECEIVED

SUBJECT:

LTR 1 ENCL 1 FORWARDING LICENSEE EVENT REPT (RO 50-316/78-034) ON 05/15/78 CONCERNING DURING SURVEILLANCE TESTS ON 05/15/78 8. 06/20/78) THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION FANS (2HV-CEQi 8( 2-HV-CEQ2) FAILED TO START WITHIN TECH SPEC REQUIREMENT 4. 6. 5. 6. A... W/ATT LER 7Q -Q9"f ] '7B" ~V+ >

+ 7

>~k'LANT NAME: COOK UNIT 2 REVIEWER INITIAL: X JM DISTRIBUTOR INITIAL:

++++~>+++++++4+4l+> DISTRIBUTION OF THIS MATERIAL IS AS FOLLOWS +4>+>>~+>>>>+>>>+>

NOTES:

1. SEND 3 COPIES OF ALL MATERIAL TO lhE ED REEVES-1 CY ALL MATERIAL INCIDENT REPORTS (DISTRIBUTION CODE A002)

FOR ACTION: BR CHIE W ¹2 BC+4W/4 ENCL INTERNAL: R G FILE+4W/E NRC PDR++W/ENCL I 5 E~~ ENCL, MIPC~~W/3 ENCL I 8( C SYSTEMS BR+%W/ENCL EMERGENCY PLAN BR++W/ENCL NOVAK/CHECK~+W/ENCL EEB++W/ENCL AD FOR ENG~~~~W/ ENCL PLANT SYSTEMS BR<<W/ENCL HANAUER++W/ENCL AD FOR PLANT SYSTEMS+>W/ENCL AD FOR SYS 8( PROJ+4W/ENCL REACTOR SAFETY BR<+W/ENCL ENGINEERING BR++W/ENCL VOLLMER/BUNCH++M/ENCL KREGER/J. COLLINS<~W/ENCL POWER SYS BRwmW/ENCL K SEYFRIT/IE++W/ENCL EXTERNAL: LPDR'8 ST. JOSEPH' I +4 WfENCL

'ERA>+W/ENCL NSIC~~W/ENCL ACRS CAT B++W/16,ENCL DISTRIBUTION: LTR 45 ENCL 45 CONTROL NBR: 7819500 4

,

SIZE: 1P+1P+3P

',%%%0f%%%%%%%%%%%%4 SH8%%%%%%%%%%%%%%%% THE END

I A

h 4 4 4 N

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'b i1

erloen

+ CI~ ~

y>ccI IND/ANA & NICHIGAN PD %EH COMP N Y C7 DONALD C. COOK NUCLEAR PLANT C+

r'a P.O. Box 458, Bridgman, Michigan 49106 t C.> "!

CrC r v C'ql

%CD July 11, 1978 >~a rC-C CD CA CO C/)CD D Pl C".. X Mr. J.G. Keppler, Regional Director C/l CD Office of Inspection and Enforcement United States Nuclear Regulatory Commission Region III 799 Roosevelt Road Glen Ellyn, IL 60137 Operating License DPR-74 Docket No. 50-316

Dear Mr. Keppler:

Pursuant to the requirements of the Appendix A Technical Specifications the following reports are submitted:

RO 78-034/03L-1 RO 78-044/03L-0 RO 78-045/03L-0 RO 78-046/03L-0 Sincerely, D.V. Shaller Plant Manager

/bab CC: J.E. Dolan R.W. Jur gensen R.F. Kroeger R. Kilburn

,R.J. Vollen BPI K.R. Baker RO:III R.C. Callen MPSC P.W. Steketee, Esq.

R. Walsh, Esq.

G. Charnoff, Esq.

PNSRC J.F. Stietzel JUP ].g 1978 R.S. Keith Dir., IE (30 copies)

Dir., MIPC (3 copies)

"0 W

L(

V u

( NRC FOR0/I 366

)

(7') "UPDAT~EPORT - PREVIOUS REPORT DATE LICENSE E EV EN T R E PORT 6/ I CONTROL BLOCK:

1 ,Q (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION)

~oi 7 8 9 M I D I.ICENSEE CODE C C 2 14 2

15 0 0 0 0 0 0 LICENSE NUMBER 0 0 0 0 0 25 Q 3 26 4 1 1 LICENSE TYPE 1 1 30 Q4~QE 57 CAT 58 CON'T

~O REPoRT

~LQ6 P 5 P P P 3 1 6 Q7 0 5 1 5 7 8 QB 0 / I I / 8 Q 7 8 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES +10 DURING SURVEILLANCE TESTS ON 5-15-78 END 6-20-78, THE HYDROGEN SKIMMER RECIRCULATION

~O3 FANS (2HV-CEQl and 2-HV-CEQ2) FAILED TO START WITHIN THE TIME LIMIT SPECIFIED BY T.S.

SURVEILLANCE REQUIREMENT 4.6.5.6.a. IN BOTH CASES THE AGASTAT TIMERS WERE RESET TO

~O6 WITHIN SPECIFICATIONS. PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR NATURE INCLUDE: RO-050-315/75

~O6 -'.15.

~OB 80 7 8 9 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP. VALVE.

CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE

~SC Q>> ~Q\2 ~Z Q13 R 2 L A Y S Q14 ~NQ1s ~Z Q16 7 8 9 10 11 12 13 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION Q11 LER]RO REPQRT ACTION FUTURE EVfNT YEAR

~S8 21 22 EFFECT Q

23 SHUTDOWN

~03 24 REPORT N Q.

4 26 Q~

27

~03 28 ATTACHMENT CODE 29 NPRDP TYPE QL 30 g

PRIME COMP.

31 NO.

Ql 32 COMPONENT.

TAKEN ACTION

~2Q15 ~Z 33 34 Qls ON PLANT "

~Z 35 Q20 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 METHOD

~Z 36 Q21 37 0

HOURS Q22 0 0 0 40

~

SUBMITTED 41 Q23 FORM SUB.

LJLIQ24 42 SUPPLIER

~A 43 Q25 44 MANUFACTURER A 1 0 9 47 Q26 o NA 3

~14 7 8 9 80, FACILITY STATUS 91 POWER OTHER STATUS Q METHOD OF DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION Q32 EIH 7 8.9 E Q26 ~~Q29 10 12 13 44 MQ31 45 46 80

~16 ACTIVITY

~Z Q33 CONTENT RELEASED OF RELEASE Z Q34 AMOUNT OF ACTIVITY NA

~ NA LOCATION OF RELEASE Q 7 8 9 10 11 44 45 80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39

~00 0 Z NA 7

7 8 9 11 Q37 PERSONNEL INJURIES 12 QEs 13 "

Iyqh 7 8 9 11 12 80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE DESCRIPTION Q43 Z Q4. NA 7 8 9 10 80 PUBLICITY NRC USE ONLY o

7 8 9 10 68 69 80 o 0

NAME OF PREPARER PH NE, 61 6 465 5901

L' l

NRC FORM 366 S. NUCLEAR REGULATORY,COMMISSION (7'7PJ LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK:

I 6 Q (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION)

~01 7 8 9 N I D C LICENSEE CODE C 2 14 Q2'0 15 0 0 0 0 0 LICENSE NUMBER 0 0 0 0 OQE 25 26 4 1 1 LICENSE TYPE 1 1QR~QE 30 57 CAT 58

'1 CON'T

~01 ~LQB 0 5 0 0 0 3 1 6 Q70 6 1 8 7 8QBO 7 1 I 7 8 QB 7 8 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE 74 75 REPORT DATE 80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Q10 DURING NORMAL OPERATION PRESSURI'ZER LEVEL CHANNEL III NL - 53 1

MODEL 8764) WAS DECLARED INOPERABLE DUE TO EXCESSIVELY HIGHER INDICATION THAN THE

~O4 OTHER TWO CHANNELS. THE APPLICABLE ACTION RE UIREMENTS OF T.S. TABLE 3.3-1 ITEM ll

~OS AND T.S. TABLE 3.3-3 ITEN 18d MERE FULFILLED. PREVIOUS OCCURRENCES OF A SIMILAR

~os NATURE INCLUDE: RO 05 316-78-6 050 315-78-10 77-41 76-41 40 75-76.

~OB 80 7 8 9 3 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP. VALVE.

CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE 7 8

~IA 9 10 Q11 ~X 11 Q72 ~2 12 Q73 13 I N S T R U 18 PR ~T 19 Q78 ~2 20 Q18 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION Q17 LERIRO REPQRT ACTION FUTURE EVENT YEAR

~78 21 22 EFFECT

+

23 SHUTDOWN

~04 24 REPORT NO.

4 26 QZ 27

~03 28 ATTACHMENT CODE 29 NPRDR TYPE QL 30

~

PRIME COMP.

Q 31 32 NO.

[JO COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT ~

METHOD HOURS +22 SUBMITTED FORM SUB. SUPPLIER MANUFACTURER

~BQ78 ~2 Q78 ~2 QEP ~2 Q27 0 0 0 0 ~N Q23 ~YQ24 ~L QEE B 0 0 0 Q28 33 34 35 36 37 40 41 42 43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 8 INVESTIGATION REVEALED THAT A LEAK HAD DEVELOPED AT A PLUGGED TEE FITTING IN THE REFERENCE LEG. THE LEAK WAS REPAIRED AND THE REFERENCE LEG WAS REFIL E .

P AFFECTED CHANNEL WAS RETURNED TO OPERATION WITH INDICATION WITHIN 3'5 OF THE OTHER TWO CHANNELS.

9 80

~

7 8 FACILITY 3P METHOD OF

, STATUS BG POWER OTHER STATUS DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION Q32

'

8 F Q28 ~04 0 Q28 NA ~AQ37 OPERATOR OBSERVATION 7 8 9 10 12 13 44 45 46 80 ACTIVITY CONTENT 6

RELEASED OF RELEASE Z

AMOUN1'F ACTIVITY NA NA LOCATION OF RELEASE Q

~Z Q33 Q34 7 8 9 10 11 44 45 80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39

~00 0QZ Q38 NA 80 7 8 9 11 12 13 PERSONNEL INJURIES 7 8 9 11 12 80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY ~43 TYPE DESCRIPTION Z Q42 NA 7 8 9 10 80 O N PUBLICITY ISSUED Q44 DESCRIPTION ~ NA NRC USE ONLY O

7 8 9 10 68 69 80 ER Jack Rischling 616-465-5901 0

C 4

b

'"

NRC FORM 366 (7.77)

LICENSEE EVENT REPORT U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION CONTROL BLOCK: Ol (PLEASE PRINT OR TYPE ALI. REQUIRED INFORMATION)

I 6

~p M I D C C 2 14 QO IS 0 0 0 0 0'0 LICENSE NUMBER 0 0 0 OQ3 25 26 4 1 1 LICENSE TYPE 1 1Q ~Qs 30 57 CAT 7 8 9 LICENSEE CODE CON'T

~01 ~LQ6 0 5 0 0 0 3 1 6 Q70 6 1 2 7 8 Qs 0 7 I I 7 8 Qe 7 8 60 61 DOCKET NUMBER 68 69 EVENT DATE 74 75 REPORT DATE 80 EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Qlp DURING NORMAL OPERATION, FOLLOWING AN ADDITION OF BORIC ACID TO THE BORATED WATER

~o3 SYSTEMIS. "THE BORON INJECTION TANK BORON CONCENTRATION WAS FOUND TO BE 19,780 PPM.

~o4 THIS WAS BELOW THE 20,000 PPM LIMIT OF T. S. 3.5.4.1. THE ASSOCIATED BORIC ACID

~os STORAGE TANK SOLUTION WAS FOUND TO CONTAIN 18,705 PPM BORON, WHICH IS BELOW THE LIMIT

~o6 SPECIFIED BY T.S. 3.1.2.8. THE ACTION REQUIREMENTS OF BOTH T.S. WERE FULFILLED.

~os 80 7 8 9

'3 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP. VALVE.

CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE

~oe ~SF Q11 A Q12 ~X Q13 Z Z Z Z Z Z Q14 ~Z Q13 ~Z 20 Q13 7 8 9 10 12 18 19 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION Q11 LERIRO REPoRT ACTION FUTURE EVENT YEAR

~78 21

~

22 EFFECT

~

23 SHUTDOWN

~0~

24 REPORT NO.

8 26

~~

27 ATTACHMENT

~03 28 CODE 29 NPRDQ TYPE

~L 30 PRIME COMP.

~

31 NO.

32 0

COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT 4 METHOD HOIJRS Q22 SUBMITTED FORM SUB. SUPPLIEII MANUFACTURER

~NQPE ~ZQER ~ZQER ~ZQ>> 0 0 0 0 ~NQEE ~NQ34 ~ZQEE Z 9 9 9 Qss 33 34 35 36 37 40 41 43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 INVESTIGATION REVEALED THAT A CHEMICAL TECHNICIAN HAD THE BORIC ACID EVAPORATOR

'

p BOTTOMS PUMPED TO THE SOUTH BORIC ACID STORAGE TANKS(S-BAST) WITH A LOWER THAN DESIRED BORIC ACID CONCENTRATION. THE S-BAST IS RECIRCULATED THROUGH THE BORON 3 INJECTION TANK, CAUSING ITRJAS LOW BORIC ACI D CONCENTRATION ~

7,8 9 80 FACILITY

~

~3P METHOD OF

'7 8 9

~

STATUS Q26 10 99POWER

$ ~9~Q2e 12 13 OTHERSTATUS NA 44 DISCOVERY

'BQ31 45 46 ROUTINE SAMPLES DISCOVERY DESCRIPTION 80 EK izJO33 ACTIVITY RELEASED OF RELEASE CONTENT

-

z Q34 AMOUNTQF ACTIVITY ~ NA LOCATION OF RELEASE 036 7 8 9 10 11 44 45 80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39

~lT ~00 0 QET Z Q33 NA 7 8 9 11 12 13 80 PERSONNEI. INJURIES NUMBER DESCRIPTIONO41

[<i~] ~00 0 Qs NA 80 7 8 9 11 12 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE DESCRIPTION Q43 z Q42 NA 7 8 9 10 P 80 O

ISSUED L~JQ44 I

PUB L CITY DESCRIPTION ~ NA NRC USE ONLY ES Es 7 8 9 10 68, 69 80 TR 0

NAME OF PREPARER Jack Rischling PHDNE 6 1 6 465 590 1 L 49

t NRC FORM 366 U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION 4

LICENSEE EVENT REPORT CONTROL BLOCK: QI (PLEASE PRINT OR TYPE ALL REQUIRED INFORMATION) 1 6

~O 7 8 9 P

LICENSEE CODE P C 302 14 15 P P P P P LICENSE NUMBER P P, P.P 034 25 26

$ I LICENSE TYPE

$ 3 30 04~03 57 CAT 58 CON'T

~O 7 8 soU'"cE~LQB 60 61 0 5 0 0 0 DOCKET NUMBER 3 1 6Q7 68 69 0 6 1 EVENT DATE 7 7 8QB 74 75 0 7 1 REPORT DATE 1

80 Q

EVENT DESCRIPTION AND PROBABLE CONSEQUENCES Q10 DURING NORMAL OPERATIONS, A WELD LEAK WAS DISCOVERED ON THE

~O3 ESSENTIAL SERVICE WATER OUTLET ON 2AB DIESEL LUBE OIL COOLER

~O4 HEAD. TO ACCOMPLISH REPAIRS, IT WAS NECESSARY TO TAKE 2AB

~OB DIESEL GENERATOR OUT OF SERVICE. ALTHOUGH THE COMPANION DIESEL,

~OB 2CD, WAS OPERABLE DURING 2AB REPAIRS, THE UNIT WAS IN A DEGRADED

~O7 MODE AS DELINEATED IN TECH. SPEC. SECTION 3.8.1.1.

~OS 7 8 9 80 SYSTEM CAUSE CAUSE COMP. VAI.VE CODE CODE SUBCODE COMPONENT CODE SUBCODE SUBCODE

~EE Q11 5 Q12 ~C Q13 H T E X C H Q14 ~C QEs ~Z QER 7 8 9 10 11 12 1, 13 18 19 20 SEQUENTIAL OCCURRENCE REPORT REVISION Q17 LE RIB REPoRT ACTION FUTURE O

~7" EVENT YEAR 21 22 EFFECT

~

23 SHUTDOWN

~04 24 REPORT NO.

6 26

~~

27

~03 28 ATI'ACHMENT CODE 29 NPRDP TYPE

~L, 30

~

PRIME COMP.

31

~0 32 NO.

COMPONENT TAKEN ACTION ON PLANT METHOD HOURS +22 SUBMITTED FORM SUB. SUPPLIER MANUFACTURER

~AQER ~ZQ13 33 34

~Z020 35

~Z027 36 37 0 0 0 11 H Q23 ~Y024 ~AQ25 W 3 I 5 QER 40 41 42 -

43 44 47 CAUSE DESCRIPTION AND CORRECTIVE ACTIONS Q27 o THE CAUSE OF THE CRACK WAS MISALIGNMENT STRESS BETWEEN THE COOLER HEAD AND CONNECTING PIPING. A NEW PIPING SPOOL PIECE WAS FABRI-CATED TO ELIMINATE THE MISALIGNMENT. THE FOUR INCH CRACK IN THE 3

COOLER HEAD COULD NOT BE REPAIRED, THEREFORE, THE COOLER HEAD WAS REPLACED.

4 7 8 9 80 FACILITY STATLIS POWE R OTHER STATUS Q METHOD OF DISCOVERY DISCOVERY DESCRIPTION Q32 0 LLLJQ 55 CZI 7

6 8 9 B 2B 10 0 6 0 12 2e 13 NA 44

~A 45 Q31 46 ROUTINE INSPECTION 80 ACTIVITY CONTENT RELEASED OF RELEASE AMOUNT OF ACTIVITYQ36 LOCATION OF RELEASE Q36 6 ~Z Q33 Z Q34 NA NA 7 8 9 10 44 45 80 PERSONNEL EXPOSURES NUMBER TYPE DESCRIPTION Q39 037 MZ033 HA 7 8 9 11 12 13 80 PERSONNEL INJURIES NUMBER DESCRIPTIONQ41 7

s 8

~00 9

0 Qo 12 NA 11 80 LOSS OF OR DAMAGE TO FACILITY TYPE DESCRIPTION Q43 Z Q4. NA 7 8 9 10 80 o

ISSUED uNQ44 PUBLICITY DESCRIPTION ~ NA NRC USF ONLY 7

7 8 9 10 68 69 80 o NAMEOF PRFPARER C AEL S. BRO N 616-465-5901, EXT.