ML19319B956: Difference between revisions

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APPLICATION FOR AMENDMENT TO LICENSE NO. NPF-3 FOR DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 Enclosed are forty-three (43) copies of the requested changes to the Davis-Besse Nuclear Power Station Ifnit No. 1 Technical Specifications,
APPLICATION FOR AMENDMENT TO LICENSE NO. NPF-3 FOR DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 Enclosed are forty-three (43) copies of the requested changes to the Davis-Besse Nuclear Power Station Ifnit No. 1 Technical Specifications, Appendix A to License No. NPF-3, together with the Safety Evaluation i
,
Appendix A to License No. NPF-3, together with the Safety Evaluation i
of the requested change.
of the requested change.
By _                                d Vice President,'Fa'cilities Development Sworn to and subscribed before me this twentieth day of March, 1978.
By _                                d Vice President,'Fa'cilities Development Sworn to and subscribed before me this twentieth day of March, 1978.
                                                                                    .
R              M_w            3 Notary Public FRED W. GERMAIN Notary Pubi!c-State of Ohio ks e/13                            My Commission Expires Oct. 30,1982
R              M_w            3 Notary Public FRED W. GERMAIN Notary Pubi!c-State of Ohio ks e/13                            My Commission Expires Oct. 30,1982
                                                               **01ago C 7o
                                                               **01ago C 7o


                                                      .-                                        . -
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DB-1 REQUESTED CHANGE TO THE DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 TECHNICAL SPECIFICATIONS (Appendix A to License No NPF-3)
DB-1 REQUESTED CHANGE TO THE DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 TECHNICAL SPECIFICATIONS (Appendix A to License No NPF-3)
The attached Table 4.3-1 has been modified by adding tP- Notation (1) for Functional Unit 10 under the Channel Functional Tet  oolumn.
The attached Table 4.3-1 has been modified by adding tP- Notation (1) for Functional Unit 10 under the Channel Functional Tet  oolumn.
ks e/15 i
ks e/15 i
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                                                                  . . _ _ _ _ - . . , _ . .
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                                                                                                                                                                                    -
t                                                            [                                                    #
t                                                            [                                                    #
                                                                                                                                                                  ,
g                                                    TABLE 4.3-1 REACTOR PROTECT 10fl SYSTEH IllSTRilMErlTATI0tt SURVEILLANCE REQUIREMENTS y                        -
g                                                    TABLE 4.3-1
m CllANNEL          H0 DES IN WillCil
                                              -
REACTOR PROTECT 10fl SYSTEH IllSTRilMErlTATI0tt SURVEILLANCE REQUIREMENTS y                        -
m
                                              *
                                                                                                                                .
CllANNEL          H0 DES IN WillCil
                                               'E                                                CHANNEL                CilANNEL '  FUNCTIONAL        SURVEILLANCE "i  FUNCTIONAL UNIT                              CllECK            CAtlBRATI0tt        TEST            REQUIRED
                                               'E                                                CHANNEL                CilANNEL '  FUNCTIONAL        SURVEILLANCE "i  FUNCTIONAL UNIT                              CllECK            CAtlBRATI0tt        TEST            REQUIRED
                                                                                                                                                                   ~
                                                                                                                                                                   ~
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                                                   .S.      RC Low Pressure                        S            R                      H                  1. 2
                                                   .S.      RC Low Pressure                        S            R                      H                  1. 2
: 6.      RC liigh Pressure                      S            R                      H                  1. 2 g    7.      RC Pressure-Temperature                S            R                      H                  1. 2
: 6.      RC liigh Pressure                      S            R                      H                  1. 2 g    7.      RC Pressure-Temperature                S            R                      H                  1. 2
                                                *                                                                        '
: 8.      Illgh Flux /Numtier of Reactor
: 8.      Illgh Flux /Numtier of Reactor
                                                                                                                                                                    '
[          Coolant Pumps On                      S            R                      H                  1. 2
[          Coolant Pumps On                      S            R                      H                  1. 2
                                            '
: 9.      Contaisunent liigli Pressure          S            R                      H              -
: 9.      Contaisunent liigli Pressure          S            R                      H              -
: 1. 2
: 1. 2
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: 13. Reactor Trip flodule Logic                N.A.        N.A.                  H                  1. 2 and"        -
: 13. Reactor Trip flodule Logic                N.A.        N.A.                  H                  1. 2 and"        -
p  14. Sliutduwn Bypass liigli Pressure      S            R                      H                  2**.3**,4**,S**
p  14. Sliutduwn Bypass liigli Pressure      S            R                      H                  2**.3**,4**,S**
                                                $
                                                %
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Latest revision as of 05:25, 1 February 2020

Application for Amend to License NPR-3 Requesting That Surveillance Requirements on Table 4.3.1 for Intermediate Range Neutron Flux & Rate Instrumentation Be Modified to Not Require Channel Functional Test,If Performed within 7 Days
ML19319B956
Person / Time
Site: Davis Besse Cleveland Electric icon.png
Issue date: 03/22/1978
From: Roe L
TOLEDO EDISON CO.
To:
Shared Package
ML19319B954 List:
References
NUDOCS 8001290690
Download: ML19319B956 (3)


Text

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APPLICATION FOR AMENDMENT TO LICENSE NO. NPF-3 FOR DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 Enclosed are forty-three (43) copies of the requested changes to the Davis-Besse Nuclear Power Station Ifnit No. 1 Technical Specifications, Appendix A to License No. NPF-3, together with the Safety Evaluation i

of the requested change.

By _ d Vice President,'Fa'cilities Development Sworn to and subscribed before me this twentieth day of March, 1978.

R M_w 3 Notary Public FRED W. GERMAIN Notary Pubi!c-State of Ohio ks e/13 My Commission Expires Oct. 30,1982

    • 01ago C 7o

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DB-1 REQUESTED CHANGE TO THE DAVIS-BESSE NUCLEAR POWER STATION UNIT NO. 1 TECHNICAL SPECIFICATIONS (Appendix A to License No NPF-3)

The attached Table 4.3-1 has been modified by adding tP- Notation (1) for Functional Unit 10 under the Channel Functional Tet oolumn.

ks e/15 i

t [ #

g TABLE 4.3-1 REACTOR PROTECT 10fl SYSTEH IllSTRilMErlTATI0tt SURVEILLANCE REQUIREMENTS y -

m CllANNEL H0 DES IN WillCil

'E CHANNEL CilANNEL ' FUNCTIONAL SURVEILLANCE "i FUNCTIONAL UNIT CllECK CAtlBRATI0tt TEST REQUIRED

~

1. Manual Reactor Trip N.A. -

N.A. S/U(1) N.A.

~

2. liigh flux 5 0(2), and Q(7) ll 1. 2
3. RC liigh Temperature S R 'M 1. 2
4. Flux - AFlux - Flow S(4) M(3) and Q(7,8) H 1. 2 5

.S. RC Low Pressure S R H 1. 2

6. RC liigh Pressure S R H 1. 2 g 7. RC Pressure-Temperature S R H 1. 2
8. Illgh Flux /Numtier of Reactor

[ Coolant Pumps On S R H 1. 2

9. Contaisunent liigli Pressure S R H -
1. 2
10. Intermediate Range, fleutron 3 flux and Rate S R(7) 1. 2 and*
11. Source Range, Neutron Flux S/U(S)(1) and Rate S R(7) H and S/U(1)(S) 2, 3, 4 and S

'12 . Control Rod Drive Trip Breakers N.A. fl . A . H and S/U(1) 1, 2 and*

13. Reactor Trip flodule Logic N.A. N.A. H 1. 2 and" -

p 14. Sliutduwn Bypass liigli Pressure S R H 2**.3**,4**,S**

a n

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