ML20133B843: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot change)
(StriderTol Bot change)
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[IR 05000267/1985019]]
| number = ML20133B843
| issue date = 07/30/1985
| title = Insp Rept 50-267/85-19 on 850625-0703.No Violation or Deviation Noted.Major Areas Inspected:Surveillance Procedures & Records,Ie Bulletin & Generic Ltr Followup, Plant Staff Readiness to Operate & Maintain Plant & Tours
| author name = Farrell R, Jaudon J, Plumlee G, Skow M
| author affiliation = NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION IV)
| addressee name =
| addressee affiliation =
| docket = 05000267
| license number =
| contact person =
| document report number = 50-267-85-19, GL-82-33, GL-83-28, GL-84-24, GL-85-02, GL-85-2, IEB-79-01, IEB-79-01A, IEB-79-01B, IEB-79-1, IEB-79-1A, IEB-79-1B, IEB-80-11, NUDOCS 8508060271
| package number = ML20133B767
| document type = INSPECTION REPORT, NRC-GENERATED, INSPECTION REPORT, UTILITY, TEXT-INSPECTION & AUDIT & I&E CIRCULARS
| page count = 6
}}
See also: [[see also::IR 05000625/2007003]]
 
=Text=
{{#Wiki_filter:,                        s.
                                                    ,
                    4
            '
        .                                                                                                  ;
                                ;                                                                            I
      ,                t
                                                            APPENDIX
                                            U. S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION
                                                            REGION IV
I
                NRC Inspection Report:          50-267/85-19                License: DPR-34
                Docket:    50-267
                Licensee:      Public Service Company of Colorado
                              P. O. Box 840
                              Denver, Colorado 80201
              -Facility Name:        Fort St. Vrain Nuclear Station
    ,
                Inspection At:        Fort St. Vrain Nuclear Generating Station, Platteville,
                                      Colorado                                                            ,
                Inspection Conducted:        June 25 - July 3, 1985
                Inspecto s:                    . /JJJ        /&                                7 3d $$
                          g            E. Fa ell, Senf6r Resident Inspector
                                      (pa[rs.2.b,4, nd 5)
                                                                                                  8 Date
                                                Al        N                                  ] 30 SS
                                                                                                ~
                                  g. P( Jatj60ii, Chief,' Project Section A                        D 5te,
                                      (pars.(4 and 5)
                                                M                                                  E0
                                  G.    P1    lee III, Reactor Inspector                          Date
                                  FML
                                  M. E. Skow, Reactor Inspector
                                                                                              werkr
                                                                                              ' D6te-
                                      (par. 2.a)
          8508060271 850801
          PDR    ADOCK 05000267
          G                      PDR
  -
 
--
                *
          .,
                                                              2
                        .
                      Assisted by:  .W. A. Spencer, Consultant
        '
                    -Approved:
                                              '
                                                    % +-                                          "/F
            '
                              y,0 R.  E.. Ireland, Chief. Engineering Section, Reactor          Date      '
                  ,'
                              ,/      Project Branch
                      Inspection Summary
                                                                                                        1
                      InspectionConductedJune25-July 3,1985(Report 50-267/85-19)                ,
    '
                      Areas-Inspected:  Special announced inspection of surveillance procedures and
                      records, IE Bulletin and Generic Letter followup, plant staff readiness to
                      operate and maintain the plant, and plant tours. The inspection involved 85
                                                                                                      ~
                    . inspector-hours onsite by four NRC inspectors and one NRC consultant.
                      Results: Within the areas inspected, no violations or deviations were              -
                      identified.
              ,
                                                                                                          &
      >
                          .h
                                                      .
I-
 
                              -
                                                    . - -
                                                .
                                            +,
        .
      ,
                                                        3'
                                                  DETAILS
          1.  Persons Contacted
                                                                                              .
              Principal Licensee Employees                                              -
                                                                                                *
              J. Gahm, Manager Nuclear Production
  '
    '
            *L. Singleton, Manager Quality Assurance
              F. Novachek, Technical / Administrative Services Manager
            *F.. Borst, Support Services Manager
            *C.  Fuller, Station Manager-
            *M.  Ferris, Quality Assurance Operations Manager
              S. Willford, Training Supervisor
            *D. Evans, Superintendent Operations
            *W.  Franek, Superintendent, Plant Scheduling and Stores
            *R. Craun, Nuclear Site Engineering Manager
            *S. Hofstetter, Nuclear Licensing Engineer
            *J. Eggebroten Superintendent, Technical Services Engineering
              * Denotes          attending the exit interview held on June 28, 1985.
      '
4        2.  Surveillance Procedures and Records                                                !
4 .
              a.    Control Rod Drive Mechanisms (CRDMs)
                    Test-RP-5, " Control Rod Drive Checkout," has been completed for all
                    of the rods that have been refurbished and are currently installed in
                    the core. RP-5 meets the requirements set forth in the existing
                    Technical Specifications.      The licensee has committed to interim
                    Technical Specifications for control rods in their letter P-85180,
                                                                  ~
                    dated June 7, 1985. The licensee committed to operate the facility
                    in accordance with procedures based on those interim Technical
.
                    Specifications prior to plant restart.      The licensee also stated that
'
                    all appropriate tests on their CRDMs will be performed meeting the
                    requirements of the interim Technical Specifications prior to
                    restart.    The new procedures are in preparation. Review of these
                    surveillance procedures and results remains an open item (8519-01).
1
              b.    Existing Technical Specification Surveillances
                    A survey of licensee records indicates:
                                              '
                    .    Licensee is utilizing approved procedures to perform technical
                          specification surveillances.
f
                    .    Licensee activity performing technical specification surveil-
                          lances has continued throughout the current. extended outage.
                                                            .
 
      ,    ,                                                                                                          i
                                    n
                              '
        .
                          <                                                  4
      .,
        '.
          ,
                                              .-    Surveillances required and possible are maintained current.      It
g                                                  is not possible to do all surveillances when the reactor is not
    ,                                              at power. Additionally, it is not possible to perform surveil-
                                                  ' lances'on equipment which is dismantled / removed for overhaul.
                                              The licensee is currently proving systems operable and restoring
  '
              s
                                              plant configuration in preparation for restart.      Interviews with
                                              plant and nuclear power production division management indicate the        -
                                              licensee's intent and understanding of the requirement to have all
                                              surveillances current at restart.
                                        -
                                              Verification that surveillances are current is considered an open
                                              item (8519-02).
                                            ' Surveillance records reviewed included:
                                              .    Reserve Shutdown System
                                              .
                                                    Prestressed Concrete Reactor Vessel (PCRV) & PCRV Penetration
                                                      Overpressure Protection
                                              .    Helium Circulator Water Turbine Drives
                                              .    Bearing Water Makeup Pump
                                              .    Firewater System / Fire Suppression Water System
                                              .    PCRV Closure Leakage
                                              .    Alternate Cooling Method (ACM) Diesel Driven Generator
                                              .    ACM Hard Valve and Transfer Switch
                                              .    Fire Water Booster Pump
                                              .    Circulating Water Makeup System
                                              .    Safe Shutdown Cooling Valves
                                              .    Hydraulic Power System
                                              .    Reactor Building Exhaust Filter
                                              .    Standby Diesel Generators
                                              .    Station Batteries
                                      No violations or deviations were identified in this area.
                                3.    IE Bulletin and Generic Letter Followup
                                      All the open Bulletins and Generic Letters at Fort St. Vrain have been
                                      . answered by the licensee with those currently under review by the NRC
                                      staff.
                                      .      Bulletin 79-01/-01A/-01B      " Environmental Qualification of Class 1E
                                              Equipment"
                                      .      Bulletin 80-11    " Masonry Wall Design"
                                      .      Generic Letter 82-33 - Supplement 1 to NUREG-0737      " Requirements For
                                              Emergency Response Capability"
                .
      +
'
                                          ,
      _C_        _ _ _ _ _ _ __                m
 
  7                                      _
                                                      ,
    r.J        .
t                          t
'                                                                    '"
                  -
                                            ._                              .
  ,
                    ,. .        3.          -
                                                            '
                                                                                                  ,
    -- -                                        *.                                                  5'
                                                                                                                            +
                                                                                                                          ,
                                                                                                                                            w
                                ,                          .      Generic Letter 83-28 " Required Actions Based on Generic Implica-
                                                                  'tions of Salem'ATWS Events"
                          ,
                                                                              ~
                                                            .      Generic Letter 84-24 " Certification'of Compliancefto 10 CFR 50.49,
                                                                    Environmental Qualification of Electric Equipment Important to
                                                              ^
        ..
                                                                    Safety For Nuclear Power Plants"
                                                            .      Generic Letter'85-02 " Staff. Recommended Action Stemming From NRC
                                                                    Integrated Program For-the Resolution of Unresolved Safety Issues
                                                                    Regarding Steam Generator Tube Integrity"
                        '
                                                            All' responses by the licensee met the Bulletin / Generic Letter time
                                                            requirements-or subsequent licensee commitment time requirements.
                                                            No violations or deviations were identified.
      '
I
    . ,
        -
                                                4.      . Plant Staff Readiness to Operate and Maintain the Plant
    ! ^ l, q                                                                                                                                      l
              u+                                            The plant' staff's readiness to operate and maintain the facility was'
                              ~
    -
                                                            reviewed. A special startup training program was completed for the
              ',~ '
                                ,
                                                          , licensed operators. This program was reviewed by (a) actual attendance ati
    s-                      7
                                                            a class session, (b) review of lesson plans and backup material for all -
                                (                  ..^  i
                                                      ', sessions, (c) review of examinations,'and (d) discussion of results with.              '
  ',            -
                                  >
                                          .                both. operators'and training staff. This program included:                    *
      ;    ,
                        -
                              ,                                      4
      4l;                                                          a.    Discussion of completed plant modifications.
                                  '                                      ~
                                                                                                                                          ,
                                                                  b.    Actual Overall Plant and System Operating Procedures.
                                                                                                                                          "
                                    -
      .
      4                                                                                                                                            ~
                      , ,. c                - ..
                                                      *'
                                                          '
                                                                  c.    Control room mockup so that pertinent gauge readings and switch
          ,
                                      ,(                                manipulations could be integrated with classroom discussion.
            '~".                                                  d.    Discussion of technical specification requirements.                ,
                        ,
                                      "
                                              'I          Additional training'will be necessary to cover plant protective system
                                                            setpoints and the final CROM surveillance procedures. The program will>
                      ,
                            ~i                              properly
                                                              *
                                                                        equip the operators to safely operate the plant.
                  c,
                                4
                                                            Sufficient ~ trained staff are available to provide necessary shift manning.
                                                            No violations or deviations were identified in this area.
                                                5.          Plant Tours
      '
                                                        -The NRC inspectors toured the plant to observe housekeeping, fire protec-
                                                            tion, and' general job practices.
                                                    ,
 
                                                                '
                                                .
                          .- ,                                                  a
                                                                            6
                                        Inspectors familiar'with the plant for more than 1 year noted consider-
                                        able improvement in plant appearance and housekeeping practices.
                                        The plant has been shutdown with major modifications in progress for over
                                        a year. Consequently, all equipment tag status and system configurations
                                        should be verified prior to restart. Plant management has advised the SRI
                                        that this is being done by the plant staff.
                                        No violations or deviations were identified in this area.
                                  6.    Exit Interview
                                        Exit interviews were conducted on June a' '1985, and July 3, 1985, at
                                      .which time the inspectors reviewed the scope and findings of the
                                        inspection.
                      .-
  . ,
                '
                        ,                    '
                    4
                                                                                                                                                                    &
I    d
  g                    +        T
                                4
                  ,
    4
                                    4
      ._ _ .__ _                                                                        .___,___.__.____________._________._,.,______________.______._____________;
}}

Revision as of 02:11, 23 July 2020

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20133B843&oldid=2916958"