ML20064B385: Difference between revisions

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{{Adams
#REDIRECT [[BECO-90-120, Monthly Operating Rept for Sept 1990 for Pilgrim Nuclear Power Station]]
| number = ML20064B385
| issue date = 09/30/1990
| title = Monthly Operating Rept for Sept 1990 for Pilgrim Nuclear Power Station
| author name = Anderson R, Basilesco G
| author affiliation = BOSTON EDISON CO.
| addressee name =
| addressee affiliation = NRC OFFICE OF INFORMATION RESOURCES MANAGEMENT (IRM)
| docket = 05000293
| license number =
| contact person =
| document report number = BECO-90-120, NUDOCS 9010160291
| document type = MONTHLY OPERATING ANALYSIS REPORT, TEXT-SAFETY REPORT
| page count = 8
}}
 
=Text=
{{#Wiki_filter:T-i ,,    --.-
Pilgnm Nuclear Power Station Rocky Hdi Road -
I Plymouth, Massachusetts 02360 '
October to ,1990-BECo Ltr._ 1 90- 120 U.S. Nuclear Regulatory Commission Attention: Document Control Desk Hashington, DC 20555
{
License No. DPR-35.
Docket No. 50-293
 
==Subject:==
September 1990 Monthly Report                                                          l I
 
==Dear Sir:==
 
In accordance with PNPS Technical Specification 6.9.A.2, a copy of the Operational Status Summary for Pilgrim Nuclear Power Station is attached for your information and planning. Should you have any questions concerning this report please-contact me directly.                                            .
Station Director-and Vice President, Nuclear Operations GJB/bal
              -Attachment cc: Regional Administrator, Region 1                                                                '
U.S. Nuclear Regulatory Commission                                                            <
475 Allendale Rd.                                                                              >
King of Prussia, PA 19406 i
Senior Resident Inspector O
dfW 9010160291 900930 PDR    ADOCK 05000293 9  '\
1 l
R                  PDC b b kib
 
AVERAGE DAILY UNIT P0llER LEVEL DOCKET NO.      50-293        +
UNIT            Pilarim 1-DATE-          n-emum, in ioon
                                                                                  ~
COMPLETED BY G. Bai11esco ~~    R TELEPHONE      (508) 747-8S34-    I MONTH Sentember 1990 DAY        AVERAGE DAILY P0HER LEVEL      DAY        AVERAGE DAILY P0HER LEVEL (MHe-Net)                                (MHe-Net) 1                    654                -17                      0 2                    617                18                      0 3                        0                19                      0 1
4                        0                20                      0 5                        0                21                      0 6                        0                22                      0-7                        0                23-                      0 8                        0                24                      0                      j 9                        0                25                      136 10                      0                26                      502 11                      0                27                      633                    ;
12                      0                28                    '661                    l 13                      0                29                      504 i
14                      0                30                      639                    i 15                      0                31                      N/A                      1 16                      0                                                                  !
This format lists the average daily unit power level in MHe-Net for'each day -
in the reporting month, computed to the_ nearest whole megawatt.                          i
                                                                                                  'I
 
OPERATING DATA REPORT-DOCKET NO.-            50-293' DATE            -October 10. 1990 COMPLETED BY G. Basilesco-TELEPHONE        (508) 747-8534                      R OPERATING STATUS Notes
: 1. Unit Name                  Pilarim 1                                                                      '
: 2. Reporting Period .Sentember 1990                                                                         l
: 3. Licensed Thermal Power (MHt)                  1998
: 4. Nameplate Rating (Gross MHe)                    678                                                      i
: 5. Design Electrical Rating (Net MHe)              655                                                  <
: 6. Maximum Dependable Capacity (Gross MHe)        696
: 7. Maximum Dependable Capacity (Net MHe)          670
: 8. If Changes Occur in Capacity Ratings (Items . Number 3 Through 7) Since Last Report. Give Reasons:
1 None
                                                                                                                          .i
: 9. Power Level To Hhich Restricted, If Any (Net MHe) __. None
: 10. Reasons For Restrictions, If Any            N/A This~ Month Yr-to-Date' Cumulative
: 11. Hours In Reporting Period                            720.0          6551.0        156119.0                !
: 12. Number Of Hours Reactor Has Critical                421.6          4986.5        90391.7                i
: 13. Reactor Reserve Shutdown Hours                          0.0              0.0            0. 0 .            !
: 14. Hours Generator On-Line                              189.4          4577.8        86707.1
: 15. Unit Reserve Shutdown Hours                            0.0              0.0            0.0
: 16. Gross Thermal Energy: Generated (MHH)
: 17. Gross Electrical Energy Generated (MHH)
                                                                  .J20904.0 108630.0.
8540448.0 149025360.0 2924890.0 50161714.0 l;
: 18. Net Electrical Energy Generated (MHH)            104302.0-      2812807.0 48195991.0                      !
: 19. Unit Service Factor                                  26.3              69.9          '55 5            'i
: 20. Unit Availability Factor                              26.3              69.9          55.5                i
: 21. Unit Capacity Factor (Using MDC Net)                  21.6              64.1          46.1                l
: 22. Unit Capacity Factor (Using DER Net)                  - 2 2.1..          65.6          47.1,
: 23. Unit Forced Outage Rate                                73.7              15.2          13.0
: 24. Shutdowns Scheduled Over Next 6 Months (Type, Date, and-Duration of Each):
None                                                                      '
a
: 25. If Shut Down At End Of Report Period Estimated Date of Startup -
N/A          .
: 26. Units In Test Status (Prior to Commercial Operation):
N/A                                        i Forecast      Achieved INITIAL CRITICALITY INITIAL ELECTRICITY COMMERCIAL OPERATION (9/77) l
 
    ;>                                          BOSTON EDISON COMPANY                                                                        .
l PILGRIM NUCLEAR POWER STATION-DOCKET NO. 50-293 0        e Operational Summary for Seotember 1990 l
                                                                                                                                                    \
The unit-started the month at approximately 100 percent power. At 2155 hours                                                          !
on 9/2/90, Control room operators observed a slow unexplained increase in                                                            i Reactor Vessel water-level. Operators took manual control of the feedwater-Control System attempting to restore water level to normal, When it was                                                              !
determined that feedwater Control could not be reestablished, power was                                                          'l reduced to 60 percent and the reactor was manually scrammed at 2233 hours by                                                        i placing the Mode Switch in Shutdown. After the shutdown, other equipment problems were experienced-with RCIC, HPCI and RHRS. After maintenance activities were performed, including a modification to the feedwater control system, the reactor was made critical on September 18, 1990 at 0342 hours.
Additional maintenance was then performed on the RCIC turbine and RHR HO-1001-50 valve, and on September 25, 1990 the generator was synchronized to the grid at 0106 hours. Power was increased to approximately 100 percent by 2400 hours on September 27, 1990. On September 29, 1990 power.was reduced to approximately 50 percent to perform a control rod pattern change. Power was then increased to approximately 100 percent by 1800 hours on September 30, 1990 and remained at that-level for the remainder of the reporting = period.
Safety Relief Valve Challenges Month of Seotemhgr 1990 -
Requirement:  NUREG-0737 T.A.P. II.K.3.3                                                                                        '
Date: September 3, 1990 Valve # 203-3B and 3C Reason: Reactor pressure control.
An SRV challenge is defined as anytime an SRV has received a signal to operate via reactor pressure, auto signal (ADS) or control switch (manual). .Ref. BECo Itr. #81-01 dated 01/05/81.
i
                                              ~
we
 
                .                                                                                        1 REFUELING INFORMATION The following refueling information is included in the Monthly. Report as                !
requested-in an NRC letter to BECo, dated January 18, 1978:
1 For your convenience, the information supplied has been enumerated so that,.          -j each number corresponds to equivalent notation utilized in the request.
: 1. The name'of this facility is Pilgrim Nuclear Power Station, Docket Number 50-293.
: 2. Scheduled date for next Refueling Shutdown:        Second Quarter-1991          .
: 3. Scheduled date for restart following refueling: . Third Quarter 19911 4    Due to.their similarity, requests 4, 5, & 6 are responded 'to collectively  '
                    .under #6.
,              5. See #6.
: 6. The new fuel loaded during the 1986/87 refue' ling outage was of the same-l design as loaded in the previous outage, and consisted of 192_ assemblies.
: 7.  (a) There are 580 fuel assemblies in the core.
(b) There are 1320 fuel assemblies in.the spent fuel pool.                        [
: 8.  (a) The station i; presently licensed to' store 2320 spent fuel assemblies. The actual usable spent fuel storage capacity is 2320 fuel assemblies.                                            .
(b) The planned spent fuel storage. capacity is 2320 fuel assemblies.
: 9. Hith present spent fuel in storag'e, the spent fuel pool now has the
;                    capacity to accommodate an additional 1000 fuel r: u mblies.
1                                                                                                      .
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A                                                                                                      ?
 
Month September 1990 PILGRTM G CLEAR POWER STATION MAJOR SAFETY RELATED MAINTENANCE                                              ,
SYSTEM                                                  COMPONENT          MALFUNCTION          CAUSE            . MAINTENANCE      CORRECTIVE ACTION TO    ASSOCIATED l                                                                                                                                                                                      PREVENT RECURRENCE          LER Feedwater Train "B"                                                        Packing          Degradation of Repacked valves          Refer to associated      LFR 90-013-00 (FH)                                                Feedwater              leak            stem and packing (FV-642 A&B) with      LER System                                              Regulating                            box.                improved design.
Valve FV-642 B.
(F&MR 90-276)
Feedwater Startup Feedwater Air leak.                                                      Degradation of      Repacked valve with Refer to associated      LER 90-013                                                    (FH)                                                Regulating Valve                      internal diaph- live load packing;      LER.
System                                              FV-643.                                rage of the        replaced booster (F&MR 90-284)                          booster relay.      relay.
Feedwater Feedwater Reg-                                                - Blown fuse      Moisture accum- Replaced fuse and        Refer to associated      LER 90-013-00 i                                                  (FH)                                                ulating Valve                          ulated in-press- pressure switch:      LER.
System                                              Power Supply                          ute switch from implemented design
.                                                                                                      (640-42)-                            junction box,      modification per.
as a result of      PDC 90-56. Repaired FV-642 B          packing-leak._                                                ,
packing leak.                                      ,
Reactor                                              RCIC Turbine          Turbine-trips    Looseness in      Overspeed trip mech- Refer to associated    LER 90-013-00L        '
Core                                                (F&MR 90-285,286)                    mechanica1' aver- anism disassembled    LER.
                                                                                                                                              ' speed trip link- and cleaned; linkage Isolation Cooling                                                                                    age.                adjusted.
(RCIC)
System Reactor                                              RCIC Injection      ' Valve failed . Valve disc        . Valve modified to  Refer to associated    LER 90-013-00 Core                                                Check valve          to close.      binding due_to reduce binding.          LER Isolation 1301-50                                                                          loose shaft key. (FRN 90-03-84)
Cooling                                                                                                                                                                          .
(RCIC)
System
__..m - - -                                        -
 
Month ' September 1990 .' ?
PILGRIM NUCLEAR POMER STATION                                                          -
MAJOR SAFETY RELATED MAINTENANCE                                                                            ~1 SYSTEM        COMPONENT                                MALFUNCTION      CAUSE                    MAINTENAfE;E          CORRECTIVE ACTION TO      ASSOCIATED
_2R_DIENT RECURRENCE              LER High        HPCI turbine                                Flow oscill-  EG-R hydraulic            Needle valve adjust- Refer to associated          - LER 90-013-00 Pressure    (F&MR 90-291)                                ations; over- actuator needle ed; diagnostic test- LER.
Coolant                                                  speed trip. valve improperly ing on-going.
Injection                                                            adjusted; cause (Temporary Modifica-(HPCI)                                                                of overspeed-            tion 90-31).
System                                                                trip under inve-                                                                                                      .
stigation.
Residual    Shutdown Cooling                            Valve did not  failure of                Relay replaced          Refer to associated        LER 90-013-00
                  ' Heat            Suction Isolation respond (open) seal-in relay                                                                LER Removal    Valve MD-1001-50                            to control    16A-K29 (RHR)      (F&MR 90-292)                                switch.      (CR-120A)
                  ' System Residual    Shutdown Cooling                            Body to        Under                    Leak sealant compound        None                      . N/A Heat        Suction Isolation bonnet leak.                            investigation            (Furmanite)' injected Removal    . Valve MO-1001-50                                                                    into valve body.
(RHR)      (F&MR 90-296)
System                                                                                                                                                                      '
1
                                              '''-F                                                ~~    " ' " " ' ' *  **'''''""~"'~~~~'~"#              ~        L-        - - - - - ~ ~ - - - ' - ~ - - -
 
UNIT SHUTDONNS AND PONER REDUCTIONS                      DOCKET NO. 50-293.                                ..~
NAME        Pilarir]             - --
DATE october 10. 1990-                          ~ ' -! ;
COMPLETED BY G. Bas 11esco'-                ' '- .._
TELEPHONE            (508) 747-8534' REPORT MONTH September 1990 METHOD OF                LICENSE                                          CAUSE & CORRECTIVE.                        ,
NO.                              DATE    TYPE I DURATION (HOURS)    REASON 2
                                                                                      -SHUTTING DONN REACTOR 3 EVENT.
                                                                                                              -REPORT #
SYSTEM C00E4 g ENT                ACTION TO PREVENT' RECURRENCE 12                    09/02/90              F        530.6          A                    2                90-013-00        SJ              FU            Failure to maintain reactor water level.-                      !
PDC 90-56. implemented.-
13                    09/29/90              S          0.0          -
5                    N/A                                          Power. reduction to' perform control rod-pattern change.
1                                        2                      2                        3                        4&S                                                                              -
F-Forced A-Equip Failure                                      F-Admin                  1-Manual            Exhibit F & H                                                                              '
S-Sched                              B-Maint or Test          G-Oper Error              2-Manual Scram      Instructions for                                                      -
C-Refueling              H-Other                  3-Auto Scram        Preparation of D-Regulatory Restriction                            4-Continued          Data Entry Sheet.
E-Operator Training                                5-Reduced Load      Licensee Event Report
                                            & License Examination                            9-Other              (LER) File-(NUREG-1022)-
4
                                                        , m.                            ,n.nn,    a          ->v.    .-rw    +<y    e-                  r                ,.eaw mr                                                      -
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