ML20138H178: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot change)
(StriderTol Bot change)
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[IR 05000289/1996201]]
| number = ML20138H178
| issue date = 04/25/1997
| title = Forwards Lists of Violations Resulting from Recent Insp Repts 50-289/96-201 on 970415 & 50-289/97-01 & 50-320/97-01 on 970320.Violations Being Considered for Escalated EA IAW NUREG-1600
| author name = Hehl C
| author affiliation = NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION I)
| addressee name = Langenbach J
| addressee affiliation = GENERAL PUBLIC UTILITIES CORP.
| docket = 05000289, 05000320
| license number =
| contact person =
| case reference number = RTR-NUREG-1600
| document report number = 50-289-96-201, 50-289-97-01, 50-289-97-1, 50-320-97-01, 50-320-97-1, EA-97-070, EA-97-117, EA-97-70, NUDOCS 9705070093
| document type = CORRESPONDENCE-LETTERS, OUTGOING CORRESPONDENCE
| page count = 4
}}
See also: [[see also::IR 05000289/1997001]]
 
=Text=
{{#Wiki_filter:,
    .
  S ..                                                                                                                            .
    .
                                                                                                                                  ;
                                                                                                                                I
.-                                                                                                                                i
j                                                              April 25,1997                                                    {
4
                                                                                                                                  :
(                                                                                                                              .
3-
*
.
                        EA Nos. 97-070 and 97-117                                                                                  ,
                                                                                                                                  ,
j-                      Mr. James Langenbach
:                      Vice President and Director, TMI
                        GPU Nuclear Corporation
l
4                      Three Mile Island Nuclear Station-                                                                        3
i                      P. O. Box 480                                                                                            '
!                      Middletown, PA 17057-0191
                        SUBJECT:          APPARENT VIOLATIONS RESULTING FROM RECENT INSPECTIONS AT
                                          THREE MILE ISLAND - UM T 1
                                ~
                        References: 1)        NRC letter, dated April 15,1997; SUBJECT: Three Mile Island-Unit 1,
                                              Design inspection (NRC Inspection Report No. 50-289/96-201)
                                          2)  NRC letter, dated March 20,1997; SUBJECT: NRC Integrated
                                              Inspection Report Nos. 50-289/97-01 and 50-320/97-01
                        Dear Mr. Langenbach:
                                                                                                                                  i
                                                                                                                                  1
                        Based on review of findings (unresolved items) contained in reference 1, we have identified-              I
                        seven apparent violations associated with Technical Specifications 3.3.1 and 3.6.6,
                        10 CFR 50.59,10 CFR 50.71(e), and 10 CFR Part 50, Appendix B (Criteria Ill, V_ and XVI),
                        as described in enclosure 1. Enclosure 1 identifies the area (s) of concern and the
                        reference 1 report section (and item number) that are related to specific regulatory
                        requirements.
                                                                                                                                  !
                        Reference 2 contained four apparent violations associated with Technical Specifications                  j
                        6.5.1.2,10 CFR 50.59 and 10 CFR Part 50,' Appendix B, (Criteria V and XV!), as described
                        in enclosure 2. Enclosure 2 identifies the area (s) of concern and the reference 2 report
                        sections that are related to specific regulatory requirements.
                        The apparent violations are being considered for escalated enforcement action in                          !
                        accordance with the " General Statement of Policy and Procedure for NRC Enforcement
                        Actions" (Enforcement Policy), NUREG-1600. No Notice of Violation is presently being
                        issued for these inspection findings. In addition, please be advised that the number and
                        characterization of apparent violations described in enclosures 1 and 2 may change as a                -i
                        result of further NRC review.
                                                                                                                                  1
                                                                                                                        I
                                                                                                          f GDI              i
                                                    "
      9705070093 970425                                                                          1
                                                                                                        -
                                            p      ]                              ,
                                                                                                    .
                                                                                          - . . . . -
        A ee + e 1m-u-t +eg-m--        w-      g,97g,- --
                                                            sr      v.- -- v      .    -
                                                                                            -+er-                w- P-  W'
 
          .  --                      -                .- -    --
, - - _ _              -  -                .- . - - -
  .
,
  .
            Mr. James Langenbach                            ,
                                                              2
!
            A predecisional enforcement conference lo discuss these apparent violations has been
.
            scheduled for May 22,1997. The decician to hold a predecisional enforcement conference
l
            does not mean that the NRC has determined th::hese violations have occurred or that
            enforcement action wi1 be taken. This conference is being held to obtain information to
            enable the NRC to make an enforcement decision, such as a common understanding of the
            facts, root causes, missed opportunities to identify the apparent violations sooner,
            corrective actions, significance of the issues and the need for lasting and effective
            corrective action.
;
            At the conference, we expect your presenta? ion to address, but not be limited to, the
:          following issues associated with the apparent violations:
i
i                  (1)      design control weaknesses in the peformance of calculations and in the
i                          control of calculations used in the analysis for switchover of the decay heat
;                            removal system (DHRS) pump suction from the borated water storage tank
'
                            (BWST) to the reactor building sump under post-accideat conditions;
                    (2)      calculations that were being performed in documents, such as memoranda,
                            technical data reports, and plant engineering evaluation requests, that do not
                            comply with your engineering procedures for calculations;
                    (3)      nonconservative assumptions and missing inputs in calculations for the
                            makeup pumps and makeup tank;
                    (4)      a potential unreviewed safety question when evaluating a Final Safety
                            Analysis Report (FSAR) change regarding the net positive suction head for
                            the DHRS pumps; and
                    (5)      untimely and ineffective actions relative to dispositioning of licensee
                            identified deficiencies associated with the Quality Classifiestion List.
            The conference provides an opportunity for you to point out any errors in our inspection
            report and for you to provide any information concerning your perspectives on: 1) the
            severity of the violations, 2) the application of the factors that the NRC considers when it
            determines the amount of a civil penalty that may be assessed in accordance with Section
            VI.B.2 of the Enforcement Policy, and 3) any other application of the Enforcement Policy to
            this case, including the exercise of discretion in accordance with Section Vll. This
            conference will be open to public observation,
 
  - - --_-_- ----__ - __ - - -
        .
                                                                                                                          1
      .
                              Mr. James Langenbach                          3
                              You will be advised by separate correspondence of the results of our deliberations on this
                              matter. No response regarding these apparent violations is required at this time. In        ,
                              accordance with 10 CFR 2.790 of the NRC's " Rules of Practice," a copy of this letter and  I
                              its enclosure will be placed in the NRC Public Document Room,
                                                                                                                          i
                                                                          Sincerely,
                                                                                ~
                                                                                !!(-h          :
                                                                          Charles W. Hehl, Director
                                                                          Division of Reactor Project
                              Docket No. 50-289
                              License No. DPR-50
                              Enclosures:
                              1.      Apparent Violations Relative to NRC Inspection Report
                                        50-289/96-201
                              2.      Apparent Violations Relative to NRC Inspection Report
                                        50-289/97-01                                                                      !
                                                                                                                          1
                              cc w/ encl:
                              E. L. Blake, Shaw, Pittman, Potts and Trowbridge (Legal Counsel for GPUN)
                                                                                                                          J
                              Commonwealth of Pennsylvania                                                                l
                              J. C. Fornicola, Director, Licensing and Regulatory Affairs                                l
                              M. J. Ross, Director, Operations and Maintenance
                              TMI-Alert (TMIA)                                                                            !
                              J. S. Wetmore, Manager, TMI Regulatory Affairs                                              l
                                                                                                                          l
                                                                                                                          !
                                                                                                                          l
l
l
                                                                                                                          l
l
l
l
L_________
 
            - .-                    .-..              .      --            .-      ..      .  .-              .          _ _.                    - . .
    .
                                                                                                                                                                l
    .
                    Mr. James .Langenbach
                                                                                                                                                                l
                                                                                    4                                                                            l
                                                                                                                                                                1
2
                    Distribution w/ encl:
                    Region I Docket Room (with concur.rences)                                                                                                    l
                                                                                                                                                                !
*
                    NRC Resident inspector                                                                                                                      l
                    . Nuclear Safety Information Center (NSIC)                                                                                                  j
                    PUBLIC
                                                                                                                                                                l
-                  D. Holody, RI
j                  J. Lieberman, OE                                                                                                                            ]
                                                                                                                                                                j
j
'
                    R. Gallo, NRR                                                                                                                                -
                    S. Malur, NRR                                                                                                                                I
!                  T. Kenny,DRS
'
                    P. Eselgroth, DRP                                                                                                                            l
                    D. Haverkamp, DRP                                                                                                                            i
*
                    C. O'Daniell, DRP                                                                                                                            I
-
                    D. Screnci, PAO (1)                                                                                                                        ;
.                  W. Dean, OEDO                                                                                                                              ;
                    P. Milano, NRR, PDI 3                                                                                                                        ,
j                  B. Buckley, PM, NRR, PDI-3                                                                                                                  l
l                  Inspection Program Branch, NRR (IPAS)
                                                                                                                                                                l
                    R. Correia, NRR                                                                                                                              i
                    R. Frahm, Jr., NRR                                                                                                                          !
i
                    DRS File (1)
                                                                                                                                                                1
,
                                                                                                                                                                i
i
                '
,
4
  1
^
      DOCUMENT NAME: A:ENFLTH.TML                                                              g j 6, seg% et h
                                                                                                G.4 h Ar#, A. Ceyp oi N'
                                                                                                                                              g
  ,
      Ts receive a copy of this document. ind. rate la the bou  *C" = Copy without attaGhmenvcClosure
                                                                                                  *E" = Copy with attachmentlenclosure  "N* = No copy
i      OFFICE        Rl/DRS                            Rl/DRS ,      ,\) Rl/DRP        g )        EL Rl/ORAg                      NRR [4 (g l
      NAME          TAENNY            d Aq[ GKEpK7f p f P@{d7EBOTg a DHOLOI3V M                                                    RGALLO          _ grp
      DATE          03/19/97          .yVA            03Qd9C/                .
                                                                                  03/20/97 _
                                                                                                V f ''    03 5{/97                  jo3/Lt/{" l
      0FFICE        RI/ORF                    l    ;  RI/ .bn)          l          /            l                            l
      NAME          WHehl ,Auj /                        W %wd tu
      DATE          04/23/7/                          04/ t.4 /97    0        04/    /97            04/        /97              04/    /97            !
                                                                    0FFICIAL RECORD COPY                                                                      ,
 
            .                                ._ . _ _ . - . _ .      ._    _ _        _.    __. -  _ _ . . . . _ . _ . . __ .
;-
i
i
4    .
                                                                EECLOSURE 1
                              APPAREET VIOLATIOES RELATIVE TO BBC IRSPECTION REPORT 50-289f96201
a
;              Regelsteri                                                                                Report Sestsee
j            Regoirement                                        Ares et Consere                        stem Esmher)
        a
i
4
          Technical                Adequacy of BWST setpoint for DHRS pump switchover to RB sump      E1.3.2.2.a
;        Specification 3.3.1                                                                          (964G113)
i
          Technical                Lack of documented instructions for alignment of MU V 18 50 power  E1.2.3.2.b
          Specification 3.6.6      supply                                                              (96-201 10)
!
!        10 CFR 50.59            Design basis valve stroke times in surveillance procedure          E 1,2.2.2.d              ;
                                                                                                                                1
                                                                                                      !96 201 05)
.
                                  Adequacy of safety evaluation of an FSAR change                    E1.3.2.2.b
'
                                                                                                      (96-201 14)
2
                                                                                                                                I
                                                                                                                                l
l        10 CFR 50.71(e)          FSAR discrepancies                                                  E1.2.7
i                                                                                                      (96 201 12)
<
!                                  Discrepancies between FSAR and Technical Specifications regarding  E1.3.2.2.d              l
.                                  DHRS leakage                                                        (96 201 16)              I
i
'
                                  FSAR discrepancies                                                  E1.3.7                  j
!
                                                                                                      (96 201 26)              l
                                                                                                                                i
                                                                                                                                I
                                                                                                                                !
                                                                                                                                ,
  W-
 
                ___            . _ _              .                    _      ._.      __
    .
    .
      Enclosure 1                                          2
      -
              W atery                                                                          Report Sectue
.            Ruperament                              Area of Concere                            Stem besser)
        10 CFR 50, App B,  Adequacy of makeup tank pressurellevel curves                        E1.2.2.2.c
        Criterion 111                                                                          (96-201 04)
        Dssign Control
                          Adequacy of BWST setpoint for DHRS pump switchover to RB sump        E1.3.2.2.a
j                                                                                              (96 201 13)
l                          Leak testing of DHRS pump suction check valves (first example)      E1.3.2.2.e
                                                                                                (96 20117A)
.                                                                                                              .
                                                                                                              "
!
'
                          Leak testing of DHRS pump discharge check valves (second example)    E1.3.2.2.s
i                                                                                              (96 20117B)    i
                                                                                              I
!
                                                                                                                )
'
                          Inspection of DHRS pump vault floor drain check valves (third                        I
'
                          example)                                                            E1.3.2.2.e      j
,                                                                                              (96 20117C)
i
                          Static head correction for BWST level transmitter
                                                                                                E1.3.4.2.a
:                                                                                              (96 201 21)
                                                                                                                l
                          Control of calculations                                                              l
                                                                                                E1.4
,
                                                                                                (96 201 28)
        10 CFR 50, App. 8, Lack of documented lastructions for alignment of MU V 18 DC power    E1.2.3.2.b
        Criterion V        supply                                                              (96-201 10)
        Instructions,                                                                                          !
                                                                                                                i
        Procedures and
        Drawings          Failed to follow procedure instructions for testing of molded case  E 1.3.3.2.a
                          circuit breakers                                                    (96 201 20)
                          Failed to follow drawing instructions for BWST level transmitter    E 1.3.6.2.c
                          enclosure and heat tracing                                          (96 201 25)
        10 CFR 50, Ap. B,  Timeliness of action on SSFI open items                              [1.3.2.2.f
        Criterion XVI                                                                          (96-201 18)
        Corrective Actions
  >
 
    . . .    ..              ...  -      -    ..        .                      __. __ -
  .
  .
4
          Enclosure 1                                          3
          _
                                                                                                            _
                  Regulatory                                                                Report Secties
;                Rogerement                                Area of Cassere                  mom Bomber)
            Currently Not an    Makeup tank level instrument loop tolerances              E1.2.4.2.s
            Apparent Violation                                                            (96 201 12)
i
i
l
                                  T-laction of BWST low level alarm for operator action    E 1.3.4.2.c
                                                                                            (96-201 23)
.
f
                                                                                                              i
                                                                                                              -
]
i
'
                                                                                                              l
,
                                                                                                              1
 
    . _ _ _ __            _.    _                        .    __            __
  n
1
4'
i.
                                                                    EBCLOSURE 2
                                    APPAREET VIOLATIOBS RELATIVE TO RRC IRSPECIME REPORT 5828Sf9781
,
                      Regeistory
                                                                                                                                    )
l                    Regoiremsets                                    Area ef Concern                              Report fecties  i
                Technical                Failed to include Engineering Procedure E 011, Revision 4, in the        E.2.1.2
;              Specification 6.5.1.12  safety review process                                                                      l
,
i
,
                10 CFR 50.5g            Failed to perform and document safety evaluations regarding quality      E.2.1.1
,                                      classification list (QCL) level reductions for components of four
)                                        syste'ns described in the UFSAR
                10 CFR 50, App. 8,      Failed to follow Engineering Procedure E 011, Revision 4, for            E.2.1.2
                Criterion V              downgrading components                                                                    l
                Instructions,                                                                                                      j
                Procedures and
                Drawings
                10 CFR 50, App. h,      Previous corrective actions relative to quality clasufication list (QCL) E.2.1.3
                Criterion XVI            deficiencies had not been effective or timely
                Corrective Action
                                                                                                                                  .>
}}

Revision as of 20:36, 7 September 2020

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20138H178&oldid=2942895"