ML20199C470: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot change)
(StriderTol Bot change)
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[IR 05000458/1997013]]
| number = ML20199C470
| issue date = 11/17/1997
| title = Ack Receipt of Informing NRC of Steps Taken to Correct Violations Noted in Insp Rept 50-458/97-13
| author name = Collins E
| author affiliation = NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION IV)
| addressee name = Mcgaha J
| addressee affiliation = ENTERGY OPERATIONS, INC.
| docket = 05000458
| license number =
| contact person =
| document report number = 50-458-97-13, NUDOCS 9711200026
| title reference date = 11-03-1997
| document type = CORRESPONDENCE-LETTERS, OUTGOING CORRESPONDENCE
| page count = 6
}}
See also: [[see also::IR 05000458/1997013]]
 
=Text=
{{#Wiki_filter:. _ . _ . _ _ _ . _ _ _ _ _ _ _ . _ . - - _ - _ _ _ - _ - - - . _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ . - - _ _ _ - _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ _ - _ _ _ _ _ _ _ - _ _ _ _ _ _ -
e      ,
      p' '8 8                                                                                                  UNIT E D STATES
              %,k                  NUCLEAR REGULATORY COMMISSION                                                                                                                                                                          !
  f.
        lY                                                                                                                    REcloN lv
  {
  %
              y
                f
                  f                                            $11 RYAN PLAZA DRIVE. Su1TE 400
    9, * " * * /                                                        AR LINGToN. TE xAS 760114064
                                                                                                    NOV I T 1997
                                                                                                                                                                                                                                          J
        John R. McGaha, Vice President Operations
        River Bend Station
        Entergy Operations, Inc.
        P.O. Box 220
        St. Francisville, Louisiana 70775
        SUBJECT: NRC INSPECTION REPORT 50-458/9713
                Thank you for your letter of November 3,1997, in response to our letter and Notice
        of Violation dated September 26,1997. We have reviewed your reply and find it
        responsive to the concerns about tagging, post trip reviews, foreign material excluelon,
        water tight doors, procedure compliance, and control of combustibles raised in our Notice
        of Violation. We will review the implementation of your corrective actions during a future
        inspection to determine that full compliance has been achieved and will be maintained.
                                                                                                                                      Sincerely,
                                                                                                                                                                              o
                                                                                                                                      E. Collins, Branch Chief C
                                                                                                                                      Division of Reactor Projects
        Docket No.: 50-458
        License No.: NPF-47
        cc:
        Executive Vice President and
          Chief Operating Officer
        Entergy Operations, Inc.                                                                                                                                                                                                  / Q 'k
                                                                                                                                                                                                                              ,- /.
                                                                                                                                                                                                                              ,
        P.O. Box 31995                                                                                                                                                                                                              /
        Jackson, Mississippi . 39286 1995
                                                                                                                                                                                                                                  i
        Vice President                                                                                                                                                                                                                (
        Operations Support                                                                                                                                                                                                      i
        Entergy Operations, Inc.
        P.O. Box 31995
        Jackson, Mississipoi 39286 1995
          9711200026 971117                                                            '
                                                                                                                                                                                                          h'l!llh
                                                                                                                                                                                                          .t  ,
                                                                                                                                                                                                                  kh    e -
                                                                                                                                                                                                                                          <
          PDR    ADOCK 05000458
          G                    PDR                                                ,
                                                                                                                                                                                                                    . . _
 
                                                                                                                                                                      -
                ++u.,a                            - 4 k              ..-e      -  4  6C-, a      -  &L    er -- -.    d J.4--ei    J_-*'a-    --
                                                                                                                                                      r    - 4- J-      A  'k&A            43* 441 4  =h--
                                                                                                                                                                                                                        i
              .                  .
                                                                                                                                                                                                                        !
                                    Entergy Operations, Inc.                                          - 2-
                                                                                                                                                                                                                        f
                                                                                                                                                                                                                        L
                                  General Manager _                                                                                                                                                                    l
                                  Plant Operations                                                                                                                                                                    !
                                  River Bend Gtation                                                                                                                                                                  !
                                  Entergy Operations, Inc.                                                                                                                                                            -;
                                  P.O. Box 220 -                                                                                                                                                                      !
                                                                                                                                                                                                                        <
                                  St. Francisville, Louisiana 70775
                                  Director - Nuclear Safety .
                                  River Bend Station                                                                                                                                                                  ;
                                  Entergy Operations, Inc.                                                                                                                                                            ;
                                  P.O. Box 220
                                  St. Franci4ville, Louisiana 70775                                                                                                                                                    :
                                                                                                                                                                                                                        '
                                  Wise, Carter, Child & Caraway
                                  P.O. Box 651                                                                                                                                                                        [
                                                                                                                                                                                                                        '
                                  Jackson, Mississippi 39205-
                                  Mark J. Wetterhahn, Esq.
.                                Winston & Strawn                                                                                                                                                                      .
-
                                ~ 1401 L Street, N.W.                                                                                                                                                                  .
                                                                                                                                                                                                                        *
                                  Washington, D.C. 20005-3502
                                  Manager Licensing
                                  River Bend Station
                                  Entergy Operations, Inc.
                                  P.O. Box 220
                                  St. Francisville, Louisiana 70775
                                  The Honorable Richard P. layoub
.                                  Attorney General
                                  P.O. Box 94096
                                  Baton Rouge, Louisiana 70804 9095                                                                                                                                                    -
                                  H.- Anne Plettinger
                                  3456 Villa Rose Drive
                              . Battn Rouge, Louisiana 70806
                                  President of West Feli$ lana
l-                                Police Jury
                                  P.O. Box 1921 '
                                  St. Francisville. Louisiana 70775
                                                                                                                                                                                                                        ,
                                                                                                                                                                                                                        I:
                                                                                                                                                                                                                        h
l
                                                                                                                                                                                                                        s
  ---,,-.e.,          n - , , . . . , . , ---..,,-----.---,--,-.m,'.      -m-,.n---  .x    . --,. ,      v._ ,  ,<, ..,- +        ,m- ~., .---.-      - +        -  --e.      ,.-s-. w,,,N I,      ,me    I,.n-,
 
                                                  -        ._
  . .
    Entergy Operations, Inc.                3-
    Joint Ownersnip Manager
    Cajun Electric Power Coop. Inc.
    P.O. Box 15540
    Baton Rouge, Loulslana 70895
    William H. Spell, Administrator
    Louisiana Radiation Protection Division
    P.O. Box 82135
    Baton Rouge, Louisiana 70884 2135
.
                                              ..  . . . .    , .-. .
 
                            _ _ _ . _ _ _ . _            _ _ . . . _ _ . _ . _ . _ . . . . . _
                                                                    -
                                                                                                              . _ . _ . _. .. _ _ _.- _ _ _ _ _ _ _ _ _
      4                ..                                                                                                                                                      l
                                                                                                                                                                              !,
                          Entergy Operations, Inc.                                                          -4                                          NW l 7 1997 -
                          bec to DCD (IE01)
                                                                                                                                                                              :
                        - bec distrib. by RIV:
                        Regional Administrator                                          Senior Resident inspector (River Bend)                                                ,
                        DRP Director                                                    DRS PSB
                        Branch Chief (DRP/C)                                            MIS System                                                                          i
                        Project Engineer (DRP/C)                                        RIV File                                                                            i
                        Branch Chlef (DRP/TSS)                                          Resident inspector
  ,
                                                                                                                                                                            J
                                                                                                                                                                              -
i
                                                                                                                                                                              .
                                                                                                                                                                              ;
l'
,
                        DOCUMENT NAME: R:\_RB\RB713AK.WFS
                          Ta receive copy of document, Indicate in boa: "C" = Copy without enclosures "E" a Copy with enclosures "N" = No copy
                            PE:DRP/C                            C:DRP/C-
                            CSMarschall:vih*                    EECollins'                                                                                                  .
l                        _
                            11/14/97                            11/15/97
(;                      *previously concurred                                                .
                                                                                                                                                                              ,
l
                                                                                    OFFICIAL RECORD COPY
L - _.  . . . . _ . -_      _      _        . _ . . - . _ _ _    .___,s,__                    _ . _ _ - .      _
                                                                                                                        _ _ _ . _ . .          ..__.__..._;.__._.      _ . _
 
  . _ _ _ .. ___-_____-________ _____ - _____ _ _ _ _ _ ___-_ _ _ _ - - - _ __ _ _ _ -__
                                                                        e              ;.
                                                                                          Entergy' Operations, Inc.                                  -4-                                    D l I l%I
.
                                                                                                                    $
                                                                                          bec distrib. by RIV:
                                                                                          Regional Administrator                          Senior Resident inspector (River Bend)
                                                                                          DRP Director                                    DRS PSB
                                                                                          Branch Chief (DRP/C)                            MIS System
                                                                                          Project Engineer (DRP/C)                        RIV File
                                                                                          Branch Chief (DRP/TSS)                          Resident inspector
4 .
                                                                                          DOCUMENT NAME: R:\_RB\RB713AK.WFS
                                                                                            To receive copy of document, Indicate in box:"C" = Copy wnhout enclosures "E" = Copy vnth enclosures *N" e No copy
                                                                                          IPE:DRP/C +                    C:DRP/C
                                                                                            CSMarschall:vlh *            EECollins'
                                                                                            11/14/97                    11/15/97
                                                                                          *previously concurred
                                                                                                                                        OFFICIAL RECORD COPY
        .. . _ , - -. -
 
      .  .
        .      .
                              PREVOUSCONC                                            RRENCE 3 AGE                                                                  !
                                                                                                                                                                    :
                Entergy Operations; inc.                                          - 4-                                                                              !
                                                                                                                                                                    ,
                                                                                                                                                                    !
                E Mail report to T. F              JF)
                E-Mail report o T. iltz (TGH)                                                                                                                        ,
                                                                                                                                                                    '
                E Meil repo                NRR Event Tracking Fystem (IPAS)
                E Mail        ort to ocument Control Desk (DOCDESK)
                bec to DCD (IE01)-Dre, Dne, and Decommissioning
                500 te DOD UEOo) Radict5gicH Protection Reports                                                                                                      !
                {cu iv DCD-ftEO7; - Tue! f winits
                k; ;a DCD dison - tmerganug ."iapai+de,s&= .%ysi16 -                                    &  p
                bec distrib. by RIV:
                Regional Administrator                              Senior Resident inspect          (Grand Gulf)
                DRP Director                                        DRS PSB
                Branch Chief (DRP/C)                                MIS System
                Project Engineer (DRP/C)                            RIV File
                Branch Chief (DRP/TSS)                              Resident inspector
                                                                                                                                                                    ,
                DOCUMENT NAME: R:\_RB\RB713AK.WFS
                  To receive copy of document, inecate in box:"C" = Cop / wnhout enclosures *E" = Copy with enclosures "N" = No copy
                  PE:DRP/C                      C:DRJyC-
                  CSMarschall:vih(@            EEcollins                                                                                                            ;
                                                                                                                                                                      '
                  1144/97                      11(>/97
                                                            OFFICIAL RECORD COPY
                                                                                                                                                                    >
, . .,      ,,    .---a,-          ,,,.-,---n.                , - ,      n,--..,-  e  n , , , - --    ,  r--e-,,v . - - - . - - - - - - -- . - , - - , - - , , -
 
              - - .                                                          - - _ .    . _ _        __      -        =-.
  (                                                                                                                Entergy operat6ons. Inc.
  8
                    A
                    e
                    ~~
                                f
                                                                                                                    R ver Dend Staton
                                                                                                                    $495 U S Hgh Aar 61
                                                                                                                    PO Bca 220
                                                                                                                    St Franc $vde LA 70775
                                0                                                                                  Tel 504 3% 0225
                                                                                                                    Fan 504 f,35 5C08
                                                                                                                    Rick J. King
                                                                                                                              safety ( Aeysy, eca
                            NovemberW997
                            U.S. Nuclear Regulatory Commission
                            Document Control Desk, OPI 17                                                          <
                            Washington, DC 20555                                              .
                                                                                              -' I O wt          ;
                            Subject:      Reply to Notice of Violation in IR 97 013                          #!
                                                                                                                I
                                                                                                          ~
                                                                          ~
                                          River Bend Station - Unit I
                                          License No. NPF-47                                                %l
                                          Docket No. 50-458
          i
                                                                                                    '
                            File Nos.:  G9.5,O15.4.1            -
                            RBG-44218
                            RDF197 0342
                            Gentlemen:
                            Pursuant to the provisions of 10CFR2.201, Attachments A through F provide the Entergy
                            Operations, Inc, responses to the Notices of Violation (NOV) described in NRC
                            Inspection Report (IR) 50-458/97 013. These responses are being submitted within the
                            one week extension as granted by Mr. Elmo Collins on October 27,1997.
                            The subject violations,50-458/97013-01,03,05,06,07(a), and 07(b) involve:
                            (1) breaker alignment during removal of protective tags; (2) an inadequate post trip
                            review prior to restart; (3) procedural control of temporary flexible material (i.e., a bag of
                            anti contamination clothing); (4) blocking open a water-tight door which was required to
l
'
                            be closed by the UFSAR;(5) procedural non-compliance upon receiving unexpected data
                            while performing a fire pump surveillance; and (6) control of transient combustible
                            material, respectively.
,
                            River Bend Station is equally doncerned regarding the recent performance resulting in
'
                            cach of the subject violations. While the attached responses address actions to correct
                            each of the violations individually, we are actively pursuing overall human performance
                            impmvements. Identification and ccrrection of human performance and supervisory
;                          issues is a crucial step in River Bend Station's continuing improvement process. Only
                            through prompe identification of problems and self-critical resiews can sustained
                            improvement be accomplished.
1
!
                                                                          'OM
l    __ - _ -
                        "7 7///uazz.
                          -                      .    . - - -        _              .-          ..    .-                -.                . .
 
                                                                            -.. --                . .- . - .            ..
                                                                                                                            '
  t
    . .
  *                                                                                                                .
        Reply to Notice of Violation in 50-458/97-013
        November 3,1997
                                                                                                                            i
        RBO-44218                                                                                                          i
        RBF197 0342      ~
                                                                                                                            l
        Page 2 of 2.                                                                                                      j
        Should you have any questions regarding the attached information, please contact Mr.
                                                                                                                          '
        David I.orfing of my staff at (504) 381-4157.
        Sincerely,
          ).                      ~
        RJK/MGM                                                                                                          i
        attachments
        cc:    U.S. Nuclear Regulatory Commission
                Region IV
                611 Ryan Plaza Drive, Suite 400
                Arlington,TX 76011
                NRC Sr. Resident Inspector
                P.O. Box 1050
                St. Francisville, LA 70775                                                                                ,
                David Wigginton
                NRR Project Manager
                U.S. Nuclear Regulatory Commission
                M/S OWFN 13 H 3
                Washington, DC 20555
.
I
i
                      ,    .- - -  - _.._.-..._,.-....- .- _,._, ,__ -. -        --
                                                                                      . - . _ - .          . - . .  -.
 
                                    . - .            -      _            --                  .        .  _    - -      _ _ -    . . _ _ _ - -
          !
              .  .
        .
                                                                            ATTACHMENT A
                                                  REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-01
                                                                                              Page 1 of 2
                                                                                                                                                    '
                                Violatles:
                                                    ~
                                During an NRC inspection conducted on July 20 through August 30,1997, six violations
                                of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
                                Polley and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREO 1600, the first of the
                                violations is listed below:                                                                                          ,
                                          Technical Specification 5.4.1.a states, in part, that written procedures shall be
                                          implemented covering the applicable procedures recommended in Apnendix A of
                                          Regulatory Oulde 1.33, " Quality Assurance Program Requirements (Operation),"
                                          Revision 2. February 1978.
                                          Appendix A of Regulatory Guide 1.33, Section 1, recommends administrative
                                          procedures for equipment control (e.g., locking and tagging).
                                          Administrative Procedure ADM 0027," Protective Tagging," Revision 16, Section
                                          7.10 requires, in part, that the operator designated to remove Danger Hold tags
                                          shall be responsible to perform tag removal and component positioning in the
                                          sequence shown on the Clearence Removal Sheet. In addition, Section 7.10                                  :
                                          requires the independent verifier to verify restoration of the clearance and initial
                                          each step.
                                          Contrary to the above, on July 17,1997, the individuals responsible to perform
                                          these functions failed to close and independently verify closed, Bwaker EOS-
                                          ACBi l (Division I emergency diesel generator neutral breaker) as specified
                                          during the removal of Protective Tagout 97-0725.
                                                                                                                                                    '
                                          This is a Severity Level IV violation (Supplement 1) (50-458/97013-01)
,                              Reasons for the Violation:
                                Three primary causes were determined. The operators failed to self-check during system
                                alignment and clearance restoration. The operators failed to follow procedural
                                requirements for clearance removal and independent verification. The Control Room
                                Supervisor (CRS) failed to ensure self checking methods were applied.
                                                                                                                  ,
                                                                                                            ,
  - . ~ . . .  . .--...,._..a.                          -,      -    - - . - , , . - . , _ , .                -  -  -- -      - -
 
                                                          _      . __      _ .        _                      ._ _
'
  .  .                                                                                                              ;
.
                                            ATTACHMENT A
    ,
                          REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-01
                                                  Page 2 of 2
                            -
                                                                                                                      i
        Corrective Actions That Have Been Taken:
        A control panel lineup (main control room and local panel in the diesel generator
        building) was immediaMly performed for the division I diesel generator.
        A shift briefing form was generated for this event and distributed to Operations crews.
        The individuals ' .volved were counseled on procedural compliance and proper
        independent verideation.
        The operators involved have completed clearance requalification training; including an
        interview with the Operations Superintendent before qualifications were restored.
        Corrective Actions That Will Be Taken to Avoid Further Violations:
        The above tag-out clearance remedial actions are considered appro,riate to prevent
        teCurrence.
        Date When Full Compliance Will Be Achieved:
        River Bend Station is currently in full compliance.
                                                                                                                    .
          I
                                                  m .,                                      _  _ .._ . , _. .
 
_ _-_ _ _ _                                                                      .      ..
                                                              .    .  ..                              .        ..  .  ..                                .
            .
                        .                        .
            .
                                                                                                          ATTACilMENT H
                                                                                    REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-03
                                                                                                              Page1of3
                                                                Violation:
                                                                During an NRC inspection conducted on July 20 through August 30,1997, six victations
                                                                of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
                                                                Policy and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREG 1600, the second of the
                                                                violations is listed below:
                                                                          Technical Specification 5.4.1 a states, in part, tiiat written procedures shall be
                                                                          implemented covering the applicable procedures recommended in Appendix A of
                                                                          Regulatory Guide 1.33," Quality Assurance Program Requirements (Operation),"
                                                                          Revision 2, Febr.sary 1978.
                                                                          Appendix A of Regulatory Guide 1.33, Section 2.c, recommends a general
                                                                          operating procedure on recovery from reactor trips.
                                                                          General Operating Procedure GOP-0003, " Scram Recovery," Revision 11,
                                                                            Enclosure 1, post trip review checklist Section 2.f, states, " Document any
                                                                          observed premature (safety relief valve) lifts in the safety mode here and receive
                                                                            an engineering evaluation of the event prior to restart."
                                                                            Contrary to the above, on August 22,1997, during a reactor scrut event, safety
                                                                            relief valves lifted in the safety mode; however, the licensee did not document the
                                                                            safety mode lifts in the post trip review checklist or perfonn an engineering
                                                                            evaluation of the event prior to restart.
                                                                            This is a Severity Level IV violation (Supplement 1)(50-458/97013-03)
                                                                Reasons for the Violation:
                                                                The Safety Relief Valve (SRV) lift occuned due to the rapid pressure increase created by
                                                                the relatively fast closure of the Turbine Control Valves. Though system pressure never
                                                                reached the SRV set points, the momentum of the rapid pressure increase (i.e., pressure
                                                                wave) acting on the SRV's temporarily overcame the spring forces, and jostled some of
                                                                the SRV's off their seats. This pressure wave phenomenon is understood, and is of
                                                                minimal safety significance.
              .____ __- ______- _ __________ _ ______-_______
 
  !
    .
  .
'
                                            A'ITACliMENT B
                      REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-03
                                                Page 2 of 3
      Reasons forthe Violation (Continued):
      Three canses were identified. The first was related to work practice, in that documents
      were fallowed incorrectly due to the veong assumptions being made. The oncoming
      Shift Technical Advisor (STA) incorrectly assumed that SRV opening corresponded to a
      pressure of i123 psig (corresponding to relief pressures of the SRV's), even though the
      highest recorded pressures were 1084 psig and 1080 psig by separate indicating systems,
      and recorded in the post-trip review checklist. The oncoming STA incorrectly assumed
      that the difference must have been due to calibration errors and that the computer sys'.,:ms
      failed to record the actuations in the relief mode. Therefore, the step in the subject
      procedure directing him to have an engineering evaluation of SRV's that had lifted in the
      safety mode was detennined to not apply.
      Verbal Communications were a second cause, in that the STA misunderstood verbal
      communication during tumover. The oncoming STA did not recall a specific turnover on
      the status of the SRV's in the Post Trip Review Checklist. The off-going STA
      remembers providing the information verbally. The lack of placement in the formal
      tumover tool (i.e., computerized turnover entries) normally used for STA tumovers could
      have contributed to this miscommunication. In addition, an inaccurate message was
      transmitted to the Facility Review Committee (FRC). The FRC was incorrectly told that
      the cause of the difference between what the plant recorded and what the main control
      room personnel saw, was within the allowable calibration error for reliefinstrumentation.
      The actual cause (i.e., the lift due to the pressure wave phenomenon) was unknown at the
        time.
        Inadequate training on this phenomenon was a third cause, in that Operations' training
        materials do not include the pressure wave phenomenon from a rapid closure of the
        turbine control valves. In addition, simulator modeling does not reflect this type of pir.:'t
        response.
        Corrective Actions That Have Been Taken:
        The responsible STA has been counseled conceming the need to follow procedures and
        provide accurate data to others.
        An engineering evaluation of the event was completed identifying the lift due to the
        pressure wave phenomenon.
                                                                    . - . - - . . + _ _ _ _ _ _ _
 
__            _.
                                                                -___                                                    - _ _ _ - _ _ _ _ _ - _ _ _ _ _ _ _ _  _ _ _ _ _ _ _
  !
    . .
                                                                                                                                                              .
                                            ATTACHMENT B
                        REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-03
                                                  Page 3 of 3
        Correctiverctions That Will Be Taken to Avoid Further Violations:
        The need for the engineering evaluation of the pre mature SRV lifting will be evaluated
        since the cause of the SRV lifts associated wi th the pressure wave phenomenor. is both
        expected and understood. As an interim corrective action, the Scram Recovery procedure
        will be revised to include an engineering evaluation for any SRV operation concurrent
        with a Senun.
        The Scram Recovery procedure format will be reviewed to ensure that the scram review
        methodology is appropriately human factored.
        Operator training and simulator response modeling will be evaluated for the need to
        include this pressure wave phenomenon.
          Date When Full Comphance Will Be Achieved:
        River Bend Station is currently in full compliance.
                                                                                                                                                                              .
                                                                        . _ _ _ _ . _ _ _ . _ _ _ _ _ _ _ _ _ . _ _ _ _
 
__- _.                                                                          ..
                                                                                                                      .      ._
                                                                                                                                    _ _ _ _ _ - _ _ _ _ _
                                                        .        .
      '
                      . .
I.
                                                                                      ATTACHMENT C
                                                                  REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-05
                                                                                            Page 1 of 2
                                  Violation:                        -
                                  During an NRC inspection conducted on July 20 through August 30,1997, six violations
                                  of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
                                    Policy and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREG-1600, the third of the
                                  violations is listed below:
                                                          Technical Specification 5.4.1.a states, In part, that written procedures shall be
                                                          implemented covering the applicable procedures recommended in Appendix A of
                                                          Regulatory Guide 1.33," Quality Assurance Program Requirements (Operation),"
                                                          Revision 2, February 1978,
                                                                                                                                                          t
                                                          Appendix A of Regulatory Guide 1.33, Section 9.a recommends, in part, that
                                                          maintenance that can affect the performance of safety-related equipment should
                                                          be properly planned and performed in accordance with written procedures.
                                                          Administrative Procedure ADM-00s1," Cleanliness Control," Revision 4, Section
                                                            8.2.8.6 requires personnel to minimize the use of temporary flexible material such
                                                          as plastic sheeting, drop cloths and rags when in containment below the 141-foot
                                                            elevation and the reactor is at power.
                                                            Contrary to the above, on August 11,1997, while on the 95-foot elevation in
                                                            containment with the reactor at power, modification workers failed to minimize
                                                            the use of temporary flexible material, in that used protective anti-contamination
                                                            clothing was allowed to accumulate in a large open bag before it was removed
                                                            from the area.
                                                            This is a Severity Level IV violation (Supplement 1) (50-458/97013-05)
                                          Reasons for the Violation:
                                          Two plastic bags, one containing used protective anti-contamination clothing and one
                                          empty, were located above the Suppression Pool. The location of the Contandnation
                                            Zone is unique in that its location above the Suppression Pool prevents the use of a step
                                            off pad and clothes hamper for the collection of protective anti-contamination clothing.
                                            In this particular instance, when a worker removes protective anti-contamination clothing,
                                            it is immediately placed in a yellow plastic bag held by a second worker outside the
                                            Contamination Zone. The bag is taped closed and removed from the immediate work
                                            area.
                                                                                                                                                            i
                                                                                                                                                              ;
      ..---.-__na----    - - - . - _ - _ - _ - _ _ - _                                      .-_.
 
  *
    , .
  .
                                            NfTACHMENT C
                        REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-05
                                                  Page 2 of 2
          Reasons fortfle Violation (Continued):
        The two bags were on the catwalk next to the Drywell Wall and within immedicte reach
        of three workers, who were aware of the contents of both bags. The bags were under
        observation by the workers. This practice was observed by field and design engineers
        that were present at the time and was considered acceptable. The workers considered the
        bags to be under their control and thus satisfied % r-ouirements for Foreign Material
          Exclusion control. Radiation Protection personnel had been contacted and actions to
        remove the bag containing the used protective anti-contamination clothing were pending.
        The primary cause of this condition is th:tt standards for work practices were less than
        adequate. The workers were not instructed to remove foreign material immediately upon
        generation.
        Corrective Actions That Have Been Taken:
        Work was suspended and workers left the area.
        Work related material was removed so that the work area could be left unattended in
        accordance with govcming procedures.
        A me eting was held between all involved personnel to evaluate work compliance with
        require.ments.                                                                            !
        Standards were reinforced to the workers that no items are to be left unattended or
        unsecured when working in and around the Suppression Pool and the swell influence
        zone. When a worker exits the Contamination Zone, a second worker outside of the
        Contamination Zone will leave the area and obtain a plastic bag. The first worker will
'
        then remove his protective anti-contamination clothing and place them in the plastic bag.
'
        The bag is then closed and the bag is removed from the area.
        Corrective Actions That Will Be Taken to Avoid Further Violations:
        The completed corrective actions should be adequate to prevent recurrence.
        Date When Full Compliance Will De Achieved:
        River Bend Station is currently in full compliance.
l
l
l
l
!                                                                                                  1
                                                                                                  l
                                                                                                  I
                                                                                                  1
 
                                          ..            .              --            -_
  '
    . .
  .
                                              A1TACHMENT D
                          REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-06
                                                    Page 1 of 2
                            -
        Violation:
-
        During an NRC inspection conducted on July 20 through August 30,1997, six violations
        of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
        Policy and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREG-1600, the fourth of the
        violations is listed below:
                  10 CFR Part 50, Apper. dix B, Criterion Ill, " Design Control," states, in part, that
                  measures shall be established to assure that the design basis is correctly translated
                  into procedures'and instructions. The Updated Final Safety Analysis Report
                  (UFSAR) Section 3.4.1.1.3 requires closure of the Residual Heat Removal (RHR)
                  Pump Room A water-tight door to prevent adverse effects from flooding.
                  Contrary to the above, plant staff failed to translate into any procedure the
                  UFSAR Section 3.4.1.1.3 requirement for closure of the RHR Pump Room A
                  water-tight door, with the result that from August 11 through August 19,1997, the
                water tight door was blocked open for performance of heat exchanger
                  performance testing during the Seprmber 12 refueling outage and there was no
                documented evidence that operatire 'he plant in this configuration was reviewed.
                This is a Severity Level IV violation (Supplement 1)(50-458/97013-06).
        Reasons for the Violation:
J
'
        Three primary causes were determined. Administrative controls were less than adequate
        in that existing drawings available for use by Operations personnel did not readily
        identify all necessary considerations. Adequate training was not performed in that the
        requirement for allowing doors to be held open had only been recently identified as a
        knowledge task for operators. The procedure was inadequate in that the procedure did
        not contain sufficient direction to ensure equipment operability was considered
        appropriately.
            _.                                _ _ _                        . _ _ _
 
                                            .    .-                                            __ .
        1
    . .
  O
                                            ATTACHMENT D
                        REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-454/97013-06
                                                    Page 2 of 2
        Corrective *rtions That Have Been Taken:
        The cables were removed from the door and the door closed immediately.
        An engineering analysis of the effect of the open door on equipment was conducted and
        determined that the equipment remained operable.
        Other immediate actions included a review of other open doors and counseling personnel
        involved.
        Additional documentation has been provided to the work management center to assist in
        the identification of door functions.
        Training was provided to operations personnel concerning this event and door functions.
        Process controls to control plant doors were developed and implemented.
        Corrective Actions That Will Be Taken to Avoid Further Violations:
        The required corrective actions have been taken.
        Date When Full Compliance Will Be Achieved:
        River Bend Station is currently in full compliance.
,
                                        e
 
!
  . .
.                                                                                                  .
                                            ATTACHMENT E
                      REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-07(a)
                                                Page 1 of 2
      Violation:        .
      During an NRC inspection conducted on July 20 through August 30,1997, six violations
      of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
      Policy and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREG-1600, the fifth and sixth
      of the violations are listed below:
              Technical Specification 5.4.1.a states, in part, that written procedures shall be
              implemented covering the applicable procedures recommended in Appendix A of
              Regulatory Guide 1.33, " Quality Assurance Program Requirements (Operation),"
              Revision 2, February 1978, and for the fire protection program.
              Appendix A of Regulatory Guide 1.33, Section I recommends administrative
              procedures controlling safety related activities carried out during the operational
              phase of nuclear power plants.
              Administrative Procedure ADM 0015," Station Surveillance Test Program,"
              Revision 18, Section 8.9 states, in part, "If a problem occurs during a surveillance
              procedure,IMMEDIATELY NOTIFY THE APPROPRIATE SECTION
              SUPERINTENDENT OR DESIGNEE AND THE OSS/CRS (Operations Shift
              Superintendent / Control Room Supervisor), THEN perform the following: (1)
              Determine the cause and extent of the problem. (2) The OSS/CRS with the
              guidance of the appropriate Section Superintendent or Designee, shall determine
              whether the test should be continued or terminated . . ."
              Contrary to the above, on August 21,1997, during the performance of
              Surveillance Test Procedure STP-251-3602, " Fire Pump Functional Test,"
              Revision 9, a problem developed during the performance of Step 7.2.15, (in that
              the batteries did not switch during the sequential cranking test as expected;)
              however, the test was resumed without notifying the OSS/CRS and obtaining his
              concurrence to proceed.
              This is a Severity Level IV violation (Supplement 1)(50-458/97013-07).
      Reasons for the Violation:
      nree primary causes were determined.
      Expectations for the identification of a " problem" were not well understood by the
      individual. The failure to follow the procedure requirements was due to the operator's
      misjudgment that a problem did not exist requiring resolution by the Operations Shift
      Supervisor or Control Room Supervisor, when in fact one did.
      - Written communication was less than adequate in that the cross discipline review of the
      procedure was not coaducted after the addition of changes.
      Also, the procedure validation performed by operations personnel was insufficient.
 
  1
  '
    . .
  <                                                                                              l
.
                                            ATTACHMENT E
                      REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-07(a)
                                                  Page 2 of 2
        CorrectiveMus That Have Been Taken:                                                    .
        Plant management has counseled the responsible operator on the need to communicate
        with the Control Room Supervisor when problems are encountered while performing
        procedures.
        Corrective Actions That WPI Be Taken to Avoid Further Violations:
        Standards regarding Operations' personnel's responsibilities V, communicate with the
        appropriate supervision when T.mblems are encountered while performing procedures will
        be reinforced.
        Standards for performing cross discipline reviews and procedure validations will be
        reinforced.
        The subject surveillance procedure will be revised to ensure its technical accuracy.
        Date When Full Compliance Will Be Achieved:
        River Bend Station is currently in full compliance.
 
(,
  ,-
    , .,
e~                                        ,
                                              ATTACHMENT F
                        REPLY TO NOTICE OF VIOLATION 50-458/97013-07(b)
                                                    Page1of1
          Violation:        _
          During an NRC impection conducted on July 20 through August 30,1997, six violations
          of NRC requirements were identified. In accordance with the " General Statement of
          Policy and Procedure for NRC Enforcement Actions," NUREG-1600, the fifth and sixth
          of the violations are listed below:
                  Technical Specification 5.4.1.a states, In part, that written procedures shall be
                  implemented covering the applicable procedures recommended in Appendix A of
                  Regulatory Guide 1.33," Quality Assurance Program Requirements (Operation),"
                  Revision 2, February 1978, and for the fire protection program.
                  Appendix A of Regulatory Guide 1.33, Section I recommends administrative
                  procedures controlling safety-related activities carried out during the operational
                  phase of nuclear power plants.
                  Fire Protection Procedure FPP-0040, " Control of Transient Combustibles,"
                  Revision ?, Section 5.2.4, states, in part, that untreated packing materials shall not
                  be left unattended during lunch breaks, shift changes, or other similar periods.
                  Contrary to the above, procedure FPP-0040 was not implemented in that from
                  July 30 through August 7,1997, untreated packing materials (wooden boxes
                  containing new fuel channels) were left unattended during breaks and overnight.
                  This is a Severity Level IV violation (Supplement 1)(50-458/97013 07).
              ,
          Reasons for the Violation:
          Individuals who were involved in the event demonstrated adequate fire protection safety
          consciousness by reviewing the applicable procedure specifically on this topic. After
          reviewing and questioning the applicable portion of the procedure, each came to an incorrect
                                                                                                          ~
          understanding of the specific requirements regarding control of the different types of
          combustible materials which were present. The primary cause was that the applicable
          procedure was not clear as to the requirement for handling untreated wooden boxes.
          Corrective Actions That flave Been Taken:
          The boxes containing fuel channels were attended throughout the shift and were moved to
          an appropriate area at the end of the shift.              y
          Corrective Actions That Will Be Taken to Avoid Further Violations:
          The procedural requirements in the Control of Transient Combustibles procedure will be
          clarified to remove any identified ambiguities.
          Date When Full Compliance Will Be Achieved:
          River Bend Station is currently in full compliance.
}}

Revision as of 08:23, 10 December 2024

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20199C470&oldid=4090427"