ML17252B573
| ML17252B573 | |
| Person / Time | |
|---|---|
| Site: | Dresden  |
| Issue date: | 11/21/1990 |
| From: | Keffer J, Oster W, Schmidt R, Wieging J Commonwealth Edison Co, Nuclear Fuel Services |
| To: | Office of Nuclear Reactor Regulation |
| References | |
| NFSR-0085, Rev. 0 | |
| Download: ML17252B573 (82) | |
Text
{{#Wiki_filter:SZJ-::<37 ~I NFSR-0085 REV. 0 _I
- Nuclear Fuel Services I
ii I I I I I I COMMONWEALTH EDISON COMPANY TOPICAL
- 1. BENCHMARK OF BWR NUCLEAR DESIGN METHODS I BY I JOHN W. KEFFER WILLIAM H. OSTER I RANDALL R. SCHMIDT I JOAN E. WIEGING I NOVEMBER, 1990
- I ~;'2s(Wt6y ~ ~~r
.I Commonwealth\'\Edison Company
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I NFSR-0085 I Revision O I I Commonwealth Edison Company Topical I Benchmark of BWR Nuclear Design Methods by I John W. Keffer I Wi 11 i am H. Oster Randall R. Schmidt I Joan E. Wi egi ng I Prepared By: I ~ . >I I I Reviewed By: Nuclear Design Supervisor I 11/Zf'io
- 1 Da e I
I Nuclear Fuel Services Commonwealth Edison Company I 72 W. Adams St., Room 922E Chicago, Illinois 60603 I 1.
I NFSR-0085 I Revision 0 I Statement of Disclaimer This document was prepared by Commonwealth Edison Company for filing with the United States Nuclear Regulatory Commission for the sole purpose of obtaining I approval of Commonwealth Edison Company's BWR Nuclear Design Methods. Commonwealth Edison Company makes no warranty* or representation and assumes no obligation, responsibility, or liability with respect to the contents of this I report or its accuracy or completeness. Any use of or reliance on this report or the information contained in this report is at the sole risk of the party using or relying on it. I I* I I I I I I I I I I ii I I
.1 NFSR-0085 I Revision O I Abstract This topical report summarizes the nuclear analysis methods employed by the Commonwealth Edison Company (Edison) in support of reload design for its I Boiling Water Reactors (BWRs). The nuclear analysis methods are based on the General Electric neutronic design computer codes, TGBLA and PANACEA, which have previously been reviewed and approved *by the NRC. The results of an extensive I benchmark program are presented to demonstrate Edison's ability to independently perform the nuclear analyses required for the licensing, operation, testing, and surveillance of a BWR reload cycle. The benchmark I included a total of 18 unit-cycles, and comparisons were made to measured.
critical conditions and core power distributions. I I I I I I I I I I I iii I
- I
1* NFSR-0085 I Revision 0 I Table of Contents Page I List of Tables vi List of Figures vii I 1. Introduction and Overview 1-1 I 1.1 Introduction 1.2 Overview of NFSR-0085, Revision 0 1.3 Scope of Analyses 1-1 1-2 1-2 1.4 Vendor Interactions 1-3 I 2. Summary and Conclusions 2-1 I 3. Neutronic Methodology 3.1 Lattic~ Physics Codes 3-1 3-1 3.2 Core Simulator Code 3-2 I 4. Neutronic Methods Validation 4-1 I 4.1 Validation of Lattice Physics Model 4.2 Validation of 30-Core Simulator* 4-1 4-1 4.2.1 Hot Cr it i ca 1 Eigenvalues 4-2 I 4.2.2 Cold Critical Eigenvalues 4~2.3 TIP Results 4-2
. 4-3
- 5. References 5-1 I
I I I I-I iv I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table of Contents, Continued Page I Appendices: Appendix A - Fuel Bundle Nomenclature A-1 I Appendix B - Statistical Basis for TIP Results B-1 I Appendix C ~ TIP Traces for Quad Cities Station Unit 1 Appendix D - TIP Traces for Quad Cities Station Unit 2 C-1 D-1 I Appendix E - TIP Traces for Dresden Station Unit 3 E-1 Appendix F - TIP Traces for LaSalle County Station Unit 1 F-1 I Appendix G - TIP T~aces for LaSalle County Station Unit 2 G-1 I I I I I I I I I v I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I List of Tables Table Page I 1-1 , Neutronic Parameters Required for Operation, 1-4 Testing, and Surveillance I 2-1 Summary of Benchmark Results 2-2 I 3-1 4.2-1 Basic Neutronic Computer Codes Rated Reactor* Core Parameters 3-3 4-5 I 4.2-2 Fuel Loading Summary 4-6 4.2-3 Cold Critical Eigenvalue Results - 4-8 I Quad Cities Station Units 1 and 2 4.2-4 Cold Critical Eigenvalue Results - 4-9 Dresden Station Unit 3 I 4.2~5 Cold Critical Eigenvalue Results - 4-10 LaSalle £aunty Station Units 1 and 2 I . 4.2-6 TIP Results ~ Quad Cities Station Units 1 and 2 4-12 .1 4.2-7 TIP Results - Dresden Station Unit 3 4.2~8 TIP Results - LaSalle County Sta~ion Units 1 and 2 4-13 4-14 I I I 1* I I vi I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I List of Figures, Continued Figure Page I 4.2-18 LaSalle 2 Cycle 3 - Hot Eigenvalues, Power, and Flow 4-32 I 4.2-19 Quad Cities Station - Summary of Hot Critical Eigenvalues 4-33 I 4.2-20 4.2-21 Dresden Station - Summary of Hot Critical Eigenvalues LaSalle County Station - Summary of Hot Critical 4-34 4-35 Eigenvalues I I I I I I I I I I I viii I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Section 1 - Introduction and Overview 1.1 Introduction I This report summarizes the nuclear analysis methods employed by Commonwealth Edison Company (Edison) in support of reload analysis for its Boiling Water Reactors (BWRs) as well as the benchmark data which resulted I from the use of these methods. This report demonstrates Edison's capability to independently perform the steady-state neutronic analysis portions of the reload design process. This encompasses the neutronic I analyses required for the the steady-state licensing, operation, testing, and surveillance of a BWR reload cycle. This benchmarking analysis includes generation of hot and cold critical I eigenvalue data and a comparison of the predicted to measured Transverse Incore Probe (TIP) readings. The hot and cold critical eigenvalue data demonstrates that the reactivity of the reactor is predictable and I consistent. Accurate prediction of the TIP readings demonstrates the ability to predict the core power distribution. I Results from the following units and cycles are summarized in this report: Quad Cities Station Units 1 and 2, Cycles 7 through 10; Dresden Station Unit 3, Cycles 8 through 11; LaSalle County Station Units 1 and 2, Cycles 1 through 3. This database includes fuel designs from 7x7 to I 9x9 fuel pin arrays, various water rod configurations, axially dependent lattice designs throughout the enriched portion of the assembly, and both General Electric (GE) and Advanced Nuclear Fuels (ANF) fuel product lines. I The design codes TGBLA and PANACEA, which were developed by GE, form the methodology basis for this benchmarking effort. Extensive design I participation training was provided to five Edison engineers at the GE facilities in San Jose, California. This training included the performance of the full scope of neutronic calculations required for a reload design, use of the appropriate computer programs, and training in I the acceptability and limitations of these computer programs for calculating neutronic parameters. Each training assignment lasted approximately one year. I The overall neutronic design process employed by Edison is based on the approach described in GE Document NEDE-24011-P-A, "General Electric Standard Applicat"ion for Reactor Fuel", Reference 1. Edison's fuel I vendors will .continue to perform the balance of plant transient and accident analyses. In the future, a separate report will be submitted supporting the use of Edison methods for performing these categories of I calculations. I Page 1-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I 1.2 Overview of NFSR-0085. Revision 0. A summary of the results and conclusions reached from this benchmark I effort is included in Section 2. These results demonstrate Commonwealth Edison's proficiency in the use of the GE neutronic code package. Section 3 includes a short description of the neutronic methodology used I for this benchmark analysis. This methodology has already been approved by the NRC in GESTAR II, Reference 1, and.by review of the GE topical on neutronic methods, Reference 2. I Detailed results from the benchmark effort are in Section 4. The key parameters for the benchmark are hot and cold critical eigenvalue data, which demonstrate that the reactivity of the core can be reliably I predicted; and comparisons of calculated to measured TIP data, which. demonstrate that the core power distribution can be reliably predicted. Comparisons were made to eighteen unit-cycles, demonstrating the adequacy I. of the methods. 1.3 Scope of Analyses I Edison will perform the neutronic analyses required for the steady-state licensing, operation, testing, and surveillance of a BWR reload cycle. Specifically, the basic neutronic and processing computer codes described I in Section 3 will be employed to generate lattice physics data, determine assembly loading patterns; and calculate neatronic parameters for steady-state operation, testing, and surveillance. _I Table 1-1 provides examples of the type of neutronic parameters which are required for reactor operation, testing, and surveillance. Edison will I evaluate these parameters for each BWR reload cycle for which it performs the .neutronic design, regardless of the fuel vendor. An exception to this is the process computer information, which is the cycle specific input data for the onsite core monitoring code. Edison will provide the process I computer information only to those plants which are supplied with GE fuel. Edison will not currently be providing process computer information for non GE-supplied reloads in order to maintain compatibility with the I critical power correlation and steady-state neutronics models used in the core monitoring software for non GE-supplied reloads. Therefore, Edison is not requesting NRC approval for application of the TGBLA/PANACEA code package for process computer input for non GE-supplied reloads. I The methodology and core conditions employed by Edison to perform the neutronic design and licensing analyses are identical to those employed by I I Page 1-2 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I General Electric (Reference 1). Edison~s capability to perform the scope of analyses listed in Table 1-1 using the GE methodology is justified by the benchmark results outlined in Section 2*and detailed in Section 4 of I this report. Until NRC approval is obtained, Edison will continue to perform the majority of these analyses in parallel with the fuel vendor's analyses of record to ensure proficiency with the code package is maintained. I To summarize, Edison is requesting approval to calculate neutronic parameters required for steady-state operation, testing, and I surveillances, examples of which are listed in Table 1-1, for all Edison BWRs, and this request is supported by the results of this report. I 1.4 Vendor Interactions The fuel vendor will continue to be responsible for all balance of plant I Anticipated Operational Occurrence analyses, such as pressurization transients, and Loss Of Coolant Accident analyses. The basepoint for the evaluation of each cycle will be transmitted from Edison to the vendor for I these analyses.
- I I
I I I I I I Page 1-3 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 1-1 Neutronic Parameters Required for Operation, Testing, and Surveillance I The following neutronic parameters are examples of the type of calculations required for reactor operation, testing, and surveillance. I 1.. Calculation of "R", the additional Shutdown Margin required at the beginning of the cycle to ensure the Minimum I Shutdown Margin requirement is met throughout the cycle.
- 2. Shutdown margin calculations for special conditions, such I 3.
as out-of-service control rods. Hot excess reactivity. I 4. Data required for operation, such as target rod patterns, hot reactivity anomalies and core axial power distribution. I 5. Data required for startup, such as criticality predictions. '
~ontrol rod worths and
- 6. Process Computer Input. This will be provided only to I those units using a TGBLA/PANACEA-based core monitoring code and wi 11 not be provided by Edi son to those units using non GE-supplied fuel. as part of the scope of this I topical.
I I. I I I I Page 1-4 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Section 2 - Summary and Conclusions The TGBLA/PANACEA code package sh~ws good agreement with the measured performance parameters of the benchmark data summarized in this report and the I results are comparable to those calculated by GE, which were reported in the GE oeutronics methods topical, Reference 2. Specifically: I 1. The predicted TIP response for the Edison BWRs shows good agreement with measured TIP data. I 2. The calculated hot operating core eigenvalue is consistent between reactor types and shows little cycle exposure dependence.
- 3. The calculated cold critical eigenvalue is consistent and predictable.
I Table 2-1 summarizes the benchmark results from the last two cycles for each unit. Based on the results, it is concluded that: I 1. Commonwealth Edison has demonstrated proficie~cy with the TGBLA/PANACEA _, code package and that Edison can perform in an acceptable manner all neutronic analyses required for the licensing, operation, testing, and surveillance of a BWR reload cycle; and I- 2. Commonwealth Edison is justified in its application of calculational uncertainties identical to those applied by GE. I I I I I I I Page 2-1 I I
I. NFSR-0085 I Revision 0 I Table 2-1 Summary of Benchmark Results I Parameter Quad Cities Dresden La Sa 11 e Number of Unit-Cycles 4 2 4 I Nodal TIP Power, 7.95 7.39 7.03
% Standard Deviation I Radial TIP Power,
% Standard Deviation
'4.22 3.74 3.98 I Hot Critical Eigenvalue:
Mean 1.0003 1.0041 .0.9985 I % Standard Deviation 0.14 0.17 0.21 Cold Critical Eigenvalue: I' Mean
% Standard Deviation
- 1. 0031 0.21 1.0062 0.17
- 1. 0007 0.25 I
I I ,I I
- 1 I
I Page 2-2 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Section 3 - Neutronic Methodology The methodology used for the benchmark analysis for Edison's BWRs is based on 1* the General Electric (GE) proprietary codes TGBLA, for lattice physics calculations, and PANACEA, for the three-dimensional (30) core simulation. The GE code package was written for the VAX computer system and was installed on a
*VAX system at Edison. After installation on the Edison system the code package I
was validated and verified against a standard set of sample problems to ensure the results were consistent with those generated by GE. For referen*ce purposes, the major codes in the GE code package are listed in Table 3-1 . The NRC has reviewed and approved the methodology of this code package. approval and a detailed discussion of the methodology can be found in This References 1 and 2. I 3.1 Lattice Physics Codes I The GE codes TGBLA and GELIB (References 3 and 4,.respectively) are used to generate the requir~d lattice physics data for. the GE core simulator code PANACEA (Reference 5). I The lattice phy~ics.code TGBLA generates the required lattice physics data for the benchmarking effort. TGBLA assumes an infinite lattice, or zero current, bundle configuration and uses i combination of diffusiori.and .I transport theory to determine the lattice characteristics. TGBLA calculates the rod-by-rod thermal spectra-by the leakage-dependent integral transport method. Leakage iterations between diffusion theory I and thermal spectrum calculations are carried out to generate thermal broad group dHfusion parameters. Thermal broad-group neutron cross-sections are calculated for homogenized fuel rod cells using a I condensed sixteen coarse group thermal cross-section library. In the epithermal and fast energy range, the level-wise resonance integrals are calculated by an intermediate resonance approximation- in .I which the intermediate resonance parameters are fuel rod temperature
.dependent. Cross-sections for the fast and epithermal region are calculated using a 68 fine group cross section library.
I Two-dimensional, coarse mesh, broad group, diffusion theory calculations are then used to determine the nodal flux and power distributions in the BWR lattice. I GELIB is a data manipulation code which accesses the cross-section and reactivity output from TGBLA and calculates the reactivity fits required I for PANACEA. In this manner the results of the TGBLA calculations are I Page 3-1 I I
I I NFSR-0085 Revision 0 I reduced to libraries of lattice reactivities, relative rod powers, and few group cross sections as a function of instantaneous void, exposure, exposure-weighted void history, control state, and fuel and moderator I temperature for use in the PANACEA calculations. 3.2 Core Simulator Code I PANACEA is a three-dimensional, coarse mesh, one group, coupled nuclear/thermal-hydraulics computer program for analyzing a BWR core. The coarse mesh width is on the same order of magnitude as the fast neutron 'I mean free path. When coupled with the one group assumption, this mesh width is considered adequate as the global neutron flux shape is primarily determined by the diffusion of fast neutrons. A seven-point difference scheme is used to solve the one group diffusion equation. At the boundary the difference equation is modified to include reflector effects. PANACEA uses k-infinity fits to calculate nodal core reactivity. These I fits are quadratic in void history, and table look-up in exposure. LaGrangian interpolation is used to calculate intermediate exposure values. There is a different set of base k-infinities for both the hot I and cold conditions. These base k-infinities are corrected for controlled conditions, using a controlled to uncontrolled ratio; for instantaneous void effects; for various neutron poisons; and for Doppler effects. Doppler is represented using an effective fuel temperature, which is based I on the nodal power. I I I I I I I Page 3-2 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 3-1 Basic Neutronic Computer Codes I Code Name Description TGBLA Macro- and Microscopic Lattice Cross Section Generator I GE LIB _Processing Code to Prepare TGBLA Data for Use by PANACEA I, PANACEA Three Dimensional Spatially Dependent, One Group Core Simulator Io* I I I I I I I I I I Page 3-3 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 1* Section 4 - Neutronic Methods Validation The methods validation data for the Edison BWR calculational methods are contained in this section. Comparisons between calculations and measurements I are presented for Quad Cities Units 1 and 2, Dresden Unit 3, and LaSalle County Station Units 1 and 2. I 4.1 Validation of Lattice Physics Model Edison used the lattice physics code TGBLA to create the neutronic inputs I for the downstream core simulator validation. The methodology in TGBLA has been previously approved by the NRC for use on BWRs. This approval is documented in the GE Licensing Topical, Reference 2. As part of this topical, GE validated the core power distribution predictions based on .I global gamma scan measurements from Quad Cities Unit 1, Cycles 2, 4, and 5; Hatch Unit l, Cycles 1 and 3; and Millstone Unit 1, Cycle 7. The isotopic burnup was validated against measurements from Quad Cities 1 I Cycle 2.
- The ultimate test of the lattice physics model is demonstrated by the validation of the Edison units using historical cycles. This process I demonstrates Edison's capability to determine the neutronic parameters for c~rrent fuel product lines and core loadings. Details of this validation are contained in Section 4.2.
I 4.2 Validation of 3D Core Simulator The PANACEA reactor core simulator code is verified by comparing calculated and measured reacto~ parameters~ Core follow calculations ware performed for the Quad Cities, Dresden, and LaSalle reactors and the results were. compared to m~asured data. Pertinent reactor core parameters at rated operating conditions for the units are given in Table 4.2-1. The fresh fuel loaded in the cycles of interest is summarized in Table 4.2-'2. Appendix A describes the nomenclature for the bundle names in Table 4.2-2. It should be noted that the initial core state conditions, namely the nodal exposure and void history data, evaluated for the Quad Cities and D~esden Units were provided by GE and were generated using GE's GENESIS methods. These methods have since been replaced with the TGBLA/PANACEA GEMINI*methods. The use of data which were gen~rated using GENESIS
'methods and supplied by GE as the initial core conditions for this benchmark effort results in anomalous effects due to the use of two discrete methods for the early transitional cycles. These anomalous effects show up as high TIP standard deviations and eigenvalue Page 4-1
I NFSR-0085 I* Revision 0 I uncertainties until the transitional effects of the initial core conditions disappear; these effects also are seen in the transitional cycles modelled by GE with their GEMINI methods. This is illustrated by the large decrease in calculated versus measured TIP standard deviations from the early .1 transitional cycles to the more recent cycles. 4.2.1 Hot Critical Eigenvalues I The hot critical eigenvalue results as a function of cycle exposure are shown in Figures 4.2-1 through 4.2-4 for Quad Cities Unit l; 1* Figures 4.2-5 through 4.2-8 for Quad Cities Unit 2; Figures 4.2-9 through 4.2-12 for Dresden Unit 3; Figures 4.2-13 through 4.2-15 for LaSalle County Unit l; and Figures 4.2-16 through 4.2-18 for LaSalle County Unit 2. I* The hot critical data have not been corrected for reactivity biases associated with the effects of channel bow, crud, incore I instrumentation, and fuel assembly spacers. Hot critical eigenvalues shoOld be consistent and predictable as a .* function of cycle exposure to enable the engineer to develop I adequate projections of the critical eigenvalue for upcoming cycles. The hot critical eigenvalues developed as part of this benchmark effort are shown to be a strong function of plant type and ,I fuel product line being_ loaded but are consistent within these parameters. A comparison ~f Figures 4.2~19 through 4.2-21 demonstrate this.
- The hot critical eigenvalues from the last two I eye l es of each unit .in the database. used for this benchmark are shown a~ a function of exposure on these figures. Quad Cities* data is contained on Figure 4.2-19; Dresden on Figure 4.2-20; and LaSalle on 4.2-21. The trends demonstrated in these figures will be used to predict the hot critical eigenvalue for future cycles.
4.2.2 Cold Critical Eigenvalues The cold critical eigenvalue results are shown in Table 4.2-3 for Quad Cities Station; in Table 4.2-4 for Dresden Station; and in I Table 4.2-5 for LaSalle County Station. All cold critical data are from in-sequence, xenon-free startups. The cold critical data have not been corrected for reactivity biases I associated with the effects of channel bow, crud, incore instrumentation, and fuel assembly spacers. Corrections have been made for reactor period and temperature at the time of criticality, I as the lattice physics data were generated assuming steady-state I Page 4-2 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I conditions and a moderator and fuel temperature of 20 degree C. As stated in Section 4.2.1 for the hot critical eigenvalues, the cold critical eigenvalues must also be consistent and predictable as I a function of exposure, as these are required to calculate core subcriticality. Cold critical eigenvalues have a larger degree of scatter as a function of exposure than hot critical eigenvalues, but I also are consistent and predictable as a function of plant type and fuel being loaded in the core. Therefore, core subcriticality can be assured under all conditions.
- I 4.2.3 TIP Results Measured and calculated Traversing lncore Probe (TIP) data have been I compared and are summarized in this section. The TIP standard deviations were calculated over the entire axial length of the core, which is 24 nodes. A detailed discussion of the numerical basis for I the TIP standard deviations and asymmetries is included in Appendix B.
The TIP standard deviations and asymmetries for each statepoint are I* shown in Tabl~ 4.2-6 for Quad Cities Station; in Table 4.2-7 for Dresden Station; and in Table 4.2-8 for LaSalle County Station. TIP asymmetry data is included to provide a method for evaluating the I adequacy of the TIP standard deviations. As discussed previously, there are high TIP standard deviations in I the early transitional cycles for Quad Cities and Dresden due to the i*nitial core conditions reflecting the transition from the earlier GE GENESIS models to the current GEMINI models. The TIP standard deviations for the last two cycles of ~ach plant are acceptably low, as nodal TIP standard deviations are less than 10% and radial standard deviations are less than 6% for all ~tatepoints. These values demonstrate that the core power distribution is being adequately predicted by the Edison models. I I' I I Page 4-3 I I
NFSR-0085 Revision 0 Detailed TIP results are contained in the appendices as follows: Unit Cycle Aw.endix Figure QCl 7 c C-1 QCl 8 c C-2 QCl 9 c C-3 QCl IO c .C-4 QC2 7 D D-I QC2 8 D D-2 QC2 9 D D-3 QC2 IO D D-4
**oR3 8 E E-I DR3 9 E . E-2 DR3 IO E E-3 DR3 11 E. E-4 LSI I F F-I LSI 2 F F-2 LSI 3 F F-3 LS2 I G G-.1 LS2 2 G G-2 .
LS2 3 G G-3 Page 4-4
I NFSR-0085 I Revision 0 Table 4.2-1 I Rated Reactor Core Parameters I Quad Cities Station Units 1 and 2 \ Thermal Power, MWt 2511 I Core Flow, Mlb/hr 98.0 Inlet Subcooling, Btu/lbm 524 I Core Midplane Press~re, psia 1035 I Total Assemblies in Core 724 Average Power Density, kw/l 41 I Dresden Station Units 2 and 3 Thermal Power, MWt 2527 I Core Flow, Mlb/hr 98.0 I Inlet Subcooling, Btu/lbm 524
.Core Midplane Pressure, psia 1035 I Total Assembli~s in Core
- 724 Average Power Density, kw/l 41 I LaSalle County Station Units 1 and 2 I Thermal Power, MWt 3323 Core Flow, Mlb/hr 108.5 I Inlet Subcooling, Btu/lbm 528 Core Midplane Pressure, psia *' 1035 I* Total Assemblies in Core 764 I Average Power Density, kw/l 50 I
Page 4-5 I I
I NFSR-0085 I Revision O I Table 4.2-2 Fuel Loading Summary I Unit Cvcle Fuel Type Loaded Number Loaded QCl 7 GE6-P8DRB265-6G2.0-80M-145 64 I GE6-P8DRB265-6G3.0-80M-145 160 116 8 GE7B-P8DRB265-6G3.0-80M-145 80. I 9 GE7B-P8DRB283-7G4.0-80M-145 GE7B-P8DRB299-7G4.0-80M-145 144 GE7B-P8DRB282-7G3.0~80M-145 72 I 10 GE8B-P8DQB300-7G4.0-80M-145 120 GE8B-P8DQB300-9G4.0-80M-145 . 80 I QC2 7 GE7B-P8DRB265-6G3.0-80M-145 204 8 GE7B-P8DRB282-7G3.0-80M-145 72 I GE7B-P8DRB283-7G4.0-80M-145 104 9 GE7B-P8DRB299-7G3~0-80M-145 88 I* 10 GE7B-P8DRB299-7G4.0-80M-145 GE8B-P8DQB300-9G3.0-80M-145 64 92
- 1 GE8B-P8DQB3~6-7G4.0-80M-145 72
.
- DR3 8 ANF-P8DEB269-5G3.0-80M-145 224 I. 9 ANF-P8DEB283-5G3;5-80M-145 184 10 ANF-P9DNB313-8G4.0-80M-145 160 I ANF-P9DNB313-9G4.0-80M-145 16 11 ANF-P9DNB313-9GZ-80M-145 72 I ANF-P9DNB313-9GZI-80M-145 96 I
I I Page 4-6 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-2, Continued Fuel Loading Summary I Unit Cycle Fuel Type Loaded Number Loaded LSI 1 8CIB071-NOG-100M-150 92 I 8CIB176-4GZ-100M-150 8CIB219-4GZ-100M-150 240 432 I 2 3 GE7B-P8CRB299-6G3.0-100M-150 GE8B-P8CQB301-8GZ-100M-150 232 112 GE8B-P8CQB320-9GZ-100M-150 112 I LS2 1 8CIB071-NOG-100M-150 92 8CIB176-4GZ-100M-150 240 I 2 8CIB219-4GZ-100M-150 GE78-P8CRB299-6G3.0-100M-150 432 224 I 3 GE8B~P8CQB300-6G3.0-100M-150 GE8B-P8CQB320-7GZ-100M-150 144 96 I I I I I I I I Page 4-7 I I
I NFSR-0085 I Revision O I Table 4.2-3 Cold Critical Eigenvalue Results Quad Cities Station Units 1 and 2 I Cycle Cold Exposure, Critical I Unit QCl Cycle 7 MWd/St 0 Eigenvalue
- 1. 0058 QCl 7 1211 1.0070 I QCl 7 3927 1.0049 QCl 8 0 1.0041 I QCl QCl 8
8 4143 7115
- 1. 0015 0.9999 I QCl QCl QCl 9
9 9 0 3400
. 3713 1.0037
- 1. 0018
- 1. 0016 I QCl QCl 10 10 0
.2123 1.0067 1.0056 QCl 10 8166 1.0035 I QC2 7 0 1.0070 QC2 7 1033 1. 0075 I QC2 QC2 7
8 4713 0 1.0043 1.0050 QC2 8 4064 1. 0037 I QC2 8 5538 1. 0025 QC2 9 0 1.0040 I QC2 QC2 9 9 3083 3759 1.0021
- 1. 0016 QC2 10 0 1. 0053 I QC2 QC2 10 10 316 3462
- 1. 0035 1.0028 QC2 10 6019 0.9986 I
I I Page 4-8 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-4 Cold Critical Eigenvalue Results Dresden Station Unit 3 I Cycle Cold Exposure, Critical I Unit Cycle MWd/St Eigenvalue DR3 8 0 1.0056 I DR3 DR3 8 9 2815 0 1.0023 1.0068 DR3 9 0 1.0076 I DR3 DR3 9 9 841 1107 1.0063 1.0065 DR3 9 3888 1.0040 I DR3 DR3 9 10 6072 0
- 1. 0033 1.0078 DR3 10 1179 1.0066 I DR3 DR3 10 10 2508 4353 1.0057 1.0032 I DR3 DR3 11 11 0
4139 1.0086 1.0055 I I I I I I. I Page 4-9 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 1- Table 4.2-5 Cold Critical Eigenvalue Results LaSalle County Station Units I and 2 I Cycle '* Cold Exposure, Critical I Unit LSI Cycle I MWd/St 0 Eigenvalue I.004I LSI I 0 I.0035 I LSI LSI I I 0 0 I.004I I.0050 LSI I 485 1.0037 I LSI LSI I l 574 574 I.0036 I.0038 LSI I 574 I.0040 I LSI LSI _ LSI I I I 897 I78I I78I I.0028
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I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-5, Continued Cold Critical Eigenvalue Results LaSalle County Station Units 1 and 2 I Cycle Cold Exposure, Critical I Unit Cycle MWd/St Eigenvalue LS2 2 0 1.0038 I LS2 2 5182 0.9963 LS2 3 0 1.0011 I LS2 3 3884 0.9986 I I I I I I I I I I Page 4-11 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-6 TIP Results Quad Cities Station Units 1 and 2 I Cycle Exposure, Standard Deviations Unit Cycle MWd/St Rad i a1 Nodal I QCl 7 96 5.4 13.2 QCl 7 3146 6.2 17.1 QCl 7 6362 5.1 14.6 I QCl 8 521 6.0 12.7 QCl 8 3931 6.2 12.4 I QCl 8 7370 5.8 9.0 QCl 9 599 4.7 . 8.4 I
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I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-7 TIP Results Dresden Station Unit 3 I Cycle Exposure, Standard Deviations Unit Cycle MWd/St Radial Nodal I DR3 DR3 8 8 1001 4048 5.45 6.38 9.69 10.42 DR3 8 6148 6.37 8.72 I DR3 9 314 6.05 10.11 DR3 9 3247 5.91 8.21 I DR3 9 4630 6.83 9.79 DR3 10 1287 3.21 7.00 I DR3 DR3 10 11 4855 166 3.34 4.33 6.67 7.65 DR3 11 3237 4.15 8.18 I I I I I I I I I Page 4-13 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Table 4.2-8 TIP Results LaSalle County Station Units 1 and 2 I Cycle Exposure,, Standard Deviations Unit Cycle MWd/St Radi a1 Nodal I LSI I IOOI 2.0I 6.58 LSI 1 I605 1. 94 7.37 I LSI LSI LSI I I I 4934 6293 9395 3.34 3.33
*3.63 6.22 6.96 6.42 LSI I IOI73 3.39 6.79 I LSI 2 I032 4.33 .7. 75 LSI 2 3375 3.30 6.38
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Quad Cities Station S_ummary of Hot Critical Eigenvalues IO c:
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Unit 1 Cycle. 2 + Unit 1 Cycle 3 < (/)
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I NFSR-0085 I Revision 0 I 1. Section 5 - References GE Proprietary Document NEDE-24011-P-A, "General Electric Standard Application for Reactor Fuel", as supplemented. I 2. GE Proprietary Document NEDE-30130-P-A, "Steady-State Nuclear Methods", April 1985. I 3. R. T. Chiang and M. Yamamoto, GE Proprietary Document NEDE-30002P, "TGBLA Lattice Physics Methods", December 1982. I 4. GE Document NEDE-25337, Revision 2, "An Introduction to the GELIB System", October 1982. I 5. C. L. .Martin and F. Rahnema, GE Proprietary Document NEDE-20884P, "PANACEA - BWR Core Simulator", March 1988. I I I I I I I I I I Page 5-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Appendix A Bundle Nomenclature I The bundle nomenclature used in this report is best described by an example. Bundle Name = GE8B-P8DQB300-7G4.0-80M-145 I Where: I GESB - Fuel Product Line Identifier Options: ANF =All ANF Fuel Product Lines I GExB = GE Fuel Product Line x, with or without Barrier (B) P - Pre-pressurized fuel. I Options:
- P - Pressurized Greater than 1 atm.
No Entry - Unpressurized (1 atm) I 8 - Lattice Array Si~e Options: 7 = 7x7 Lattice Array I 8 = 8x8 Lattice Array 9 "' 9x9 LaUice Array I D - Lattice Type Options: D = D-lattice (Non Uniform Water Gaps) C = C-lattice *(Uniform Water Gaps) I Q - Lattice Product Line Options: I I = GE Initial Core Fuel R = GE Reload Fuel (Prior to GE8)
.Q = GE8 Reload Fuel E = ANF 8x8 1 Water Rod Reload Fuel I N = ANF 9x9 2 Water Rod Reload Fuel B - Indicates this is a Bundle Name, Not a Lattice Name I 300 - Average enrichment of bundle, w/o U235
- 100 I
I Page A-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I 7G4.0 - Gadolinia Loading 7 - Maximum Number of Gadolinia pins in any layer 4.0 - Gadolinia Concentration. This is set to "Z" if the bundle has axially varying gadolinia. I 80M - Channel Thickness 80M - 80 mil thickness (Quad Cities and Dresden) I IOOM - 100 mil thickness (LaSalle) 145 - Fuel Length, inches 144 or 145 - Quad Cities and Dresden I 150 - LaSalle I I I I I I I I I I I Page A-2 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Appendix B Statistical Basis for TIP Results I Several standard deviations are presented in the text. calculations are discussed in this appendix. The bases for these I Nodal Standard Deviation I The nodal standard deviations are based on the nodal percent differences for each TIP reading in the core. The nodal percent differences are calculated as follows: I Nodal Percent Difference = ( C - M ) / Mbar
- 100 where:
I C - Calculated TIP Reading M- Measured TIP Reading Mbar - Average of all TIP Readings I Since the measured data are normalized such that the core average value is one, Mbar will always be equal to one and the above equation simplifies to the
- 1. difference between the calculated and measured values.
The nodal standard deviations were calculated using the nodal percent I differences calculated in this way for the entire axial length of the cor-e, or 24 nodes. This is more conservative fhan using 20 node data,. as the low power nodes in the core top and bottom ar~more difficult to predict, but are given equal weighting in the calculation. I Radial Standard Deviation I The radial standard deviations are based on the radial percent differences for* each TIP string in the core. The radial percent differences are the I differences between the summations of the calculated TIP readings and the measured TIP readings for each TIP string. Again, since the measured data are normalized such that the core average value is one, the normalization factor Mbar will always be equal to one. I The radial standard deviations were calculated using the radial percent differences calculated in this way for the entire axial length of the core, or I 24 nodes. I Page B-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 Appendix C I TIP Traces for Quad Cities Station Unit 1 I A comparison of calculated versus measured core axial TIP traces for Quad Cities Station Unit 1 is included in this appendix. Figures included are: I Figure C Quad Cities Station Unit 1 Cycle 7 Results Figure C-2 Quad Cities Station Unit 1 Cycle 8 Results I Figure C Quad Cities Station Unit 1 Cycle 9 Results Figure C Quad Cities Station Unit 1 Cycle 10 Results I I I I I I I I I I I Page C-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Quad Cities Station Unit 1 Cycle 7 Results Figure C-1 I TPC VOi 2.0 --r--r-;--;--+--r--r--i--;--i--i==-rS~c.!1~1~~ I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YQI Z. D --r-+-;--;--i--r--r--i-I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED
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. . . . . . . . . . . I ~ CALCULATED.
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I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 0.0 -- -- - -- -- -- -- - - -- -- -- - D 10 20 JO 40 50 . 80 70 ea 90 100 110 120 IJO 140 150 INCHES ABOVE BOTTOll or ACTIVE run I !CURE 01 C7 CAI 02-15-84 7012.5 ll'ttl/llT LOT OF CORE AYERACE DATA ALC. STRINC AVG. = 1.0DD llEAS. STRING AVG. = 1.000 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES I IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY HFSJKS JOB06269 07 11 90 Page C-2 I I
I NFSR-0085 I Revision O I Quad Cities Station Unit 1 Cycle 8 Results Figure C-2 I TPC VDI 2.0 --r--+-~--;--+--r--r-~--;--;--~==-rSl/=.C!l!;'J~~ I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YO 1
- 2.0 --r--r-~--;--+--r--r--r--;--+--~--r-c~c!ll,m~
I I I I I I I I I I G- - MEASURED I I I I I 1.8 --~-..;..-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~--:.--~--~ 1.8 -~~-~-~--~--4--~~-~-....;...-~--~--~--~-~-~--~ I 1. 4 --~- I I I I I I I I I I
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. . . . . *. , . . . I --: CAl.CULATED.
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I I NFSR-0085 Revision 0 I Quad Cities Station Unit 1 Cycle 9 Results Figure C-3 I TPC VO I
- 2. 0 --;---;---;--;--+--;---;---;--;---;--~--;--C~C.!J!;'J~Di I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YO I I I I I I I I I 0 - - MEASURED
- 2. 0 --;---;---;--;--+--;---r---;--;--+--~::";--C~C.!Jl,'J~~.
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IP READINCS*AXIALLY NORllALIZED: HO ECO PROPRIETARY NFSJKS JOB0&259 07 II 90' ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY. NORllALIZED: HO ECO PROPRIETARY NFSJKS JOB06269 07 11 90 I TPC VO 1 2.0 --r--r--,--,--T--r--r-.,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I I I
* * *
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I I NFSR-0085 Revision O I Quad Cities Station Unit 1 Cycle 10 Results Figure C-4 I TPC VO 1 2, Q --i---i---;--;--+--i---i---;--;--;--~==-i--C~ClJ!;'J~~ 0 - - WEA SURED TPC YOI
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- p READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO.
ECO PROPRIETARY NFSJKS JOB06269 07 11 9D ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXl~LLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NF SJ KS JOB0&269 07 11 90 I 2,0 TPC WI
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I NFSR-0085 I - - --- --- Revision 0 Appendix D I TIP Traces for Quad Cities Station Unit 2 I A comparison of calculated versus measured core axial TIP traces for Quad Cities Station Unit 2 is included in this appendix. Figures included are: I Figure D Quad Cities Station Unit 2 Cycle 7 Results Figure D Quad Cities Station Unit 2 Cycle 8 Results I Figure D Quad Cities Station Unit 2 Cycle*g Results Figure D Quad Cities Station Unit 2 Cycle 10 Results I I I I I I I I I I I Page D-1 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 I Quad Cities Station Unit 2 Cycle 7 Resul.ts Figure D-1 I TPC V01
- 2. 0 --;..--;---;--;--+--i---i---;--;---r-- ~--;..J.~):.C.Y!f_T~Di I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC VO I I I I I I I I I 0 - - MEASURED
- 2. 0 --;..--;---;--;--+--i---i---i--;--+--i ::-;.. _C#,C.!Jb,AJ~~
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I NFSR-0085 I Revision O I Quad Cities Station Unit 2 Cycle 8 Results Figure D-2 I TPC VO 1
- 2. 0 --r---;- --;- -;--.;--r- -+--;- -;--;--~ --f-.:_C~c.!J!,-'J~D; I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YO I I I I I I I I I 0 - - MEASURED 2.0 --r---r--,--;--+--r---;---;--;--+--~::-r-S~C_\ll.;']~~
I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~--:--~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I 1.6 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~ I I "t I I I 1.4 --i- r--i- I i--r--:---:---:--1--r--r--;---:--~ I I I I I I I I I I I I t I I I
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07-17-BS 694.8 Mllll/MT 1.000 MEAS. STRING AVG. 1.000 IGURE Q2 CB CAI LOT Of CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVG. OJ-11-86 4623.9 ll'fll/llT 1.000 MEAS. STRINC AVG. 1.000 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES I IP REAOINCS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NFSRXS JOB05458
- 01 18 90 IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY ,.NFSRXS J0805458 . 07 18 90 TPC VOi 0 - - llEASURED I . . . . . . . . . . X ......, CAl.CUL.lTED.
- 2. 0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--,
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I NFSR-0085 I Revision 0 I Quad Cities Station Unit 2 Cycle 9 Results Figure 0-3 I TPC VD 1
- 2. 0 --;---;---;- -;--+--;---;---;- -;--;--~--i--C~C_\l!;'J~D-T 0 - - MEASURED TPC VQ1 Q - - MEASURED 2.0 --;---;---;--;--f--i---i---;--;---t--i::-i-_c~C_\ll_,AJ~~
I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~
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. . . . . . . . . . . x' ~ C>J.CULATED * . 2.0 --r--;-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--,-,--,
I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1 I 0 - - MEASURED I I I I I I I I I I 1.8 --r--~-~--,--T--r--r-~--,--~--~--r--r-~--~* I I I I I I I I I I I I I I I f I I I I I I I I I I I I I I I 1.6 --r--~-~--1--~--r--~-~--~--~--~--r--~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I
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I I NFSR-0085 Revision 0 I Quad Cities Station Unit 2 Figure D-4 Cy~le 10 Results I TPC VD!
. . . . . . . . . . X --: CALCUUTED.
0 - - MEASURED TPC YO 1 0 - - MEASURED
- 2. 0 --r--;-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--;-,--, 2. Q --i---i--+-.;--+--i---i---;--.;--+--~=-i--C#-C.!JL_,AJ~D.;
I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~ 1 I I I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-..;..-~--~--~--~--:--~--~ I I I I I I I I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I I I I I I 1.6 --~--!--~--~--~--~--~-~-~--~--~--~--~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I 1.s --i--r-i--1--i--r--r-~-i--i--r--r--:--i--1 I I I I I I I I I I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I I t I 1.4 --r--r-i--i--i--r--r-i--i--1--r--r--i-~--1 1.4 --r--~ -- --~--r--i--r--i--~--r--i--r--~--~ I I 1.2 --i--~~ I I I I I I Y/i I I I I I I 1_.0 --~~ --:--~--7--~--!---:--~--1--1 L---~-~---t I I I I I
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0 - - YEA SURED X --: CA!.CUIJTED. I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~ I I I I I I I I I I I 1.s --r--i-i--i--r--i--r-i--i--1--r--r--r-i--i 1.4 I I I I I I I I
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I NFSR-0085 I Revision 0 I Appendix E TIP Traces for Dresden Station Unit 3 I A comparison of calculated versus measured core axial TIP traces for Dresden Station Unit 3 js included in this appendix .. Figures included are: I Figure E Dresden Station Unit 3 Cycle 8 Results Figure E Dresden Station Unit 3 Cycle 9 Results I Figure E-3 Dresden Station Unit 3 Cycle 10 Results Figure E Dresden Station Unit 3 Cycle 11 Results I I I I I I I I I I I Page E-1 I I
I I NFSR-0085 Revision O I Dresden Station Unit 3 Cycle 8 Results Figure E-1 I TPC VO 1
- 2. 0 --;---;---;- -;--;.--;---;---;--;--.;-- ~--;--C~ClJ!;'.J~~
0 - - MEASURED TPC YO 1 0 - - MEASURED
- 2. 0 --;-- -;---;--;--+- -i---t---i- -;--;.- - ~ ==-r--C#.C1JL.,AW.;
J, I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I t I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--4--~--~-~--~--~--~--~--~-~--~ I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-..;--~--~ I I 1 I I I I I I I I I I I I 1.6 --~--~-~--~--!--~--~--!--~--~--~--~--!--~--~ I I I. I I I I I I I I I 1.s 1 --r--r--r-i--i--~--r--r--r-i--1 I I I I I _I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.4 +-- .. -- ... -~---t---+--+--- ... --.... --1---+ 1.4 --r--r-~--i--r--r--r--r--i--1--i--r-i--i--1 I 1.2 1.0 --
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. . . . . . . . . . X --: CALCUL.lTED.
2, 0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I. I I 1.a --r--~-1--~--i--r--r-i--i--1--r--r--i-~--1 I 1.4 I I I I I I I I I 1.s --r--i-i--~--r--r--i-i--i--1--r--i--r-i--i I I I
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I I I I I I I I I 1 I I 1 I I I I I I I I I I I I I I I 1.2
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- 0. 2 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--,
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I I NFSR-0085 Revision 0 I Dresden Station Unit 3 Cycle 9 Results Figure E-2 I TPC VO 1
. . . . . . . . . .
- X ~ CIJ.CUL..ITED.
0 - - WEASURED TPC VQ 1
. . . . . . . . . . l --: CALCUUTED.
0 - - WEASURED 2.0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I I I I I I
- 2. 0 --r--r-,-~,--T--r--r-,--,--~--T--r-,--,--,
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I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.s --i--~-~--1--i--r--r--r-1--1--r--r--r--i--1 I I I I I I I I I I I I I I 1 I I I I I I I u --~--~ +--~--~-~--~--~--~--~--~-~--* 1. * --:-- , -i--, --1--r--:---r-i--i--r--~--:--i--1 I I . I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.2 --~ -~--~--i--~--~--~-~--i 1.2 --~ -i-~--~--. ----~--:--~--t--t--~--:--i--~ I I I I I I I f I I I I I I I I I I I I. 0 I I I I I I I ...::~--~--~-~--~ 1.0 --:---:--~--t--~-*, -..1--*--r--~.--:--~--~ I I I I I I I I l~I I I I I I I I I I I I I I I I 0.8 --L-~--~--i--L--L-J--~--~-- -L-~--J 0.8 - ~--~-~--i--f--~--~-~--i--f--,- L--:--~--i I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I I I 0.6 -L--L-~--l--~--L--L-~--J--l--L--L-I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I _JI __ JI I I 0.6 --:--+--t--+--1---:---:--1--+--+--f-- -+-1 I I I I I I I I I I I I I I I o.* --r--r-1--1--T--r--r-;--,--,--r--r--r- --, I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 0.4 -+-+-+-i--+--1--+--:--+-+--+--1---:- -i I I I I I I I I I I I I I I I 0.2 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, 0.2 --~--~-~--~--+--~--~--}.-~--+--~--~-..;..-~--~ I I I I I I. I I I I I I I I I I I I I I *1 0 10 20 JO 40 SQ 60 70 aa 90 100 110 120 IJQ 140 150 I I 1 I I I I 0.0 ,_-_-+'----+'---1-'-----~*----+-'----i-'----~*---+-----+-'----+-'----i-'----~*----~*---;-'---....,.' I I I I I I I I I I I I 0,0 --'--' - 1__ 1__ 1 __ 1 __ 1 - I I I I I I - 1__ 1 Q 1D I I 2D JD 40 SD 60 7D 80 10 IDO 110 120 130 140 ISO I I I I .I ICURE DJ C9 CAI INCHES ABOVE BOTTOll 08-16-B* J~5.8 llltl/VT or ACTIVE FUEL IGURE DJ C9 CAI INCHES ABOVE BOTTOll or OJ-15-85 3578.7 llrD/VT ACTIVE FUEL LOT OF CORE AVERAGE DATA LOT OF CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVC. =
- 1.000 MEAS. STRING AVG. = 1.000 ALC. STRING.AVG. 1.000, MEAS. STRING AVG.= 1.000 I ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NFSRX8 JOB09J2J 09 14 90 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALlY'NORUALIZED: HO ECO PROPRIETARY NFSRX8 JOB09J2J 09 14 90 I TPC VO 1 2.0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--,
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. . . X ~ CAJ.CULHED.
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- __ 1 I
INCHES ABOVE BOTTO'IUF ACTIVE FUEL I IGURE DJ C9 CA1 LOT OF CORE AVERAGE DATA 06-18-85 SIOJ.9 lf#D/VT ALC. STRING AVG. = 1.000 UEAS. STRING AVG. = 1.000 I ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NFSRXB JOB09J2J 09 14 90 I Page E-3 I
I NFSR-0085 I Revision O I Figure E-3 Dresden Station Unit 3 Cycle 10 Results I TPC VO 1
. . . . . . . . . . X --: CALCULATED.
- 2. 0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--,
I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC VO 1 2.0 --r--r-~--;--i--r--r--;--;--i--~.::-r_c~~ln;AI~~ I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I
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0 10 20 30 40 so 60 70 80 90 100 110 120 130 140 1SO 0 10 20 30 40 so 60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 INCHES ABOVE BOTTOM or ACTIVE FUEL INCHES ABOVE BOTTOM OF ACTIVE FUEL I IGURE 03 C10 CAI LOT or CORE AVERAGE DATA 12-18-86 1418.2 L'O/MT IGURE .DJ C10 CA1 LOT OF CORE AVERAGE DATA 10-28-87 5351:8 lt#O/MT ALC. STRING AVG. 1.000 MEAS. STRING AVG. = 1.000 ALC. STRING AVG. 1.000 UEAS. STRING AVG. = 1.000 I ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORMALIZED:
*ECO PROPRIETARY NO NFSRX8
- J0809J2J 09 14 90
- ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NFSRX8 JOB09323 09 14 90 I
I I I I I Page E-4 I I
I NFSR-0085 I Revision 0 Figure E-4 Dresden Station Unit 3 Cycle 11 Results I TPC VO 1
- 2. 0 --;---;---;- -;--+--;---;---;--;--;--~--i--C~C~l!J~D; I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YO 1 I I I I I I I I 0 - - MEASURED 2: 0 --;---;---;--;--+--;.--;---r-;--;-- ~ ::-;- _C~C,lA._,AJ~~
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' INCH ES ABOVE SOTTOV or ACTIVE FUEL INCHES ABOVE BOTTDll OF ACTIVE FUEL I
' . IGURE 03 C11 CAI LOT or CORE AVERAGE DATA 07-08-88 182.8 11110/UT !CURE 03 C11 CA1 02-01-89 3568.5 11\YO/llT LOT or CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVC. 1.0DD MEAS. STRING AVC. = 1.000 ALC. STRING AVG. 1.000 um. STRING AVG. I.ODD 1* ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NOR~ALIZED: NO ECO PROPR IW.R'r' NFSRX8 . JOB09J2J 09 14 90. ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORMALIZED: NO* ECO PROPRIETARY . NrSRX8 JOB09J2J 09 14 90 I I .I. I I I I Page E-5 I
I NFSR-0085 I Revision 0 Appendix F TIP Traces for LaSalle County Station Unit 1 I A comparison of calculated versus measured core axial TIP traces for LaSalle County Station Unit 1 is included in this appendix. Figures included are: I Figure F LaSalle County Station Unit 1 Cycle 1 Results Figure F LaSalle County Station Unit 1 Cycle 2 Results I Figure F LaSalle County Station Unit 1 Cycle 3 Results .I I I:
- I
- 1 I
,I I .I. I I Page F-1 I 1*
I NFSR-0085 Revision O I LaSalle County Station Unit 1 Cycle 1 Results Figure F-1 TPC VO 1 0 - - MEASURED TPC YO 1 0 - - MEASURED 2.0 --r--~-~--;--+--r--~-,--~--;--~==-r-~~CJll;'llD; I I I I I I I I I I I I I I I 2.0 --r-,_-~--;--+--r--~-,_-~--+--~==-r}~C!Jl.,A1111; I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ 1.8 --~-~-~--4--~--~--~-~-~--~~-~--~-~-~--4
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- 1__ I - - I - - ' - I _ _! __ I 0 10 20 JO 40 SO SO 70 80 10 100 110 120 1JO 140 150 0 10 . 20 JD 40 SD ID 70 80 10 100 110 120 130 140 150 INQIES ABOVE BDTTCll Of ACTIVE FUEL INCHES ABOVE BOTTDll Qf ACTIYE FUEL I: IGURE L1 Cl CA1 06-14-83 1103.4 LIWD/l.IT LOT OF CORE AVERACE DATA IGURE LI Cl CAI D87-08-8J
- 1769.2 llW!l/l.IT LOT OF CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVC. 1.00D llEAS. STRING AVC. = 1.00D ALC. STRING AVG. = 1.000 llEAS. STRING AVC. " I.DOD I. ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READ INCS AX IALLY NORllALI ZED: NO ECO PROPRIETARY NFS10X JOB05477 11 08 90 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORllALIZED: NO ECO PRO PR IETA RY NFSIOX J0805477 11 OS 90 TPC V01 0 - - MEASURED TPC YOI 0 - - MEASURED
. . . . . . . . . . I -: CA!.CUUTED. 2.0 --i--,_-~--;--+--r--i--,_-;--+--~--i--C~Cl;,AJ~~t 2.0 --r--r-,--,--T--r--r-,.--,--,--r--r--r-,--,
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I
I I ___............___ NFSR-0085 Revision O I Figure F-1, Continued LaSalle County Station Unit 1 Cycle 1 Results 1: TPC VO 1 2.0 --r--r-,--;--+--r--r-,--;--;--i.::-rS~Cll;.'Ir~ 0 - - MEASURED TPC YQt 2,a I I I I I I I I I I I I I I I
--r--~-,--,--T--r--~--r--,--,--r--r--.--,--,
0 - - MEASURED I -: CALCULATED. I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-_;..-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ I\* I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.6 --~--~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~--!--~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.& I I f I I I I I I I I 1* I I I I
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- o. a --~-J -~---t--t--r--:--~--~--t--~--~--.' ~---t 0.8 _.;.t---'- ,---i--t--t---t---!-""-l--t--t--t---:- ~---i I. o.s I I I I I I I I
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--r--r--,--,--T--r--~-~--,--,--r--r--~-,--,
I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 0.0 --'--'-'--'--'--'--'-'--'-*'--1--1-1 I I 0,0 __ 1 - I - ' - - ' - - ' - - ' - - ' - I - 1__ , __ 1 __ 1 - I - 1__ 1 o 10 20 Jo 40 so 60 10 ao 10 100 110 120 1Jo 140 1so 0 10 20 JO 40 50 60 70 8D ID 100 110 120 130 140 150 INO!ES ABOVE BOTTOll or ACTIVE FUEL INCllES ABOVE BOTTDV or ACTIVE FUEL .I IGURE LI Cl CAI 08-01-85 10356.0 llYID/\IT LOT Or CORE AVERAGE DATA IGURE LI Cl CAI 09-12-85 11214.0 lffO/llT LOT Or CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVG. I.ODD MEAS. STRING AVG. 1.DOD ALC. STRING AVG. 1.DOQ MEAS. STRIHG AVG. = 1.DDD I ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORllALI ZED: NO . ECO PROPRIETARY . NrS10X JOB05477 11 08 9D . ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORUALIZED: NO ECO PRO PR IETA RY NrSWOX JOB05477 11 08 90 I* I I I I I I I Page F-3 I
I I NFSR-0085 Revision 0 I LaSalle County Station Unit 1 Cycle 2 Results Figure F-2 1: TPC VOi 2.0 --r--r-,--i--+--r--r-,--;--i--i==-r_c~~!;'J~~ I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YO 1
- 2. a --r--r-,--i--+--r--r--;--;--+--i=r-c~c_IA.,AJ~~
I I I I I 1 I I I I 0 - - MEASURED I I I I I 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ 1.8 --~-~-~--~--~--~--~--:--~--~--~--~-~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I t 1 I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.s --~--~-i--~--i--r--r-~-~--1--r--~--r--i--i I I I I I 1 I I 1 1 I I I I I 1.s --r--r--i--~--i--r--r--r-i--1--r--r--r-i--1 I I I I I I I I I I I I I I I 1.4 --i--~-i--~--r--i--i-i--i--1--r--~--~-~--1 1.4 --i-~-~--~--i--r--i--:--i--1--~--i--:--i--i I I J. I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.i --~-- --~--~-7-~--~--t--~-7-~--~ 1,2 -i-- ~--*--t--~--7--j--~-~-i--~ I 1.0 --~, I / I I I I I I I
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11-18-86 1138.J ll'*tl/llT IGURE L1 C2 CA1 05-20-87 3719.5 llfD/llT LOT OF CORE AVERAGE DATA . ALC. STRIHC AVG. 1.DOD UEAS. STRING AVC. " 1.000 ALC. STRINC AVG. . 1.DOO YEAS. STRINC AVG. 1.DDD I ATA POiNTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORllALIZED: NO ECO PROPR I EH.RY NFS10X JOB05477 11 oe 90 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READIHCS'AXl.ALLY NORYALIZED: NO ECO PRO PR 1ETA RY NFS10X JOB05477 11 ae 90 I TPC VO 1
. . . . . . . . . . x ~ CAI.CUL.mo.
2.0 --r--r--,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--,--T--r--r-~-~--~*-r--r--r-~--~ I I I I I I I I I I
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- 0 10 20 JO 40 so. 80 70 ao 90 100 110 120 IJO 140 150 INCHES ABOVE BOTTCll Of ACTIVE rua I !CURE L1 C2 CA1 LOT OF CORE AVERAGE DATA 01-06-88 5958.6 ICID/llT ALC. STRING AVG. = 1.000 YEAS. STRING AVG. = 1.DOD ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORllALIZED: NO ECO PROPRIETARY NFS10X JOB05477 11 08 90 I Page F-4
I NFSR-0085 I Revision 0 I LaSalle County Station Unit 1 Cycle 3 Results Figure F-3 I TPC V01 0 - - MEASURED TPC Y01 Q - - MEASURED
- 2. Q --i---i---;- -;--+--i---r----;--;--;--~=-=-r--C#.ClJ!;lJ~Di 2. 0 --r---;---;--;--+--i---i---;--;--+--~--i--C~ClJl,AJ~~
I I I I I I I 1 I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--4--~--~-~-~--~--~--~--;..-~--4 I I I I I I I I I t I I I I I 1.8 --~-_;...-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.s --~--~-i--i--r--r--i--:--~--i--~--~--i-i--1 1.s --r--r-i--i--~--r--r--r--i--i--r--r--:--i--i 1.4 I I I I I I
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I I I I I I I 0 - - MEASURED X --: C.1.1.CUUTED. I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.s 1*4
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I NFSR-0085 I. -*-----..,........_ ____ Revision 0 I Appendix G TIP Traces for LaSalle County Station Unit 2 I A comparison of calculated versus measured core axial TIP traces for LaSa 11 e County Station Unit 2 is included in this appendix. Figures included are: .1 Figure G LaSalle County Station Unit 2 Cycle 1 Results Figure G LaSalle County Station Unit 2 Cycle 2 Results I Figure G LaSalle Coun~y Station Unit 2 Cycle 3 Results I. I I I I I I. .I I Page G-1 I* I
.1 NFSR-0085 Revision 0 I LaSalle County Station Unit 2 Cycle 1 Results Figure G-1 I TPC VOi 2, 0 -+--;---;--;--+--i---;---;--;--;-- ~::-;-J~.C.!J!;'J~D; I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I I I I I TPC YOI I I I I I I I I I 0 - - MEASURED
- 2. D --;--+--i--;--+--r--r---;--;--;--~--;--c~C.!Jl;Al~;
I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ 1.8 --~--;..-~--~--4--~--~-~-~--~--~--~-~-~--~ I 1.& 1.4 --~ -:..- I I I I I I I I I I I I I
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- NFSIOX JOB09159 09 CS 90 I TPC VOi I
I I I I 2.0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I I I I I I 0 - - MEASURED I --: CAl.CULATED. I I I I I I I I I I 1.8 --r--,.-~--~--T--r--r--,--~--,--~--r--r-~--, I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1 I I 1.6 __ ,.. _ -r- "'i- - 1 - - * - - ~--~ --t- - -t-- -t-- .. --r--r- -t---t* I I I
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!CURE L2 Cl CAI 10-07-86 10216.9 lllll/\IT LOT Of CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVG. = 1.00D YEAS. STRING AVG. = 1.000 ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINcs* AXIALLY NORMALIZED: NO ECO PROPRIETARY NfSWOX JOB09159 09 OS 90 Page G-2 I
,I
I NFSR-0085 I Revision 0 I LaSalle County Station Unit 2 Cycle 2 Results Figure G-::2 I TPC VD I
. . . . . . . . . . I ~ CA!.CUL.UED.
0 - - MEASURED !PC YO I 2.0 --;.-+-;--;--+--;.-+--r-;--+--~::';.-C~ClJl;AJ~~ 0 - - MEASURED 2.0 --r--r-,--,--T--r--r-,--,--,--r--r--r-,--, I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~--~-~--~--~--~--~--:--~--~--~--~-~-~--4 I I t I I I I I I I 1.s --r--r-i--1--r--r--r-~-i--1--r--r--r-i--1 I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I t I I I 1.8 1.&
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. . . . . . . . . . I ~ CAl.CUUTED.
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I NFSR-0085 I Revision 0 I LaSalle County Station Unit 2 Cycle 3 Results* Figure G-3 I TPC VO 1 0 - - MEASURED TPC YO 1 0 - - MEASURED 2, 0 --i---i---i- -;--+--i---i---i--;--;--~--i--C~C!J~J~Di 2. D --i--+--;--;--+--i--+--;--;--+--~--j--C~C_!R;AJ~D; I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-~-~--~--~--~--~-~--~--~--~--~-~-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I 1.8 --~-_;...-~--~--~--~--~-..;..-~--~--~--~-~-~--~ I I I I I I I I I I t I I I I 1.5 --~--~-~--~--!--~--~-~--~--~--i--~--:..-~--~ I I I I I I I I I I I I I I I 1.6 --~-~-~--~--~--~--~-~-~--~--i--~--!--~--~ I I I I I I I I I I I I I I I 1.4 --r-_... I I I I I I I I
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!CURE L2 CJ CAI 03-09-90 7535.7 lllU/MT LOT Of CORE AVERAGE DATA ALC. STRING AVG. = I.DOD llEAS. STRING AVG. = 1.00D I ATA POINTS ARE PLANAR AVERAGES IP READINGS AXIALLY NORYALIZED: NO ECO PROPRIETARY NfS10X JOB09159 09 05 9D I Page G-4 I
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