ML19220B469

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Examination Rept on Senior Operator License Issued for TMI-2.Written Examination Encl.Operating Test Waived
ML19220B469
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Site: Crane 
Issue date: 04/25/1978
From: Collins P
Office of Nuclear Reactor Regulation
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NUDOCS 7904260260
Download: ML19220B469 (54)
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d 4 l' 9 'I. S. NUCLEAR P.EGULATCRY CC: il"C.! ~ SENIOR REACTOR CPERATOR LTCE"SE EX/",INATICN I Facility: Three 'iile Island i Reactor Type. (3b) Cate Adminis erec: 4/ /73 M i Examiner: .K. R..anan 1 Applicant: 't I INSTRUCTICMS TO APPLICANT: Staple questien Use separate paper for the answers. i Points for each sheet on tcp of the ans..er sheets. question are indicated in parenthesis after the questien. i' j i Category

  • of A;;plicant's

" of Value Total Score Cat. "alue Catecorv 12 20 7, d_ 67_ H. Reactor Theory 9h 15 7, 2.- C) / _ I. Radicactive Materials Handling, Disposal and H: crds N'b 9l J. Specific Operating 12 J 20 _ Characteris ti cs b 93 39 K. Fuel Hanciir.g & Core Par me ers _12 ' ' 20 Ilid[ 7G L. Ad;ainistrative Procedures, Cc.,- 3' 95 ditions and Limits:icns 15 9 4b7$ M 3 Totals 60 100.0 I l ?fl S Final Grade: e

4 ' H. Reactor Theory (12) H.1 Sketch axial flux shaces for ycur reactor at HZ?-BOL, HFP-30L, HZP-E0L and HFP-EOL. Exclain the difference, if any, between the four sketches. Assume :nat the baron concentration has been adjusted such that :ne rods are fully withdrawn in all four cases. (2) H.2 Attached are several Reactor Engineering curves. a. Referring to Figure 1, explain why the bcron worth decreases as baron concentraticn increases. (1) b. Explain why baron worth decreases as temperature increases. (1) c. Referring to Figure 3, exclain why the temperature coefficient i becomes acre negative as baron concentration decreases. (1) i l d. For a given baron concentration, exclain why the temperature { coefficient becoces more negative as rods are inserted. (1) H.3 Explain why you aqree or disagree with the folicwing statements I concerning reactor startups. i a. If the countrate doubles, the reactor is halfway to criticality. (1) b. If the countrate doubits when XXX reactivity is added, the next l addition of XXX reactivity will bring the reactor critical. (1) l c. The reactor will go critical on five to seven countrate j doublings. (1) i H.4 You have directed that an coerator plot a 1/M during a reactor startup. You observe that his technique for doing this is to record the readings off the Source Range's approximately 10 seconds after rod withdrawal. Will the resultant 1/M yield conservative or non-i conservative infornation? Ex cl a i n. (1.5) l H.S Indicate using a simale fornula, er exclain in your own words, he following reacticns. (1.5) a. Pu-239 production, b. Phote-neutron prcduction. I l C. Fission I 78-230 e I a e

4 s t I. Radioactive "ateria ls Handlinn, Discosal and Hazards (9) j I.1 A radiation survey is made with a Cutie Pie (icn chamber) type radiation instrument. The instrun.ent reads 700 mr/hr with the l window open and 300 mr/hr with the window closed and the croce held five inches frcm the surface of a large radiation source. I a. What are the beta and camna dose rates? (1) b. Assuming the beta dose rate is 350 mrads/hr and the gamma dose rate is 200 mr/hr, how long could you remaia in the area before exceeding ycur cuarterly skin :aa whole body limits ? (1) I.2 What are the surface contamination limits for a clean area and contaminated area? Include renovable and fixed contamination 6 limits. (2) I.3 What is the basis of the reactor ccolant system activity limit of 130/E uCi/al? (1) I.4 An accident in the Spent Fuel Cooling System resulted in a pool level decrease of one foot. As a precaution, the dose rate at the nools surface is neasured and found to be 0.3 mr/hr. When the pool level is returned to normal (24 feet) the dose rate decreases to 0.1 mr/hr. What is the dcse rate at the fuel's surface? State any assumptions and show all calculations. (2) I.5 Explain why ycu agree or disagree witn the following statements: a. A curie of any material, if a point source, will read one R at one meter. (1) b. To obtain counts per minute (cpm) multiply the disintigrations per minute (dpm) by two. (1) 4 f l o pm. tjg 231 ~

2 3 3 r i - J. Soecific Ocerating Characteristics (12) J.1 A heat balance is run at full power and the power range channels are adjusted to fead 1005. ExDlain how and why indicated power i would ccmpare to actual pcwer if the following errors had been made during the performance of the heat balance. I a. The feedwater temperature used was higher than actual. (1) 1 f b. The heat out;ut of the Reactor Ccolant Pumps was neglected in the calculations. (1) I J.2 One of the precautiens in the plant startup crocedure states that starting of a heater drain pumo may introduce a transient. Explain the reason for this precaution. (1.5) J.3 During extended operation, several things can happen to change the chemistry control in the Pressurizer. One is an accumula-tion of gases in the steam space and the other is a difference in the boron centent of the water scace as compared with the RCS. a. What are possible sources of these gases and why do they accumulate in the pressurizer? (1.0) b. Why would the boron content in the pressurizer be different 1 frcm the RCS? (1.0) c. Why would this difference ce o concern to you and how cculd you correct the situation? (1.0) i J.4 a Explain hcw and why the beta fraction changes over core life. (1) b. How does this change affect reactor oceration? ~ (1.) J.5 The UtI reactor is beino ocerated at 100% pcwer with all control systens in automatic. At time zerc, the generator out;ut breakers open. a. On the attached Figure J.3, sketch the response of these para-meters from the time of the breakers cpening to five minutes. i Assume no reactor trip. (1.25) i i b. On the same Figure, using a dotted line, sketch the resconse of these parameters for the same incident assuning the reactor does trip. (1.25) c. List the end coint values for each of the parameters for each ca se 'above. (1.0) 76232 g-5

j i 3 em 1 X. Fuel Handlinaband Cere Parameters (12) K.1 The Estimated Critical Position (ECP) for a reactcr startup shcws th t criticality is expected with Group 5 fully withdrawn after i diluting frca 1C00 ppn to 900 ppn. a. Calculate the Keff of the reactor for the Hot Standby condition l (all rods in, 1000 ppa boron concentration), (1.5) b. If the count rate was initially 100 CPS, what will it be after the Shutdown Groups have been withdrawn? (1.0) c.; Assume the dilution is now cerformed with the Shutdown Grcups withdrawn. Would the change in ccunt rate due to the dilution be different if it had been performed prior to withdrawal of the Shutdcwn Grcups? Expl ai n. (1.5) d. Assume the reactor went critical at the ECP and 900 ppm baron. What will be the rod position and baron concentration when the reactor reaches full cower? Neglect Xenon and Samarum. ( 1.5) i NOTE: Some of the informatien required to solve this problem is attached to the exam. State assumptions and show all cal- + culations. Assume 100EFFD and neglect Group 8 effects. l K. 2 The following questiens ccncern Refueling: 1 a. How is the enrichment of a fuel assembly indicated? (.5) b. How do you, as a Fuel Handler, know that a fuel assembly is properly seated in the core? ( 5) c. What special precautions must be taken when using hand tools near an open reactor vessel? (.5) d. What are three features of the fuel handling gripper that should prevent inadvertant release of a fuel assembly? (1.5) K.3 a. Frecuent mention is made in the Technical Soecificaticns and elsewhera af the terms CNB ratio and Linear Heat Rate. Exclain th meaning of these terms and why they are selected as limiting conditions. (1.5) i b. The Reactor Protectien System is desicned to trip the reactor i before the DNS ratio falls to 1.30. Suppose the 'rotection system fails anc doesn't -is the reactor until a DNB ratio of 1.29. Oces this ean that all the fuel rods will fail? Explain (1) c. Mcw are Hot Chranel Factors and DNS ratio related? (1) 78-233 f

4 2 n i l ~ L. Administrative Procedures. Conditions, and Limitations (15) L.1 The release rate of gross casecus activity, exceot for hologens and particulates with half-lives longer than eight days is limited to: 5 2 Oi {(MFC)1 6 1.2 X 10 1 .Se e a. Define Q, (MPC), and i. (.75) b. How are values for each cuantity obtained? (1.5) c. When releasing c waste gas decay tank, fcur conditicns will shut its discharge valve. List these conditions. (2) L.2 Technical Scecification 3.1.7 allcws oceration with c positive j -cderator temperature coefficient below 95", of rated p1wer. Does this imply that a " runaway" power excursicn cculd cccur? Explain. (.75) l L.3 a. Sketch the two curves which define the reactor core safety j limits. Lacel the axes and indicate acceptable operating . regions. (1.5) b. What are the bases of these curves? (1.0) L.4 a. What is a snubber? (1.0) b. What is the consequence of an inocerable snubber. (1.0) c. When making a plant tour, how do you determine snubber i operability? List three means. Do not include surveillance requirements. (1.5) L.5 kendment No. 32 added a new Technical Specification (3.18) en the Fire Protection System. a. What ccabination of Fire Pumps and water supplies constitutes an cperable Fire Suppression Uater System? (1) b. You are informed that the Diesel Generator Sprinkler System is operating for no apoarent reascn. What are your actions as Shift Supervisor? (1.5) c. What are the manning requirements for the fire brigade? (.5) L.6 As Shift Sucervisor during a cooldcwn, ycu are infor ed that a cool-down of 60* F has occured in 10 minutes due to operatcr error. What action shculd ycu take? Assume tnat the ccoidcwn was terminated after the error was caucht. (1.0) 78 2:M

1 Table 1. M*SCr LASTCUS 10 CFR 20 Appendix 3,.,_ ~ } Table 1 lt Sble II Ener y Col 1 Col II i Col 1 Cul II e ME7 per Air 'n'a t e r Air 'dat er Material Ha lf-Li fe d is int e. n ti on pc/=1 ue/nl i' ue/21 e /11 n i -o -o A kl i 1.33 h 13 2x10 o hx10 e i Co-60 l 53 y 25 3x10-I lx10-3 l lx10-0 -5 5x10 I-131 l 8.1 d 0 36 9x10 6x10-5 q 1x10-10 3x10-7 L -85 l 10.8 y 0.04 llx10-5 3x10-7 Ni-65 25 h 0 59 l 9x10 hx10-3

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-8 -k -7 3x10 lx10 k i -4 j -14 6 -6 Fu-239 2.Lx10 y 0.006 , 2x10-12 1x10 q 6x10 j 5x10 eM- -Q t -5 h 1 -6 Sr-90 20 y 1x10 ' l 1x10 j 3x10 1 1 3x10 Xe-135 92 h 0.25 Ex10~ 1x10-I -9 -5 -10 -6 Any single radiccuelide with T > 2 hr 3x10 9x10 lx10 3x10 g which d:es not decay by a cr spontaneous fission Neutrons per c:A Average flux to deliver Neutren Ener.y(MZV) i ecuivalent to 1 re: 100 r_res: in h0 heu. c 6 l l'nernal 970x10 670 0.02 400x106 280 05 k3x10 30 10 2kx100 17 LDT.AR AESCF.M.ICN CC: ACIEN"S (c=-1) 1*.errv D'E7) I '4a t e r l Cenerete l Iron Iesd 05 0.090 0.21 0.63 17 1.0 0.067 0.15 0.kk 0.77 15 0.057 0.13 0 ko 0 57 2.0 0.ch8 0.11 0 33 0 51 25 0.c42 0.c97 0 31 0.49 30 0.038 0.088 0 30 i 0.kT FCFJUS AND CONVE SICNS t/hr = 6CI I., = I,e-M* I, =_I. N= N,e '2 d2 4 T= 4e h = 0.693 p= E4V AR A 3x1010 g,1 ,g 7= 3. Tk 1-A T e-Q 1 Eal = 3 78 liters 1 kg = 2.21bs N,=6.03xl23 1 Se 1 in = 2 5h := 1 d e=3 = 62.i its/*t0 n =3. lk T= I xq 1 yr = 3 15x10 see. 1 ft3 = 7 k2 Esl e =2 72 o o q :) .c. gO .? e.r r-

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