ML20012D915

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Rev 0 to Core Operating Limits Rept Unit 1 - Cycle 14
ML20012D915
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Issue date: 03/22/1990
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{{#Wiki_filter:7,: .i. b - (. l.;.i n. l. 1 PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT CORE OPERATING LIMITS REPORT ~ .l-Unit 1 -. Cycle 14 Revision 0 s ~ t L 9003290086 900322 PDR ADOCK 05000282 l P-PDC ~ ___.__.____._,m

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x y ly :n ll 5 F PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING ~ PLANT- .f([ [ 1/ CORE OPERATING LIMITS REPORT 4-i (p Unit 1 - Cycle-14 4 Revision 0 This report provides-the values-of the limits for Unit 1 Cycle 14Jas required -1by Technical Specification Section 6.7.'A.6. These values--have been established using NRC: approved methodology and are established such that' all ' applicable-limits of the plant safety analysis are met. T -Heat Flux' Hot Channel Factor Limits P I RTP 2.50 F a K(Z). val'ues are provided in Figure 1. V(Z)fvalues are provided in Figure 2. Referenc'e Technical Specification Sections: 3.10.B.1 andL3.10.B.2 l Nuclear'Enthalov Rise Hot Channel Factor Limits RTP F gg - 1.70 PFDH - 0.3 If-the' nuclear enthalpy rise hot channel factor exceeds.its. limit in Technical Specification 3.10.B.1, reduce the high neutron flux trip setpoint by 3.33% for. each percent that the measured nuclear-enthalpy rise hot. channel factor 3 exceeds the 3.10.B.1 limit. L eference Technical Specification Sections: 3.10.B.1, 3.10.B.2 and 3.10.B.3 l R [:- 1 p t

J-W C r3 Operating Ll!lts Report Unit 1, Cycle 14 . Revision 0. Page 2 of 9 L ~ v-p F ELinear Heat Generation Rate Q: t .The 95% probability level ECCS analysis calculation utilized a peak linear ~ heat L generation rate of ;14.2 kw/f t. y T LThe-Appendix K ECCS' analysis: calculation utilized a peak linear. heat. -i generation rate of 15.8 kw/ft for-the F limit-of 2.5. a 3 Reference Technical Specification Section: 3.10 B' .i'

Axial" Flux Difference Limits The axial flux difference limits are provided in Figure 3.

s J The Axial ~ Flux Difference. target band is 15%. i -Reference Technical Specification Sections: 3.10.B.4 through 3.10.B.9- ' Shutdown' Rod Insertion Limits ~ ~ The shutdown rods-shall be fully withdrawn. Reference Technical Specification Section: 3.10.D -Control Rod = Insertion Limits i

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?The= control rod banks shall'be limited:in physical insertion as shown in-Figures 4',15-and 6. Reference-Technical-Specification Section: '3.10.D- ' Reactor' Coolant Flow limit-i- l The reactor coolant system flow shall be 2 178,000 gpm. ~ l . Reference Technical Specification Section: 3.10 '. J b t I l !?'

1 1 Care Opercting Lt:lts Report ' Unit 1, Cycto M Revision 0 Page 3 of 9 l d 2/9/90 Prepared'By: 2 An m : ' Eugene E9kholt Date .' Reviewed _By: ' 3 /T/90 Ste've Schaefer-P Date Superintendent of Nuclear Engineering Prairie Island s ~R'eviewed By: $[g.2[fg Rog g Anderson ' / Dat'e : Manager-Nuclear A alysis c d!MA 90 . Approved By: A, l Thomas'M Pirker Date ~ Manager-Nuclear _ Support Services b b I I t 4 ,i 1 L 1+ l i 1 1 i, k

{ t, .;, c Core Oper: ting Limits R: port Unit 1, Cycle 14 Revision 0-Page 4 of 9 t '1. 2 in (6.0,1,0) (12.0,0.92 .-1.0 s 0.8 K(Z) 1 0.6 j. l 0.4 0.2 't 0.0 0 2 4 6 8 10 12 Core Height (ft) Figure 1 HOT CHANNEL FACTOR NORMALIZED OPERATING ENVELOPE

. _ ~ _ ... g Core Operating Limits Riport Unit 1, Cycle 14 Revision 0 Page 5 of 9-f 1.20 l 1.18 i 1.16 (11. 25,1.15)r-I / 1.14 1.12 / I I l-I l-1 l l l/i =1.10 -1.08 1.06 1.04 1.02 1.00 0 2 4 6 8 10 12 Core Height (Ft) 3 Figure 2 V(Z) AS A FUNCTION OF CORE HEIGHT

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