ML20012D915
ML20012D915 | |
Person / Time | |
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Site: | Prairie Island ![]() |
Issue date: | 03/22/1990 |
From: | Eckholt E NORTHERN STATES POWER CO. |
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NUDOCS 9003290086 | |
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l. 1 - PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT CORE OPERATING LIMITS REPORT
~ .l-Unit 1 -. Cycle 14 '
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t L 9003290086 900322 PDR P-ADOCK 05000282 l PDC
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s x ly :n ll 5 , F PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING ~ PLANT- ! [ 1/ .f([ 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 Fa - 2.50 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. LR eference Technical Specification Sections: 3.10.B.1, 3.10.B.2 and 3.10.B.3 l [:- 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 alimit- of 2.5. 3 Reference Technical Specification Section: 3.10 B'
.i'
- Axial" Flux Difference Limits s
The axial flux difference limits are provided in Figure 3. 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The shutdown rods-shall be fully withdrawn.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 , i
-Control Rod = Insertion Limits -
- s
?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-The reactor coolant system flow shall be 2 178,000 gpm.
~
l , 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 Prepared'By: 2 An m : ' d 2/9/90
' 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
. Approved By: A, d!MA 90 ~
l Thomas'M Pirker Date Manager-Nuclear _ Support Services ; b b I I t 4
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! 1 L 1+ l i 1 . 1 i, k
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.; , 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
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.. 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-1.14 I / 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
m 1 F t.' - - ( .,'4.'
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Unit 1, Cycto 14 l Revision 0 Page 6 of 9 t
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