ML20012D917
| ML20012D917 | |
| Person / Time | |
|---|---|
| Site: | Prairie Island  |
| Issue date: | 03/22/1990 |
| From: | Eckholt E NORTHERN STATES POWER CO. |
| To: | |
| Shared Package | |
| ML20012D914 | List: |
| References | |
| NUDOCS 9003290088 | |
| Download: ML20012D917 (10) | |
Text
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PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT -!
CORE OPERATING LIMITS REPORT Unit 2 - Cycle 13 t
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E 9003290088 900322 PDR ADOCK 05000282 p PDC ,
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g -PRAIRIE ISLAND NUCLEAR CENERATING PLANT ,
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- CORE OPERATING LIMITS REPORT t
Unic 2 - Cycle 13 <
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b Revision 0
, 4 1This , report provides the values of the limits for Unit 2 Cyc?e'13 as required' by,. 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. e; Heat Flux Hot Channel Factor Limits l
RTP Fo - 2'.50:
K(Z) values are provided in Figure 1. .
n V(Z) values are provided in Figure 2. d
" Reference _ Technical Specification Sections:
3.10.B.1 and 3.10.B.2 6 Nuclear Enthalny RCse Hot Channel Factor Limits
' RTP F 3g - l'.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 exceeds the 3.10.B.1 limit. ;
Reference Technical Specification Sections: 3.10.B.1, 3.10.B.2 and 3.10.B.3 i
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+ . Linear Heat Generation' Rate .
-i The.95t' probability level ~ECCS analysis calculation. utilized a peak linear .,
' heat' generation' rate-of~14.2 kw/ft.
LThe~ Appendix K ECCS analysis calculation utilized a peak linear heat ~l
- generation rate of 15.8 kw/ft for the F, limit of- 2.5.
p ' Reference. Technical Specification Section:-3.10.P .{
g . Axial- Flux Difference - Limits l The' axial flux' difference limits'are provided in Figure 3. '
H ..Th'e' Axial' Flux Difference targ'te band 1s.15%.
Reference Technical Specification-Sections: 3.10.B.4 through 3.10.B.9;
~ Shutdown Rod Insertion Limits
'The shutdown rods.shall be fully withdrawn.
4 0 Reference Technical Specification Section: 3.10.D '
Control Rod' Insertion Limits 3
The control rod banks =shall be limited in physical insertion.as:shovn;in "j Figures 4, 3 and 6.
i Reference Technical' Specification Section: ~3.10.D j u
4 Reactor Coolant Flow Limib. r The reactor coolant system-flow shall be a 178,000 gpm.
. Reference Technical Specification Section: 3.10.J s
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, Core oper: ting Ll;.its Report Unit 2, Cycl 3 13 L Revision 0 Pepe 3 of 9
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4 Prepared By: ._. E Ot
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3/, /go Eugene & khoft- Date n -. 1 j Reviewed By: A 3// f/ 4'O Steve Schaefer f Date i Superintendent of Nuclear Engineering Prairie Island i- Reviewed By: a b 6f//pyt.- / b foge Anderson' Da6e
! Mana[ger Nuclear nal is
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Approved By: J fA fo Thoma's M Parker '
Ifate i Manager Nuclear Support Services 4
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6 Figure 2 V(2) AS A FUNCTION OF CORE HEIGHT
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- Core Oper;tirig L111ts Report
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