ML20154J013: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot insert)
 
(StriderTol Bot change)
 
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[U-601163, Proposed Tech Spec Tables 2.2.1-1, Reactor Protection Sys Instrumentation Setpoints & 3.3.2-2, Containment & Reactor Vessel Isolation Control Sys]]
| number = ML20154J013
| issue date = 05/18/1988
| title = Proposed Tech Spec Tables 2.2.1-1, Reactor Protection Sys Instrumentation Setpoints & 3.3.2-2, Containment & Reactor Vessel Isolation Control Sys
| author name =
| author affiliation = TENNESSEE VALLEY AUTHORITY
| addressee name =
| addressee affiliation =
| docket = 05000461
| license number =
| contact person =
| document report number = U-601163, NUDOCS 8805260147
| package number = ML20154J009
| document type = TECHNICAL SPECIFICATIONS, TECHNICAL SPECIFICATIONS & TEST REPORTS
| page count = 6
}}
 
=Text=
{{#Wiki_filter:.
TABLE 2.2.1-1                                              ,
Ugg                              REACTOR PROTECTION SYSTEM INSTRUMENTATION SETPOINTS "8
FUNCTIONAL UNIT                                        TRIP SETPOINT              ALLOWABLE VALUE o~
Q$ 1. Intermediate Range Monitor O$    a. Neutron Flux-High                            < 120/125 divisions        < 122/125 divisions 88                                                        if full scale              of full scale 00*
of      b. Inoperative                                  NA                          NA
: 2. Average Power Range Monitor:
: a. Neutron Flux-High, Setdown                  < 15% of RATED            < 20% of RATED THERMAL POWER              THERMAL POWER
: b. Flow Biased Simulated Thermal Power-High
: 1) Flow Biased                              5 0.66 (W-AW)+48%,(a)      5 0.66 (W-oW)+51%,(a)
  '?                                                      with a maximum of          with a maximum of w            2) High Flow Clamped                        < 111.0% of RATED          < 113.0% of RATED THERMAL POWER              THERMAL POWER
: c. Neutron Flux-High                          < 118% of RATED            < 120% of RATED THERMAL POWER              THERMAL POWER
: d. Inoperative                                NA                          NA
: 3. Reactor Vessel Steam Dome Pressure - High        5 1065 psig                i 1080 psig
: 4. Reactor Vessel Water Level - Low, Level 3        > 8.9 inches above          > 8.3 inches Instrument zero*            above instrument zero
: 5. Reactor Vessel Water Level-High, Level 8          < 52.0 inches above        < 52.6 inches above Instrument zero*            Instrument zero        ygR
: 6. Main Steam Line Isolation Valve - Closure        1 8% closed                i 12% closed              $
: 7. Main Steam Line Radiation - High                  < 3.0 x full power          < 3.6 x full            E Eackground e t              Background
* Eower    l nu  m
 
TABLE 2.2.1-1 (Continued)                                                                                                                                                        ..
b                                            REACTOR PROTECTION SYSTEM INSTRUMENTATION SETPOINTS
  'i E
i FUNCTIONAL UNIT                                                                                        TRIP SETPOINT                                                                                          ALLOWABLE VALUE
: 8. Drywell Pressure - liigh                                                                      5 1.68 psig                                                                                            $ 1.88 psig w  9. Scram Discharge Volume Water Level - High
: a. Level Transmitter IC11-N601A                                                                                5 30 in.1                                                                                              5 40 1/4 in.
IC11-N601B                                                                              5 30 in.t                                                                                              1 40 1/4 in.
IC11-N601C                                                                              $ 30 in.tt                                                                                              i 35 3/16 in.
IC11-N6010                                                                              $ 30 in.tt                                                                                              i 39 3/16 in.
: b. Float Switch IC11-N013A                                                                              $ 762 ft. 1.375 in. ms1                                                                                1 763 ft. 3 1/4 in. ms1 7              1C11-N0138                                                                                5 762 ft. 1.125 in. ms1                                                                                5 763 ft. 3 1/4 in. ms1 s.
IC11-N013C                                                                                5 762 ft. 0.75 in ms1                                                                                    5 763 ft. I 11/16 in. ms1                                    %
IC11-N013D                                                                                5 762 ft 1.125 in. ms1                                                                                  5 763 ft. I 11/16 in. ms1
: 10. Turbine Stop Valve - Closure                                                                    5 5% closed                                                                                            1 7% closed
: 11. Turbine Control Valve Fast Closure, Valve                                                      > 530 psig                                                                                              > 465 psig Trip System Oil Pressure - Low                                                                  RA                                                                                                      NA
: 12. Reactor Mode Switch Shutdown Position                                                          NA                                                                                                        NA Manual Scram                                                                                    NA                                                                                                        NA 13.
(a)The Average Pbwer Range Monitor Scram Function varies as a function of recirculation loop drive flow (W).
AW is the difference in indicated drive flow (in percent of drive flow which produces the same core flow) between two loop and single loop operation at the same core flow. AW = 0 for two loop operation. AW = 8%                                                                                                                                                          28 R for single loop operation.                                                                                                                                                                                                                                        E c: E
        *See Bases Figure B 3/4 3-1.                                                                                                                                                                                                                                        J E-o S P.
tInstrument zero is 759 ft. 11 in. ms1                                                                                                                                                                                                                                r7 ?,
ftInstrument zero i: 759 ft. 10.5 in. ms1                                                                                                                                                                                                                              t" ,,
ce Inse.ct A1tede.d
 
r-Attachmsnt 2 to U-60ll63 Page 9 of 12 '
Within 24 hours prior to the planned start of the hydrogen injection >
test, with reactor power at greater than 20% of RATED THERMAL POWER, the    ,
normal full power background radiation level and associated trip setpoints may be changed based on a calculated value of the radiation level expected during the test. The background radiation level and associated trip setpoints any be adjusted during the test based on either calculations or measurements of actual radiation levels resulting from hydrogen injection. The background radiation level shall be verified and the associated trip setpoints shall be returned.to their normal value within 24 hours of re-establishing normal radiation levels after completion of the hydrogen injection test at greater than 20% of RATED THERMAL POWER or within 12 hours of establishing reactor power levels below 20% of RATED THERMAL POWER.
 
TABLE 3.3.2-2 (Continued)
O      .
E                                                                              CRVICS INSTRUMENTATION SETPOINTS 3
z TRIP FUNCTION                                                                          TRIP SETPOINT                  ALLOWABLE VALUE
$  1. PRIMARY AND SECONDARY CONTAINMENT ISOLATION (Continued) g        k. Containment Pressure - High                                                s 2.62 psid                    i 3.00 psid
: 1. Main Steam Line Radiation - High                                            5 3.0 x full p wer background  5 3.6 x full power background
: m. Fuel Building Exhaust Radiation -
High                                                                      5 10 mR/hr                      5 17 mR/hr
: n. Manual Initiation                                                          NA                              NA
: 2. MAIN STEAM LINE ISOLATION
,        a. Reactor Vessel Water Level -
g                Low Low Low, Level 1                                                      1 -145.5 in.*                  1 -147.7 in.
w
: b.  %in Steam Line Radiation - High                                            5 3.0 x full power background 4
5 3.6 x full power background 4    (
4 w
: c. Main Steam Line Pressure - Low                                              1 849 psig                      1 837 psig
: d. Main Steam Line Flow - High                                                5 170 psid**                    1 178 psid**
: c. Condenser Vacuum - Low                                                      1 8.5 in. Hg vacuum            1 7.6 in. Hg vacuum
: f. Main Steam Line Tunnel Temp. - High                                        1 165 F                        $ 176*F
: g. Main Steam Line Tunnel A Temp. - High                                                            $ 54.5"F                        s 60*F
: h. Main Steam Line Turbine Bldg.                                                                                                          , ,, >
Temp. - High                                                              5 131.2*F                      1 138 F                    g o ;;
                                                                                                                                                      *?8
: i. Manual Initiation                                                          NA                              NA                          gg[
                                                                                                                                                          ~m
: 3. REACTOR WATER CLEANUP SYSTEM ISOLATION                                                                                                      9, ;;' %
: a. A Flow - High                                                              5 59 gpm                        5 66.1 gpm                  C
: b. A Flow Timer ..                                                            1 45 sec.                      1 47 sec.
 
                                                                                                                                  . ~.
TABLE 3.3.2-2 (Continued) 9 y                                                                CRVICS INSTRUMENTATION SETPOINTS A
x TRIP FUNCTION                                                              TRIP SETPOINT          ALLOWABLE VALUE E
Q  5. RHR SYSTEM ISOLATION (Continued) w
: c. Reactor Vessel Water Level -
Low, level 3                                                > 8.9 in.*              > 8.3 in.
: d. Reactor Vessel Water Level -
Low Low Low, Level 1                                        > -145.5 in.*        -
                                                                                                      > -147.7 in.
: e. Reactor Vessel (RHR Cut-in Permissive) Pressure - High                                  5 135 psig**            5 150 psig**
w        f. Drywell Pressure - High x
[              1) Containment Spray                                          5 1.68 psig            i 1.88 psig                          '
4              2) Fuel Pool Cooling                                          5 1.68 psig            i 1.88 psig s
: g. Manual Initiation                                              NA                      NA
    *See Bases Figure B 3/4 3-1.
C* Initial setpoint.          Final setpoint to be determined during startup test program.        Any required change to this setpoint shall be submitted to the Commission within 90 days of test completion.
sp Insec+ A w ched
                                                                                                                                  % c" U "
: a. : n gN
 
Attachment 2-
  .      .                                                                    ;o U-60ll63
    .                                                                          Page 12 of 12 Within 24 houra prior to the planned start of the hydrogen injection test, with reactor power at greater than 20% of RATED THERMAL POWER, the normal full power background radiation level and associated trip setpoints may be changed based on a calculated value of the radiation level expected during the test. The background radiation level and associated trip setpoints may be adjusted during the test based on either calculations or measurements of actual radiation levels resulting from hydrogen injection. The background radiation level shall be verified and the associated trip setpoints shall be returned to their normal value within 24 hours of re-establishing normal radiation levels after completion of the hydrogen injection test at greater than 20% of RATED THERMAL POWER or within 12 hours of establishing reactor power levels below 20% of RATED THERMAL POWER.
i i
l I
1 l
l i
1
                                  ,                                  . - - -      - - , . - . - - - .  - - , _,}}

Latest revision as of 07:18, 10 December 2021

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20154J013&oldid=3351394"