ML20012D917: Difference between revisions

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| number = ML20012D917
| number = ML20012D917
| issue date = 03/22/1990
| issue date = 03/22/1990
| title = Rev 0 to Core Operating Limits Rept Unit 2 - Cycle 13.
| title = Rev 0 to Core Operating Limits Rept Unit 2 - Cycle 13
| author name = Eckholt E
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| author affiliation = NORTHERN STATES POWER CO.
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e                                           4                                                                     ,                .i
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      's
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                                                                                                                            ,:        I
's I
                                                                                                                                  -i. 1 h
-i.1 h
PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT               -!
PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT CORE OPERATING LIMITS REPORT Unit 2 - Cycle 13 t
CORE OPERATING LIMITS REPORT Unit 2 - Cycle 13 t
Revision 0 S
Revision 0 S
l.
l.
E 9003290088 900322 PDR     ADOCK 05000282 p                 PDC     ,
E 9003290088 900322 PDR ADOCK 05000282 p
PDC


si ~ >                           <
si ~ >
f , *M . .         -                                                                                  -;
f, *M..
Y:               .                                                                                      i t
i Y:
g                                  -PRAIRIE ISLAND NUCLEAR CENERATING PLANT                     ,
t g
t
-PRAIRIE ISLAND NUCLEAR CENERATING PLANT t
;                                          CORE OPERATING LIMITS REPORT t
CORE OPERATING LIMITS REPORT t
Unic 2 - Cycle 13                                  <
[
[
b                                                   Revision 0
Unic 2 - Cycle 13 b
                                                          ,                                          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.                   '
Revision 0 4
established using NRC approved methodology and are established such that all             ,
1This, report provides the values of the limits for Unit 2 Cyc?e'13 as required' by,. Technical Specification Section 6.7.A 6.
applicable limits of the plant safety analysis are met.                               e; Heat Flux Hot Channel Factor Limits l
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:
RTP Fo - 2'.50:
K(Z) values are provided in Figure 1.                                                   .
K(Z) values are provided in Figure 1.
n V(Z) values are provided in Figure 2.                                                   d
.n V(Z) values are provided in Figure 2.
              " Reference _ Technical Specification Sections:
d
3.10.B.1 and 3.10.B.2                 6 Nuclear Enthalny RCse Hot Channel Factor Limits
" Reference _ Technical Specification Sections:
        '        RTP F 3g - l'.70
3.10.B.1 and 3.10.B.2 6
* PFDH    .0.3'                                                                           ;
Nuclear Enthalny RCse Hot Channel Factor Limits RTP F 3g - l'.70 PFDH
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%             '
.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.                                                             ;
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
Reference Technical Specification Sections: 3.10.B.1, 3.10.B.2 and 3.10.B.3 i
i
i


er:           -
er:
t         -u.                                                                                       .
t
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:fr
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                    '[.      *).
' ff; Unit 2, cycle 13 Cire operstlne Ll;lts Report '
                                  ~
Cire operstlne Ll;lts Report '
i.
i.
                  - ' ff;                                                        Unit 2, cycle 13          '
+ L yj Revislm 0..
+ L yj                                                                           Revislm 0 ..                             ,
k Page 2 of 9 t:
k
i r
* Page 2 of 9                           .,
. Linear Heat Generation' Rate
t:                                                               r i
+
      +                  . Linear Heat Generation' Rate                                                         .
-i The.95t' probability level ~ECCS analysis calculation. utilized a peak linear
                                                                                                                        -i The.95t' probability level ~ECCS analysis calculation. utilized a peak linear               .,
' heat' generation' rate-of~14.2 kw/ft.
                          ' heat' generation' rate-of~14.2 kw/ft.
LThe~ Appendix K ECCS analysis calculation utilized a peak linear heat
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.
; generation rate of 15.8 kw/ft for the F, limit of-2.5.
p                         ' Reference. Technical Specification Section:-3.10.P                                         .{
p
g                        . Axial- Flux Difference - Limits                                                                 l The' axial flux' difference limits'are provided in Figure 3.                           '
' Reference. Technical Specification Section:-3.10.P
H                       ..Th'e' Axial' Flux Difference targ'te band 1s.15%.
.{
Reference Technical Specification-Sections: 3.10.B.4 through 3.10.B.9;
. Axial-Flux Difference - Limits l
                          ~ Shutdown Rod Insertion Limits
g The' axial flux' difference limits'are provided in Figure 3.
                          'The shutdown rods.shall be fully withdrawn.
H
4 0                           Reference Technical Specification Section: 3.10.D                                             '
..Th'e' Axial' Flux Difference targ't band 1s.15%.
Control Rod' Insertion Limits 3
e Reference Technical Specification-Sections: 3.10.B.4 through 3.10.B.9;
The control rod banks =shall be limited in physical insertion.as:shovn;in                   "j Figures 4, 3 and 6.
~ Shutdown Rod Insertion Limits
i Reference Technical' Specification Section: ~3.10.D                                           j u
'The shutdown rods.shall be fully withdrawn.
4 Reactor Coolant Flow Limib.                                                                     r The reactor coolant system-flow shall be a 178,000 gpm.
4 0
                          . Reference Technical Specification Section: 3.10.J s
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
?-
p i
p i
2 ,
2,
k                                                                                                                     >
k i-
                .                                                                                                      i-


              ,                                                Core oper: ting Ll;.its Report Unit 2, Cycl 3 13 L                                                           Revision 0 Pepe 3 of 9
Core oper: ting Ll;.its Report Unit 2, Cycl 3 13 L
Revision 0
(.
(.
4 Prepared By:          ._.          E Ot
Pepe 3 of 9 4
                                                  ~
Eugene & khoft-
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
3/, /go E Ot Prepared By:
: t.                                                                                                 {
Date n -.
Approved By:                                               J fA fo Thoma's M Parker                                 '
1 j
Ifate               i Manager Nuclear Support Services 4
Reviewed By:
A 3// f/ 4'O Steve Schaefer f
Date i
Superintendent of Nuclear Engineering Prairie Island b 6f//pyt.-
/
b i-Reviewed By:
a Mana[ger foge Anderson' Da6e Nuclear nal is
{
t.
Approved By:
J fA fo Thoma's M Parker Ifate i
Manager Nuclear Support Services 4
4 L
4 L
5 r   n i
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                                . ~ _    -  . . .      -        -  .                ...    .    . . . . . _ .        . _ . _
. ~ _
  ,                                                                                                                                          )
)
l
Cste operating LI::Its Report I
* Cste operating LI::Its Report                                         I Unit 2, cycle 13                                                   .j tevision 0 Pope 4 of 9
Unit 2, cycle 13
                  '1.2 1
.j tevision 0 Pope 4 of 9
(6.0.1.0)                                             !
'1.2 1
                . 1.0                                         ,                                  (12.0.0.92)                             j i                                                       i 4
(6.0.1.0) 1.0 (12.0.0.92) j i
0.8   .
i 4
K(Z)                                                                                                                               ;
0.8 K(Z) 0.6 0.4 i
0.6                                                                                                                     ,
O.2 i.
0.4                                                                                                                     i O.2 i.
?
                                                                                                                                            ?
'O.0 0
                  'O.0 0     2                     4           6                 8             10                     12
2 4
* i Core Height (f t) r Figure 1 HOT CHANNEL FACTOR NORMALIZED OPERATING ENVELOPE i
6 8
10 12 i
Core Height (f t) r Figure 1 HOT CHANNEL FACTOR NORMALIZED OPERATING ENVELOPE i


                  +
+
* Care Operating Ll:lts Report Unit 2, Cycle 13 tevision 0 Page $ of 9
Care Operating Ll:lts Report Unit 2, Cycle 13 tevision 0 Page $ of 9 i
                                                                                                                                                    . l i
1.20 l
1.20 l                                                                                                                                           l l
l l
1.18 l
1.18 l;
t.
t.
i                                                                     ,                                                                      ,          l 1.16 l
l i
(11.25.1.15)                                       i l                 j             l 1.14                                                                                                                               ;
1.16 l
          '                                                                                                    j                                     ,
(11.25.1.15) i l
1.12                                                       ,;,
l j
                                  !        !      l   l     l           l       l           l   l/l                                                 .
1.14 j
l       !      !          !          l       l           l    l(9. 25,1.11) 1.10 i
1.12 l
1.08 i
l l
1.06 i
l l
f 1.04 i
l l/l l
1.02
l l
l l(9. 25,1.11) 1.10 1.08 i
i 1.06 i
f 1.04 1.02 i
[
[
1.00 0           2         4                 6                   8                     10                         12 Core }!eighc . (Ft)                                                                           ;
1.00 0
6 Figure 2 V(2) AS A FUNCTION OF CORE HEIGHT
2 4
                                                                                                                                                      +
6 8
10 12 Core }!eighc. (Ft) 6 Figure 2 V(2) AS A FUNCTION OF CORE HEIGHT
+
t
t


a Core Oper;tirig L111ts Report Unit 2, Cycle 13 i
f Revision 0 a
Fege 6 of 9 1
)
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* Core Oper;tirig L111ts Report
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* Unit 2, Cycle 13                                                                                                      f i
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Revision 0                                                                                                            a Fege 6 of 9 1
* j P..C1' R.t..f D..r.i.
                                                                                                                                                                                                                                                                                )    .
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* C:re Operstim LI lts Report                                                              ;
Unit 2, Cycle 13
      ~
Revision 0                                                                                !
Pope 8 cf 9
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                                                                                                                          ~
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                                                                    ...,..              ,.                      ' 1. .             it. . . U. q.  .              l. i. a.              .
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                                                                                                                      ^
                                                                                                                                                                                                                    . ' . .;-**?
                                                                                                                                                                                        ' : J..: . . n          "r . mh. . .
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.... N. ! :.t._. l. r.f t J.!.*.
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1.0 1
0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 CORE. POWER FRACTION Figure 6 INSERTION LIMITS -
100 STEP OVERIAP WITH ONE INOPERABLE ROD 4.
100 STEP OVERIAP WITH ONE INOPERABLE ROD 4.
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Latest revision as of 02:54, 21 December 2024

Rev 0 to Core Operating Limits Rept Unit 2 - Cycle 13
ML20012D917
Person / Time
Site: Prairie Island  Xcel Energy icon.png
Issue date: 03/22/1990
From: Eckholt E
NORTHERN STATES POWER CO.
To:
Shared Package
ML20012D914 List:
References
NUDOCS 9003290088
Download: ML20012D917 (10)
v • d • e


Text

.

e 4

.i

's I

-i.1 h

PRAIRIE ISLAND NUCLEAR GENERATING PLANT CORE OPERATING LIMITS REPORT Unit 2 - Cycle 13 t

Revision 0 S

l.

E 9003290088 900322 PDR ADOCK 05000282 p

PDC

si ~ >

f, *M..

i Y:

t g

-PRAIRIE ISLAND NUCLEAR CENERATING PLANT t

CORE OPERATING LIMITS REPORT t

[

Unic 2 - Cycle 13 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

i

er:

t

-u.

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'[

  • ).
fr

' ff; Unit 2, cycle 13 Cire operstlne Ll;lts Report '

i.

+ L yj Revislm 0..

k Page 2 of 9 t:

i r

. 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

~

generation rate of 15.8 kw/ft for the F, limit of-2.5.

p

' Reference. Technical Specification Section:-3.10.P

.{

. Axial-Flux Difference - Limits l

g The' axial flux' difference limits'are provided in Figure 3.

H

..Th'e' Axial' Flux Difference targ't band 1s.15%.

e 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

?-

p i

2,

k i-

Core oper: ting Ll;.its Report Unit 2, Cycl 3 13 L

Revision 0

(.

Pepe 3 of 9 4

Eugene & khoft-

~

3/, /go E Ot Prepared By:

Date n -.

1 j

Reviewed By:

A 3// f/ 4'O Steve Schaefer f

Date i

Superintendent of Nuclear Engineering Prairie Island b 6f//pyt.-

/

b i-Reviewed By:

a Mana[ger foge Anderson' Da6e Nuclear nal is

{

t.

Approved By:

J fA fo Thoma's M Parker Ifate i

Manager Nuclear Support Services 4

4 L

5 r

n i

. ~ _

)

Cste operating LI::Its Report I

Unit 2, cycle 13

.j tevision 0 Pope 4 of 9

'1.2 1

(6.0.1.0) 1.0 (12.0.0.92) j i

i 4

0.8 K(Z) 0.6 0.4 i

O.2 i.

?

'O.0 0

2 4

6 8

10 12 i

Core Height (f t) r Figure 1 HOT CHANNEL FACTOR NORMALIZED OPERATING ENVELOPE i

+

Care Operating Ll:lts Report Unit 2, Cycle 13 tevision 0 Page $ of 9 i

1.20 l

l l

1.18 l;

t.

l i

1.16 l

(11.25.1.15) i l

l j

1.14 j

1.12 l

l l

l l

l l/l l

l l

l l(9. 25,1.11) 1.10 1.08 i

i 1.06 i

f 1.04 1.02 i

[

1.00 0

2 4

6 8

10 12 Core }!eighc. (Ft) 6 Figure 2 V(2) AS A FUNCTION OF CORE HEIGHT

+

t

a Core Oper;tirig L111ts Report Unit 2, Cycle 13 i

f Revision 0 a

Fege 6 of 9 1

)

1 i

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