Latest revision as of 10:39, 7 January 2025

Text

Unit 3 Cycle XI Startup Rept
	ML17347A647
Person / Time
Site:	Turkey Point
Issue date:	12/07/1987
From:	Hendrickson J, Marsh G, Perryman J; FLORIDA POWER & LIGHT CO.
To:	;
Shared Package
ML17347A646	List: L-87-500, Forwards Partial Florida Power & Light Co Turkey Point Plant Unit 3 Cycle XI Startup Rept, to Cover Testing Performed Up to 30% Power & to Document first-time Use of Hafnium Vessel Flux Depression Assemblies; ML17347A647;
References
	NUDOCS 8712110249
	Download: ML17347A647 (22)
	v • d • e

FLORIDAPOWER ANDLIGHTCOMPANY TURKEYPOINT PLANT UNIT3 CYCLE XI STARTUP REPORT 8712110248 871207 PDR ADOCK 05000250 P

Introduction This report contains the oEicial summary of the Startup Physics Tests performed on Turkey Point Unit 3 at the beginning ofCycle XI. The testing program was conducted in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial Criticality After Refueling, and Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup Sequence AfterRefueling, and meets the minimum requirements ofANSVANS 19.6.1, Revision 0 (12-13-85), Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactors.

Testing commenced on September 4, 1987, at 0750 and was completed on September 6, 1987, at 0300.

The Westinghouse Nuclear Design Report for Unit 3, Cycle XI, (WCAP-11454) is the design data from which deviations were measured for the purpose of verifying that acceptance criteria were met. The acceptance criteria stated are the more conservative ofANSVANS 19.6.1, Revision 0 or Operating Procedure 0204.5.

Allofthe tests included in this report meet their acceptance criteria.

The contents of this report provide the documentation required by Technical Specification 6.9.1.a.

Author:

J. P. Hendrickson Reactor Engineer Reviewed by:

G. L. Marsh Reactor Engineer Reviewed by:

J. L. Perryman Reactor Support Supervisor Approved by:

VitoA. Kaminskas Reactor Supervisor PTN

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Acknowledgements Introductio n 0 TABLE'OFCONTENTS PAGE 1.0 Unit3 Cycle XICore 1.1 Loading Pattern 1.2 Rod Pattern 1.3 Rod Drop Times 2.0 InitialCriticality 2.1 ICRR Vs. Dilution 3.0 Summary ofTests 3.1 Nuclear Heating 3.2 Reactivity Vs. Period 3.3 Boron Endpoint, Most Reactive Bank 3.4 Rod Worth (PPM), Most Reactive Bank 3.5 Rod Worth (PCM) 3.6 Temperature Coefficient 3.7 HZP Differential Boron Worth 4.0 Shutdown Margin 5.0 Power Distribution Maps 5.1 29 lo Flux Map 14 15 16

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A This section presents the as-loaded core configuration (Figure 1); the Control and Shutdovrn Rod pattern (Figure 2); and the Rod Drop Times for all rods as measured in Procedure 3-PMI-028.3 RPI Hot Calibration, CRDM Stepping Test, and Rod Drop Test (Figure 3).

Allrods met the drop time limitof2.4 seconds as per Technical Specification 3.2.3.

Rl:1-md

DATE gPEACTOR FUEL LOCATI(g TURKEY POINT PLANT UNIT NO. 3

'YCLE NO. Xl FIGURE I Assy.

ID Insert XD Legend XX"XX ZZ ZZZZ lS 14 13 12 ll 10 9

4 3

2 1

AA-41 100Z AA"40 106Z 08-27 1142 AA-36 1492 CC-20 2272 CC"50 2262 CC-11 8-10 00-32 1532 88-23 R-11 AA-20 AA-31 AA-23 HF-12 Hf-25 Hf"17 CC-16 8-27 CC-10 18sz 46 20oz 88"56 CC"35 BB"26 R-17 220Z 8-36 CC-38 AA-51 CC-40 192Z R"100 209Z CC"27 AA-37 8-39 1QBZ BB-52 CC-10 1462 1932 88-02 CC-52 R-40 2232 AA-56 1112 68-37 1822 AA-44 107Z AA-34 0152 CC-22 R-33 CC-31 221Z CC-53 2022 88-21 8-38 AA-45 R-21 CC-05 BP17 QMZ CC-02 BP17 SVZ AA-02 1552 08-16 60-19 88-13 R-12

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K RA"24 Hf-24 AA-10 HF-04 AA-05 HF-00 CC-19 1032 H"52 30 CC-15 2242 CC-09 8-19 AA-52 2042 88-43 8-06 CC"36 SS-1 BS"39 R"15 88-42 148Z CC-14 2262 AA"39 1032 CC"46 1792 8-37 CC-44 1902 88-10 R-24 CC-55 2162 60-33 2052 AA-42 115Z 88-11 R-35 88-01 137Z 88-06 R-07 CC-07 BP18 3MZ AA"47 8-04 CC-56 1992 CC-30 1912 AA"55 197Z 88-51 208Z 88"46 8-16 88-45 104Z 1102 cc-a0 6P17 7HZ 88-22 88-54 CC"25 8-10 CC-47 88-17 CC-34 106Z 222Z 2072 86-07 H-17 88-12

109Z, R-09 1502 CC-41 BS-14 CC-42 175Z 195Z 201Z 68-28 88-25 88-35 113Z R-05 159Z 88-03 88-10 88-00 8"32 101Z R-29 CC-39 AA-49 CC-33 1702 R-96 210Z 88-53 CC-45 88-44 8-27 2132 8-45 CC-32 H-41 CC-24 2172 52 1692 AA-11 AA-06 AA-03 Hf-26 HF"14 HF-03 AA-30 154Z CC-03 BP17 612 CC-01 BP10 2MZ AA-35 R-03 BBM CC-51 R-01 160Z 88-36 CC"29 105Z 206Z CC-21 AA-38 R-41.

177Z 88-55 88-04 1252 R-22 88-31 88"15 R-26 2112 88-34 SB-09 1002 R-02 CC-48 2192 AA-50 8-14 CC-37 2032 88"20 CC-49 2252 86-47 149Z AA"40

.102Z 80-50 CC-43 146Z 00-29 8-43 86-41 1562 CC-13 229Z AA-43 104Z CC-20 AA-26 J

2122 Hf-10 H"37 AA-17 H

26 HF-21 CC-17 AA"04 1942 HF-19 CC"26 R"18 AA-54 1502 0

Verified by Date (disc: 8-1)...

Om'aOr.

Igloo nmX I.OCaxrOV T

EY POINT PLANT UNIT NO.

CYCLE NO.

XI FIGURE 2 15 14 13 12 11 10 9

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0 Absorber Naterial Ag-In-Cd

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FUNCTION Control Bank D

Control Bank C

Control Bank 8 Control Bank A

Control Bank SB Control Bank SA 4 OF CLUSTERS 5

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ROD DROP TIMES TUOkX POINT PLANT UNIT NO. 0 CXCLE NO. XI FIGURE 3 15 14 13 12 ll 10 9

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H (R1:1 tl0)

LEGEND Time to Oashpot Time to Bottom

2.0 INITIALCRITICALITY The approach to criticality began September 4, 1987, at 0750 hours0.00868 days 0.208 hours 0.00124 weeks 2.85375e-4 months in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling. Criticality was achieved 1

September 5, 1987, at 0215 hours0.00249 days 0.0597 hours 3.554894e-4 weeks 8.18075e-5 months by withdrawing control rods to 160 steps on Bank D and diluting the RCS with 11,000 gallons ofwater.

Upon attaining criticality the fluxlevel was increased to 1 x 10-8 amps on the intermediate range to obtain critical data.

Tavg Control Bank D Boron Flux 5470F 117 Steps 1710 ppm 1 x 10-8 amps TABLE2.1 FLUX Picoammeter 1 x 10-8 amps N-35 ZOOS N-36 1.5 x 10-8 amps The followinggraph (Figure 4) is a plot ofthe ICRR during the approach to criticality. *Rl:l-md

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3.0 Summar ofTests This section provides a summary of the results of the low power physics tests along with the Westinghouse design data. This report compares design and measured data using difference'nd percent difference2.

For each test, the acceptance criteria is listed at the bottom ofthe table.

'The difference = predicted - measured.

2For calculating the percent difference, the equation is:

Predicted Value. y Measured Value X 10096 3.1 Nuclear Heatin The point of adding Nuclear Heat was determined in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling, Step 8.15 and Appendix A. This is performed by establishing a small positive startup rate and measuring the point (fluxlevel) at which T<<g departs from its established, steady value.

Nuclear Heating was measured to firstoccur at:

TABLE3.1.1 FLUXLEVEL(AMPS)

Picoammeter 4.32 x 10-7 N-36 6.69 x 10-7 All physics tests were conducted at or below 1.0 x 10-7 amps on the picoammeter connected to N-44 to assure Nuclear Heating did not occur.

R1:1-md

3.2 Reactivit Vs. Period Reactivity Computer checkout was done in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling, Step 8.17 and Appendix B. This checkout is performed by inserting small (<60 pcm) positive and negative reactivities using rod motion, measuring the period generated and the indicated worth, and then comparing design worths to measured worths for the given period.

TABLE3.2.1 Period sec -239

+232

-288

+ 157 Reactivit cm

-36.0

+27.0

-29.0

+38.5 Reactivit desi

-36.7

+27.0

-29.5

+38.5 Diff /o 1.9 0.0 1.7 0.0 Acceptance Criteria is +/- 10.0 lo. *Rl:l-md

3.3 Boron End pints PPM The Boron Endpoints noted below are determined as per Operating Procedure 0204.5, Appendix A. Ajust-critical condition is established as near as practicable to the required rod configuration (i.e., ARO).

The RCS boron concentration is determined and is then adjusted analytically for the ppm worth of the reactivity (measured in pcm) by which the actual critical state deviated from the design condition.

TABLE3.3.1 BORON ENDPOINTS (PPM) iARO 2CBC In Measured 1711 1536 Westin house 1592 Com arison 33 PPM 3.65%

Acceptance Criteria is +/- 50 ppm 2Acceptance Criteria is +/- 10%

3.4 ROD WORTH.

Rod worths were measured. as per Operating Procedure 0204.5, Appendices D and F.

The Reference Bank (highest predicted worth) was diluted into the core.

The boron concentration prior to and subsequent to this insertion was determined and the difference in the two boron concentrations is defined as the boron (Rod) worth of the Bank (Table 3.4). The differential and integral worth ofcontrol bank C was measured and plotted (Figure 5). Additionally, the integral worth of banks C and D in overlap was measured and plotted (Figure 6).

TABLE3.4 ROD WORTH (PPM)

CBC Measured 175 Westin house 152 3.5 ROD WORTH PCM)

The remaining rod bank worths were measured using the rod swap technique, "swapping" negative reactivity'nsertions on the bank being measured with positive reactivity insertions from the Reference Bank.

TABLE3.5.1 CBD CBC'BB CBA SBB SBA Total Measured 682 1325 621 1089 1107 1051 5875 ROD WORTH (PCM) i~i'18 1811 579 1107 1137 1014 5866

~iiiff PCMi

-14

-42 18 30

-37

-9

% Diff

+ 5.28

-1.06

-6.76

+ 1.65

+ 2.71

-3.52

-.15 The acceptance criteria for rod worth measurements are:

(1)

Reference bank within +/- 10% ofdesign, and (2)

Individual banks within +/- 15% or +/- 100 pcm ofdesign whichever is greater, and (3)

Sum ofall measured banks within +/- 10% ofdesign.

Rl:1-md

HOT ZERO POWER DIFFERENTIALAND INTEGRALBANK WORTH VS.

BANK POSITION 16 Iy ~

LLL 1600 l000 UNIT 3

CYCLE XI EXPOSURE 0.0 BANK CBC BANKPOSITIONS NlWD/N(TU R

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y TEST METHOD DILUTION

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0 20 00 60 80 100 Control Bank 'D 1

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3.6 TEMPERATURE COEFFICIENT

'h.

isothermal and moderator temperature coefficients were determined using Appendix 8 in Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup AfterRefueling.

The values determined for this testing sequence (in pcm/OF) are:

TABLE3.6.1 ISOTHERMALTEMPERATURE COEFICIENT (PCM/oF)

Rods D/215 Measured l

+.96 Design Westin house

+ 1.1 Diff

.14 Acceptance Criteria is +/- 2 pcm/OF ofdesign.

TABLE3.6.2 MODERATORTEMPERATURE COEFFICIENT (PCM/oF)

Rods D/215 Measured I

+ 2.86 Design>

Westin house

+2.76 Diff Acceptance Criteria is <+ 5 pcm/OF.

IThis is the average ofone heat up and one cool down measurement.

2This value has been adjusted for boron and temperature sensitivity. *Rl:1-md

3.7.

HZP DIFFERENTIALBORON WORTH The Hot Zero Pow'er (HZP) Differential Boron worth was measured using Control Bank C, which had a bank worth of1325 pcm. The value obtained for this test was:

TABLE3.7.1 HZP DIFFERENTIALBORON WORTH (PCM/PPM)

Measured 7.57 Westin house 8.44 9o Diff 11.49 Acceptance criteria is < +/- 15%.

4.0 SHUTDOWN MARGIN The Shutdown. Margin was calculated prior to power escalation to verify adequate shutdown capability. For this calculation, design rod worths were reduced by 10%,

and the results show adequate shutdown margin at BOC and EOC. The followingis a summary ofthe results:

Control Rod Worth %A

~Cele Xl BOC ROC AllRods Inserted Less Worst Stuck Rod (l) Less 10%

6.41 6.50 5.77 5.85 Control Rod Re uirements

%A Reactivity Defects (Doppler, T~g, Void, Redistribution)

Rod Insertion Allowance (2) Total Requirements Shutdown Margin (l) - (2) %b, p Required Shutdown Margin (%b,p) 1.69 2.89 1.35 0.50 3.04 3.39 2.73 2.46 1.00 1.77 Source: WCAP 11454 FLORIDA POWER AND LIGHT OMPANY TURKEY POINT PLANT T 3 OPERATING SUM1HA 15 lh 13 12 Xl 10 8

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5

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ROD POSITION SBB CBA Location

~in Ste 228 228 228 Classification M2P NO. PM3X12 Power % 28.89 Axial Offset 1.08 0.9712 0.9890 INCORE TIIT N

CBB CBC 228 228 Maxp N 6 8 14659 1.0013 1.0385 CBD 135 Maxp N Q 1.930

Rl:I-md

ML17347A647: Difference between revisions

Latest revision as of 10:39, 7 January 2025

Text

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@@ Line 2: / Line 2: @@
 | number = ML17347A647
 | issue date = 12/07/1987
-| title = Unit 3 Cycle XI Startup Rept.
+| title = Unit 3 Cycle XI Startup Rept
 | author name = Hendrickson J, Marsh G, Perryman J
 | author affiliation = FLORIDA POWER &amp; LIGHT CO.
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 =Text=
-{{#Wiki_filter:FLORIDA POWER AND LIGHT COMPANY TURKEY POINT PLANT UNIT 3 CYCLE XI STARTUP REPORT 8712110248 871207 PDR  ADOCK 05000250 P
+{{#Wiki_filter:FLORIDAPOWER ANDLIGHTCOMPANY TURKEYPOINT PLANT UNIT3 CYCLE XI STARTUP REPORT 8712110248 871207 PDR ADOCK 05000250 P
-Introduction This report contains the oEicial summary of the Startup Physics Tests performed on Turkey Point Unit 3 at the beginning of Cycle XI. The testing program was conducted in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial Criticality After Refueling, and Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup Sequence After Refueling, and meets the minimum requirements of ANSVANS 19.6.1, Revision 0 (12-13-85), Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactors. Testing commenced on September 4, 1987, at 0750 and was completed on September 6, 1987, at 0300.
+Introduction This report contains the oEicial summary of the Startup Physics Tests performed on Turkey Point Unit 3 at the beginning ofCycle XI. The testing program was conducted in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial Criticality After Refueling, and Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup Sequence AfterRefueling, and meets the minimum requirements ofANSVANS 19.6.1, Revision 0 (12-13-85), Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactors.
-The Westinghouse Nuclear Design Report for Unit 3, Cycle XI, (WCAP-11454) is the design data from which deviations were measured for the purpose of verifying that acceptance criteria were met. The acceptance criteria stated are the more conservative of ANSVANS 19.6.1, Revision 0 or Operating Procedure 0204.5.
+Testing commenced on September 4, 1987, at 0750 and was completed on September 6, 1987, at 0300.
-Allof the tests included in this report meet their acceptance criteria.
+The Westinghouse Nuclear Design Report for Unit 3, Cycle XI, (WCAP-11454) is the design data from which deviations were measured for the purpose of verifying that acceptance criteria were met. The acceptance criteria stated are the more conservative ofANSVANS 19.6.1, Revision 0 or Operating Procedure 0204.5.
+Allofthe tests included in this report meet their acceptance criteria.
 The contents of this report provide the documentation required by Technical Specification 6.9.1.a.
 Author:
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 G. L. Marsh Reactor Engineer Reviewed by:
 J. L. Perryman Reactor Support Supervisor Approved by:
-Vito A. Kaminskas Reactor Supervisor PTN
+VitoA. Kaminskas Reactor Supervisor PTN
-                                            -ll-
+~ ~-ll-
-                                             ~ ~
-TABLE'OF CONTENTS     '
+Acknowledgements Introductio n 0 TABLE'OFCONTENTS PAGE 1.0 Unit3 Cycle XICore 1.1 Loading Pattern 1.2 Rod Pattern 1.3 Rod Drop Times 2.0 InitialCriticality 2.1 ICRR Vs. Dilution 3.0 Summary ofTests 3.1 Nuclear Heating 3.2 Reactivity Vs. Period 3.3 Boron Endpoint, Most Reactive Bank 3.4 Rod Worth (PPM), Most Reactive Bank 3.5 Rod Worth (PCM) 3.6 Temperature Coefficient 3.7 HZP Differential Boron Worth 4.0 Shutdown Margin 5.0 Power Distribution Maps 5.1 29 lo Flux Map 14 15 16
-PAGE Acknowledgements Introductio n 1.0    Unit 3 Cycle XI Core 1.1  Loading Pattern 1.2  Rod Pattern 1.3  Rod Drop Times 2.0    Initial Criticality 2.1  ICRR Vs. Dilution "
+~ ~ ~
-.0    Summary of Tests 3.1  Nuclear Heating 3.2  Reactivity Vs. Period 3.3  Boron Endpoint, Most Reactive Bank 3.4  Rod Worth (PPM), Most Reactive Bank 3.5  Rod Worth (PCM) 3.6  Temperature Coefficient                 14 3.7   HZP Differential Boron Worth           15 4.0    Shutdown Margin                              16 5.0    Power Distribution Maps 5.1   29 lo Flux Map
+-nl-
-                                         -nl-
-                                          ~ ~ ~
 A This section presents the as-loaded core configuration (Figure 1); the Control and Shutdovrn Rod pattern (Figure 2); and the Rod Drop Times for all rods as measured in Procedure 3-PMI-028.3 RPI Hot Calibration, CRDM Stepping Test, and Rod Drop Test (Figure 3).
-Allrods met the drop time limitof 2.4 seconds  as per Technical Specification 3.2.3.
+Allrods met the drop time limitof2.4 seconds as per Technical Specification 3.2.3.
-*R l:1-md
+*Rl:1-md
-gPEACTOR FUEL LOCATI(g                                                 Legend DATE                          TURKEY POINT PLANT UNIT NO. 3                             Assy. ID        XX"XX ZZ Insert    XD       ZZZZ NO. Xl                    'YCLE FIGURE I lS     14    13     12    ll     10     9                                 4           3       2       1 AA-20   AA-31 AA-23 HF-12   Hf-25 Hf"17 AA-36  CC-11 CC-16   8-27  CC-10 CC"27 AA-37 1492   8-10  18sz    46    20oz  8-39  1QBZ AA"40 CC-20  00-32 88"56  CC"35  BB"26 BB-52 CC-10   AA-56 106Z  2272   1532  R-17   220Z   8-36  1462  1932    1112 AA-41  08-27 CC"50  88-23 CC-38  AA-51  CC-40 88-02 CC-52   68-37       AA-44 100Z   1142  2262   R-11  192Z  R"100   209Z  R-40 2232     1822        107Z AA-34 CC-31  CC-53 AA-45  CC-02 08-16  60-19  88-13 CC-04 AA-33   CC-54       CC-12   AA-53 0152  221Z   2022  R-21 BP17 SVZ R-12   '1122   R-25 BP10 8-20 L
+DATE gPEACTOR FUEL LOCATI(g TURKEY POINT PLANT UNIT NO. 3
-NZ          106Z        2142    1052 CC-22        88-21 CC-05  AA-02 88-40  88-49  BS-40 AA-16 CC-06   88-24       86-30   CC-23 R-33        8-38 BP17                                   SP10                                              K QMZ   1552  161Z   8-42   160Z  1512   avz    R"00        152Z   8-97 RA"24 Hf-24 CC-19 1032 88-43 8-06 CC"46 1792 88-11 R-35 88-51 208Z CC-47 106Z 88-17 222Z CC-34 2072 88-55 1252 88-04 R-22 CC-48 2192 80-50   CC-20 2122 AA-26 Hf-10 J
+'YCLE NO. Xl FIGURE I Assy.
-AA-10 HF-04 H"52 30 CC"36 SS-1  8-37 88-01 137Z 88"46 8-16 86-07 109Z, H-17 R-09 88-12 1502 88-31 R-26 88" 15 2112 AA-50 8-14 CC-43 146Z H"37 26 AA-17 HF-21 H
+ID Insert XD Legend XX"XX ZZ ZZZZ lS 14 13 12 ll 10 9
-AA-05  CC-15 BS"39  CC-44 88-06  88-45 CC-41  BS-14  CC-42 88-34 SB-09   CC-37       00-29   CC-17    AA"04 HF-00   2242  R" 15  1902  R-07   104Z  175Z   195Z   201Z  1002 R-02    2032         8-43   1942     HF-19 CC-09 88-42  88-10 CC-07        68-28  88-25  88-35 AA-30 CC-01  88"20        86-41   CC"26 BP18                                   BP10 8-19  148Z   R-24   3MZ   1102  113Z   R-05   159Z  154Z   2MZ                1562   R"18 AA-52 CC-14  CC-55 AA"47  cc-a0 88-03  88-10  88-00 CC-03 AA-35  CC-49        CC-13   AA-54 6P17                      BP17 2042  2262   2162  8-04    7HZ 8"32    101Z  R-29    612 R-03    2252        229Z    1502 AA"39  60-33 CC-56  88-22 CC-39  AA-49  CC-33 BBM   CC-51  86-47        AA-43 0
+3
-   2052  1992         1702   R-96  210Z   R-01  160Z    149Z        104Z AA-42 CC-30  88-54 88-53  CC-45  88-44 88-36 CC"29  AA"40 115Z  1912        8-27    2132  8-45   105Z 206Z   .102Z AA"55  CC"25 CC-32   H-41  CC-24 CC-21 AA-38 197Z   8-10 2172     52    1692 R-41. 177Z AA-11  AA-06  AA-03 Hf-26  HF"14  HF-03 Verified by Date (disc: 8-1)...
+1
+AA-41 100Z AA"40 106Z 08-27 1142 AA-36 1492 CC-20 2272 CC"50 2262 CC-11 8-10 00-32 1532 88-23 R-11 AA-20 AA-31 AA-23 HF-12 Hf-25 Hf"17 CC-16 8-27 CC-10 18sz 46 20oz 88"56 CC"35 BB"26 R-17 220Z 8-36 CC-38 AA-51 CC-40 192Z R"100 209Z CC"27 AA-37 8-39 1QBZ BB-52 CC-10 1462 1932 88-02 CC-52 R-40 2232 AA-56 1112 68-37 1822 AA-44 107Z AA-34 0152 CC-22 R-33 CC-31 221Z CC-53 2022 88-21 8-38 AA-45 R-21 CC-05 BP17 QMZ CC-02 BP17 SVZ AA-02 1552 08-16 60-19 88-13 R-12
+'1122 R-25 88-40 88-49 BS-40 161Z 8-42 160Z CC-04 BP10 1NZ AA-16 1512 AA-33 8-20 CC-06 SP10 avz CC-54 106Z 88-24 R"00 CC-12 2142 86-30 152Z AA-53 1052 CC-23 8-97 L
+K RA"24 Hf-24 AA-10 HF-04 AA-05 HF-00 CC-19 1032 H"52 30 CC-15 2242 CC-09 8-19 AA-52 2042 88-43 8-06 CC"36 SS-1 BS"39 R"15 88-42 148Z CC-14 2262 AA"39 1032 CC"46 1792 8-37 CC-44 1902 88-10 R-24 CC-55 2162 60-33 2052 AA-42 115Z 88-11 R-35 88-01 137Z 88-06 R-07 CC-07 BP18 3MZ AA"47 8-04 CC-56 1992 CC-30 1912 AA"55 197Z 88-51 208Z 88"46 8-16 88-45 104Z 1102 cc-a0 6P17 7HZ 88-22 88-54 CC"25 8-10 CC-47 88-17 CC-34 106Z 222Z 2072 86-07 H-17 88-12
+: 109Z, R-09 1502 CC-41 BS-14 CC-42 175Z 195Z 201Z 68-28 88-25 88-35 113Z R-05 159Z 88-03 88-10 88-00 8"32 101Z R-29 CC-39 AA-49 CC-33 1702 R-96 210Z 88-53 CC-45 88-44 8-27 2132 8-45 CC-32 H-41 CC-24 2172 52 1692 AA-11 AA-06 AA-03 Hf-26 HF"14 HF-03 AA-30 154Z CC-03 BP17 612 CC-01 BP10 2MZ AA-35 R-03 BBM CC-51 R-01 160Z 88-36 CC"29 105Z 206Z CC-21 AA-38 R-41.
+Z 88-55 88-04 1252 R-22 88-31 88"15 R-26 2112 88-34 SB-09 1002 R-02 CC-48 2192 AA-50 8-14 CC-37 2032 88"20 CC-49 2252 86-47 149Z AA"40
+.102Z 80-50 CC-43 146Z 00-29 8-43 86-41 1562 CC-13 229Z AA-43 104Z CC-20 AA-26 J
+Hf-10 H"37 AA-17 H
+HF-21 CC-17 AA"04 1942 HF-19 CC"26 R"18 AA-54 1502 0
+Verified by Date (disc: 8-1)...
-Om'aOr. Igloo nmX I.OCaxrOV T  EY POINT PLANT UNIT NO.
+Om'aOr.
-CYCLE NO. XI FIGURE 2 15      14     13     12      11                                        '
+Igloo nmX I.OCaxrOV T
-. 9      8   7   6      5 4  3 2 A          A 0
+EY POINT PLANT UNIT NO.
-S                               S S
+CYCLE NO.
-                                                                     'A 0          S              0                0 A            A A
+XI FIGURE 2 15 14 13 12 11 10 9
+7
+5
+3
+A
+A 0
+S S
+S
+'A 0
+S 0
+A
+A A
 S S
-Absorber Naterial
+Absorber Naterial Ag-In-Cd
-                                         'A            A Ag-In-Cd FUNCTION      4 OF CLUSTERS Control Bank D            5 Control Bank C            8 Control Bank 8            8 Control Bank A            8 Control Bank SB           &
+'A A
-Control Bank SA           8
+FUNCTION Control Bank D
+Control Bank C
+Control Bank 8 Control Bank A
+Control Bank SB Control Bank SA 4 OF CLUSTERS 5
+8
+8
-ROD DROP      TIMES TUOkX POINT PLANT UNIT NO.              0 CXCLE NO.       XI FIGURE 3 15          14    13    12    ll    10      9       8      7      6      5     4      3        2      1 R
+ROD DROP TIMES TUOkX POINT PLANT UNIT NO. 0 CXCLE NO. XI FIGURE 3 15 14 13 12 ll 10 9
-: 1. 32                       l. 27 1,97                        1,93
+7
-: 1. 32          l. 28 1,92           1. 93
+5
-: 1. 32           1,35         1. 30
+3
-: 1. 92           1,98         1. 93
+1
-: 1. 30        1,35           1. 33         1. 28 1,92         1. 92          1,98          1. 93
+R
-: 1. 32       1. 27                      l. 35                      l. 28           1. 30
+: 1. 32
-: 3. 02       1. 93                      l. 9S                      1,88            1,95 1,30        1. 28                                    *1,32         1. 30
+: 3. 02 1,28
-: 1. 90       1,88                                      1. 92        1. 92
+: 1. 92 1,30
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+: 1. 30
-: 1. 32        1. 32          1. 30         1. 30
+: 1. 95
-: l. 93        1,92          1. 90          1. 95
+: l. 28 1,88
-: 1. 35          1. 31        1,32
+: 1. 30 1,95 1,30 1,92
-: 1. 97          2. 01        1. 95
+: 1. 30
-: 1. 30         1. 27 1,87          1. 92
+: 1. 92
-: 1. 32                       1. 40
+: 1. 28 1,88
-: 1. 95                       2. 08 LEGEND Time   to Oashpot (R1:1 tl0)
+: 1. 30 1,95
-Time    to Bottom
+: l. 32
+: 1. 90
+H (R1:1 tl0)
+LEGEND Time to Oashpot Time to Bottom
-.0 INITIALCRITICALITY The approach to criticality began September 4, 1987, at 0750 hours in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial Criticality After Refueling. Criticality was achieved 1
+.0 INITIALCRITICALITY The approach to criticality began September 4, 1987, at 0750 hours in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling. Criticality was achieved 1
-September 5, 1987, at 0215 hours by withdrawing control rods to 160 steps on Bank D and diluting the RCS with 11,000 gallons of water.
+September 5, 1987, at 0215 hours by withdrawing control rods to 160 steps on Bank D and diluting the RCS with 11,000 gallons ofwater.
-Upon attaining criticality the flux level was increased to 1 x 10-8 amps on the intermediate range to obtain critical data.
+Upon attaining criticality the fluxlevel was increased to 1 x 10-8 amps on the intermediate range to obtain critical data.
-Tavg               5470F Control Bank D               117 Steps Boron               1710 ppm Flux              1 x 10-8 amps TABLE 2.1 FLUX Picoammeter                        N-35                           N-36 1 x 10-8 amps                    ZOOS                      1.5 x 10-8 amps The following graph (Figure 4) is a plot of the ICRR during the approach to criticality.
+Tavg Control Bank D Boron Flux 5470F 117 Steps 1710 ppm 1 x 10-8 amps TABLE2.1 FLUX Picoammeter 1 x 10-8 amps N-35 ZOOS N-36 1.5 x 10-8 amps The followinggraph (Figure 4) is a plot ofthe ICRR during the approach to criticality. *Rl:l-md
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-                                                                                                               -'I                                            ."1 1;,
-:f.j                                                                  It                 1
-                                                                                                                                                                   'i I:sl
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-                                                                                                                                                                                                                         ~
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-                                                     4                                                                                                                                                   10                                                l2 II~0 (Gallons) X l000
-.0      Summar of Tests This section provides a summary of the results of the low power physics tests along with the Westinghouse design data. This report compares design and measured data using     difference'nd percent difference2. For each test, the acceptance criteria is listed at the bottom of the table.
+.0 Summar ofTests This section provides a summary of the results of the low power physics tests along with the Westinghouse design data. This report compares design and measured data using difference'nd percent difference2.
+For each test, the acceptance criteria is listed at the bottom ofthe table.
 'The difference = predicted - measured.
 For calculating the percent difference, the equation is:
-Predicted Value . y    X 10096 Measured Value 3.1 Nuclear Heatin The point of adding Nuclear Heat was determined in accordance              with Operating Procedure 0204.3, Initial Criticality After Refueling, Step 8.15 and Appendix A. This is performed by establishing a small positive startup rate and measuring the point (flux level) at which T<<g departs from its established, steady value.
+Predicted Value. y Measured Value X 10096 3.1 Nuclear Heatin The point of adding Nuclear Heat was determined in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling, Step 8.15 and Appendix A. This is performed by establishing a small positive startup rate and measuring the point (fluxlevel) at which T<<g departs from its established, steady value.
-Nuclear Heating was measured to first occur at:
+Nuclear Heating was measured to firstoccur at:
-TABLE 3.1.1 FLUX LEVEL(AMPS)
+TABLE3.1.1 FLUXLEVEL(AMPS)
-Picoammeter                  N-36 4.32 x 10-7              6.69 x 10-7 All physics   tests were conducted at or below 1.0 x 10-7 amps on the picoammeter connected to N-44 to assure Nuclear Heating did not occur.
+Picoammeter 4.32 x 10-7 N-36 6.69 x 10-7 All physics tests were conducted at or below 1.0 x 10-7 amps on the picoammeter connected to N-44 to assure Nuclear Heating did not occur.
 *R1:1-md
-.2     Reactivit Vs. Period Reactivity Computer checkout was done in accordance with Operating Procedure 0204.3,    Initial Criticality After Refueling,  Step 8.17 and Appendix B. This checkout is performed by inserting small (<60 pcm) positive and negative reactivities using rod motion, measuring the period generated and the indicated worth, and then comparing design worths to measured worths for the given period.
+.2 Reactivit Vs. Period Reactivity Computer checkout was done in accordance with Operating Procedure 0204.3, Initial CriticalityAfter Refueling, Step 8.17 and Appendix B. This checkout is performed by inserting small (<60 pcm) positive and negative reactivities using rod motion, measuring the period generated and the indicated worth, and then comparing design worths to measured worths for the given period.
-TABLE 3.2.1 Period sec          Reactivit     cm            Reactivit    desi          Diff  /o
+TABLE3.2.1 Period sec
-               -239                   -36.0                       -36.7                 1.9
+-239
-               +232                  +27.0                       +27.0                  0.0
++232
-               -288                   -29.0                       -29.5                 1.7
+-288
-               + 157                 +38.5                       +38.5                  0.0 Acceptance Criteria is +/- 10.0 lo.
++ 157 Reactivit cm
-                                                   *Rl:l-md
+-36.0
++27.0
+-29.0
++38.5 Reactivit desi
+-36.7
++27.0
+-29.5
++38.5 Diff /o 1.9 0.0 1.7 0.0 Acceptance Criteria is +/- 10.0 lo. *Rl:l-md
-.3     Boron End pints PPM The Boron Endpoints noted below are determined as per Operating Procedure 0204.5, Appendix A. A just-critical condition is established as near as practicable to the required rod configuration (i.e., ARO). The RCS boron concentration is determined and is then adjusted analytically for the ppm worth of the reactivity (measured in pcm) by which the actual critical state deviated from the design condition.
+.3 Boron End pints PPM The Boron Endpoints noted below are determined as per Operating Procedure 0204.5, Appendix A. Ajust-critical condition is established as near as practicable to the required rod configuration (i.e., ARO).
-TABLE 3.3.1 BORON ENDPOINTS (PPM)
+The RCS boron concentration is determined and is then adjusted analytically for the ppm worth of the reactivity (measured in pcm) by which the actual critical state deviated from the design condition.
-Measured           Westin house            Com arison iARO                    1711                                        33 PPM 2CBC In                  1536                   1592                  3.65%
+TABLE3.3.1 BORON ENDPOINTS (PPM) iARO 2CBC In Measured 1711 1536 Westin house 1592 Com arison 33 PPM 3.65%
 Acceptance Criteria is +/- 50 ppm 2Acceptance Criteria is +/- 10%
-.4  ROD WORTH     .
+.4 ROD WORTH.
 Rod worths were measured. as per Operating Procedure 0204.5, Appendices D and F.
-The Reference Bank (highest predicted worth) was diluted into the core. The boron concentration prior to and subsequent to this insertion was determined and the difference in the two boron concentrations is defined as the boron (Rod) worth of the .
+The Reference Bank (highest predicted worth) was diluted into the core.
-Bank (Table 3.4). The differential and integral worth of control bank C was measured and plotted (Figure 5). Additionally, the integral worth of banks C and D in overlap was measured and plotted (Figure 6).
+The boron concentration prior to and subsequent to this insertion was determined and the difference in the two boron concentrations is defined as the boron (Rod) worth of the Bank (Table 3.4). The differential and integral worth ofcontrol bank C was measured and plotted (Figure 5). Additionally, the integral worth of banks C and D in overlap was measured and plotted (Figure 6).
-TABLE 3.4 ROD WORTH (PPM)
+TABLE3.4 ROD WORTH (PPM)
-Measured               Westin house CBC                 175                      152 3.5  ROD WORTH PCM)
+CBC Measured 175 Westin house 152 3.5 ROD WORTH PCM)
 The remaining rod bank worths were measured using the rod swap technique, "swapping" negative reactivity'nsertions on the bank being measured with positive reactivity insertions from the Reference Bank.
-TABLE 3.5.1 ROD WORTH (PCM)
+TABLE3.5.1 CBD CBC'BB CBA SBB SBA Total Measured 682 1325 621 1089 1107 1051 5875 ROD WORTH (PCM) i~i'18 1811 579 1107 1137 1014 5866
-Measured       i~i'18              ~iiiff PCMi        % Diff CBD                  682                                                + 5.28 1325              1811               -14            -1.06 CBC'BB 621               579               -42            -6.76 CBA                  1089              1107                18           + 1.65 SBB                  1107              1137                30           + 2.71 SBA                  1051              1014               -37            -3.52 Total                5875              5866                -9             -.15 The acceptance criteria for rod worth measurements are:
+~iiiff PCMi
-(1) Reference bank within +/- 10% of design, and (2) Individual banks within +/- 15% or +/- 100 pcm of design whichever is greater, and (3) Sum of all measured banks within +/- 10% of design.
+-14
+-42 18 30
+-37
+-9
+% Diff
++ 5.28
+-1.06
+-6.76
++ 1.65
++ 2.71
+-3.52
+-.15 The acceptance criteria for rod worth measurements are:
+(1)
+Reference bank within +/- 10% ofdesign, and (2)
+Individual banks within +/- 15% or +/- 100 pcm ofdesign whichever is greater, and (3)
+Sum ofall measured banks within +/- 10% ofdesign.
 *Rl:1-md
-HOT ZERO POWER DIFFERENTIAL AND INTEGRAL BANK WORTH VS.
+HOT ZERO POWER DIFFERENTIALAND INTEGRALBANK WORTH VS.
-BANK POSITION 16                                                                     Iy ~                                         1600 UNIT        3 CYCLE        XI EXPOSURE      0.0 Nl WD/N(TU BANK       CBC LLL                                          l000 BANK POSITIONS RtQ OUT     IN MD~V SBA    ~X 12                                                                                                                  1200 R  S88    ~X 0                                                                                                                            0 z                                                                                                                               CBA     X            LJ 10                                                                                                                  1000     C88 0                                                                                                                            0       . ~X                  CV I
+BANK POSITION 16 Iy ~
-C8C                   X l4 zrQ  8                                                4 800  U  CBD     X
+LLL 1600 l000 UNIT 3
-                                                        ~ I rQ zg              y
+CYCLE XI EXPOSURE 0.0 BANK CBC BANKPOSITIONS NlWD/N(TU R
-, f4                                                                                                                               TEST METHOD H                                                                                                                                DILUTION 600                 ~X I i' ill                                                 ill                                                   BOR ATION i  'jl
+tQ 12 0
-           'il        !
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-                                                                                       ~                                   200
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+,'.l!I I '"lI 20 00 4
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+iL' 100 120 100 160 180 BANKPOSITION (STEPS) j!
+ill'l i
 i
-                                                                                                       ~ I~   ill I
+~
-                                                                                                                    .'ill 0        I~                 I '"lI
+I
-                                           ~
+!-'i t
-j ~
+.'ill I,':
-I!
+220 228 1200 1000 800 600 000 200 0
-J.'0 iL'     i   I,':       0 0            20          00                               100     120          100 160 180         200 220 228 R OD BANK POSITION (STEPS)
+R0 0
+l4U gz OUT IN SBA
+~X S88
+~X CBA X
+C88
+. ~X C8C CBD X
+y TEST METHOD DILUTION
+~X BORATION MD~V LJ CV I
+X
-Cont ro I Bank 'C' 05 ition                                                                                                                          , INTEG RAL ROD WORT H IN OVERLAP: BOL, HZP, NO- XE                                                                                                                        Uni 3 Cycl XI 0 7- 05-87 1 08                                     128                                    IO8                                    168                                  18 8                           208                         228                                                                                                        ct Ion II F lgUr 6 JPH I-                                                                                                                                                  )S                          '                           I             aT       "a                 )aj; s
+itio Cont 1
-                                                                                                         )I                                                                                      t,                       .i}
+ro 08 I Bank 'C' 128 05 n
-                                                                                                                                                                                                                                                   ~
+IO8 168
-I))
+,INTE 18 G
-                                                                                                                                                                                                                                                                ~ ~
+RAL ROD 208 WORTH IN OVERLAP: BOL, HZP, NO-XE 228 Uni 3
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+Ur 07-6 05-87 JPH 16 15 13 12 10 9
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-                                                                                  'J jill j!jj                                  )j                                  Ijl f!II :.}                                                          Ill ii ia 16                                     i.:I                                                           ~ ~    ~
+)j Tf I
-Tf                                                     st I
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-                     '                                                                                IIij 'tI)                            Il                                                                                                                                                                                 I ji 'ji lt I                                                                                                                               lij               }
+:I
-ip!I                                       I    ~ a I            ~       j!';                                                                                                                   I II                                                                                       i'i            tf
+' ji ILLs I i iij r
-                                                                                                                                                 !   I 15                                               I
+jil sl I
-                                                                                           'f:'. I!II                     I Je    I                        lt                                                                                                                                                                            15 i                                                                                      :I             if t)li                                                                                                                                    sf      }I
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-                                                                                                                          .I iij                                                                   Il'),
+:iJl
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+;I It Il)if il jl I
-      )}t!                     !I  )            Ill)                                                                     II I
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-                                                                                                                                                      'I                                                                                                                                                          I                                              I 9   ~
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-s!t                                                                                   I IIil                   jil!                                                                                                                             I j     I I
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+jf I if'lI jv:
-     !                      I!I                                                    I                                                                         I tJJ I
+!If lite jtfl
-lil                                                                                                                              I 6                                                                                                                  I                                                                                          1
+,'i.'I
-                                                                                                               )I                                                                                      t!l III                                               jf I                                                                                                                        a iij if'lI jv:                  ll   ~ ~
+;i!I!
-ill                  jtfl s
+ilij
-I 05
+!!!j ll~ ~
-                                                                              !If                              'll  I               ;i! I!
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-    !jil                    !Ill
+Isa Il I i s)i,
-                            !IIt               '.'I                           lite I)
+~ ~ a
-Isa J!I                  ,'i.'I ilij I                   tl lIi it !!
+~ I I
-t)                       I ijI es
+-'ta'.
-                                                                                                     ~ ~ ~
+I ~ ~,
-:'.;,:'I                                                                            s)i, .Isl                                                                                                                                                                                   I 3                          jljj                               ~ ~ el                   ~ ~ a      !                                                                                                                                                                            I!I I  ls I
+'.'I le t) es
-li                          le              ~    I               ~ I I                                                                                                                                                                                                       t)el 3
+~ ~ ~
-                                                                                        -'ta'.
+!.Isl
-    )ijl ) jj                        !;!l                                               I~ ~  ,                                                                                                                                                           I l.,s              II                               tjtl                  Ii;':I:                                               !!!j                                                                 I     I     j
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+alt; as s ~
-                                                                                                                                   .ij                                   Il'hi                          I)i                   !}! ~                         t          )
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+)I. I, j I!I I
+~ J
+!e sj I.I 15 13 10 I
+~
+I 05 3
+20 00 60 80 100 Control Bank 'D 1
+) p 20 osltlon 100 160 180 200 220
-.6   TEMPERATURE COEFFICIENT
+.6 TEMPERATURE COEFFICIENT
-                                             'h.
+'h.
-isothermal and moderator temperature coefficients were determined using Appendix 8 in Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup After Refueling.
+isothermal and moderator temperature coefficients were determined using Appendix 8 in Operating Procedure 0204.5, Nuclear Design Check Tests During Startup AfterRefueling.
 The values determined for this testing sequence (in pcm/OF) are:
-TABLE 3.6.1 ISOTHERMALTEMPERATURE COEFICIENT (PCM/oF)
+TABLE3.6.1 ISOTHERMALTEMPERATURE COEFICIENT (PCM/oF)
-Design Rods               Measured l          Westin house       Diff D/215                  +.96                + 1.1          .14 Acceptance Criteria is +/- 2 pcm/OF of design.
+Rods D/215 Measured l
-TABLE 3.6.2 MODERATOR TEMPERATURE COEFFICIENT (PCM/oF)
++.96 Design Westin house
-Design>
++ 1.1 Diff
-Rods               Measured   I        Westin house       Diff D/215                 + 2.86               +2.76 Acceptance Criteria is    <+ 5 pcm/OF.
+.14 Acceptance Criteria is +/- 2 pcm/OF ofdesign.
-IThis is the average of one heat up and one cool down measurement.
+TABLE3.6.2 MODERATORTEMPERATURE COEFFICIENT (PCM/oF)
-This value has been adjusted for boron and temperature sensitivity.
+Rods D/215 Measured I
-                                                     *Rl:1-md
++ 2.86 Design>
+Westin house
++2.76 Diff Acceptance Criteria is <+ 5 pcm/OF.
+IThis is the average ofone heat up and one cool down measurement.
+This value has been adjusted for boron and temperature sensitivity. *Rl:1-md
-.7. HZP DIFFERENTIALBORON WORTH The Hot Zero Pow'er (HZP) Differential Boron worth was measured using Control Bank C, which had a bank worth of 1325 pcm. The value obtained for this test was:
+.7.
-TABLE 3.7.1 HZP DIFFERENTIALBORON WORTH (PCM/PPM)
+HZP DIFFERENTIALBORON WORTH The Hot Zero Pow'er (HZP) Differential Boron worth was measured using Control Bank C, which had a bank worth of1325 pcm. The value obtained for this test was:
-Measured                      Westin house                 9o Diff 7.57                            8.44                     11.49 Acceptance criteria is < +/- 15%.
+TABLE3.7.1 HZP DIFFERENTIALBORON WORTH (PCM/PPM)
-.0     SHUTDOWN MARGIN The Shutdown. Margin was calculated prior to power escalation to verify adequate shutdown capability. For this calculation, design rod worths were reduced by 10%,
+Measured 7.57 Westin house 8.44 9o Diff 11.49 Acceptance criteria is < +/- 15%.
-and the results show adequate shutdown margin at BOC and EOC. The following is a summary of the results:
+.0 SHUTDOWN MARGIN The Shutdown. Margin was calculated prior to power escalation to verify adequate shutdown capability. For this calculation, design rod worths were reduced by 10%,
-                                                                    ~Cele Xl BOC      ROC Control Rod Worth       %A AllRods Inserted   Less Worst Stuck Rod                           6.41    6.50 (l) Less 10%                                                      5.77    5.85 Control Rod Re uirements        %A Reactivity Defects (Doppler, T~g, Void, Redistribution)                                           1.69    2.89 Rod Insertion Allowance                                           1.35    0.50 (2) Total Requirements                                            3.04    3.39 Shutdown Margin (l) - (2) %b, p                                   2.73    2.46 Required Shutdown Margin (%b,p)                                   1.00     1.77 Source: WCAP 11454 FLORIDA POWER AND LIGHT OMPANY TURKEY POINT PLANT                                     T3 OPERATING SUM1HA 15         lh        13        12         Xl         10                        8      -   7           6          5    ~      C          3        Z         1
+and the results show adequate shutdown margin at BOC and EOC. The followingis a summary ofthe results:
-                                                                  ~~0 ~~~~      0 ~ ~ ~ ~ ~ ~0 ~ ~ ~
+Control Rod Worth %A
-~ 23klQ       Po      0  P3f 0 ~0 ~0 ~ ~~00 ~ 0~~0 ~0 ~ ~ ~~~~ ~~ ~~ ~~0 ~ ~~~ ~ ~~ ~ ~~ ~
+~Cele Xl BOC ROC AllRods Inserted Less Worst Stuck Rod (l) Less 10%
-0o 913           1012510       ~ 933     10160      0 ~ 979 00COC 0 '30j <<11001 ~ 026     10171IO
+.41 6.50 5.77 5.85 Control Rod Re uirements
-                                                                    <<309
+%A Reactivity Defects (Doppler, T~g, Void, Redistribution)
-                                                                                ~ 92h 101T1 1 ~ 026 0 100 <<0       '       <<ho 5 <<601
+Rod Insertion Allowance (2) Total Requirements Shutdown Margin (l) - (2) %b, p Required Shutdown Margin (%b,p) 1.69 2.89 1.35 0.50 3.04 3.39 2.73 2.46 1.00 1.77 Source: WCAP 11454 FLORIDA POWER AND LIGHT OMPANY TURKEY POINT PLANT T 3 OPERATING SUM1HA 15 lh 13 12 Xl 10 8
-                                                                                                                  '30
+6
-                                ~ ~ ~ ~ ~ 0 ~ 0 0 ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ 0 ~ ~ 0 ~ ~ ~ ~ ~ 000 ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ 0 ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ 0 ~ 0 ~ ~
-CC3 10195I                      10082llol75 1009C 10179 lo 212 00C36
+~
-                                '-'3'.II lo)9$ )                  10)2({10$ $ 10)2)                  '-Pf 0 ~~~ ~~
+C 3
+Z 1
-                                                                                                                    )9f     0
+~ ~ 0 ~ ~ ~ ~ 0 ~ ~ ~ ~ ~ ~ 0 ~ ~ ~
-                                                                                                                              '6) le130i
+~ 23klQ Po 0 P3f
-                                          '39l k: jII '!'.Il':I'.II'I1 )00( ':O'.Il '-:IIIt j56 6
+~ ~ 0 ~ 0 ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ 0 1012510 ~ 933 10160 10171IO ~ 92h 101T1
-   3B                                                                 ~
+<<309 100
-                                                                                                                                        ~~~~~
+<<0' 0 ~ ~ 0 ~ ~ ~ ~ ~ 000 ~ ~ ~ ~ ~ ~
-                                                                         0 j05l2 ~    2$ 6l 3)3f P         k:)Ig k,'N$ $ 00)3IOo9$ $ oO)3 3jIIj Oii9l k:jhj 390 Ooh)0            pe W~
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+CBB CBC 228 228 Maxp N 6 8 14659 1.0013 1.0385 CBD 135 Maxp N Q 1.930
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ML17347A647: Difference between revisions

Latest revision as of 10:39, 7 January 2025

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