ML20094D157

Forwards Addl Info Re Reload Analysis,Per 840717 Telcon Request Concerning 840315 Submittal.Addl Fibwr Compressed Model Cases Run to Allow Code to Calculate Core Pressure Drop

ML20094D157
Person / Time
Site:	Brunswick
Issue date:	07/31/1984
From:	Zimmerman S CAROLINA POWER & LIGHT CO.
To:	Vassallo D Office of Nuclear Reactor Regulation
References
NLS-84-342, NUDOCS 8408080276
Download: ML20094D157 (8)

Text

-

. -e CD&L Carolina Power & Light Company SERIAL: NLS-84-342 JUL 311984 Director of Nuclear Reactor Regulation Attention: Mr. D. B. Vassallo, Chief Operating Reactors Branch No. 2 Division of Licensing United States Nuclear Regulatory Commission Washington, DC 20555 BRUNSWICK STEAM ELECTRIC PLANT, UNIT NOS. 1 AND 2 DOCKET NOS. 50-325 & 50-324/ LICENSE NOS. DPR-71 & DPR-62 RELOAD ANALYSIS RESPONSE TO REQUEST FOR ADDITIONAL INFORMATION

Dear Mr. Vassallo:

In a telephone conversation with your staff on July 17, 1984, Carolina Power &

Light Company was requested to provide additional information concerning our submittal of March 15, 1984. Specifically, additional FIBWR compressed model power distribution cases were run allowing the code to calculate the core pressure drop, hot channel flow rate, and minimum critical power ratio (MCPR).

These additional cases provide supplemental information concerning our question 15 response in the March 15, 1984 submittal and may be found in Attachment 1.

Should you have questions concerning this submittal, please contact Mr. John S. Dietrich at (919) 836-6154.

Yours very truly ,

kimmerman l

= -

S.

nager Nuclear Licensing Section

! MAT /ccc (405 MAT) l Attachments cc: Mr. D. O. Myers (NRC-BSEP)

Mr. J. P. O'Reilly (NRC-RII)

Mr. M. Grotenhuis (NRC) i

, 8408080276 840731 l PDR ADOCK 05000324 l

P PM 411 Fayetteville Street e a. O. Box 1551

• Raleich. N. C 27602 c -

m

,y J.

- ATTACINENT 1

-QUESTION The Topical Report presented results using one channel to represent one fuel bundle. It " collapsed" channels (one channel representing several fuel bundles) are intended for future analysis,' discuss how it will be approached and' the sensitivities on hot bundle parameters.

RESPONSE

The eighth core, 75 channel model . illustrated in Figures 5A through 5D of the Topical Repo t , can be used to obtain individual assembly thermal-hydraulic conditions as well as accurate core-wide pressure drops and void f ractions from detailed relative power distributions. The hot channel is identified by the highest relative peaking f actor , which in turn determines the hot channel flow and void characteristics. A preferred method for core wide and hot channel analysis is to group channels according tc common geometry and orifice type and to assign a representative average central, peripheral, or hot channel relative power f actor to each group. This " compressed channel representation" has significant economic advantages and is shown here to preserve the accuracy of the detailed eighth core model.

A comparison between the eighth core and compressed channel models was made for each of the four 75 channel cases described in the Topical Report.

Figures 15A through ISD provide the core operating parameters, relative power.

distribution, and fuel geometry mix for each case. These figures also identify the location of the hot channel. Please note that the location of the hot channel in Figure 5B of the topical was inadvertently misrepresented; the correct hot channel location for this case is that given in Figure ISB.

Each of the above cases was run using a compressed channel representation with fuel regions and power f actors given in Table 15-1. The power factors for the compressed model were determined by first assigning the hot relative power f actor from the 75-channel case to the hot channel, then taking the average of the power f actors f rom the 7 6 peripherally zoned fuel assemblies , and finally calculating a single power factor for the remaining 483 central assemblies which would normalize the entire power distribution to 560. Since the hot i channel in each case is located in the central region, the power distribution l should normalize according to the following equation:  ;

= 60.

(76) Rperiph. + (483) Reent. + Rhot where:

R periph. = average peripneral region relative power f actor R cent. = average central region relative power f actor R hot = hot channel relative power f actor Each case was run with the total core flow specified, allowing the code to calculate the core pressure drop, hot channel flow rate, and minimum CPR. The test results are given in Table 15-2. In each case, the change in MCPR due to the compressed channel representation was less than the 0.005 ACPR uncertainty identified in Figure 7 of the Topical Report.

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Sum : as8R : 8 8A : an8R : h8R : hM : Sa8 : 838 : 88 :

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27 29 31 33 35 37 39 41 43 45

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IIE.E 15-1 COPEMS MBEL PGER DISTIIUTIM A BEC4 HIM FLGI CAE ORIFIE REL MDIAL j IGE EIRETW B53fTITY PE M IS FACTOR

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EMML DET) kOR 1 1.5445 C. B1C3 HIM Full CAIE ORIFIE RE MDIAL IGE EGETRY Sfulf!TY PERIE FACTOR CEEML k8 12 1.0795 PERIPEML Su8 76 8.WJ5 CEERAL kN 331 1.0795 CENTRAL UST) kN 1 1.3952 B. B1C3 Uni FLOli CREE ORIFIE FIE MDIAL ZGE EGETRY IR5WITITY PERIE FACTOR ENTML k8 12 1.0796 PERIPERAL 8m8 'li 8.4885 CBITML 8sM 331 1.9796 CBITML DET) kN 1 1.4188

1 1

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TABLE 15-2 CO@ RESSED MODEL vs 1/8 CORE MODEL COMPARISON A. 32C4 HIGH FLOW CAGE NUMBER OF CORE HOT CHAN.

CHANELS AP (psi) FLOW (K1b/hr) MCPR 75 26.9778 121.8832 1.6897 6 26.9732 121.8773 1.6897 B. B2C4 LOW FLOW CASE NUMBER OF CORE HOT CHAN.

CHANELS AP (psi) FLOW (K1b/hr) MCPR 75 '7.4664 47.3663 1.7734 6 7.4248 47.2218 1.7783 C. B1C3 HIGH FLOW CASE NUMBER OF CORE HOT CHAN.

CHANNELS AP (psi) FLOW (K1b/hr) MCPR 75 28.7577 116.5756 1.3502 4 28.8868 116.7691 1.3507 D. B1C3 LOW FLOW CASE NUMBER OF CORE HOT CHAN.

CHANNELS AP (psi) FLOW (K1b/hr) MCPR 75 7.4178 55.6338 2.8638 4 7.4385 55.7846 2.8667

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