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l Docket No. 50-346 License No. NPF-3                                                 TntEDO
l Docket No. 50-346 License No. NPF-3 TntEDO
                                                                %mm EDISON Serial No. 1198 JOE WILUAMS. Jn October 18, 1985                                                 s~ **== e<
%mm EDISON Serial No. 1198 JOE WILUAMS. Jn October 18, 1985 s~ **== e<
(4'9) P49 2300 l41% 243 52?3 Director of Nuclear Reactor Regulation Attention:   Mr. John F. Stolz Operating Reactor Branch No. 4 Division of Licensing United States Nuclear Regulatory Commission Washington, D.C. 20555
(4'9) P49 2300 l41% 243 52?3 Director of Nuclear Reactor Regulation Attention:
Mr. John F. Stolz Operating Reactor Branch No. 4 Division of Licensing United States Nuclear Regulatory Commission Washington, D.C.
20555


==Dear Mr. Stolz:==
==Dear Mr. Stolz:==
On September 6,1985, during special testing of the Davis-Besse Nuclear Power Station Unit No. I cuxiliary feedwater pump turbine (AFPT) 1-1, the secondary side of the once-through steam generator (OTSG) 1-1 was subjected to a maximum pressure of 1058.5 psig. This cold pressurization was discussed and reported to the NRC in Licensee Event Report 85-017 submitted October 4, 1985.
On September 6,1985, during special testing of the Davis-Besse Nuclear Power Station Unit No. I cuxiliary feedwater pump turbine (AFPT) 1-1, the secondary side of the once-through steam generator (OTSG) 1-1 was subjected to a maximum pressure of 1058.5 psig. This cold pressurization was discussed and reported to the NRC in Licensee Event Report 85-017 submitted October 4, 1985.
Subsequent to this event, an engineering evaluation was performed as required by Section 3.7.2.1.b of the Davis-Besse Technical Specifications.
Subsequent to this event, an engineering evaluation was performed as required by Section 3.7.2.1.b of the Davis-Besse Technical Specifications.
This evaluation included an analysis of the potential growth of existing flaws in the secondary side shell and main steam nozzle regions by Babcock and Wilcox (B&W). Per Mr. A. W. DeAgazio's-recent request, copies of these B&W analyses are enclosed (Attachments 1 and 2).
This evaluation included an analysis of the potential growth of existing flaws in the secondary side shell and main steam nozzle regions by Babcock and Wilcox (B&W). Per Mr. A. W. DeAgazio's-recent request, copies of these B&W analyses are enclosed (Attachments 1 and 2).
t  In addition, Toledo Edison management determined that it was prudent to review the existing analysis of structural loadings associated with water filled main steam lines. Bechtel Power Corporation reviewed the l
In addition, Toledo Edison management determined that it was prudent to t
structural loadings associated with water filled main stean lines
review the existing analysis of structural loadings associated with water filled main steam lines. Bechtel Power Corporation reviewed the l
,  performed as part of the original design analyses. Bechtel has confirmed the structural adequacy of the main steam lines and supports to withstand the effects of being filled with water.
structural loadings associated with water filled main stean lines performed as part of the original design analyses. Bechtel has confirmed the structural adequacy of the main steam lines and supports to withstand the effects of being filled with water.
Based upon review of the transient and completion of stress and fracture mechanics analysis, Toledo Edison conducted a 10CFR50.59 review. This               I review concludes that the September 6, 1985 pressurization of the OTSG 1-1         I had no adverse structural effects and that the steam generator remains acceptable for continued operation at full power conditions. Toledo Edison has concluded that this is not an unreviewed safety question.
Based upon review of the transient and completion of stress and fracture mechanics analysis, Toledo Edison conducted a 10CFR50.59 review. This review concludes that the September 6, 1985 pressurization of the OTSG 1-1 had no adverse structural effects and that the steam generator remains acceptable for continued operation at full power conditions. Toledo Edison has concluded that this is not an unreviewed safety question.
Very truly yours, i
Very truly yours, i
                    ^   ^T f/            8510230013 851018
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^ ^T 8510230013 851018 W:VJM:DJS:lah PDR ADOCK 05000346 attachments s
                                                                                      ]
PDR
l cc: DB-1 NRC Resident Inspector THE TOLEDO EDfSON COMPANY   EDISON PLAZA 300 MADISON AVENUE TOLEDO, OH!O 43652
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cc: DB-1 NRC Resident Inspector THE TOLEDO EDfSON COMPANY EDISON PLAZA 300 MADISON AVENUE TOLEDO, OH!O 43652


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              *BabcockGWilcox                                           DOCUMENT  
*BabcockGWilcox DOCUMENT  


==SUMMARY==
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==SUMMARY==
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OF RESULTS:
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POS 21038 3 (# 84) gabcock 8 WIIcox GENERAL CALCULATIONS 32-1159035-00
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Srxesses &c.frc ss twc secriew.T.
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SEAM $EHEfSai& EASM. fdfAs.?STEA:
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(/) SHELl # /7l Art, - SA 5/Co, GC 70           (fCf 3   ),
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  <,,    .>,.                                                                                  PDS 21036 3 (9 441 a.acock a wii:o=                                               GENERAL CALCULATlONS a MCDe'mott CCMDaay Nuclear Power Division                           Doc. i.o.       32 -115 90 3 6- o a kEFes2.E m
PDS 21036 3 (9 441 a.acock a wii:o=
: 1)         A M E:         Di PN/                     196 o     ET>irio n ' S ecrieu s b o a' Er     Aw,     TI.
GENERAL CALCULATlONS a MCDe'mott CCMDaay 32 -115 90 3 6-o a Nuclear Power Division Doc. i.o.
2.)       W etoe oc,,         RESEh(2.C\4 CDu Nc. L , 80U ET/d /7 d U(, . '[2, PVge Rec.ouneerio"s on Tiucwness kuiRe-m c'>v rs       ron Fels-trrc. METER /Ats ) Alem Mnx) AI.V 3)P>lW Co. Dw q . No. o 7- 15'l c'> c4 E", il EV. I I , Li sT- oF I                 M 4 T er u A t- STraus G m evtlsTo n. .                     N.ss - t y.
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A M E:
Di PN/ b o a' 196 o ET>irio n S ecrieu s Er Aw, TI.
2.)
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7)6tW               Doc. .     51 - i1% iic) - oo, To Au r DorA c-o/L A Necrsl5           OF PA-v15           6sssE OTSC) F'R.es.S vel 6-
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* f GYLTuid$ Tl OM .
51 - i1% iic) - oo, To Au r DorA c-o/L A Necrsl5 OF PA-v15 6sssE OTSC)
: 8) Po Aw - too44P, Mersons                             op      Coutu/bver wi rci 1 R-6CTv (LG             tov G H W Eh5         AND     09 tat. AT1 O N A.L.
F'R.es.S vel 6-f GYLTuid$ Tl OM.
                          %EQUt(1 Emes ci, OF                  Io CFR- sh, hPfwuDo n Q, NAAc H 'K.
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: 9)       1o CFil 5b , A rPen3Diy C, ,
: 8) Po Aw - too44P, Mersons 1 R-6CTv (LG tov G H W Eh5 AND 09 tat. AT1 O N A.L.
(M1.                         Daft 47-to-IJ PREPARED BY DATE
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DATE REVIEWED BY


GENERAL CALCULATIONS kw.cu   a wiscon
GENERAL CALCULATIONS kw.cu a wiscon 32-1159036-00
~ . = * = = = ,               .                          32-1159036-00 ooc. : o -
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Nuclear Power Division
Nuclear Power Division
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                                                                            ~
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                                        ^
G (105) - 6 30 th i
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f i
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PDS 21033 3 (9 84)
PDS 21033 3 (9 84)
Babcock & Wilcox a McDennett company GENERAL CALCULATlONS Nuclear Power Division                 oo c. i.o.
Babcock & Wilcox GENERAL CALCULATlONS a McDennett company 32-1159036-00 Nuclear Power Division oo c. i.o.
32-1159036-00
.o iwr Cr-iz. Tun +uo )
                                                            .o iwr Cr- iz. Tun +uo )
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E ra - I'.,e icoo
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40 +
1 3 G - Z.C. Q E
- 160
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PREPARED SY                                   DATE 4
PREPARED SY DATE W//I 9 -/e-El 4
Rem wie av                W//I                 o  1,    9 -/e- El   ,, o , ~ o
,, o, ~ o o
 
1, Rem wie av
  #.  *5                                                                                                 FOS 21036 3 (9 84)
* 5 FOS 21036 3 (9 84)
Babcock O WHcox                                                 GENERAL CALCULATlONS a idCW C3mDany
Babcock O WHcox GENERAL CALCULATlONS a idCW C3mDany 32-1159036-00 Nuclear Power Division
                                                      . o c c. i.o.
. o c c. i.o.
32-1159036-00 Nuclear Power Division drERM Streer //ozzt.6                                                                 _
drERM Streer //ozzt.6
                                                                                                          ,,t m .srEna thya 4Weevris Peccrouces pee.cherto                               y g, 9
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corter is susc eu,< era m aex z 3po AC4ff6er;E '//p;ne,c       t    A /ff/'f MValV:/.T p use mni.
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  -.                                                                                        005 21036 3 (9 8 4 s.6c.ck a wucom                                       GENERAL CALCULATlONS
005 21036 3 (9 8 4 s.6c.ck a wucom GENERAL CALCULATlONS l
          ' ~ * " * " '
' ~ * " * " '
l                                                          -
52 - 115 9 0 3 f,- o o' Nuclear Power Division occ.to dHELL. To 7~WSEsWEET O'Issemed Rect /.sc StreEsses sr 7NE 7exc7a.eE Wcsc ar cwyeatro A,e.
52 - 115 9 0 3 f,- o o' Nuclear Power Division                 occ.to dHELL. To 7~WSEsWEET O'Issemed Rect /.sc StreEsses sr 7NE 7exc7a.eE Wcsc ar cwyeatro A,e.
TNC MTE sk GusrneN'/d 7NE c//Gescr 6TNG1r AM9t ys/.
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AhwSVfd Jr.E'ctrds Mny Fh~ CE/7]/WO EY/sMN/AwArrs//r,"e
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            /#/AWfGJ THAT Aff ,4Vam48dE. 7EE rfcs#DAMy' fsCE frFZCT.5
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            <My EE finperED ZY REWCA//N(r c7tgay sin 76 .T.:erpfxMnc.
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ZMPA7/C//S t&W/cH //Vf M//etON pre.S!*uSL"S. 7Z'E SMDY sin 76 -
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aEVIEWED gy                                    D A f t -.
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D A f t -.
PAGE NO aEVIEWED gy


FOS 21036 3 (9 84 secocm a ma==                                                     GENERAL CALCULATIONS a MCDemMX1 CFparty ooc. : o.
FOS 21036 3 (9 84 secocm a ma==
32-1159036-00 Nuclear Power D. . .ivision
GENERAL CALCULATIONS a MCDemMX1 CFparty 32-1159036-00 Nuclear Power D...ivision ooc. : o.
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II!CN 7//5' fee //Oddy C/pd //ctst/28 fr.cs.cs Ar 92Sp.ss frenarc / C
II!CN 7//5' fee //Oddy C/pd //ctst/28 fr.cs.cs Ar 92Sp.ss frenarc / C C dfArN c: B.y S t/ B M A : 7' w es B-'.2 s7?rES es f#ou 8-/4 synes.se c As)D A'A,ric CO 7D 7?/S DCf465 frtESSt/28 ef /080 pd .
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Ce- a - s.]       ca.n. - io 3 curue                                       gg\           =
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TecauscAL                 S vecie c~r io J               Li ui T-TWe           Tetautc.ht               SPeci FICA T i6 d               Llw iTS     o ":   '2.~h''l   p3 't aun           no F           Fo R.       THE           OT5CT           ARE     -to     Prz.ec.i_uos FAstuge               ot:     T a s.       se.coud Aay                 <:-i o s .
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M. G. HACKER, SPIS, ISI-TA REVIEW OF SECTION XI EXAMINATION DATA ON TED,
Subsequently, the ISI program was updated to the 1977         Edition of Section XI with Addenda through the summer of 1978. This edition of the code required examinations of certain Class 2 (secondary side) weldments.
*
During the second outage (summer of 1982) of Davis Besse, two of the Class 2 welds on steam generator 1-1 were ultrasonically examined. The Davis Besse ISI examination program identifies these welds as:     (1) figures number C1.010.001, shell to shell, MK1 to MK2, and (2) figure number C1.030.001, upper tubesheet to shell, MK51 to MKl. The examinations included the full circumference of each weld.
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The weld identified as figure number C1.010.001 was determined to have several laminar flaws all of which   are of acceptable size in The weld identified as figure accordance with standard IWB-3511-2.
DAVIS BESSE, STEAM GENERATOR l-1 SEPTEMBER 09, 1985 A review of our records shows that the Section XI baseline was performed in accordance with the 1970 Edition of Section XI with Addenda through the winter of 1971.
number C1.030.001 had only geometric (non-relevant) reflectors which represents an acceptable condition. These are the only examinations that have been performed on the secondary side of steam generator 1-1 to date.
As such, the baseline code only required ultrasonic examination of the class 1 weldments.
Subsequently, the ISI program was updated to the 1977 Edition of Section XI with Addenda through the summer of 1978.
This edition of the code required examinations of certain Class 2 (secondary side) weldments.
During the second outage (summer of 1982) of Davis Besse, two of the Class 2 welds on steam generator 1-1 were ultrasonically examined.
The Davis Besse ISI examination program identifies these welds as:
(1) figures number C1.010.001, shell to shell, MK1 to MK2, and (2) figure number C1.030.001, upper tubesheet to shell, MK51 to MKl.
The examinations included the full circumference of each weld.
The weld identified as figure number C1.010.001 was determined to have several laminar flaws all of which are of acceptable size in accordance with standard IWB-3511-2.
The weld identified as figure number C1.030.001 had only geometric (non-relevant) reflectors which represents an acceptable condition.
These are the only examinations that have been performed on the secondary side of steam generator 1-1 to date.
Based on the examination results reported, the postulated 1/4T flaw size used in your analysis of the over pressurization of the generator is considered conservative in that it bounds all of the data reported during the ISI.
Based on the examination results reported, the postulated 1/4T flaw size used in your analysis of the over pressurization of the generator is considered conservative in that it bounds all of the data reported during the ISI.
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'a Toledo Edison Company has informed Esw that in the process of testing the secondary side of the OTSG on 9-6-85 that they 0
      . mrminneton cd                                           ,
100 F. Thic inadvertently achieved a pressure of 1030 psig at pressure and temperature are less severe than the code hydrotest conditions, however, the steam line was filled with water. De-canoe of the additional weight effects, the caleclations here-in were performed to justify the condition on the nozzle.
Toledo Edison Company has informed Esw that in the process of testing the secondary side of the OTSG on 9-6-85100                                            that 0 F. they Thic inadvertently achieved a pressure of 1030 psig at pressure and temperature are less severe than the code hydrotest conditions, however, the steam line was filled with water. De-canoe of the additional weight effects, the caleclations here-in were performed to justify the condition on the nozzle.
a.que coa. n auir...nts The stea= outlet nozzles were originally analized as part of a Class 1 vessel (Per Ref.1). The applicable Code was AS?m,1968 Edition Mith Addenda thru Sammac 1968 (Ref.1).
a.que coa. n auir...nts The stea= outlet nozzles were originally analized as part of a Class 1 vessel (Per Ref.1) . The applicable Code was AS?m,1968 Edition Mith Addenda thru Sammac 1968 (Ref.1) .
From Para. N-713.2, the applicable stress limits are P,
From Para. N-713.2, the applicable stress limits are P,   < 0.9 S y                                                     ,
< 0.9 S y
P3+Pg < 1.35 Sy More recently, the 1980 Edition of the code specifies stress requirements for pneumatic test to bei 2,< 0.9 Sy Pg+P3 < 1.35 Sy                                    when        P,< 0.67 Sy
P3+Pg < 1.35 Sy More recently, the 1980 Edition of the code specifies stress requirements for pneumatic test to bei 2,< 0.9 Sy when P,< 0.67 Sy Pg+P3 < 1.35 Sy
                                < 2.15 57 - 1.2 P,                       when 0.67 Sy<Pm < 0.9 Sy r.a n M a g e the loada on the nozzle due to the added weight of the water have                                           '
< 2.15 5
been provided (Ref. 3) and are Ma                                B norrla           F,             P b
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r.a n M a g e the loada on the nozzle due to the added weight of the water have been provided (Ref. 3) and are norrla F,
31555          116846 l               M           3853           17013           4660   11651 Forces (1bs): Moments (?t-lbs)
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Latest revision as of 19:55, 11 December 2024

Forwards B&W Evaluation of 850906 Pressurization of Once-Through Steam Generator 1.1.Event Had No Adverse Structural Effect & Steam Generator Remains Acceptable for Continued Operation at Full Power Conditions
ML20138C715
Person / Time
Site: Davis Besse Cleveland Electric icon.png
Issue date: 10/18/1985
From: Williams J
TOLEDO EDISON CO.
To: Stolz J
Office of Nuclear Reactor Regulation
References
1198, TAC-60062, NUDOCS 8510230013
Download: ML20138C715 (22)
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Text

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Mr. John F. Stolz Operating Reactor Branch No. 4 Division of Licensing United States Nuclear Regulatory Commission Washington, D.C.

20555

Dear Mr. Stolz:

On September 6,1985, during special testing of the Davis-Besse Nuclear Power Station Unit No. I cuxiliary feedwater pump turbine (AFPT) 1-1, the secondary side of the once-through steam generator (OTSG) 1-1 was subjected to a maximum pressure of 1058.5 psig. This cold pressurization was discussed and reported to the NRC in Licensee Event Report 85-017 submitted October 4, 1985.

Subsequent to this event, an engineering evaluation was performed as required by Section 3.7.2.1.b of the Davis-Besse Technical Specifications.

This evaluation included an analysis of the potential growth of existing flaws in the secondary side shell and main steam nozzle regions by Babcock and Wilcox (B&W). Per Mr. A. W. DeAgazio's-recent request, copies of these B&W analyses are enclosed (Attachments 1 and 2).

In addition, Toledo Edison management determined that it was prudent to t

review the existing analysis of structural loadings associated with water filled main steam lines. Bechtel Power Corporation reviewed the l

structural loadings associated with water filled main stean lines performed as part of the original design analyses. Bechtel has confirmed the structural adequacy of the main steam lines and supports to withstand the effects of being filled with water.

Based upon review of the transient and completion of stress and fracture mechanics analysis, Toledo Edison conducted a 10CFR50.59 review. This review concludes that the September 6, 1985 pressurization of the OTSG 1-1 had no adverse structural effects and that the steam generator remains acceptable for continued operation at full power conditions. Toledo Edison has concluded that this is not an unreviewed safety question.

Very truly yours, i

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DAVIS BESSE, STEAM GENERATOR l-1 SEPTEMBER 09, 1985 A review of our records shows that the Section XI baseline was performed in accordance with the 1970 Edition of Section XI with Addenda through the winter of 1971.

As such, the baseline code only required ultrasonic examination of the class 1 weldments.

Subsequently, the ISI program was updated to the 1977 Edition of Section XI with Addenda through the summer of 1978.

This edition of the code required examinations of certain Class 2 (secondary side) weldments.

During the second outage (summer of 1982) of Davis Besse, two of the Class 2 welds on steam generator 1-1 were ultrasonically examined.

The Davis Besse ISI examination program identifies these welds as:

(1) figures number C1.010.001, shell to shell, MK1 to MK2, and (2) figure number C1.030.001, upper tubesheet to shell, MK51 to MKl.

The examinations included the full circumference of each weld.

The weld identified as figure number C1.010.001 was determined to have several laminar flaws all of which are of acceptable size in accordance with standard IWB-3511-2.

The weld identified as figure number C1.030.001 had only geometric (non-relevant) reflectors which represents an acceptable condition.

These are the only examinations that have been performed on the secondary side of steam generator 1-1 to date.

Based on the examination results reported, the postulated 1/4T flaw size used in your analysis of the over pressurization of the generator is considered conservative in that it bounds all of the data reported during the ISI.

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a.que coa. n auir...nts The stea= outlet nozzles were originally analized as part of a Class 1 vessel (Per Ref.1). The applicable Code was AS?m,1968 Edition Mith Addenda thru Sammac 1968 (Ref.1).

From Para. N-713.2, the applicable stress limits are P,

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