ML20077E619: Difference between revisions

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I TECliNICAL REPORT NE-840 - Rev. O I
I TECliNICAL REPORT NE-840 - Rev. O I
I NORTil ANNA UNIT 1, CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS REPORT I
I NORTil ANNA UNIT 1, CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS REPORT I
I                                   NUCLEAR ANALYSIS AND FUEL NUCLEAR ENGINEERING SERVICES I                                         VIRGINIA POWER MAY 1991 I
I NUCLEAR ANALYSIS AND FUEL NUCLEAR ENGINEERING SERVICES I
VIRGINIA POWER MAY 1991 I
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REVIEWED BY: _ A. P. Main            Date APPROVED BY:
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I                                                                                            !


1 CLASSIFICATION / DISCI. AIMER I
1 CLASSIFICATION / DISCI. AIMER I
,                                            The data, techniques, information, and conclusions in this report have been prepared solely for use by Virginia Electric and Power Company (the                                                   l Company), and they may not be appropriate for use in situations other than                                                 ;
The data, techniques, information, and conclusions in this report have been prepared solely for use by Virginia Electric and Power Company (the l
those for which they have been specifically prepared.                                             The Company tLorefore makes no claim or warranty whatsoever, express or implied, as to their accuracy, usefulness, or applicability,                                       In pa r t. i cu l a r , Tile COMPANY MAKES NO WARRANTY OF MERCllANTABILITY OR FITNESS FOR A PARTICULAR
Company), and they may not be appropriate for use in situations other than those for which they have been specifically prepared.
!                                            PURPOSE, NOR SilALL ANY WARRANTY BE DEEMED TO ARISE FROM COURSE OF DEALING
The Company tLorefore makes no claim or warranty whatsoever, express or implied, as to their accuracy, usefulness, or applicability, In pa r t. i cu l a r, Tile COMPANY MAKES NO WARRANTY OF MERCllANTABILITY OR FITNESS FOR A PARTICULAR PURPOSE, NOR SilALL ANY WARRANTY BE DEEMED TO ARISE FROM COURSE OF DEALING
'I                                         OR USAGE OF TRADE, with respect to this report or any of the data, I
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techniques, information, or conclusions in 4t.                                       By making this report l                                           available, the Company does not authorize its use by others, and any such use is expressly forbidden except with the prior written approval of the Company, Any such written approval shall itself be deemed to incorporate the disclaimers of liability and disclaimers of warranties orovided herein.                       In no event shall the Company be liable, under any legal theory whatsoever (whether contract, tort, warranty, or strict or absolute liability), for any propert.y damage, mental or physical injury or death, loss of use of property, or other damage resulting from or arising out of the use, authorized or unauthorized, of this report or the data, l                                           techniques, information, or conclusions in it.
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available, the Company does not authorize its use by others, and any such use is expressly forbidden except with the prior written approval of the Company, Any such written approval shall itself be deemed to incorporate the disclaimers of liability and disclaimers of warranties orovided herein.
In no event shall the Company be liable, under any legal theory whatsoever (whether contract, tort, warranty, or strict or absolute liability), for any propert.y damage, mental or physical injury or death, loss of use of property, or other damage resulting from or arising out of the use, authorized or unauthorized, of this report or the data, l
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NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                               Page       1 of 59
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TABl.E OF CONTENTS i
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y                                                                                                                          PAGE s
C l a ss i f i ca t ion /Di r,cla ime r..
C l a ss i f i ca t ion /Di r,cla ime r . .             ..............,... .... ....                                  1 Table of Contents..............                                 .......... ........... .                              2 1.ist of Tables..........                           ....... ..... ..........                            .. ..          3 I.ist of I'Jgures..                     .......        ... ... ....... .. .. ..                              ..        4 I   Preface.       .......... .                    .. .. .. .. ......                        ...      . ... .            5 Section 1             Int rcxtuct ion and Summary. . . . .                           .. ... ......                    7 Section 2             Control Pod Drop Time Measurements.                                             ......          16 SocL %n 3             Control Rod Bank Worth Measurements........                                                     21 Section 4             Boron Endpoint and Worth Measurements......                                                     26 Section 5             Teinperature Coe f f icient Measurement . ,                                           . .      30 Section 6             Power Distribution Measurements.,                                       ..... ...              32 Section 7             References...                   ....        ...... ...... .... . ..                            39 i APPENDIX               Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets..                 .        .... ..            ... ...          40 t
1 Table of Contents..............
NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                       Page   2 ot ;9
2 1.ist of Tables..........
3 I.ist of I'Jgures..
4 I
Preface.
5 Section 1 Int rcxtuct ion and Summary.....
7 Section 2 Control Pod Drop Time Measurements.
16 SocL %n 3 Control Rod Bank Worth Measurements........
21 Section 4 Boron Endpoint and Worth Measurements......
26 Section 5 Teinperature Coe f f icient Measurement.,
30 Section 6 Power Distribution Measurements.,
32 Section 7 References...
39 i
APPENDIX Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets..
40 t
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PAGE
* AI I,C TITLE PAGE i
                          .' . 1 Chronology of Tests......                                           . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                10 j                         2.1   llot Rod Drop Time Summary..                                             . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                18 3.1   Control Rod Bank Worth Summary........................                                                                                 23 4.1   lio ron Endpo int s Summa ry . . . .                                         .    . . . . . . . . . . . . . . . .                      28 1
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5.1   Isothermal Temperature Coef ficient Summary.                                                                 . . . . . .          . . 31 l                         6.1   Incore Flux Map Sumnary....                                                   . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  34
.'. 1 Chronology of Tests......
!                          6.2   Comparison of Measured Power Distribution Parameters With Their Technical Specification Limits.                                                                     . . . . . . .          35 I
10 j
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2.1 llot Rod Drop Time Summary..
I                                                                                                                                                                                                 .
18 3.1 Control Rod Bank Worth Summary........................
23 4.1 lio ron Endpo int s Summa ry....
28 5.1 Isothermal Temperature Coef ficient Summary.
31 l
6.1 Incore Flux Map Sumnary....
34 6.2 Comparison of Measured Power Distribution Parameters With Their Technical Specification Limits.
35 I
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1.lST OF FICURES FICURE                                                                                                               TITI.E                                                                                               PAGE I
I i
1.1 Core 1.oading Map....                                                                                                     . ........................... .. ...                                                      11 1.2 lleginning of Cycle fuel Assembly flurnups.                                                                                                                               ... ... .......                          12 l
1.lST OF FICURES FICURE TITI.E PAGE I
1.3 Available Incore Moveable Detector 1.ocations.....                                                                                                                                                   .. ....        13
1.1 Core 1.oading Map....
!                            1.4 Hurnable Poison and Source Assembly I.ocations.                                                                                                                                                 . .                14 1.5 Control R(xl I.ocalicns..                                                                                                       ... ... . . ..... .                                          . ..        ...      15 l
11 1.2 lleginning of Cycle fuel Assembly flurnups.
2.1 Typical Rod Drop Trace...                                                                                                                   ..... ............. . ....                                              19                             l 1
12 1.3 Available Incore Moveable Detector 1.ocations.....
2.2 Rod Drop Time - llot Full Plow Corulitions.                                                                                                                               ... ........ ..                          20 3,1 llank 11 Integral kod Worth - IlZP.                                                                                                               .    .. .....                        .. ........                24
13 1.4 Hurnable Poison and Source Assembly I.ocations.
;                            3.2 Bank 11 Dif ferential Rod Worth - IlZP. ,                                                                                                                   ...................                                    25 4.1 lioron Worth Coefficient...                                                                                                               ... .        .... . .. ...........                                        29 6.1 As s emb l y v i s ti Power Dist.ribution - 24% Power...                                                                                                                                     .. ....            . 36 i
14 1.5 Control R(xl I.ocalicns..
i 6.2 Assemblywis o Power Dist ribut ion - 70% Power. .                                                                                                                                       ........ ..                37 l
15 l
6.3 Assemblywise Power Dist ribut ion - 997. Power.                                                                                                                                     .. .              ... ..        38 I
2.1 Typical Rod Drop Trace...
19 1
2.2 Rod Drop Time - llot Full Plow Corulitions.
20 3,1 llank 11 Integral kod Worth - IlZP.
24 3.2 Bank 11 Dif ferential Rod Worth - IlZP.,
25 4.1 lioron Worth Coefficient...
29 6.1 As s emb l y v i s ti Power Dist.ribution - 24% Power...
36 i
6.2 Assemblywis o Power Dist ribut ion - 70% Power..
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l 6.3 Assemblywise Power Dist ribut ion - 997. Power.
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NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                                                                                                             Page           4 of 59
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V PREl' ACE This report presents the analysis and evaluation of the physics testr.
V PREl' ACE This report presents the analysis and evaluation of the physics testr.
which were performed to verify that the North Annn 1, Cycle 9 core could I be operated safely, and makes an initial evaluation of the performance of the core. It is not the intent of this report to discuss the particular methods of testing or to present the ietailed data taken.                             Standard testing techniques and methods of data analysis were used. The test data ,
which were performed to verify that the North Annn 1, Cycle 9 core could I
results and evaluations, together eith the detailed startup procedures, are on file at the North Anna Power Station.                       T' are fore , only a cursory discussion of these items is included in this report.                           The cnalyses presented include a brief summar of each test, a comparison of the test results with design predictior.s, and an evaluation of the results.
be operated safely, and makes an initial evaluation of the performance of the core.
The North Anna     1,   Cycle 9 startup physics tests results and evaluation sheets are included as an appendix to provide additional information on the startup test result s.                     Each data sheet provides the following information:       1) test identification,                   2) test conditions (design), 3) test conditions (actual), 4) test resultt                         5) acceptance c r i t.e r i a , and ti) comments concerning the test.               These sheets provide a compact summary of the startup test results in a consistent format. The design test. conditions and design values of the measured parameters were completed prior to the startup physics testing.                         The entries for the     i design values were based on the calculations performed by Virginia Electric and Power Company's Nuclear Analysis and fuel Group!                           During the tests, the data sheets were used as guidelines both to verity that the proper test conditions were met and to facilitate, the preliminary NE-840 NIC9 Startup Phyrics Tests Report                                 Page   5 of 59
It is not the intent of this report to discuss the particular methods of testing or to present the ietailed data taken.
Standard testing techniques and methods of data analysis were used. The test data,
results and evaluations, together eith the detailed startup procedures, are on file at the North Anna Power Station.
T' are fore, only a cursory discussion of these items is included in this report.
The cnalyses presented include a brief summar of each test, a comparison of the test results with design predictior.s, and an evaluation of the results.
The North Anna 1,
Cycle 9 startup physics tests results and evaluation sheets are included as an appendix to provide additional information on the startup test result s.
Each data sheet provides the following information:
: 1) test identification, 2) test conditions (design), 3) test conditions (actual), 4) test resultt
: 5) acceptance c r i t.e r i a, and ti) comments concerning the test.
These sheets provide a compact summary of the startup test results in a consistent format. The design test. conditions and design values of the measured parameters were completed prior to the startup physics testing.
The entries for the i
design values were based on the calculations performed by Virginia Electric and Power Company's Nuclear Analysis and fuel Group!
During the tests, the data sheets were used as guidelines both to verity that the proper test conditions were met and to facilitate, the preliminary NE-840 NIC9 Startup Phyrics Tests Report Page 5 of 59


i compar ison between measured e.nl predicted t est results, thus enabling a quick identification of possible problerns occuring during the tests, u
i compar ison between measured e.nl predicted t est results, thus enabling a quick identification of possible problerns occuring during the tests, u
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I I
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I B
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SECTION 1 L
SECTION 1 L
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==SUMMARY==
==SUMMARY==
I On January 12, 1991 Unit No. I cf the North Anna Power Station shutdown for its eighth refueling.
During this shutdown, 93 of the 157 fuel assemblics in th9 core were replaced with 68 fresh fuel assemblies, E
one once-burned fuel assembly, and 24 twice-burned fuel e semblics.
The ninth cycle core consists of 11 sub-batches of fuel:
five once-burned batches, four f rom Cycle 8 (batches 10A,100,10C, and N2/98) and one f rom Cycle 7 (batch 9B); four twice-burned batches, one from North Anna 1 Cycles 5 and 6 (batch 7A), two from North Anna 1 Cycles 6 and 7 (batches 8A and 88), and one f rom North Anna 2 Cycles 4 and 5 (batch N2/ti); and two fresh batches (batches llA and 11B).
The two fresh batches of fuel assemblies have top and bottom grids of Inconel-718 while the inner six l
grids are made of Zircaloy-4 (all reload batches have eight grids made of Inconel-718).
Cycle 9 incorporates a new burnable poison rod design made of BC in Alumina, which is available in various enrichments of 4
Il C.
Six core ;ocations occupied by neither control rcxl banks nor 4
burnable poison assemblics will have demonstration thimble plugging devices inserted.
Twenty-four peripheral assemblies will have baffle clips mounted on them to help protect against baf fle jetting degradation.
The center assembly, /?2 of batch 9B, is a test assembly which is part of the demonst ration corrosion prcgram, it contains several rods clad in Zirconium-based advanced alloys instead of the standard Zircaloy-4 1
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I          On January 12,  1991 Unit No. I cf the North Anna Power Station shutdown for its eighth refueling.      During this shutdown, 93 of the 157 fuel assemblics in th9 core were replaced with 68 fresh fuel assemblies, E  one once-burned fuel assembly, and 24 twice-burned fuel e semblics.                  The ninth cycle core consists of 11 sub-batches of fuel:          five once-burned batches, four f rom Cycle 8 (batches 10A,100,10C, and N2/98) and one f rom Cycle 7 (batch 9B); four twice-burned batches, one from North Anna 1 Cycles 5 and 6 (batch 7A), two from North Anna 1 Cycles 6 and 7 (batches 8A and 88), and one f rom North Anna 2 Cycles 4 and 5 (batch N2/ti); and two fresh batches (batches llA and 11B).        The two fresh batches of fuel assemblies have top and bottom grids of Inconel-718 while the inner six l  grids are made of Zircaloy-4 (all reload batches have eight grids made of Inconel-718).      Cycle 9 incorporates a new burnable poison rod design made of BC4 in Alumina, which is available in various enrichments of Il 4C . Six core ;ocations occupied by neither control rcxl banks nor burnable poison assemblics will have demonstration thimble plugging devices inserted.      Twenty-four peripheral assemblies will have baffle clips mounted on them to help protect against baf fle jetting degradation.
l cladding as well as 18 replacement 1.9 w/o U-235 fresh fuel rext s.
The center assembly, /?2 of batch 9B, is a test assembly which is part of the demonst ration corrosion prcgram,      it contains several rods clad in Zirconium-based advanced alloys instead of the standard Zircaloy-4 1
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l cladding as well as 18 replacement                         1.9 w/o U-235 fresh fuel rext s .
Reference 1 provides a more detailed description of the Cycle 9 core.
Reference 1 provides a more detailed description of the Cycle 9 core.
The core loading pattern and the design parameters for each sub-batch ao shown in Figure 1.1.                       Fuel assembly burnups are given in Figure 1.2.
The core loading pattern and the design parameters for each sub-batch ao shown in Figure 1.1.
The available incore moveable detector loca' ions used for the BOC flux map analysis are identified in figure 1.3.                         Figure 1.4 id e n t. i f i e s the location and number of burnable poison rods and source assemblies for
Fuel assembly burnups are given in Figure 1.2.
[     Cycle 9, and Figure 1.5 identifies the location and number of cont rol rods y    in the Cycle 9 core.
The available incore moveable detector loca' ions used for the BOC flux map analysis are identified in figure 1.3.
On March 7,                   1991 at 2301, the r.inth cycle core achievnd initial cr i t ica l i t y . Following criticality, startup physics tests were performed as outlined in Table                       1.1. A summary of the results of these tests follows:
Figure 1.4 id e n t. i f i e s the location and number of burnable poison rods and source assemblies for
1
[
: 1.               The measured drop time of each control rod was within the 2.7 second limit of Technical Specification 3.1.3.4.
Cycle 9, and Figure 1.5 identifies the location and number of cont rol rods in the Cycle 9 core.
: 2.                   Individual cont;ol rod bank worths were measured using the rod swap technique ' and the results were within 3.4% of the design preuictions. The sum of the im.li". dual measured cont rol rcxl bank worthe was within 0.2% of the design prediction.             These results a e within the design tolerance of 115% for individual bank worths (110% for the rod swap reference bank worth) and the design tolerance of 110% for the sum of the individual control rod bank worths
y On March 7,
: 3.                     M e r..> u r ed critical boron concentrations for two control bank con f igu ra t ion., were within 32 ppm of the design pred ict ions .
1991 at 2301, the r.inth cycle core achievnd initial cr i t ica l i t y. Following criticality, startup physics tests were performed as outlined in Table 1.1.
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A summary of the results of these tests follows:
1 1.
The measured drop time of each control rod was within the 2.7 second limit of Technical Specification 3.1.3.4.
2.
Individual cont;ol rod bank worths were measured using the rod swap technique ' and the results were within 3.4% of the design preuictions. The sum of the im.li". dual measured cont rol rcxl bank worthe was within 0.2% of the design prediction.
These results a e within the design tolerance of 115% for individual bank worths (110% for the rod swap reference bank worth) and the design tolerance of 110% for the sum of the individual control rod bank worths 3.
M e r..> u r ed critical boron concentrations for two control bank con f igu ra t ion., were within 32 ppm of the design pred ict ions.
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I l
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I           These results were within the design tolerances and also met the t
I These results were within the design tolerances and also met the t
Technical Specification 4.1.1.1.2 criterion that the overall core reactivity balance shall be within 1 1 ', Ak/k of the design prediction.
Technical Specification 4.1.1.1.2 criterion that the overall core reactivity balance shall be within 1 1 ', Ak/k of the design prediction.
4       The boron worth coef ficient measurement was within 1.2% of the design prediction, which is within the design tolerance of 110%.
4 The boron worth coef ficient measurement was within 1.2% of the design prediction, which is within the design tolerance of 110%.
: 5.     The measured isothermal temperature coefficient (lTC) for the all-rods-out configuration was within 0.85 pcm/'F of the design prediction. This result is within the design tolerance of 13 pcm/'F. The measured ITC of -0.90 pcm/'F meets the Technical Specificat!nn 3.1.1.4 criterion that the moderator temperature coefficient (MTC) he less than or equal to 46.0 pcm/'F. When the Doppler temperature coefficient and a 0.5 pcm/'F uncertalaty are               {
5.
The measured isothermal temperature coefficient (lTC) for the all-rods-out configuration was within 0.85 pcm/'F of the design prediction.
This result is within the design tolerance of 13 pcm/'F.
The measured ITC of -0.90 pcm/'F meets the Technical Specificat!nn 3.1.1.4 criterion that the moderator temperature coefficient (MTC) he less than or equal to 46.0 pcm/'F. When the Doppler temperature coefficient and a 0.5 pcm/'F uncertalaty are
{
accounted for in the MTC limit, the MTC requirement is satisfied as long as tne ITC is less than or equal to +3.75 pcm/'F.
accounted for in the MTC limit, the MTC requirement is satisfied as long as tne ITC is less than or equal to +3.75 pcm/'F.
: 6.     Mode 1 (See Reference 4) core power 2 stributions were within established design tolerances.       Generally, the measured core power distribution was within 1.8% of the design predictions.
6.
The heat flux bot channel factors, F-Q(T), and enthalpy rise hot channel factors, F- Dil( M) , were within the limits of Technical Specifications 3.2.2 and 3.2.3, respectively, in summary, all startup physics test tesalts were acceptable Detailed results, specific design tolerances and acceptante criteria for each measurement are presented in the following sections of this report.
Mode 1 (See Reference 4) core power 2 stributions were within established design tolerances.
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Generally, the measured core power distribution was within 1.8% of the design predictions.
The heat flux bot channel factors, F-Q(T), and enthalpy rise hot channel factors, F-Dil( M), were within the limits of Technical Specifications 3.2.2 and 3.2.3, respectively, in summary, all startup physics test tesalts were acceptable Detailed results, specific design tolerances and acceptante criteria for each measurement are presented in the following sections of this report.
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l
l


3 Table 1.1 L
3 Table 1.1 L
NORTil ANNA 1 - CYCI,E 9 STARTUP PilYSICS TESTS
NORTil ANNA 1 - CYCI,E 9 STARTUP PilYSICS TESTS CilRON01,0GY OF TESTS l
'                                              CilRON01,0GY OF TESTS lr                                                                                    Reference Test                                       Date     Timo   Power     Procedure 110t Rod Drop - Itot Full Flow                   03/07/91   0930     IISD     1-PT-17.2 Zero Power Testing Kange                         03/08/91   0005     llZP     1-PT-94.0 React.!vity Computer Checkout.                   03/08/91   0032     IlZP     1-PT-94.0 Boron Endpoint - ARO                             03/08/91   0320     ll7P     1-PT-94.0 lp                                                                  0436     IlZD     1-PT-94.0 Temperature Coefficient - ARO                    03/08/91 Bank B Wortn                                     03/08/91   0534     ilZP     1-PT-94.0 g     Boron Endpoint - B in                             03/08/91   1105     llZP   1-PT-94.0 g     Bank SA Worth - Rod Swar                         03/08/91   1136     it ?.P   1-PT-94.0 Bank SB Worth - Rod Swap                         03/08/91   1301     IlZP   1-PT-94.0 Bank A Worth - Rod Swap                           03/08/91   1349     ilZP   1-PT-94.0 Bank C Worth - Rod Swap                           03/08/91   1419     llZP   l-PT-94.0 lp    Bank D Worth - Rod Swap                           03/08/91   1454     IlZP   1-PT-94.0 Flux Map - 24*. Power                             03/10/91   1123     2 4 *. 1-PT-21.1 g     Flux Map - Peaking Factor                         03/11/91   1125     41?. 1-PT-21.1 g       Verification Flux Map - Peaking Factor                         03/12/91   1431     7 0 *. 1-PT-21.1 Verification Flux Map - Poaking Factor                         03/13/91   0802     8 9 *. 1-PT-21.1
r Reference Test Date Timo Power Procedure 110t Rod Drop - Itot Full Flow 03/07/91 0930 IISD 1-PT-17.2 Zero Power Testing Kange 03/08/91 0005 llZP 1-PT-94.0 React.!vity Computer Checkout.
  =       Ve r i f i ca t. f or.
03/08/91 0032 IlZP 1-PT-94.0 l
Flux Map - Peaking Factor                         03/13/91   2358     94*. 1-PT-21.1 lp      Verification Flux Map - Monitor FQ(Z)/K(Z) /                   03/19/91   1108     9 9 *. 1-PT-21.1 Ilot Full Power Flux Map - Monitor FQ(Z)/K(Z)                   03/25/91   1525     9 9 *, 1-PT-21.1 Flux Map - I/E Calibrat. ion                     04/01/91   1402     9 9 *. 1-PT-21.1 Flux Map - 1/E Calibration                       04/02/91   0627     9 9 *. 1-PT-22.2 lFluxMap-I/ECalibration                           l04/02/91   1727     99*     1-PT-22.2 I
Boron Endpoint - ARO 03/08/91 0320 ll7P 1-PT-94.0 p
Temperature Coefficient - ARO 03/08/91 0436 IlZD 1-PT-94.0 Bank B Wortn 03/08/91 0534 ilZP 1-PT-94.0 g
Boron Endpoint - B in 03/08/91 1105 llZP 1-PT-94.0 g
Bank SA Worth - Rod Swar 03/08/91 1136 it ?.P 1-PT-94.0 Bank SB Worth - Rod Swap 03/08/91 1301 IlZP 1-PT-94.0 Bank A Worth - Rod Swap 03/08/91 1349 ilZP 1-PT-94.0 l
Bank C Worth - Rod Swap 03/08/91 1419 llZP l-PT-94.0 p
Bank D Worth - Rod Swap 03/08/91 1454 IlZP 1-PT-94.0 Flux Map - 24*. Power 03/10/91 1123 2 4 *.
1-PT-21.1 g
Flux Map - Peaking Factor 03/11/91 1125 41?.
1-PT-21.1 g
Verification Flux Map - Peaking Factor 03/12/91 1431 7 0 *.
1-PT-21.1 Verification Flux Map - Poaking Factor 03/13/91 0802 8 9 *.
1-PT-21.1
=
Ve r i f i ca t. f or.
Flux Map - Peaking Factor 03/13/91 2358 94*.
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Verification p
Flux Map - Monitor FQ(Z)/K(Z) /
03/19/91 1108 9 9 *.
1-PT-21.1 Ilot Full Power Flux Map - Monitor FQ(Z)/K(Z) 03/25/91 1525 9 9 *,
1-PT-21.1 Flux Map - I/E Calibrat. ion 04/01/91 1402 9 9 *.
1-PT-21.1 Flux Map - 1/E Calibration 04/02/91 0627 9 9 *.
1-PT-22.2 lFluxMap-I/ECalibration l04/02/91 1727 99*
1-PT-22.2 I
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NE-840 NIC9 Startup Physics Tu.ts Report.
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(a,_     ,I-e; 4         g,                                       E                                                          r.
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IMAGE EVALUATION                                                     , C' 4
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TEST TARGET (MT-3) g+f+                                                                                 %[y;f 1.0       L"               !B   .
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i NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page
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Figure 1.5 NORTil ANN A UNIT 1 - CYCII 9 CONTR01. R00 1,0 CATIONS I
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SP ( Spar t. Rod Locations) 8 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 15 of 59


J lI j                                                           SECTION 2 il I
J lI j
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SECTION 2 il I
l The drop time of each control cod was measuted at hot full-flow
CONTR01,it0D DROP TIME MEASUREMENTS t
:                reactor coolant system (1:CS) conditions in order to verify that the time from initiation of the rod drop to the entry of the rod into the dashpot i
l The drop time of each control cod was measuted at hot full-flow reactor coolant system (1:CS) conditions in order to verify that the time from initiation of the rod drop to the entry of the rod into the dashpot i
jI was less than or equal to the maximum allowed by Technical Specification 3.1.3.4. The concrol rod drop times were measured in Mode 3' with the i                 RCS Tavg above 500'P and all reactor coolant pumps operating.
jI was less than or equal to the maximum allowed by Technical Specification 3.1.3.4.
The rod d rop t imes were measured by withdrawing a rod bank to its               ,
The concrol rod drop times were measured in Mode 3' with the i
fully withdrawn position, and removint; the moveable gripper coil fuse and 1                 stationary gripper coil fuse for the particular rod of the bank to be
RCS Tavg above 500'P and all reactor coolant pumps operating.
!I j               dropped.     This allowed the rod to drop into the core as it would during             ,
The rod d rop t imes were measured by withdrawing a rod bank to its fully withdrawn position, and removint; the moveable gripper coil fuse and 1
i a plant trip. The stationary gripper coil voltage and the Individual Rod Position Indication (IRPI) primary coil voltage signals were recorded to
stationary gripper coil fuse for the particular rod of the bank to be
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dropped.
This allowed the rod to drop into the core as it would during i
a plant trip. The stationary gripper coil voltage and the Individual Rod
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determine t he rod d rop t im e . This procedure was repeated for each control I
Position Indication (IRPI) primary coil voltage signals were recorded to determine t he rod d rop t im e. This procedure was repeated for each control I
rod.
rod.
l                   As shown on the sample rod drop trace in Figure 2.1, the initiation of the rod drop is indicated by the decay of the stationary gripper coil voltage when the stationary gripper coil fuse is removed.                 As the rod drops, a voltage is induced in the IRPI primary coil.                 The magnitude of this voltage is a function of control rod velocity.               As the rod enters the dashpot region of the guide tube, its velocity slows causing a voltage decrease in the IRPI coil.               This voltage reaches a minimum when the rod reaches the bottom of the dashpot.               Subsequent variations in the trace are caused by rod bouncing.
l As shown on the sample rod drop trace in Figure 2.1, the initiation of the rod drop is indicated by the decay of the stationary gripper coil voltage when the stationary gripper coil fuse is removed.
g               xc.e o xice Sta, tup Physic, 1 cst,Repo,t                         Page   le of se
As the rod drops, a voltage is induced in the IRPI primary coil.
The magnitude of this voltage is a function of control rod velocity.
As the rod enters the dashpot region of the guide tube, its velocity slows causing a voltage decrease in the IRPI coil.
This voltage reaches a minimum when the rod reaches the bottom of the dashpot.
Subsequent variations in the trace are caused by rod bouncing.
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5                 The measured drop times for each control rod are recorded on Figure 1
5 The measured drop times for each control rod are recorded on Figure 1
2.2. The slowest, f astest , and average drop times are surnmar f r.ed in Table i
2.2.
j                 2.1. Technical Specification 3.1.3.4         specifies a maximum rod drop time from loss of stationary gripper coil voltage to dashpot ent ry of 2.7 seconds with the RCS at hot, full flow conditions.                       These test results
The slowest, f astest, and average drop times are surnmar f r.ed in Table i
!                satisfied this limit.
j 2.1.
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Technical Specification 3.1.3.4 specifies a maximum rod drop time from loss of stationary gripper coil voltage to dashpot ent ry of 2.7 seconds with the RCS at hot, full flow conditions.
These test results satisfied this limit.
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i                                       Table 2.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TESTS Il0T ROD DR0l' TIME  
i Table 2.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TESTS Il0T ROD DR0l' TIME  


==SUMMARY==
==SUMMARY==
I ROD DROP TIME TO DASill'OT ENTRY I
I ROD DROP TIME TO DASill'OT ENTRY I
SEOWEST ROD                 FASTEST ROD           AVERAGE TIME I   B-06   1.83 sec,       11 - 0 2     1.52 sec,         1.02 sec.
SEOWEST ROD FASTEST ROD AVERAGE TIME I
B-06 1.83 sec, 11 - 0 2 1.52 sec, 1.02 sec.
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l Figure 2.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCI.E 9 STARTUP PIIYSICS TESTS
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TYPICAL. ROD DROP TRACE I
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Upturn in Trace)
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ROD DROP TIME MEASUREMENT I
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Statbnary Grbper Coll Voltage Trace I
Rod Drop T1rne AAAAAAAAAA A VvVVVVVV Y I
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5 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 19 of 59


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NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUI' l'IlYSICS TESTS
l'igu re 2.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUI' l'IlYSICS TESTS ROD DROP TIME - 110T FUI.l. Fl.0W CONDITIONS i
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SECTION 3
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4 Control rod bank worths were measured for the control and shutdown banks using tbc rod swap technique''',                                         The initial step of the rod swap                                         l method diluted the predicted most reactive control rod bank (herea f t er i
4 Control rod bank worths were measured for the control and shutdown banks using tbc rod swap technique''',
jg                        referred to as the reference bank) into the core and measured its i
The initial step of the rod swap method diluted the predicted most reactive control rod bank (herea f t er ijg referred to as the reference bank) into the core and measured its Sg i
Sg                        reactivity worth using conventional test techniques.                                                           The reactivity I
reactivity worth using conventional test techniques.
changes resulting from the reference bank movements were recorded j                       continuously by the reactivity computer and were used to determine the
The reactivity I
;                        differential and integral worth af the reference bank.                                                                   For Cycle 9, i
changes resulting from the reference bank movements were recorded j
i Control Bank B was used as the reference bank.
continuously by the reactivity computer and were used to determine the differential and integral worth af the reference bank.
1                                       After the completion of the reference bank reactivity worth measurement,                         the reactor                 coolant     system   temperature                               and boron i
For Cycle 9,
!                        concentration were stabilized with the reactor just critical and the 4
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reference bank near full insert ion.                                         Initial statepoint data for the rod swap maneuver were obtained by moving the reference bank to its fully lE
Control Bank B was used as the reference bank.
1 After the completion of the reference bank reactivity worth measurement, the reactor coolant system temperature and boron i
concentration were stabilized with the reactor just critical and the 4
reference bank near full insert ion.
Initial statepoint data for the rod lE swap maneuver were obtained by moving the reference bank to its fully
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inserted positton and recording the core rea c t. iv i t y and mcxh rator temperature.                         From this point, a rod swap maneuver was performed by j                       withdrawing the reference bank several steps and then one of the other control rod banks                         (i.e.,         a test bank) was inserted to balance the 2
inserted positton and recording the core rea c t. iv i t y and mcxh rator temperature.
i reactivity of the reference bank withdrawal. This sequence was repeated lI                       until the test bank was fully inserted and the reference bank was positioned such that the core was just critical. This measured critical
From this point, a rod swap maneuver was performed by j
{                       position (MCP) of the reference bank with the test bank fully inserted was used to determine the integral reactivity worth of the test bank.
withdrawing the reference bank several steps and then one of the other control rod banks (i.e.,
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a test bank) was inserted to balance the 2
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i reactivity of the reference bank withdrawal. This sequence was repeated lI until the test bank was fully inserted and the reference bank was positioned such that the core was just critical. This measured critical
{
position (MCP) of the reference bank with the test bank fully inserted was used to determine the integral reactivity worth of the test bank.
1 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 21 of 59 1
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m l                                         The core reactivity, moderator temperature, and the dif ferential worth of the reference bank were recorded with the reference bank at t he MCI' .
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The rod swap maneuver then was repeated in reverse such that the ref erence bank again was near full insertion with the test bank fully withdrawn from the core. This rod swap process was then repeated ter each of the other control and shutdown banks.
The core reactivity, moderator temperature, and the dif ferential worth of the reference bank were recorded with the reference bank at t he MCI'.
A summary of the test results is given in Table 3.1.     As shown in this table and the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the individual measured bank worths for the cont rol and shutdown banks were within the design tolerance ( 110'.         for the reference bank, and 115* or 100 pcm, whichever is greater, for the test banks). The sum of the individual measured rod bank worths was w i t.h i n 0.2', of the design prediction. This is well within the tesign tolerance of 110' for the sum of the individual control rod bank worths.
The rod swap maneuver then was repeated in reverse such that the ref erence bank again was near full insertion with the test bank fully withdrawn from the core.
The integral and dif f erential reactivity worths of the reference bank (Control Bank B) are shown in Figures 3.1 and 3.2,       respectively.
This rod swap process was then repeated ter each of the other control and shutdown banks.
The design predictions and the measured data are plotted together in order   _
A summary of the test results is given in Table 3.1.
to illust rate their agreement. In summary, the measurea rod worth values wer< satisfactory.
As shown in this table and the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the individual measured bank worths for the cont rol and shutdown banks were within the design tolerance ( 110'.
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for the reference bank, and 115* or 100 pcm, whichever is greater, for the test banks).
The sum of the individual measured rod bank worths was w i t.h i n 0.2', of the design prediction. This is well within the tesign tolerance of 110' for the sum of the individual control rod bank worths.
The integral and dif f erential reactivity worths of the reference bank (Control Bank B) are shown in Figures 3.1 and 3.2, respectively.
The design predictions and the measured data are plotted together in order to illust rate their agreement.
In summary, the measurea rod worth values wer< satisfactory.
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m Table 3.I NORTil ANNA UNIT 1 - CYC1.E 9 STARTUI' PilYSICS TESTS CONTROL. ROD BANK WORTil  
m Table 3.I NORTil ANNA UNIT 1 - CYC1.E 9 STARTUI' PilYSICS TESTS CONTROL. ROD BANK WORTil  


==SUMMARY==
==SUMMARY==
 
MEASURED l'KEDICTED PEEL t.N i DIFFERENCE WORTil WORTil
MEASURED       l'KEDICTED                 PEEL t.N i DIFFERENCE WORTil                       WORTil               ('4 )
('4 )
14ANK             (PCM)                           (PCM)     (M-P)/l     X 100 ll-Reference llank       1214.4                           1207.0           0.6 i   SA Sli A
14ANK (PCM)
897.6 1047.5 266.9 6'11.5 1040.6 256.2 0.7 0.7 3.4
(PCM)
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(M-P)/l X 100 ll-Reference llank 1214.4 1207.0 0.6 i
                                                                              -0.9 0.2 I
SA 897.6 6'11.5 0.7 Sli 1047.5 1040.6 0.7 A
266.9 256.2 3.4
* C 807.8 819.8
-1.5 I
D 1004.8 1014.3
-0.9 Total Worth 5239.0 5231.4 0.2 I
* liifference is less than 100 pcm.
* liifference is less than 100 pcm.
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figure 3.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP MlYSICS TESTS BANK B INTEGRAL ROD WORTil - IlZP A1.1. OTilER RODS WITilDRAW I
                                                                                                                  "r                               m~                               .                                  >          . .,
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Figure 3.2 NORTil ANNA l> NIT 1 - CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TESTS
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"    I                                                                                SECTION 4 r
SECTION 4 r
BORON ENDPOINT AND WORTil MEASUREMENTS                                           l I
BORON ENDPOINT AND WORTil MEASUREMENTS I
l l
Boron Endpoint With the reactor critical at hot zero power, reactor coolant system (KCS) boron concentrations were treasured at selected rod bank configurations to enable a direct comparison of measured boron endpoints with design predictions.
Boron Endpoint With the reactor critical at hot zero power, reactor coolant system (KCS)               boron   concentrations   were   treasured at   selected                   rod         bank
For each c r it ica l boron concentration measurement, the KCS conditions were stabilized with the control banks at or very near a selected endpoint position. Adjustments to the measured I
,                                      configurations to enable a direct comparison of measured boron endpoints with design predictions.                     For each c r it ica l   boron concentration measurement, the KCS conditions were stabilized with the control banks at or very near a selected endpoint position. Adjustments to the measured i
critical boron concentration values wcro made to account for off-nominal i
I                                critical boron concentration values wcro made to account for off-nominal
control rod posit ion and moderator temperature, if necessary, The results of these measurements are given in Table 4.1.
,                                      control rod posit ion and moderator temperature, if necessary, The results of these measurements are given in Table 4.1.                             As shown in this table and in the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the measured critical boron endpoint values
As shown in this table and in the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the measured critical boron endpoint values were within their respective design tolerances.
,                                      were within their respective design tolerances.                             The ARO endpoint comparison to the predicted value met the requirements of Technical l                                     Specification 4.1.1.1.2 regarding core reactivity balance.                                 In summary, the boron er.opoint results were satis f actory.
The ARO endpoint comparison to the predicted value met the requirements of Technical l
i I                                Boron Worth Coefficient I
Specification 4.1.1.1.2 regarding core reactivity balance.
E                                               The measured boron endpoint values provide stable statepoint data f rom which the boron worth coef ficient or dif ferential boron worth (DBW) was determined. By relating each endpaint concentration to the integrated rod worth present in the core at the time of the endpoint rneasurement, g                                   xE. m xice               ta,t, rhys ic,1est, x,o,t                       rame             s - ,e
In summary, l
the boron er.opoint results were satis f actory.
I i
Boron Worth Coefficient I
E The measured boron endpoint values provide stable statepoint data f rom which the boron worth coef ficient or dif ferential boron worth (DBW) was determined. By relating each endpaint concentration to the integrated rod worth present in the core at the time of the endpoint rneasurement, g
xE. m xice ta,t, rhys ic,1est, x,o,t rame s -,e


i 4
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,                  the value of the DFW over the range of boson endpoint concentrations was obtained, I
the value of the DFW over the range of boson endpoint concentrations was
l                       A plot of the boron concent rat ion versus inserted cont a al rcx! wor t h is shown in Figure 4.1.           As indicosed in this figure and in the Appendix, the measured DBW was 6.82 pcm/ ppm.                                 This is within 1.2*. of t he predicted l                 value of -6,90 pcm/ ppm and is well within the design tolerance of 110;.
: obtained, I
In summ:iry, the measured baron worth coefficient was satisfactory.                                                                                       ;
l A plot of the boron concent rat ion versus inserted cont a al rcx! wor t h is shown in Figure 4.1.
As indicosed in this figure and in the Appendix, the measured DBW was 6.82 pcm/ ppm.
This is within 1.2*. of t he predicted l
value of -6,90 pcm/ ppm and is well within the design tolerance of 110;.
In summ:iry, the measured baron worth coefficient was satisfactory.
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t II 4
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4!I i
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ll NE-8a Nic9 surtup Physics Te ts Report                                                                     Page       27 of 59
ll NE-8a Nic9 surtup Physics Te ts Report Page 27 of 59
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4 1
4 1
j                                                                                   Tabic 4.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCII 9 (TARTUP PilYSICS TESTS                                       !
j Tabic 4.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCII 9 (TARTUP PilYSICS TESTS Il0RON ENDPOIN.,  
!                                                                          Il0RON ENDPOIN.,  


==SUMMARY==
==SUMMARY==
 
i iiI i
i i
Measured Predicted Difforence Control Rod Endpoint Endpoint M-P I
iI
Configuration (ppm)
,!                                                                        i Measured                         Predicted         Difforence
(ppm)
!                                      Control Rod                             Endpoint                         Endpoint             M-P I
(ppm) l '.
Configuration                             (ppm)                               (ppm)           (ppm) l '.
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i ARO                                           2123                                   2091           +32 f
ARO 2123 2091
B liank in                                   1945                                   1948*         -3 ig i
+32 B liank in 1945 1948*
!
-3 ig i
* The predicted endpoint for the B Bank In configuration was                                                     i f                                             aljusted for the differenco between the measured and predicted                                             .
* The predicted endpoint for the B Bank In configuration was i
l                                            values of the endpoint taken at the ARO con figurat ion <is shown
f aljusted for the differenco between the measured and predicted l
;                                              in               tbc baron endpoint Startup Physics Tests Results and l                                             Evaluation Sheets in the Appendix.
values of the endpoint taken at the ARO con figurat ion <is shown in tbc baron endpoint Startup Physics Tests Results and l
Evaluation Sheets in the Appendix.
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t lI jg sE-sco sic 9 startuP Physics T<sts report Paae 28 of 59 N
lI jg sE-sco sic 9 startuP Physics T<sts report                                                       Paae   28 of 59 N


F l
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[                                                                                l'is,ure 4.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUP l'IlYSICS TESTS Il0RON WORTil COEFFICIENT I
l'is,ure 4.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUP l'IlYSICS TESTS Il0RON WORTil COEFFICIENT I
I I
I I
3 1,e00  --                                    Measured DBW = -6 82,pcm/ ppm i
Measured DBW = -6 82,pcm/ ppm 1,e00 3
l
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                                                    \!                                                                                                         i j'QQQ......4....j.........f..........,...........j                                         '
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n I                                                                                                             SECTION 5 I
n I SECTION 5 I
TEMPERATURE COEFFILIENT MEASUREMENT i
TEMPERATURE COEFFILIENT MEASUREMENT i
The isothetmal temperature coefficient (lTC) at the all-rods-out condition is measured by controlling the reactor coolant system (RCS)
The isothetmal temperature coefficient (lTC) at the all-rods-out condition is measured by controlling the reactor coolant system (RCS) temperature with the steam dump valves to the condenser, establishing a constant heatup or cooldown rate, and monitoring the resulting reactivity j
!                                      temperature with the steam dump valves to the condenser, establishing a constant heatup or cooldown rate, and monitoring the resulting reactivity j                                     changes on the reactivity computer.                                                       This t e s t. sequence included a i
changes on the reactivity computer.
cooldown followed by a heatup.
This t e s t.
;                                          Reactivity was measured during the RCS cooldown of approximately S.5'r and the RCS heatup of approximately 3.3'F.                                                                                             Reactivity and                                 ,
sequence included a cooldown followed by a heatup.
temperature data were taken from the reactivity computer and strip chart recorders.           Using the statepoint me t hcxi , the temperature coefficient was I
i Reactivity was measured during the RCS cooldown of approximately S.5'r and the RCS heatup of approximately 3.3'F.
determined by dividing the change in reactivity by the change in RCS temperature.                       An         X-Y               plotter,         which               plotted             reactivity                             versus temperature, confirmed the statepoint method in calculating the measured l                                     ITC.
Reactivity and temperature data were taken from the reactivity computer and strip chart recorders.
Using the statepoint me t hcxi, the temperature coefficient was I
determined by dividing the change in reactivity by the change in RCS temperature.
An X-Y
: plotter, which plotted reactivity versus temperature, confirmed the statepoint method in calculating the measured l
ITC.
i The predicted and measured isothermal temperature coefficient values I
i The predicted and measured isothermal temperature coefficient values I
a re compared in Table 5.1.                                           As can be seen f rom this summary and f rom the S ta rt u;) physics Tests Results and Evaluation Sheet given in the Appendix, the measured isothermal temperature coefficient value was within the design tolerance of 13 pcm/'F. The mcxlerator temperature coef ficient was determined to be +0.85 pcm/'F which met the requirements of Technical Specification 3.1.1.4.                                   In summary, the measured result was satisfactory.
a re compared in Table 5.1.
NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                                       Page                           30 of 59
As can be seen f rom this summary and f rom the S ta rt u;) physics Tests Results and Evaluation Sheet given in the Appendix, the measured isothermal temperature coefficient value was within the design tolerance of 13 pcm/'F. The mcxlerator temperature coef ficient was determined to be +0.85 pcm/'F which met the requirements of Technical Specification 3.1.1.4.
In summary, the measured result was satisfactory.
NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 30 of 59


l I                                                                                                                                     l i                                                       Table 5.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUl' l'ilYSICS TESTS ISOTilERMAL TEMPERATURE COEFFICIENT  
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i Table 5.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUl' l'ilYSICS TESTS ISOTilERMAL TEMPERATURE COEFFICIENT  


==SUMMARY==
==SUMMARY==
 
I ISOTHERMAL TEMPERATURE COEITICIENT l
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BANK TEMi'ER ATURE BORON (PCM/'F)
ISOTHERMAL TEMPERATURE COEITICIENT                             l BANK     TEMi'ER ATURE             BORON                                 (PCM/'F)
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l SECTION 6 I
A list of the full core flux maps taken during the startup test i                 program and the measured values of the important power distribution parameters is given in Table 6.1.                           A comparison of these measured values I             with their Technical Specification limits is given in Table 6.2.                                   Flux
POWER DISTRIBUTION MEASUREMENTS The core power distributions were measuied using the moveable incore detector flux mapping system.
;                Map I was taken at 24*. power to verify the radial power distribution (RpD) predictions at low power.                       Figure 6.1 shows the measured RPDs from this flux map.       Flux maps 2, 3, 4, and 5 were taken at 41*.,                   70',, 891, and 94'.
This system consists of five fission chamber detectors which trsverse fuel assembly instrumentation thimbles in up to 50 core locations.
Figure 1.3 shows the available locations monitored by the moveable detectors for Cycle 9.
For each traverse, the Ii detector voltage output is cont inuour. ly iron i t o r ed on a strip chart recorder, and scanned for 61 discrete axial points by the PRODAC P-250 process computer.
Full core, three-dimensional power distributions are determined from this data using the Westinghouse computer program, INCORE'.
INCORE couples the measured voltages with predetermined analytic power-to-flux ratios in order to determine the power distribution for the whole core.
A list of the full core flux maps taken during the startup test i
program and the measured values of the important power distribution parameters is given in Table 6.1.
A comparison of these measured values I
with their Technical Specification limits is given in Table 6.2.
Flux Map I was taken at 24*. power to verify the radial power distribution (RpD) predictions at low power.
Figure 6.1 shows the measured RPDs from this flux map.
Flux maps 2, 3, 4, and 5 were taken at 41*.,
70',,
891, and 94'.
power levels respectively with different control rod configurations.
power levels respectively with different control rod configurations.
I             These flux maps were taken to check at power design predictions versus
I These flux maps were taken to check at power design predictions versus ennvired core power distributions at various operating conditions.
,                ennvired core power distributions at various operating conditions.                                 The l
The l
,                  radial power distribution for the 70*, power level flux map (flux map 3) is given in Figuru 6.2.                       Flux maps 6 and 7 were taken at a power level l               x-       x1ce               ta,t , eh, m s T_ t , R ,o , t                   e.       m - Se
radial power distribution for the 70*, power level flux map (flux map 3) is given in Figuru 6.2.
Flux maps 6 and 7 were taken at a power level l
x-x1ce ta,t, eh, m s T_ t, R,o, t e.
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1
1
    ,p l       of 99'. to monitor FQ(Z)/K(Z) every seven ef fect ive f ull power days (Erl'D) in accordance with Technical Specification 4.2.2.2e.       The radial power distribution for flux map 6 is given in Figure 6.3.         The radial power 5   distributions for the maps given in Figures 6.1, 6.2 and 6. 3 show that the measured relvtive assembly power values were generally within 1. 7 'l.
,p l
of the predicted values ( 1. 8*. including flux maps 2, 4,     5, 7, and 8) .
of 99'. to monitor FQ(Z)/K(Z) every seven ef fect ive f ull power days (Erl'D) in accordance with Technical Specification 4.2.2.2e.
Further, the measured F-Q(T) end F-Dit(M) peaking factor values for the at power flux maps were within the l i m i t s, of Technical Specifications 3.2.2 a rid 3.2.3, respectively. Flux maps   8, 9, and 10 were used to perform an Incore/Excore detector calibration.
The radial power distribution for flux map 6 is given in Figure 6.3.
In conclusion, the power distribution measurement results were considered to be acceptable with respect to the design tolerances, the accident analysis acceptanco criteria, and the Technical Specification limit s . It is therefore anticipated that the core will continue to operate safely throughout Cycle 9.
The radial power 5
distributions for the maps given in Figures 6.1, 6.2 and 6. 3 show that the measured relvtive assembly power values were generally within
: 1. 7 'l.
of the predicted values ( 1. 8*.
including flux maps 2, 4, 5,
7, and 8).
Further, the measured F-Q(T) end F-Dit(M) peaking factor values for the at power flux maps were within the l i m i t s, of Technical Specifications 3.2.2 a rid 3.2.3, respectively.
Flux maps 8,
9, and 10 were used to perform an Incore/Excore detector calibration.
In conclusion, the power distribution measurement results were considered to be acceptable with respect to the design tolerances, the accident analysis acceptanco criteria, and the Technical Specification limit s.
It is therefore anticipated that the core will continue to operate safely throughout Cycle 9.
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NORTil ANNA UNIT 1 - CYCf.E 9 STARTUP l>llYSICS TESTS INCORE Fl.UX HAP  


==SUMMARY==
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I NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                                                                   l'a ge         34 of 59
I NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report l'a ge 34 of 59


B I                                     Table 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS COMPARISION OF MEASURED POWER DISTRil1UT10N PARAMETERS WITil TilEIR TECilNICAL SPECIFICATION LIMITS I
B I
I           PEAE F-Q(T) llaT CilANNEl. FACTOR
Table 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS COMPARISION OF MEASURED POWER DISTRil1UT10N PARAMETERS WITil TilEIR TECilNICAL SPECIFICATION LIMITS I
* F-Q(T) Il0T CllANNEL FACTOR **
I PEAE F-Q(T) llaT F-Q(T) Il0T F-Dil(MJ ll0T CilANNEl. FACTOR
(AT NODE OF MINIML.M MARCIN)
* CllANNEL FACTOR **
F-Dil(MJ ll0T CllANNEL FACTOR I MAP NO. MEAS   LIMIT   NODE   MEAS   LIMIT               NODE MAKGIN (1)
CllANNEL FACTOR (AT NODE OF MINIML.M MARCIN)
MEAS                                                   1.lMIT           MARGIN
I MAP NO.
MEAS LIMIT NODE MEAS LIMIT NODE MAKGIN MEAS 1.lMIT MARGIN (1)
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( *, )
1   2.239   4.380     38   2.239   4.380                 3h   48.9                     1.498                                                       1.828         18.1 2   2.195   4.380     31   2,195   4.380                 31   49.9                     1.486                                                       1.754         15.3 3   2.013   3.112     29   2.013   3.103                 28     35.1                   1.437                                                       1.624         11.5       '
1 2.239 4.380 38 2.239 4.380 3h 48.9 1.498 1.828 18.1 2
4    1.926   2.470     36     1.926 2.470                 36     22.0                   1.420                                                       1.541         7.9 5   1.946   2.339     37     1.946 2.339                 37         16.8               1.418                                                         1.518       6 . t, 6   1.922   2.211     37     1.922   2.211               37         13.0               1.413                                                         1.494       5.4   r 7 8
2.195 4.380 31 2,195 4.380 31 49.9 1.486 1.754 15.3 3
1.915 1.911 2.203 2.207 36 37 1.915 1.911 2.203 2.207 36 37 13.1 13.4 1.417 1.421 1.493 1.494 5.1 4.9
2.013 3.112 29 2.013 3.103 28 35.1 1.437 1.624 11.5 4
1.926 2.470 36 1.926 2.470 36 22.0 1.420 1.541 7.9 5
1.946 2.339 37 1.946 2.339 37 16.8 1.418 1.518 6. t, 6
1.922 2.211 37 1.922 2.211 37 13.0 1.413 1.494 5.4 r
7 1.915 2.203 36 1.915 2.203 36 13.1 1.417 1.493 5.1 I
8 1.911 2.207 37 1.911 2.207 37 13.4 1.421 1.494 4.9
* The Yechnical Specification's limit for the heat flux bot channel factor, F-Q(T), is a function of core height and power level.
* The Yechnical Specification's limit for the heat flux bot channel factor, F-Q(T), is a function of core height and power level.
I        The value for F-Q(T) listed above i r, the maximum value of F-Q(T) in the core.     The Technical Specification's limit listou above is evaluated at the plane of maximum F-Q(T).
The value for F-Q(T) listed above i r, the maximum value of F-Q(T)
I     ** The value for F-Q(T) listed above is the value at the plane of minimum margin. The minimum margin values listed above are the minimum percent difference between the measured values of F-Q(T) and the Technical Specification's limit for each map.
I in the core.
The Technical Specification's limit listou above is evaluated at the plane of maximum F-Q(T).
I
** The value for F-Q(T) listed above is the value at the plane of minimum margin.
The minimum margin values listed above are the minimum percent difference between the measured values of F-Q(T) and the Technical Specification's limit for each map.
The measured F-Q(T) hot channel factors include 8.15% total uncertainty.
The measured F-Q(T) hot channel factors include 8.15% total uncertainty.
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I NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                     Page                                                             35 of 59
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NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TESTS 2                                                           ASSEMilLYWISE POWER DISTRillVTION l                                                                                             24% POWER R               P             h             d             i           R             J             H             C             F           E           D           C             B             &
NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TESTS 2
                          .        PW10lt il D                                                   0.f4         0.51         4.t5 .                                               Ivl Dit tl D           ,
ASSEMilLYWISE POWER DISTRillVTION l
N A$dWt b           .                                        9.26         0.55 . 0.t6                                                 . m 4%upt D                   .              1
24% POWER R
                          ..PC I Dif f l FI NCE .                                                   6.%           6.5 . 4.0                                                 .PCI Clf il b1 MCI .
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                                                                    . 0.51         0.%8         1.11           0.67         1.10         0.59         0.10                                                           7
R J
                                                                          %.9         0.4           5.1           2.7           f.%           3.1         0.2
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                                                      ......0.91 . l.1%............1.         t f . l.14 . 1.1?               1.1%           1.78       1.16       0.54 -
F E
0.3%           1.19         1.ta         1.1%         1,55         1.1% . 1.78               1.1%       0.11                                               5 1.4 .         1.7         0.6 .         9.1           0.1           0.1           0.1         0.7       -0.8 0.15         0.82           1.15       l.it         1.5%       ...l.it          1.31           1.??       1.55       0.82         0.1%
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0.3*        0.84            1. 56      1.24          1.1%          3.24          1.51          1.Pl        I.52        0.81          0.A%                                4 1                                           3.4 0.%9          1.14 2.6 1.57 7.8 1.18 t0 4.79 1.2
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                                                                                                .....1.14 1.1 1.34
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                                                                                                                                              *l.1
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.PCI Clf il b1 MCI.
1.3           1.5           1.7             1.7       1.6           1.7           l.6           0.5             1.7     -1.3         -1,6         -1.0         -l.0 0.$h           I.?6         1.?!           1.29       1.06         1.29           1.15         1.29           1.06     .....1.79      1.21      .....1.26      0.5A 0.59          1.t*         1.13           1.10       1.08         1.11           1.14         1.29           1.0%       1.2%         1.10         1.75         0.%7 .                 6 2.3           f.3           1.8             1.7       1.6           1.9           1.4           0.4         -1.0           5.1         3.t       -1.4             1.4
0.t9 U.58 1.07 0,F9 1,07 0.48 0.50
          ...... .. , ......                                           ....., ...                             ...... ...... ......                                 ...... ...... ...                     4      ....
. 0.51 0.%8 1.11 0.67 1.10 0.59 0.10 7
0.2%            1.co          4.s4      .....1.3?        1.14        1.79          1.17..... 1.10              1.12          1.29      .....1.14      1.12        1.11          1.06          0.2%
%.9 0.4 5.1 2.7 f.%
0.th            1.07          1.1%          1.53          1.14        1.29          1.14          1.12        1.12            1.28        1.11       1.76        1.40          1.04          0.24      7 3.2              1.2          1.3          0.6            0.2        0.4           1.5          0.9        *0.1             0.6       - 1. 0        4.6       - 1.1              .%          1.6 0.51            0.76          . 31          1.??          1.54    . 1.11      .....L.10      ...l.t6        1.30          1.15        1.54        1.72        1.51          0.F8          0.11 0.10            0.19            1.52          1.l?          1.34        1.11         1.3%           1.t1          1.2A          1.11        1.30        1.16          1.??          0.78          0.31    8
3.1 0.2
            -1.1               0.9            1.0           DJ              0.4        0.8 .         1.6          0.8          1.6          -1.7          3.2       -4.6 . -S.1                 -0.7            0.0 0.2%            l.00            1.11      .....1.52          1.14        1.?9          1.15          1.51          1.11          1.79      .....1.14    1.12          1.15        .....1.06        4.2%
......0.91. l.1%............1. t f. l.14. 1.1?
0.7%            l.06            1.1 % . l.it .                   14      1.78          1.10          1.28          1.10          1.7b        1.12        1.30        1.17          1.06          0.2%   9 0.%          -0.5            0.3          01                  %    -0.%          -F.4          -1.4          -1.4          -2.6          1.4          1.1       -1.% . -0.2                    1.5 0.58          ...1.te        1.21          1.29      .....1.06      1.29         1.11          1,29           1.06        1.74        1.21         1,76          0.%8 0.4A            1.71          1.73          1.5?       1.07          1.76          1.10          1.?%          l.04        1.21        1.ft        1.26          0.59                  to 0.4            0.5          1.5            2.1         0.5         -2.5          -F.1          -3.0           -?.5          1.4        0.%        -0.2            f.I 0.10          1,14          1.57          1.18        1.29        .....1.1%      1.34          1.14          1.29        1.18      .1.17..... .....1.14        0.50 0.30          1.11          1.3%          3.21        1,79          1.17          1.51          1.12          1.??        1.18        1.12        1.14          0.79                  11 2.4           7.4          2.5            f.7      -0.4            *.i        -7.1         -F.%           -1.5 . -0.6                0.0        -0.S          -0.6 0.33          0.Bt          1.15        1.??        1.31           1.71          1.11           1.??        1.1%        0.82        0.51 0.1%          0. 8's        3.16        1.73        1.11          1.70          1.10          1.20 . 1.51            0.67        6.51                                17 4.3          3.5            2.6        0.4        -1.8          -1.8          -2,3            1.6       -1.4       -0.3        -0.4 0.54          1.16        1.tA          1.1%          1.53          1.1%           1.77        1.16        0.34 0.5%          1.20        1.79 . 1.12                1.31          1,11          1.2%        4.14        0.33                                            15 4.2            4.2          1.5        -1.5            1.5        -1.1            7.7      -l.S        -0.4 0.50        0.%8          1.08          0.80          1.07          0.4A        0.30 0.11        0.61          1.09          0.81          1.0%          0.5F        0.79                                                          14 4.2        4.4          1.6          1.4        -1.6          -2.1          ?.?
1.1%
51&NDARD                                                      0.2%          0.51          0.?4                                                  A vl 6 AG6            .
1.78 1.16 0.54 -
dew!Affin                                                    0.76          0.17         0.2%                                        ..PC I Dif f f Wi mCt .                    1%
0.3%
al.50%                                                         4.4           4.5           44                                                 a     I7
1.19 1.ta 1.1%
1,55 1.1%. 1.78 1.1%
0.11 5
1.4.
1.7 0.6.
9.1 0.1 0.1 0.1 0.7
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...l.it 0.15 0.82 1.15 l.it 1.5%
1.31 1.??
1.55 0.82 0.1%
1
.....1.14 1.34
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: 1. 56 1.24 1.1%
3.24 1.51 1.Pl I.52 0.81 0.A%
4 3.4 2.6 7.8 t0 1.2 1.1
-0.7
*l.1 1.1.
1.2 1.0 0.%9 1.14 1.57 1.18 4.79 1.16 1.18 1.)?
0.%0 0.%0 1.16 1,55 1.14 1.51 1.16 1.%6 1.1%
1.28 1.17 1.30 1,43 0.29 1.3 1.5 1.7 1.7 1.6 1.7 l.6 0.5 1.7
-1.3
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-1.0
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.....1.26 0.5A 0.$h I.?6 1.?!
1.29 1.06 1.29 1.15 1.29 1.06 1.21 0.59 1.t*
1.13 1.10 1.08 1.11 1.14 1.29 1.0%
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1.10 1.75 0.%7.
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-1.0 5.1 3.t
-1.4 1.4
.....1.3?
1.17.....
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1.co 4.s4 1.14 1.79 1.10 1.12 1.29 1.12 1.11 1.06 0.2%
0.th 1.07 1.1%
1.53 1.14 1.29 1.14 1.12 1.12 1.28 1.11 1.76 1.40 1.04 0.24 7
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*0.1 0.6
- 1. 0 4.6
- 1.1 1.6
.....L.10...l.t6 0.51 0.76
. 31 1.??
1.54 1.11 1.30 1.15 1.54 1.72 1.51 0.F8 0.11 0.10 0.19 1.52 1.l?
1.34 1.11 1.3%
1.t1 1.2A 1.11 1.30 1.16 1.??
0.78 0.31 8
-1.1 0.9 1.0 DJ 0.4 0.8.
1.6 0.8 1.6
-1.7 3.2
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. -S.1
-0.7 0.0
.....1.52
.....1.14 1.12 1.15
.....1.06 4.2%
0.2%
l.00 1.11 1.14 1.?9 1.15 1.51 1.11 1.79 0.7%
l.06 1.1 %. l.it.
14 1.78 1.10 1.28 1.10 1.7b 1.12 1.30 1.17 1.06 0.2%
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-0.5 0.3 0 1
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-F.4
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-2.6 1.4 1.1
-1.%. -0.2 1.5
...1.te
.....1.06 0.58 1.21 1.29 1.29 1.11 1,29 1.06 1.74 1.21 1,76 0.%8 0.4A 1.71 1.73 1.5?
1.07 1.76 1.10 1.?%
l.04 1.21 1.ft 1.26 0.59 to 0.4 0.5 1.5 2.1 0.5
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-0.2 f.I
.....1.1%
1.34 1.14
.1.17..........1.14 0.50 0.10 1,14 1.57 1.18 1.29 1.29 1.18 0.30 1.11 1.3%
3.21 1,79 1.17 1.51 1.12 1.??
1.18 1.12 1.14 0.79 11 2.4 7.4 2.5 f.7
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-0.6 0.0
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: 0. 8's 3.16 1.73 1.11 1.70 1.10 1.20. 1.51 0.67 6.51 17 4.3 3.5 2.6 0.4
-1.8
-1.8
-2,3 1.6
-1.4
-0.3
-0.4 0.54 1.16 1.tA 1.1%
1.53 1.1%
1.77 1.16 0.34 0.5%
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-1.5 1.5
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-l.S
-0.4 0.50 0.%8 1.08 0.80 1.07 0.4A 0.30 0.11 0.61 1.09 0.81 1.0%
0.5F 0.79 14 4.2 4.4 1.6 1.4
-1.6
-2.1
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A vl 6 AG6 51&NDARD 0.2%
0.51 0.?4
..PC I Dif f f Wi mCt.
1%
dew!Affin 0.76 0.17 0.2%
al.50%
4.4 4.5 44 a
I7


==SUMMARY==
==SUMMARY==
MAP HO:
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F(2)
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* 14 MWD /MTU A.O. = -14.08'4 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 3G of 59


MAP HO:                N1-9-01                                  DATE: 03/10/91                                                POWER:            047.
l 1
CONTROL ROD POSITIONS:                                          F-Q(T) = 2.239                                                CORE TILT:
Pigure 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 ST ARTUP PilYSICS TESTS ASSEM14LYWISE POWEh DISTRittVTION 70'. POWE R W
D BANK AT 133 SifPS                                            F-DHlM) i 1.498                                              NW l.014                  l NE        0.991 i
P 84 M
F(2)                = 1.417                                    LW l.007                  l Lt        0.987 BURNUP
1 ll J
* 14 MWD /MTU                    A.O. = -14.08'4 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                                                                          Page                3G of 59
H C
 
l 1
l 1                                                                                 Pigure 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 ST ARTUP PilYSICS TESTS ASSEM14LYWISE POWEh DISTRittVTION 70'. POWE R W            P              84          M          1            ll          J            H          C          l            1            D            C            8          4 6tt DIC ll D                                            4.77 . 0.3%              0.77                                                let DIC 1l D          ,
D C
                    .        MfAMalD            .                                  9.f4        9.56        0.28                                                MI A%Wi p             ,          1
8 4
                    .PC I Dit f I Pl W.I .                                               3.S         3.t       7.e                                       ..PCI Dief1Ftsett.
0.77 let DIC 1l D 6tt DIC ll D 4.77. 0.3%
I                                                        ...... ...... ...... ...... ...... ...... .....
I MfAMalD 9.f4 9.56 0.28
4.10          0.59        1.11        9.A9        1.11        0.49        0.30 0.31    . 4.%9       1.11        0.90        1.li        0.%9        0.%4                                                        f 2.8                      16          1.7        1.F                      1.0 I
..PCI Dief1Ftsett.
0.4                                             t.4 4.54        1.11        1.71        4.84        l.%%        '.it        4.71        1.11        .....0.54 0.54        1.14    . 1.76        1.1%         1.1%        1.4%        l.?*        l.l?          9.54                                          3 7.8         t.8         f.7          0.4          0,4        0.6        0.7          4.9          8.6 I
MI A%Wi p 1
6.1%       0.80        1.??        8.19        1.50        1.FL        1.%0       1.49        1.7A          0.80        9.3%
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0.14      0.87        8.51        8.T?         l . .% ? . I il        3.11        1.8%        l.17           9.A0        $.3%                             4
3.S 3.t 7.e 4.10 0.59 1.11 9.A9 1.11 0.49 0.30 0.31 4.%9 1.11 0.90 1.li 0.%9 0.%4 f
                                          ?.I        t.1       t.6          2.9         1.6          1.%        0.7          0.1       -0.1             0.6          4.5 0.40          1.10        1.77    .....1.46      1.79        1.1'        4.57        l.l*      1.41          1.16          1.?P          1.10        0.10 0.40          1.lf        1.29      1.18        8 .1?        1.17        8.%%        l.16      1.79          l.1%         l.7%         l.07        0.?9                %
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1.4            1,4        1.7        8.6         2.5          2.?          7.1        1.1      -0.0             1.0       -F.4          -3.1           1.7
'.it
  ,5                . .... ...... ...... .......... . ...... .. ... ......
.....0.54 4.54 1.11 1.71 4.84 l.%%
0.%9          1.21        1.18      l ?9        1.16        l.11          1.11      1.31    .....1.16 1.?9          1.19 1.7%        0.49 9.60          1.7%       1.70      1.10        1.18        1. 5%        1.1%      1.57        8.8%         1.77          1.tk        1.?O        0.57                6 1.9            4.9        1.6        1.7          7.0        1.4         2.0        0.9 .      0.1       -1.7          -l,8           2.s          2.6 0.77          1.10          1.11        1.30      1.14         1.51        1.14        1.50      1.14        1.11      .....1.14        1.%0        6.1%        l.10        0.??
4.71 1.11 0.54 1.14 1.76 1.1%
8.26          1.10          1.14        1.30        1.14        1.5?          1.16        1.%?      1.14        1.31        1.14          1.76        1.11        1.07        0.??    7 f.%          0.5            4.6        9.1        0.4         9.6          1.6          1.5        0.6        0.4          0.7         -2.6          2.6          1.0        2.%
1.1%
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N1-9-06 DATP t 03/19/91 PowtR: 9 9 '/.
CONTROL ROD POSITIONS:
F-Qli) a 1.902 COR[ TILT:
D BANK AT 008 $f EPS F-DHIM) = 1.413 NW 1.012 l NE 0.947 I
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* 1.045 SW 1,000 l SE 0.990 BURNUP a 305 NWD/MTU A.D.
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NE-840 NIC9 Startup i'hysics Tests Report l' age 36 of 59


  .I lll                                                                                              Figure 6.3 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 7 STARTUP P!!YSICS TESTS ASSEMBI.YWISE l'0WER DISTRIBUTION 99% POWER I              p            P lvt DIC110 h            M            l                e            J          H 8.10        0.58 C
1 I
0.30
Sl:CTION 7 L
                                                                                                                                              $        1          0              C Svl DIC il D B        A I                        .      Me Aitwn D
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                                                                                                                                                                                    -2.6 1.t!
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                                                                                                                                                                                    -7.7
                                                                                                                                                                                                  -1.1 9.60
                                                                                                                                                                                                  *t.4 6
0.50          1.11          1.14        1.78        1.14  .          l.30          1.11        n.ta          1.15      3.50      1.14        l F6      . 1.14 . 1.11              0.30 0.50          1.17          1.45        1.ta        1.14              1.51 . l.11              l.10          1.16      1.11      l.11        1.TA      . 4.40          1.09      0.79    7 l.4        -0.4 .        -0 4        -0.7          0.1                  1.3        5.%          1.1          f.3        1.9      0.9      -1.8              3.4            1.4      f.9  .
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                  -2.%            0.6            0.7          0.3          l.7                2.8        5.8 .        1.0          0.8        0.6      1.0        3.8          -3.4            1.1      -1.5 i      ...... ...... ..... ... . ..... ...... ...... ...... ...... ......
0.50          1.13          1.44          1.T8        1.14              '.50          1.13      1.?A          l.li      1.10  .....l.14 1.78        .....1.14 1.11      0. 10
              . 0.79            1.10          1.11          1.77        1.1%              1.51          1.17      1.71      . l.8%      4.10    1.44        1.76            1.11 . l.l?              0.50    9 2.4        -2.4            ?.4        - 0. 4 . 1.%                      0.7        0.8          0.8          0.0      -0.0        0.7        1.8          -l.0          -0.7        0.4 B.71          1.17                                        1.10                      1.10                            1.17            1.Z1          0.60 8
0.60                                      1.f&              l.19                      l.lt                    n.lt      n.to 0.%9          1.18          1.18    . 1.11              n.tl          3 ?v        l.nl          I.ta      1.la      1.78        1.16            1.21          0.64              10
                                -2.9          -2.4            0.9        2.6                  1.4      -1.0          1.0        -1.3      -0.7      -0.4          0.6            1.4            1.8 0.31          1.09          1.24 . 1.1% ......            1.28 ..... 1.14..... ...1.50.1.14 . l.78......            1.1%    .....l.74        1.09          0.11 0.31          1.10          1.7%        1.18 . 1.ta                    1.12        1,79    . 1.17      1.ta      1.1%        1.2%            I.10          0.1?              11 0.4            0,8        1.1                                                                                                                      L.1 I                          0.1 .                            .            .          -0.0        al.?
: 0. 54        0.81        1.2%              1.17        1.TA
                                                                                                                      -l.2 1.19
                                                                                                                                    -l.?
1.26
                                                                                                                                              -0.4 1.17
                                                                                                                                                        -0.1 1.7%
0.7 0.81 0.6
                                                                                                                                                                                  .....0. %4                                    l 0.5%          0.82 . 1.28                    1.14        1.16        1.17          1.2%      1.36      1.74      0.8'.          0.54                            11 I
2.4          2.3        1.1                  0.3        1.9        1.9        -?.7      -1.4      -1.1        0.0          -0.t 1.31 1.14      ..... ......
1.?? ......
                                                          .0.3%.... 1.10              ...l ??        .....l.14                                        1.40      0.3%.....
0.3%        1.11                1.t!        4.l?        1.30          1.11      1.16      1.08      0.34                                            11 1.1        0.9              -0.1          7.t      -2.4          -3.0      -3.1      -2.0        0.2 I
0.51              0.61..... 3.84        0.9%          1.11      0.60      0.11 0.12              0.62        1.14        0.9%      . l.10      0.49      0.10                                                        44 0.9                  2.1        0.1      -0.8            5.0        3.0      1.5 .
SIANDAkD              .                                          G.?0        0.18          0.79                                    .          A W k Al.1          .
DIVlail0M                                                        0.11        0.59          0.F8                                  . Pt i D if f t M ktt. .                  1%
                                          =l.06r                                                            s.4        0.4        -?.s                                              =    1.%
SUMMARV MAP HO:            N1-9-06                                DATP t 03/19/91                                                  PowtR: 9 9 '/.
CONTROL ROD POSITIONS:                                    F-Qli)                    a 1.902                                COR[ TILT:
D BANK AT 008 $f EPS                                    F-DHIM) = 1.413                                                  NW 1.012 l NE                      0.947
:                                                                                                                                                      I FlZ)
* 1.045                                SW 1,000            l SE          0.990 BURNUP a                        305 NWD/MTU                      A.D. * - 3 . 8 0.
NE-840 NIC9 Startup i'hysics Tests Report                                                                                                                l' age                  36 of 59
 
1 I                                        Sl:CTION 7 L
K EIT.k ENCI;S
K EIT.k ENCI;S
: 1. T. S. Psulk, " North 'nna Unit 1, Cycle 9 Design Report",
: 1. T. S. Psulk, " North 'nna Unit 1, Cycle 9 Design Report",
Technical Report NL 824, Fevision 0, Virginia l'ower , Februa r y , 1991.
Technical Report NL 824, Fevision 0, Virginia l'ower, Februa r y, 1991.
: 2. T. K. Ross, W. C. lieck . " Cont rol kost React ivity Worth Det er minat ion I!y 1he Kcxl Swap Technique." Yl.P rKD-36A, Deceml.er , 1980.
: 2. T. K. Ross, W. C. lieck. " Cont rol kost React ivity Worth Det er minat ion I!y 1he Kcxl Swap Technique." Yl.P rKD-36A, Deceml.er, 1980.
: 3. W. I.eggett and 1,. Eisenhart, "1ho INC0Kl; Code ," WCAP 7149, December, 1967.
: 3. W. I.eggett and 1,. Eisenhart, "1ho INC0Kl; Code," WCAP 7149, December, 1967.
lp  4. North Anna l' nit 1 Technical Specifications, Sections 1.18, 3.1.3.4, 3.2.2, 3.2.3, 3.1.1.4, 4.1.1.1.2, arn! 4.2.2.2.
l
: 5. Letter from W. 1,. Stewart (Virginia Power) to the U.S.N.K.C.                       ,
: 4. North Anna l' nit 1 Technical Specifications, Sections 1.18, p
        "Surry Power Station Units 1 arul 2, Not th Anna Power Stat ion Unit s 1 arn! 2 : bit f icat ion of Startup l'hysics Test Program - Inspectos rollowup item 280, 281/88-29-01", Serial No. 89-541, December         8,   1989.
3.1.3.4, 3.2.2, 3.2.3, 3.1.1.4, 4.1.1.1.2, arn! 4.2.2.2.
: 5. Letter from W.
1,.
Stewart (Virginia Power) to the U.S.N.K.C.
"Surry Power Station Units 1 arul 2, Not th Anna Power Stat ion Unit s 1 arn! 2 :
bit f icat ion of Startup l'hysics Test Program - Inspectos rollowup item 280, 281/88-29-01", Serial No. 89-541, December 8,
1989.
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NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                       Page   39 of 59
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I                           Al'I'END I X I               STARTUP l'IlYSICS TESTS HESUITS AND EVAL,UA110N SilEl:TS I
I Al'I'END I X I
STARTUP l'IlYSICS TESTS HESUITS AND EVAL,UA110N SilEl:TS I
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e                              $0Risi ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 L                       STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET i
$0Risi ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 e
I   l Test Cescription: Reactivity Comput'r Checkout Reftrence     Prec No /Section: 1*PT 94.0                                                                   Sequence Step No: 3 11  {BankPositions(Steps)                                                               lRCSTemperature('P): 547 Test Cc % 4ons                                                                                          Power Level (*. F.P. ): O SDA: :28 SDB: 228 CA: 228                                                           Other (specify):
L STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET i
(Design)       CB: :8                                         CC: 228 CD:
I l Test Cescription: Reactivity Comput'r Checkout Reftrence Prec No /Section: 1*PT 94.0 Sequence Step No: 3
* Below Nuclear Heating
{BankPositions(Steps) lRCSTemperature('P): 547 11 Test Power Level
                !!!      Bank Positions (Steps)                                                               RCS Temperature ('P): 549.0"G Test Power Level (% F.P.): O a
(*. F.P. ): O Cc % 4ons SDA: :28 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
Conditions     SDA: 228 SDB: 225                                           .A: 228 (Actual)       CB: 228 Other (Spectiy):
(Design)
CC:
CB: :8 CC: 228 CD:
g D: 95-                       Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:                                                     l 3l? l4l                                       LO'. 6 3. '                   ,
* Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)
Measured Parameter                                             pe = Kea;               leactivity free p computer IV           (Description)                                               pg = Predt.ted Reactivity i                                                                                       p,=         .ss.o                   . so.o Measured Value                                               pg =        - % ,6                   +d.9 Test Results                                                                  jiD{=               1.0 %               o.% '7o Dealgn Value
RCS Temperature ('P): 549.0"G Test Power Level (% F.P.): O a
( Actual Conditions )                                         *D = ((pe pg)/pg) x 100% I 4.0.
Conditions SDA: 228 SDB: 225
Design Value (Design Conditions)                                           *D = ((pe pg)/pg) x M s 4.M Reference                                               WCAP 7905, Rev. 1. Table 3.6 V           FSAR/ Tech Spec Acceptance                                                                  Not Applicable Criteria Reference                                               Not Applicable Dessgn Tolerance is met                                                         V VI YES ~ NO Acceptance Criteria is met                                             :      7__.YES ___NO Comments At The Just critical Position Allcwable Range = 1                                               -$g         3      +MS Prepared By:     MOu-M Gdk+                                                       Revtewed By: Meb-                     P. 3n-NE-640 N1C9 Startup t hysics Tests Report                                                                       Pan" 41 o f Y'
.A: 228 Other (Spectiy):
_____                  -                                -                                    -- ~
(Actual)
CB: 228 CC: g D: 95-Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
l 3l? l4l LO'. 6 3. '
Measured Parameter p = Kea; leactivity free p computer IV (Description) epg = Predt.ted Reactivity i
p,=
.ss.o
. so.o Measured Value pg
- %,6
+d.9
=
Test jiD{=
1.0 %
o.% '7o Results Dealgn Value
( Actual Conditions )
*D = ((pe pg)/pg) x 100% I 4.0.
Design Value (Design Conditions)
*D = ((p pg)/pg) x M s 4.M e
Reference WCAP 7905, Rev. 1. Table 3.6 V
FSAR/ Tech Spec Not Applicable Acceptance Criteria Reference Not Applicable Dessgn Tolerance is met V YES ~ NO VI Acceptance Criteria is met 7__.YES ___NO Comments
* At The Just critical Position Allcwable Range = 1
-$g
+MS 3
Prepared By:
MOu-M Gdk+
Revtewed By: Meb-P. 3n-NE-640 N1C9 Startup t hysics Tests Report Pan" 41 o f Y'
-- ~


3 r                                NORTil ANHA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 L                         STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET 1       -                                 (PRELIMINARY ANALYSIS)
3 NORTil ANHA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 r
L STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (PRELIMINARY ANALYSIS) 1 I
! Test Cescription: Critical Boron Concentration - ARO Reference !
Proc No /Section: 1 PT-94.0 Sequence Step Not t{
}Banr.Postssons(Steps) 11 RCS Temperature ('r): $47 Test Powe r Leve l ( *. F. P. ) : 0 Conditional CDA: ::8 EDB: 208 CA: 228 Other (specify):
(Design) !
CB: 208 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)
RCS Temperature ('T): 'i'f 14 Test Power Level (% T.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
(Actual)
CB: 208 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating l
Date/ Time Test Performed:
7/6/'il S S O ta Meas Parameter g
IV (Descriptton)
(C ) AR0; Critical Boron Conc - ARO g
M Measured Value (C ) Agg = 21 8 g
Test Results Design Value (Actual Cond)
CB" I ^---
t' 9 'M Design Value (Design Cond)
Cg a2091 1 50 ppe Reference Technical Report NE-824 "Sv.
O Acceptance l-FSAR/ Tech Spec aC3xCB 5 1000 pcm V
D Criteria Reference Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set
:,,d_YES,,_,_NO Acceptance Criteria is met
: _r YES NO VI l
Coseents aCB = o.90 pcm/ ppa for preliminary analysis D
M C3 = f(C ) ARD - C l; C 3
B 3 is design value at actual conditions.
Prepared By: Mdt-L) fm --
-M Reyteved g : i o
*+
y J
NE-84n NIC9 Startup Physics Tests koport Pa r,e 42 of 59
 
g i
t.',4 tchM STATION UNIT 1 CYCLE 9
$, t ' @ ''
Y GS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (FINAL ANALYSIS)
I
I
                        ! Test Cescription: Critical Boron Concentration - ARO Reference !        Proc No /Section: 1 PT-94.0                                      Sequence Step Not t{
: n. v.
11    }Banr.Postssons(Steps)                                        RCS Temperature ('r): $47 Test Conditional                                                                Powe r Leve l ( *. F . P . ) : 0 (Design) !      CDA: ::8 EDB: 208 CA: 228                                Other (specify):
,. ~ ~
CB: 208    CC: 228 CD: 228                            Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)                                    RCS Temperature ('T): 'i'f 14 Test Conditions                                                                  Power Level (% T.P.): O SDA: 228 SDB: 228 CA: 228                                Other (Specify):
(Actual)          CB: 208    CC: 228 CD: 228                            Below Nuclear Heating l    Date/ Time Test Performed:
7/6/'il      S S O ta Meas Parameter                g IV          (Descriptton)          (Cg ) AR0; Critical Boron Conc - ARO M
Measured Value        (Cg ) Agg = 21 8                              #
Test Results        Design Value (Actual Cond)        CB"          I ^---                                    '
t' 9 'M Design Value (Design Cond)        Cg  a2091 1 50 ppe Reference        Technical Report NE-824 "Sv.                             O V                                          D Acceptance l- FSAR/ Tech Spec          aC3xCB 5 1000 pcm Criteria            Reference        Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set              : ,,d_YES ,,_,_NO Acceptance Criteria is met : _r YES                                  NO VI    l Coseents      aC B = o.90 pcm/ ppa for preliminary analysis D            M C
3 = f(C3) ARD - CB l; C 3 is design value at actual conditions.
Prepared By: Mdt- L) fm --                  -M      Reyteved gy : i                            o          *+
J
* NE-84n NIC9 Startup Physics Tests koport                                          Pa r,e      42 of 59
 
g                                                          -
i                                    @        t.',4 tchM STATION UNIT 1 CYCLE 9
                            $, t ' @ ''
Y GS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I          n. v.
t
t
                    , . ~ ~              --
''est
(FINAL ANALYSIS)
                            ''est


== Description:==
== Description:==
Critical Boron Concentration                   ARO Refeter.cw     ;    Proc No /Section: 1*PT 94.0 Sequence Step No: yg II Bank Positions (Steps)                         RCS Temperature t 'T): 547 Test ConditionsI                                                        Power Level (*, T.P.): O SDA: ::S SDB: 228 CA: 228                     Other (specify):
Critical Boron Concentration ARO Refeter.cw Proc No /Section: 1*PT 94.0 Sequence Step No: yg II Bank Positions (Steps)
(Design) l           CB: 2:8         CC: 208 CD: 208           Below Nuclear Heating 111           Bank Positions (Steps)
RCS Temperature t 'T): 547 Test Power Level (*, T.P.): O ConditionsI SDA: ::S SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
Test                                                          HCS Temperature ('T): N0 i       Conditions                                                        Power Level (*. T.P.): 0 SDA: 228 SDB: 28 CA: 228                     Other (Specify):
(Design) l CB: 2:8 CC: 208 CD: 208 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)
(Actual)             CB: 228         CC: 228 CD: 2:8           Below Nuclear Heating l     Date/ Time Test Performed:
HCS Temperature ('T): N0 i
                        ;            il%H8         c.> 3 2o Mess Parameter IV             (Description)                       3 (Cg ) AR0; Critical Boron Conc       ARO I                         Measured Value                     N Test                                        (Cg ) ARO = 24 D Results             Design Value i                          (Actual Cond)               CB" M I # C EM Design Value (Design Cond)             Cg =2091 2 50 ppe Reference             Technical Report NE*824 Rev. 0 l
Test Power Level
V                                                   D TSAR / Tech Spec           aC3xCB s 1000 pce I     Acceptance Criteria               Reference             Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set                     : 'YES     NO Acceptance Criteria is met : /YES                       NO VI I     Consents         aC C
(*. T.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 28 CA: 228 Other (Specify):
D B = - 6.D %pn M
(Actual)
3 = l(C g) ARD           C g l; C D   is design value at actual conditions, g
CB: 228 CC: 228 CD: 2:8 Below Nuclear Heating l
Prepared By:          0, IDL(. a lv                                     ~OYAn " S/ U, Reviewed By:
Date/ Time Test Performed:
t g sE- 8:.o   sic 9 startup enysics Tests Report                                 Pas:e 43 of 59 i
il%H8 c.> 3 2o Mess Parameter 3
IV (Description)
(C ) AR0; Critical Boron Conc ARO g
I N
Measured Value (C ) ARO = 24 D g
Test i
Results Design Value (Actual Cond)
CB" M I # C EM Design Value (Design Cond)
Cg =2091 2 50 ppe Reference Technical Report NE*824 Rev. 0 l
D V
TSAR / Tech Spec aC3xCB s 1000 pce I
Acceptance Criteria Reference Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set
'YES NO Acceptance Criteria is met
/YES NO VI I
Consents aCB = - 6.D %pn D
M C3 = l(C ) ARD C l; C g
g D is design value at actual conditions, g
0, IDL(. lv
~ YAn " S/ U, a
Prepared By:
Reviewed By:
O t
g i
sE-8:.o sic 9 startup enysics Tests Report Pas:e 43 of 59


E NORTH AhNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I             '
E NORTH AhNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I
Reference      i Test Descriptton: !sothermal Temperature Coefftetent Proc No /Section: 1 PT 94.0 ARO Sequence Step No: g I             II Test Conditions i Bane. Positions (Steps) l RCS Temperature ('T): 547 Power Level (% F.P.): O SDA: 228 SDB: 228 CA: 228                         Other (specify):
Test Descriptton: !sothermal Temperature Coefftetent ARO Reference Proc No /Section: 1 PT 94.0 Sequence Step No: g i
(Design)         CB: 228                 CC: 228 CD: 228       Below Nuclear Heating
I II i Bane. Positions (Steps) l RCS Temperature ('T):
              !!!          Bank Positions (Steps)                             RCS Temperature ('T): T'%' e l '
547 Test Power Level (% F.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
Test Conditions                                                            Power Level (t F.P.): O SDA: 228 SDB: 228 CA: 228                         Other (Specify):
(Design)
(Actual) l       CB: 228 CC: 228 CD: .24 ' Below Nuclear Heating I                       Date/ Time Test Performed:
CB: 228 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)
                              ?ldh                       ASG i
RCS Temperature ('T): T'%' e l '
i Mens Parameter                       150 i          IV             (Description)                   (a T IARO !sothermal Teep Coeff       ARO Test                                               150 I    Results Heasured Value (a T IARO = . o,9 0 pcs/'T (Cg =.2119 ppe)   #
Test Power Level (t F.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
Design Value ISO (Actual Cond)                     (a T )ARO " ~ O 0 5 Pen /'r (C g m.21l9 ppm) f
(Actual) l CB: 228 CC: 228 CD:.24 '
                                                        .        150 (a T )ARO = -0.31 1 3.0 pcm/'T l                        Design Value (Design Cond)
Below Nuclear Heating I
Date/ Time Test Performed:
?ldh ASG i
i i
Mens Parameter 150 IV (Description)
(a T IARO !sothermal Teep Coeff ARO I
150 Test Heasured Value (a T IARO =. o,9 0 pcs/'T (Cg =.2119 ppe)
Results Design Value ISO (Actual Cond)
(a T )ARO " ~ O 0 5 Pen /'r (C f
g m.21l9 ppm) 150 l
(a T )ARO = -0.31 1 3.0 pcm/'T Design Value (Design Cond)
(CB = 2091 ppe)
(CB = 2091 ppe)
Reference                     lTechnicalReportNE-824Rev.O V
Reference lTechnicalReportNE-824Rev.O V
I   Acceptance FSAR/ Tech Spec ISO aT S 3.75*pca/'r         Dop aT = 1.75 pcm/'T I     Criterta Reference                         TS 3.1.1.4   Technical Report NE 824 Rev. O I           VI Design Tolerance is set Acceptance Criteria is set
I ISO FSAR/ Tech Spec aT S 3.75*pca/'r Dop aT = 1.75 pcm/'T Acceptance Criterta I
: .f YES   _,,NO A YES _ _NO Comments i
Reference TS 3.1.1.4 Technical Report NE 824 Rev. O I
Design Tolerance is set
:.f YES
_,,NO VI Acceptance Criteria is set A YES _ _NO Comments i
* Uncertainty on oTMOD = 0.5 pcm/'T (
* Uncertainty on oTMOD = 0.5 pcm/'T (


==Reference:==
==Reference:==
meenrandum f rom C. T. Snow to E. J. Lozito dated June 27, 1980).
meenrandum f rom C. T. Snow to E. J. Lozito dated June 27, 1980).
P, epa,ed e,.       s,s %                                     Rev,e- e,. umus .
P, epa,ed e,. s,s %
s NE-M40 NIC9 Startup Physics Tests Keport                                       Pane 44 of 59
Rev,e-e,. umus.
s NE-M40 NIC9 Startup Physics Tests Keport Pane 44 of 59


l I                             NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I       Test
l I
NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I
I Test


== Description:==
== Description:==
Cnti I        Referance                                  Bank B Worth Meas.. Rod Swap kef. Bank l   Proc No /Sectiont 1 PT-94.0 Sequence Step No: 6 I               11 Test Conditions
Cnti Bank B Worth Meas.. Rod Swap kef. Bank Referance l
[BankPositions(Steps)                       RCS Temperature ('T): 547 l OtherPcwor                                        Level (% T.P.):
Proc No /Sectiont 1 PT-94.0 Sequence Step No: 6 I
O (Design)     SDA: 228 SDBt 228 CA: 228                                                           (specify):
[BankPositions(Steps) 11 l Pcwor Level (% T.P.)
CBidoving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating III Bank Positions (Steps)                 RCS Temperature ('T): 6Y#'
RCS Temperature ('T): 547 Test Conditions SDA: 228 SDBt 228 CA: 228 Other (specify):
Test Conditions                                            Power Level (% T.P.): 0 l          (Actual)      SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 CB:Hoving CC: 228 CDs 228 Other (Specify):
O (Design)
Below Nuclear Heating I                         Date/Tima Test Performed:
CBidoving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating III Bank Positions (Steps)
3lt191       0539 I                       Measured Parameter (Description)
RCS Temperature ('T): 6Y#'
I REr g ; Integral Worth of Cnt! Bank B.
Test l
IV                                           All Other Rods Out Test           Measured Value Results                                !      =
Power Level (% T.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
(Actual)
CB:Hoving CC: 228 CDs 228 Below Nuclear Heating I
Date/Tima Test Performed:
3lt191 0539 I
REr Measured Parameter I
(Description) g ; Integral Worth of Cnt! Bank B.
IV All Other Rods Out Test Measured Value
=
f c"14 4
f c"14 4
* 4 P#
* 4 P#
Design Value (Actual Conditions)     I      .    /2 0*77. lal F "
Results Design Value (Actual Conditions)
Design Value (Design Conditions)      !ggp B = 1207 : 121 pen Reference        Technical Report NE-824 Rev. O If Design Tolerance is exceeded. SNSOC V          FSAR/ Tech Spec      shall evaluate impact of test result i      Acceptance                            on safety analysis. SNSOC may specify Criteria                          --
that additional testing be performed.
Reference        VEP FRD-36A Design Tolerance is met            :
VI      i Accyptance Criteria is met            NES____NO Consents                                        :  2YES                                            _NO t
I
I
          ,,e,.,ed ,,,       L ed ""                      Rev,e.e.                           8,,               && h
/2 0*77. lal F "
!g   xx. m.e Nice ,m,t, ex.1             t. x.-t                                         -                        4, - "
Design Value (Design Conditions)
!ggp B = 1207 : 121 pen Reference Technical Report NE-824 Rev. O If Design Tolerance is exceeded. SNSOC FSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result i
V Acceptance on safety analysis. SNSOC may specify Criteria that additional testing be performed.
Reference VEP FRD-36A Design Tolerance is met NES____NO VI Accyptance Criteria is met 2YES
_NO i
Consents t
,,e,.,ed
,,, L ed
&& h I
Rev,e.e. 8,,
!g xx. m.e Nice,m,t, ex.1
: t. x.-t 4,


I NORTil ANNA POWER STATION L' NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SilEET (PINAL ANALYSIS) 1 Test Descriptten: Critical Boron Concentration               B Bank in Reference l       Proc No /Sectten: 1 PT 94.0 Sequence Step No: 7 11         Psnk Positions (Steps)
I NORTil ANNA POWER STATION L' NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SilEET (PINAL ANALYSIS) 1 Test Descriptten: Critical Boron Concentration B Bank in Reference l Proc No /Sectten: 1 PT 94.0 Sequence Step No: 7 11 Psnk Positions (Steps) l T.:S Temperature ('P): 547 Test Power Level (i P.P. ): 0 Conditionsi SDA: 228 SDB: 28 CA: 2:3 Other (specify):
Test                                                l T.:S Temperature ('P): 547 Power Level (i P.P. ): 0 I        Conditionsi                                           ,
I (Design) I CB:
(Design) I      SDA: 228 SDB: 28 CA: 2:3                 Other (specify):
O CC: ::S CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Posttions (Steps)
CB:   O     CC: ::S CD: 228           Below Nuclear Heating 111         Bank Posttions (Steps)
RCS Temperature ('P):S/A'/
Test                                                  RCS Temperature ('P):S/A'/
i Test Power Level (% P.P.): O Conditions l SDA: 2:8 SDB: 208 CA: 228 Other (Spectfy):
i         Conditions l                                              Power Level (% P.P.): O SDA: 2:8 SDB: 208 CA: 228               Other (Spectfy):
(Actual) {
(Actual) {       CB:     O     CC: 228 CD: 228       j Below Nuclear Heatang l     Date/ Time Test Performed:
CB:
Slfl91           //O s' Meas Parameter IV          (Description)          (C )3g g; Critical Boron Conc B Bank In Measured Value         (C )B " 19NFem Test                                   B Results         Design Value i                        (Actual Cond)         Cg=       /p/8 fagem f 2 7 ffm Design Value                 .
O CC: 228 CD: 228 j Below Nuclear Heatang l
i                        (Design Cond)         C Prev g = 1916 + ACg         1 (10 + 100.7/ locy l)ppe Reference       lTechnicalReportNE-824Rev.0                   '
Date/ Time Test Performed:
V          PSAR/ Tech Spec Acceptance Not Applicable I         Criteria           Reference       lNotApplicable Design Tolerance is set             : ,__ ES       NO Acceptance Criteria is set           :  ,_,, ES     NO VI I       Comments acB * ~ b Y>
Slfl91
Prev AC B M
//O s' Meas Parameter (C )3g g; Critical Boron Conc B Bank In IV (Description)
H 2091 I                                  = (C 3)ARO
Measured Value (C )B " 19N B
                                                  \
Fem Test i
                                                                                                  .s Prepared By:                                                           I 0    rf      N
Results Design Value (Actual Cond)
                            -j                               Reviewed Dy:           '
Cg=
Wb/
/p/8 fagem f 2 7 ffm i
I I r. . . N1Ce 8t-t         i-<~ ~<                                     ~ - ""
Prev Design Value (Design Cond)
Cg = 1916 + ACg 1 (10 + 100.7/ loc l)ppe y
Reference lTechnicalReportNE-824Rev.0 V
PSAR/ Tech Spec Not Applicable I
Acceptance Criteria Reference lNotApplicable Design Tolerance is set
:,__ ES NO Acceptance Criteria is set
,_,, ES NO VI I
Comments acB * ~ b Y>
H Prev M
AC
= (C )ARO 2091 B
3 I
\\
.s 0
rf N
Prepared By:
-j Reviewed Dy:
I Wb/
I I
: r... N1Ce 8t-t i-<~ ~<
~ - ""


E l
E l
NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (FINAL ANALYSIS) i 1
NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (FINAL ANALYSIS) i 1
Reference    Test
Test


== Description:==
== Description:==
HZP Boren Worth Coef ficent Measurement Proc No /Section: 1 PT*94.0 Sequence Step No: 7 .,
HZP Boren Worth Coef ficent Measurement Reference Proc No /Section:
11 Bank Positions (Steps)           lRCSTemperature('T): 547 Test  ,
1 PT*94.0 Sequence Step No: 7.,
I        Conditions (Design)
11 Bank Positions (Steps) lRCSTemperature('T):
                                                            ', Power Level (% T.P.): 0 SDA: 228 SDB: 228 CA: 28 j Other (specify):
Test 547
', Power Level (% T.P.): 0 I
Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 28 j Other (specify):
(Design)
CB: Moving CC: 228 CD: 28
CB: Moving CC: 228 CD: 28
: Below Nuclear Heating Ill Bank Positions (Steps)               RCS Temperature ('T): 549.0 i            Test Conditions SDAt 008 SDB: 228 CA: 2:8           Power Level (t T.P. ): O (Actual)                                           Other (Specif y):
: Below Nuclear Heating Ill i
Bank Positions (Steps)
RCS Temperature ('T): 549.0 Test Power Level (t T.P. ): O Conditions SDAt 008 SDB: 228 CA: 2:8 Other (Specif y):
(Actual)
CB: Moving CC: 0:8 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
CB: Moving CC: 0:8 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
                          $$/9{           o) .LO         !
$$/9{
Measured Parameter IV           (Description)         aC3 , Baron Worth Coaf ficient t                       Measured Value         aC3 = - 6, 9 2 Results i                          Design Value (Actual Conditions)       aCB = 6.90 1 0.69 pes / ppa Design Value (Design Conditions) aC3 = 6.90 1 0.69 pcm/ppe Reference       Technical Report NE*824 Rev. O FSAR/ Tech Spec       Not Applicable I            V Acceptance criterna           Reference         Not Applicable Design Tolerance is met                 ES _,.NO VI       Acceptance Criteria is set I        Consents                                        ',.
o).LO Measured Parameter IV (Description) aC, Baron Worth Coaf ficient 3
__d(ES                     N0 I
t Measured Value aC3 = - 6, 9 2 i
Prepared By:         h4           %
Results Design Value (Actual Conditions) aCB = 6.90 1 0.69 pes / ppa Design Value (Design Conditions) aC3 = 6.90 1 0.69 pcm/ppe Reference Technical Report NE*824 Rev. O I
Reviewed By:                     'l ~7 I
FSAR/ Tech Spec Not Applicable V
N};.840 NIC9 Sta rt up l'hys ics Tests Report                                 Edf" "'
Acceptance criterna Reference Not Applicable Design Tolerance is met I
                                                                                        -  ", se
ES _,.NO VI Acceptance Criteria is set
__d(ES N0 Consents I
Prepared By:
h4 Reviewed By:
'l ~7 I
N};.840 NIC9 Sta rt up l'hys ics Tests Report Edf"
"' ", se


NORTil ANNA POWER STATICN UNIT 1 CYCLE 9 STARTVP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SHEET Reference      Test Cescription: Cnt) Bank D Worth Measurement Rod Swap l   Proc No /Section: 1 PT*94.0 Sequence Step Not q 11       Bang Pesitions (Steps)                 I Test                                                  RCS Temperature ('T): 547 Power Level           (* T.P.): O Conditional     SDA: 228 SDB: 228 CA: 228               Otner (specify):
NORTil ANNA POWER STATICN UNIT 1 CYCLE 9 STARTVP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SHEET Test Cescription: Cnt) Bank D Worth Measurement Rod Swap Reference l
i      I        (Design) l CB: Moving CC: 228 CD Moving. Below Nuclear Heating l Bank Positions (Steps)                     RCS Temperature ('F): M 'b Test Conditionsi                                              Power Level ('. F.P.): O SDA: 228 SDB: 228 CA: 228               Other (Specify):
Proc No /Section: 1 PT*94.0 Sequence Step Not q 11 Bang Pesitions (Steps)
(Actual) {     CB: Moving CC: 228 CD: Moving           Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
I RCS Temperature ('T): 547 Test Power Level (* T.P.): O Conditional SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Otner (specify):
31$1m             /464 i
(Design) l CB: Moving CC: 228 CD Moving.
1 ras Parameter     RS (Description)     ID; Int Worth of Cnt! Bank D-Rod Swap lY                         -
Below Nuclear Heating I
                                                                                                . Ref Bank Test                            RS Measured Value      ID  = b/.S ( Adj . Meas       Position . Crit
i l Bank Positions (Steps)
                                                                                            = /(,o steps)
RCS Temperature ('F): M 'b Test Power Level ('. F.P.): O Conditionsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
Results Design Value (Actual Cond)
(Actual) {
RS            ( Ad). Meas. Crit. Ref Bank ID   = /0/4.h f lMonition = it,0 steps)
CB: Moving CC: 228 CD: Moving Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
Design Value         RS (Design Cond)
31$1m
ID = 1015 t 152 pce (Critical Ref Bank Position = 165 steps)
/464 1 ras Parameter i
Reference       Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-FRD-36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC I           V Acceptance FSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result on saf ety analysis. SNSOC any specify that additional testing be performed.
RS (Description)
Reference       VEP-FRD-36A I Design Tolerance is met           :  [YES_,,NO VI        Acceptance Criteria is set
ID; Int Worth of Cnt! Bank D-Rod Swap lY
.g %{ b         Comments
= b/.S ( Adj. Meas. Crit.
,,,#,,,,,, Y E S_,,,,,,N O
RS Ref Bank Test Measured Value I
    ,2 Prepared By: __           N8                 Reviewed By:                   b I
Position = /(,o steps)
D Results Design Value RS
( Ad). Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)
ID
= /0/4.h f lMonition = it,0 steps)
RS Design Value ID = 1015 t 152 pce (Critical Ref Bank (Design Cond)
Position = 165 steps)
Reference Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-FRD-36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC I
shall evaluate impact of test result on V
FSAR/ Tech Spec Acceptance saf ety analysis. SNSOC any specify that additional testing be performed.
Reference VEP-FRD-36A I Design Tolerance is met VI
[YES_,,NO
.g %{ b Acceptance Criteria is set
,,,#,,,,,, Y E S_,,,,,,N O Comments
,2 Prepared By: __
N8 Reviewed By:
b I
i
i


r I
r I
I                           NORTil ANNA 10WER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I                 ; Teut Descr2ption: Catl Pank C Worth Measurement
I NORTil ANNA 10WER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I
* Rod S ap Reference j Proc No /Secticn: 1 PT-94.0 Sequence Step ho lo I         II Test Condi;fonsi Bank Posit 1ons (Steps)
; Teut Descr2ption: Catl Pank C Worth Measurement
SDA: 228 SDB: 228              CA: 228 RCS Temperature ('P): 547 Power Level (*. P.P.): 0 (Design)                                                                  Other (spectfy):
* Rod S ap Reference j Proc No /Secticn: 1 PT-94.0 Sequence Step ho lo I
CB: Moving CC:Movsng CD: 228                             Below Nuclear Heating 111         Bank Positions (Steps)                                     RCS Temperature ('P): SW. 5 Test Conditions                                                                Power Level (?, P.P.): 0 i                    SDA: 228 SDB: 228               CA: 228                     Other (Specify):
II Bank Posit 1ons (Steps)
(Actual)       CB: Moving CC; Moving CD: 228                             Below Nuclear Heating I                     Date/ Time Test Performed:
RCS Temperature ('P): 547 Test Power Level
                          .stal s i               t'll8 Mens Parameter             g3 I                    (Description)           ,  IC; Int Worth of Cnt! Bank C Rod Swap IV I      Test Results Measured Value Design Value IC g3
(*. P.P.): 0 Condi;fonsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (spectfy):
                                                      =    7 (Adj, Meas. Crit. Ref Bank P sition = fat 3 steps) g3                               Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)             IC    = SIM I Position " fM dateP8)
(Design)
RS Design Value             IC    = 815 1 122 pce (Critical Ref Bank (Design Cond)         ;
CB: Moving CC:Movsng CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)
RCS Temperature ('P): SW. 5 Test i
Power Level (?, P.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
(Actual)
CB: Moving CC; Moving CD: 228 Below Nuclear Heating I
Date/ Time Test Performed:
.stal s i t'll8 Mens Parameter I
g3 (Description)
IC; Int Worth of Cnt! Bank C Rod Swap IV g3 (Adj, Meas. Crit. Ref Bank I
Test Measured Value I
7
=
C P sition = fat 3 steps)
Results Design Value g3 Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)
I
= SIM I C
Position " fM dateP8)
RS Design Value I
= 815 1 122 pce (Critical Ref Bank C
(Design Cond)
Position = 130 steps)
Position = 130 steps)
Reference         I Technical Report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A l
Reference I Technical Report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A l
If Des 1gn Tolerance is exceeded, SNbOC I       V Acceptance PSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result on safety analysis. SNSOC say specify that additional testing be performed.
If Des 1gn Tolerance is exceeded, SNbOC I
Criteria Reference lVEP-TRD-36A Design Tolerance is met                           [ES ,, 40 I       VI Consents Acceptance Criteria is set
shall evaluate impact of test result on V
: , ,YES                     N0 I                                                                                                             e Prepared By:             M                           Reviewed By:
PSAR/ Tech Spec Acceptance safety analysis. SNSOC say specify that additional testing be performed.
Criteria lVEP-TRD-36A Reference Design Tolerance is met
[ES,, 40 I
VI Acceptance Criteria is set
:,,YES N0 Consents I
e Prepared By:
M I
Reviewed By:
I l
NE-840 NIC9 Sta rcup l'hys ics Tests R* port l'4;t' 4 'l of Yi I
 
I I
I I
I NE-840 NIC9 Sta rcup l'hys ics Tests R* port                                        l'4;t' 4 'l of Yi        l
NORTH AhNA P0hER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I
 
Test Descriptien: :nti Bank A Worth Measurement 5cd Swap Referenco l Proc No <Sectaen:
I I                                  NORTH AhNA P0hER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I
1 PT 94.0 Sequence Step No: 11
Test Descriptien: :nti Bank A Worth Measurement 5cd Swap Referenco l         Proc No <Sectaen: 1 PT 94.0               Sequence Step No: 11 11      ' Bank Positions (Steps)
' Bank Positions (Steps) 11 RCS Temperature ('P): 347 Test Power Level s '. P.P. ): 0 Conditionst SDAt 205 SDB: ::S CA Moving Other (specify):
RCS Temperature ('P): 347 Test     ,
(Design) {
Conditionst         SDAt 205 SDB: ::S CA Moving         Power Level s '. P.P. ): 0 (Design) {           CB: Moving CC: ::S CD: 228 Other (specify):
CB: Moving CC: ::S CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)
Below Nuclear Heating 111           Bank Positions (Steps)
RCS Temperature ('T): 5T 7. 7 Test I
Test                                                RCS Temperature ('T): 5T 7. 7 Conditions           SDAt 228 SDB: 228 CA: Moving       Power Level (7. P.P.): 0 I          (Actual)             CB: Moving CC: 225 CD: 226 Other (Specify):                "
Power Level (7. P.P.): 0 Conditions SDAt 228 SDB: 228 CA: Moving Other (Specify):
Below Nuclear Heating I                     i Date/Tien Test Performed:
(Actual)
                                  }ISl91               I349
CB: Moving CC: 225 CD: 226 Below Nuclear Heating I
                        'MeasParameteri             g3 (Description) l14 ; Int Worth of Cnti Bank A Rod Swap lY Test                                  gg             ( Adj. Meas. Crit. Ref Bank Measured Value       lg = M.9 i          Results                                                      Position =(,6 steps)
Date/Tien Test Performed:
Design Value           g3             ( Adj. Meas. Crit. Ref Bank I                         (Actual Cond)         Ig = M. 2% foo Position = (,6 steps)
}ISl91 I349 i
RS Design Value (Design Cond) 1 4
'MeasParameteri g3 (Description) l14 ; Int Worth of Cnti Bank A Rod Swap lY gg
* 259 1 100 pcm (Critical Ref Bank Position = 67 steps)
( Adj. Meas. Crit. Ref Bank i
Reference Technical Report NE 824 Rev. O, VEP PRD 36A I
Test Measured Value lg = M.9 Position =(,6 steps)
If Design Tolerance is exceeded. S%0C V            PSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result on Acceptance                             safety analysis. SNSOC may specify that Criteria                             additional testing be performed.
Results Design Value g3
Reference       VEP itD 36A Design Tolerance is met VI            Acceptance Criteria is set
( Adj. Meas. Crit. Ref Bank I
_/ S _ NO I       Comments
(Actual Cond)
:      ES   NO l
Ig = M. 2% foo Position = (,6 steps)
Prepared By:                     [              Reviewed By:
RS Design Value 1
I I   N-       x= 81 - ~"< - " "                                        "- "        '"
* 259 1 100 pcm (Critical Ref Bank 4
(Design Cond)
Position = 67 steps)
Reference I
Technical Report NE 824 Rev. O, VEP PRD 36A If Design Tolerance is exceeded. S%0C shall evaluate impact of test result on V
PSAR/ Tech Spec Acceptance safety analysis. SNSOC may specify that Criteria additional testing be performed.
Reference VEP itD 36A Design Tolerance is met
_/ S _ NO I
Acceptance Criteria is set VI ES NO Comments l
[
Prepared By:
Reviewed By:
I I
N-x= 81 - ~"< - " "


1 I
1 I
l I                                 NORTH ANNA POVER STATICN ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST FESULTS AND LVALUATION SHEET R                           Test
l I
NORTH ANNA POVER STATICN ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST FESULTS AND LVALUATION SHEET R
Test


== Description:==
== Description:==
Shutdown Pann B Worth Meas.                                                   Rod Swap Reference l   Proc No /Sectien- 1 PT 94.0 Sequence Step No: l {,
Shutdown Pann B Worth Meas.
                '. I      !BankPositions(Steps)                                                           lRCSTemperature('T):
Rod Swap Reference l
Test                                                                                                                    i t.7 Power Level (*. T. P. ): O Conditionsi SDA: 228 SDB: Moving CA: 228                                                       , Other (specify):
Proc No /Sectien-1 PT 94.0 Sequence Step No: l {,
(Design) l         CB: Moving CC: 228                                           CD: 28       lBelowNuclearHeating 111           Bank Positions (Steps)
!BankPositions(Steps) lRCSTemperature('T):
Test                                                                                          RCS Temperature ('T): 80*9 Conditions         SDA: 228 SDB: Moving CA: 228                                                   Power Level (% F.P.): 0 I        (Actual)           CB Moving CC: 228                                                             other (Specify):
'. I i t.7 Test Power Level
CD: 228         Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
(*. T. P. ): O Conditionsi SDA: 228 SDB: Moving CA: 228
3/s / 91           13c l Meas Parameter                 g3 (Description)
, Other (specify):
ISB; Int Worth of Shutdown Bank B Rod Swap IV Test                                          RS                                               (Adj, Meas. Crit. Ref Bank Measured Value         I                                             =     .
(Design) l CB: Moving CC: 228 CD: 28 lBelowNuclearHeating 111 Bank Positions (Steps)
Results                                        SB                                                      Position =/48.https)
RCS Temperature ('T): 80*9 Test I
Design Value                   p3                                               (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)         I SB
Power Level (% F.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: Moving CA: 228 other (Specify):
                                                                                                =/04C./!/5G Position = /4 W.~2teps )
(Actual)
RS Design Value         I SB (Design Cond)                                                          = 1039 i !$6 pce (Critical Ref Bank Position = 170 steps)
CB Moving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
3/s / 91 13c l Meas Parameter g3 (Description)
ISB; Int Worth of Shutdown Bank B Rod Swap IV RS (Adj, Meas. Crit. Ref Bank Test Measured Value I
=
Position =/48.https)
Results SB Design Value p3 (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)
I
=/04C./!/5G Position = /4 W.~2teps )
SB RS Design Value I
= 1039 i !$6 pce (Critical Ref Bank SB (Design Cond)
Position = 170 steps)
Referenco l
Referenco l
Technical Report NE*8?4 Rev. O, VEP FRD 36A                                                   i i
Technical Report NE*8?4 Rev. O, VEP FRD 36A i
If Design Tolerance is exceeded SNSOC shall evaluate impact of test result on 1          V A ceptance FSAR/ Tech Spec safety analysis. SNSOC may specify that Criteria                             additional testing be performed.
i If Design Tolerance is exceeded SNSOC 1
Reference       VEP-FRD-36A i    Design Tolerance is met                                                   :        S   NO VI           Acceptance Criteria is set                                               : ,,, YES     N0 Coenents 4
shall evaluate impact of test result on V
FSAR/ Tech Spec A ceptance safety analysis. SNSOC may specify that Criteria additional testing be performed.
Reference VEP-FRD-36A Design Tolerance is met i
S NO VI Acceptance Criteria is set
:,,, YES N0 Coenents 4
Prepared By: _#D Reviewed By:
Prepared By: _#D Reviewed By:
* s' NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                   Pilge 51 of 59
s' NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Pilge 51 of 59


s H                                 NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 L                         ;
s H
NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 L
STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATIOk SHECT 1
STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATIOk SHECT 1
J    Reference ~ Test             Cescription: Shutdown Bank A horth Meas. - Rod Swap Proc No / Section: 1-PT 94.0 l                                                          Sequence Step No j)
~ Test Cescription: Shutdown Bank A horth Meas. - Rod Swap J
I          11 Test Conditions l Bank festtions (Steps)
Reference l
SDA: Moving SDB: 228 CA: 228
Proc No / Section: 1-PT 94.0 Sequence Step No j) 11 l Bank festtions (Steps)
                                                                          ! RCS Temperett ro ('T): 547
! RCS Temperett ro ('T):
                                                                          , Power Level (?, T.P. ): O (Design)                                                            {Other(specify):
I 547 Test
CB: Moving CC: 228 CD: 228                 ; Below Nuclear Heating
, Power Level (?, T.P. ): O Conditions SDA: Moving SDB: 228 CA: 228
          !!!            lBankPositions(Steps)                             RCS Temperature ('T): Me 9 Test Conditions               SDA: Moving SDB: 228 CA: 228                   Power Level (% T.P.): O (Actual)                                                             Other (Specify):
{Other(specify):
CB: Moving CC: 228 CD: 228                   Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
(Design)
3/9/ql                     // %
CB: Moving CC: 228 CD: 228
Mess Parameter                 g3 (Description) 134; Int Worth of Shutdown Bank A-Rod Swap IV Test                                                RS             (Adj. Meas. Crit. Ref Bank Hessured Value               133 = 897 d Results                                                                      Position ago.3 steps)
; Below Nuclear Heating lBankPositions(Steps)
Design Value RS             (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)                 134 = Sil . It ( W Position a go,3 steps)
RCS Temperature ('T): Me 9 Test Power Level (% T.P.): O Conditions SDA: Moving SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
RS Design Value                 Igg = 890 2 134 pcm (Critical Ref Bank (Design Cond)
(Actual)
CB: Moving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
3/9/ql
// %
Mess Parameter g3 (Description) 134; Int Worth of Shutdown Bank A-Rod Swap IV RS (Adj. Meas. Crit. Ref Bank Test Hessured Value 133 = 897 d Position ago.3 steps)
Results Design Value RS (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond) 134 = Sil. It ( W Position a go,3 steps)
RS Design Value Igg = 890 2 134 pcm (Critical Ref Bank (Design Cond)
Position = 142 steps)
Position = 142 steps)
Reference                 Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-TRD 36A If Design Tolerance is exceeded, SNSOC V
Reference Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-TRD 36A If Design Tolerance is exceeded, SNSOC shall evaluate tapact of test result on V
shall evaluate tapact of test result on TSAR / Tech Spec Acceptance                                           safety analysis. SHSOC may specify that Criteria                                            additional testing be performed.
TSAR / Tech Spec Acceptance safety analysis. SHSOC may specify that additional testing be performed.
Ref t ance                 VEP-FRD-36A VI Design Tolerance is met Acceptance Criteria is cet                 . [Y Comeents                                          --
Criteria Ref t ance VEP-FRD-36A Design Tolerance is met
                                                                        . .LdE ES S _NO
. [Y VI Acceptance Criteria is cet
                                                                                    ,NO.
..LdE S _NO ES
i Prepared By:               /                                                               N Reviewed By:
,NO.
SE-840 SIC 9 Startup Physics Tests Keport                                         Pa y,c   52 of 59
Comeents i
Prepared By:
/
Reviewed By:
N SE-840 SIC 9 Startup Physics Tests Keport Pa y,c 52 of 59


I I                               NORT!! ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I                I Reference
I I
                        !TestCescrt ston: Total Rod Worth Red E.ap Proc so rSection: 1 PT-94.0                                       Sequence Step No:
NORT!! ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET
11 l34 Bank festtions (Steps)                                   RCS Temperature ('T): $47 5              Test Conditions Power Level (*. T.P. ): O (Design)    SDA:  Moving CB: Moving SDB: Moving CA                   Moving l Other (spectly):
!TestCescrt I
CC:Movin;; CD: Moving l Below Nuclear Heating                       -
I ston: Total Rod Worth Red E.ap Reference Proc so rSection: 1 PT-94.0 Sequence Step No: l34 11 5
III Bank Positions (Steps)                                 RCS Temperature ('F): 64 d. 4 Test I        Conditions (Actus!)
Bank festtions (Steps)
SDA Mos ing SDB: Moving CA Meving Other (Specify):
RCS Temperature ('T): $47 Test Power Level (*. T.P. ): O Conditions SDA: Moving SDB: Moving CA Moving l Other (spectly):
CB: Moving CC: Moving CD: Moving Below Nuclear Heating Power Level (?, T.P. ): 0 Date/ Time Test Performed:
(Design)
3l3 l*l l           09: >\
CB: Moving CC:Movin;; CD: Moving l Below Nuclear Heating III Bank Positions (Steps)
RCS Temperature ('F): 64 d. 4 Test Power Level (?, T.P. ): 0 I
Conditions SDA Mos ing SDB: Moving CA Meving Other (Specify):
(Actus!)
CB: Moving CC: Moving CD: Moving Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:
3l3 l*l l 09: >\\
Mess Parameter '
Mess Parameter '
( Des c r tpt ton )   I Total; Int W tth of All Banks                         Rod Swap IV I         Test Results Measured Value Design Value I
( Des c r tpt ton )
Total
I Total; Int W tth of All Banks Rod Swap IV I
* ND P (Actual Cond)             I I                                               Total "                                         f'
Test Measured Value I
)                         Design Value         I Total = 5225 t 523 pen (Design Cond)
Results Total
Reference Technical report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC V
* ND P Design Value (Actual Cond)
FSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result on Acceptance                           safety analysis. SNSOC any specify that i      Criteria                           additional testing be performed.
I I
Reference         VEP-FRD 36A Design Tolerance is met                         :      #
Total "
VI       Acceptance Criteria is met ES     N0 ES Comments                                                                      __,NO v
f'
Prepared By:             #
)
Reviewed By:                                 N' e
Design Value I
I I   "          '""""""""*""'"""""""                                                      "" " " ' "
(Design Cond)
Total = 5225 t 523 pen Reference Technical report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC shall evaluate impact of test result on V
FSAR/ Tech Spec i
Acceptance safety analysis. SNSOC any specify that Criteria additional testing be performed.
Reference VEP-FRD 36A Design Tolerance is met ES N0 VI Acceptance Criteria is met ES
__,NO Comments v
Prepared By:
Reviewed By:
N' e
I I


ATTACILMENT 7 I                                     NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TIST RE5ULTS AND EVALUATION SHEET Reference              Test Descriptient M/D T1ux Map Banks D.C at Insert. Lisits Proc No / Section: 1 PT 21.'.                                                 Sequence Step ho: q)
ATTACILMENT 7 I
              !!          l Bank Positions (Steps)
NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TIST RE5ULTS AND EVALUATION SHEET Test Descriptient M/D T1ux Map Banks D.C at Insert. Lisits Reference Proc No / Section: 1 PT 21.'.
I          Test Cenottions:
Sequence Step ho: q) l Bank Positions (Steps)
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228
} RCS Temperature ('P):T I
                                                                            } RCS Temperature ('P):T
Test RE II Ob
                                                                            , Power Level (*. P.P. ): Ob Other (specify)
, Power Level
RE    II (Desagn) l             CB : 225 CC :
(*. P.P. ):
Cenottions:
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify)
(Desagn) l CB : 225 CC :
* CD:
* CD:
* Must have 2 38 thiebles Bank Positions (Steps)                           RCS Temperature ('T): TW
Must have 2 38 thiebles Bank Positions (Steps)
* i Test Conditions                                                              Power Level (% T.P.): 2 4. W 7 SDA: 228 SDB: 228 CA: 218                       Other (Specify):
RCS Temperature ('T): TW
(Actual)               CB : 228 CC : 42'8 CDs 6 53                                                 g 3 4g e, Date/ Time Test Perforecid:
* i Test Power Level (% T.P.): 2 4. W 7 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 218 Other (Specify):
BlooI9       In t 2 3 I
(Actual)
I         !V                 Mess Parameter (Description)
CB : 228 CC : 42'8 CDs 6 53 g 3 4g e, Date/ Time Test Perforecid:
MAX. REL ASSY PVR
BlooI9 In t 2 3 I
                                                    % DilT NUC ENTHAL RISE HOT CHAN TACT TOTAL HEATi QUADRANT CitAN TACT FLUX HOT                  POVER TILT RATIO (M P)/P           T dH(M)                                                 T-Q(7)
MAX. REL NUC ENTHAL TOTAL HEATi QUADRANT I
I                                               - W. M Hessured Value 4h tya      &.HD QPTR Test                                                       ggg                                       2,434 I
!V Mess Parameter ASSY PVR RISE HOT FLUX HOT POVER TILT (Description)
(, o i q 13 Results                                   p; torvo Design Value e in ~ ' s e.*
% DilT CHAN TACT CitAN TACT RATIO (M P)/P T dH(M)
(Design Conds) I''" . Iaba'A'           NA                                                       NA           5 1.02 VCAP 7905 Reference                                                                                                    'VCAP 7905 REY.1             NONE                                               NONE               REV.1 TSAR / Tech Spec         NONE   ' ' *" ' ' ' " ' ' ' " ' " '      '                                ' " ' ' " '
T-Q(7)
Acceptance                                                                                                                               NONE
QPTR I
'I       Criteria Reference             NONE       TS 3.2.3                           TS 3.2.2                                   NONE I                     ,
- W. M Hessured Value h t &.HD Test 4 ya ggg 2,434
Design Tolerance is set Acceptance Criteria is set
(, o i q 13 I
: ,,,'YES
Results p; torvo Design Value e in ~ ' s e.*
: 4 YES
(Design Conds) I''" Iaba'A' NA NA 5 1.02 VCAP 7905
                                                                            ,,,,,                              NO NO Coseants
'VCAP 7905 Reference REY.1 NONE NONE REV.1 TSAR / Tech Spec NONE Acceptance NONE
* Near Control Rod Insertion Lieits I                               '  1 m                                                                                                   c            /
'I Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I
Prepared By: %[dv                     #
Design Tolerance is set
R Reviewed By:                                                         YN' I
:,,,'YES NO Acceptance Criteria is set
g xx. m mce m ,t ~ , 1.m t m.-, t                                                         ~,,                                     s.   -2
: 4 YES NO Coseants Near Control Rod Insertion Lieits I
1 m
/
c Prepared By: %[dv R
Reviewed By:
YN' I
g xx. m mce m,t ~, 1.m t m.-, t
~,,
s.
-2


ATTACHPENT 7 I                           NORTH ANNA POVER ETAT'ON UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYMit:S TEST 7:EEULTS AND EVALUATION SilEET l
ATTACHPENT 7 I
NORTH ANNA POVER ETAT'ON UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYMit:S TEST 7:EEULTS AND EVALUATION SilEET l
Test
Test


== Description:==
== Description:==
1/D Flux Msp At Power Reterence         Proc No i Sectiont 1 PT 21.;
1/D Flux Msp At Power Reterence Proc No i Sectiont 1 PT 21.;
Sequence Step No: 43
Sequence Step No: 43 Bank Positions (Steps; l ECS Temperature ('T):Tp I
              !!        Bank Positions (Steps; I          Test Condittonsi        SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 l ECS Temperature ('T):Tp Power Level (*. T.P.):
21 Test Power Level
Otner (specify) 21
(*. T.P.):
( Des tan)       CB : 228 CC : 228 CD:
Condittonsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Otner (specify)
* Must have 2 38 thisbles 111       ' Bank Positicas (Steps)                                                                           ECS Temperature ('T): L4 ti Test     ,                                                                                                                                                        '
( Des tan)
Conditions.                                                                                                        Power Level (% T.P.):               '7 0. 0 3 /.
CB : 228 CC : 228 CD:
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228                                                                       0';her (Specif y):
Must have 2 38 thisbles 111
(Actual)         CB : 228 CC : 228 CD: ley' g                         ,
' Bank Positicas (Steps)
Date/ Time Test Performed: M                                                                   ,
ECS Temperature ('T): L4 ti Test Power Level (% T.P.):
3/s 2. /'l i         M N ' $l MAX KEL I
'7 0. 0 3 /.
NUC ENTHAL.       TOTAL HEATi QUAURANT IV         Meas Parameter               ASSY PVR                                                     RISE HOT           TLUX HOT           POWER TILT (Description)                       7. DITT                                             CHAN TACT         CHAN TACT               RATIO (M P)/P                                                     T dH(N)             T*Q(T)
Conditions.
I QPTR
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 0';her (Specif y):
                                                          ~ h.1 7 P Test Hessured Value P 2 Mo                                                                 / j,q y 7           /
(Actual)
2,op3           y
CB : 228 CC : 228 CD: ley' g
                                                                                                                                                            /, pg 3         '
Date/ Time Test Performed: M 3/s 2. /'l i M N ' $l MAX KEL NUC ENTHAL.
I      Results Desagn Value               l;;;;;;i;;;
TOTAL HEATi QUAURANT I
I ' 6 #* F (Design Conds) "i'""''"'                                          '
IV Meas Parameter ASSY PVR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Description)
NA                   NA             5 1.02 WCAP 7905 Reference                                                                                                                    WCAP 1905 REV.1                                                   NONE               NONE             REV.1 Y
: 7. DITT CHAN TACT CHAN TACT RATIO (M P)/P T dH(N)
                                                                                                                **,u.r.... ....... ,; , , . , , . ,, , . . . )
T*Q(T)
l TSAR / Tech Spec                             NONE Acceptance                                                                                                                                           NONE I
QPTR I
Criteria Reference                             NONE                                           TS 3.2.3           TS 3.2.2               NONE Design Tolerance is set                                                                   :    /_ YES       NO Acceptance Criteria is set                                                                   L YES           NO VI Comments
~ h.1 7 P Hessured Value P 2 Mo
* As Required Prepared By-Reviewed By:                         -N       b I
/ j,q y 7 2,op3
i NE.8:.0     NIC9 Startup Physics Tests Report                                                                                   P i r."   M     "I 59
/
/, pg 3 y
Test I ' 6 #* F I
Results Desagn Value l;;;;;;i;;;
(Design Conds)
"i'""''"'
NA NA 5 1.02 WCAP 7905 WCAP 1905 Reference REV.1 NONE NONE REV.1
**,u.r...........,;,,.,,.,,,... )
Y l TSAR / Tech Spec NONE NONE Acceptance I
Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE Design Tolerance is set
/_ YES NO Acceptance Criteria is set L YES NO VI Comments
* As Required Prepared By-Reviewed By:
-N b I
i NE.8:.0 NIC9 Startup Physics Tests Report P i r."
M "I 59


I NORTH ANNA PO'aER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TTST RESULTS AND EVALUATIDH SHEET 1    !TestDescription:             M/D Flux Map                             HTP, ARD, Eq. Xe Reference   '
I NORTH ANNA PO'aER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TTST RESULTS AND EVALUATIDH SHEET
Proc So / Section: 1 PT 21.1                                               Sequence step ho: q$
!TestDescription:
I       11 Test Conditions Bank Positions (Steps)                                             RCS Temperature ('T):7 Po.e r Leve l   ('l, F.P.): b5 al SDA: 228 SDB: 228 CA: 228                                       Other (specify): Eq. Xe.
1 M/D Flux Map HTP, ARD, Eq. Xe Reference Proc So / Section: 1 PT 21.1 Sequence step ho: q$
(Design)       CB . 225 CC . 220 CD:
I 11 Bank Positions (Steps)
* Must have 2 38 th: 4 1es 111       Bank Positions (Steps)                                             RCS Temperature ('T): Tr ,( 1 i Test I   Conditions (Actual)
RCS Temperature ('T):7 al Test Po.e r Leve l ('l, F.P.): b5 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify): Eq. Xe.
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 CD : 228 CC          228 CD: 229 Pos e r Leve l ( % F. P. ): qq aq Other (Specify)t 4 L' T h . .L,1 ,.s
(Design)
,M             I Date/ Time Test Performed:
CB. 225 CC. 220 CD:
N                                                                                     MAP (s
Must have 2 38 th: 4 1es 111 Bank Positions (Steps)
                      ? /19 /Gl c. f l10'?
RCS Temperature ('T): T,( 1 i Test r
I MAX. REL                           NUC ENTHAL) TOTAL HEAT           QUADRANT IV         Meas Parameter         ASSY PWR                               RIEE HOT l     FLUX HOT     POWER TIL1 (Description)             % DIIT CHANFACTlCHANFACT                 RATIO I                                        (M P)/P
I Pos e r Leve l ( % F. P. ): qq aq Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify)t (Actual)
                                          ..r.,
CD : 228 CC 228 CD: 229 4 L' T h..L,1,.s
T dH(N) j         F-Q(T)       QPTR Measured Value           ',,-                            l.4I3               1.922         l c); z; Results                           # '9 Design Value (Design Conds) ;" i * "" . ** ';;;;;;; t ;;NA I                                      WCAP-7905 NA         t 1.02 WCAP 7905 Reference I
,M I Date/ Time Test Performed:
REY.1                                 NONE             NONE       KEV.1
N MAP (s
                                                                              .              4 V                                                                      '      "
? /19 /Gl
TSAR / Tech Spec          NONE b '" ' ' '''' ' ""li I Acceptance                                                                                                 NONE Criteria Reference             NONE                           TS 3.2.3         TS 3.2.2         NONE I               Design Tolerance is met Acceptance Criteria is set d YES L YES _ N0
: c. f l10'?
_N0 VI Comments
I MAX. REL NUC ENTHAL) TOTAL HEAT QUADRANT IV Meas Parameter ASSY PWR RIEE HOT l FLUX HOT POWER TIL1 (Description)
* As kequired I P, epa,ed ,,. wasu                                                         Re ie.e4 ,,,       jf Mit-I
% DIIT CHANFACTlCHANFACT RATIO (M P)/P T dH(N) j F-Q(T)
  'I I E. m   ~,ce       t -t , r   1c ~ xe- 1                                                     - " " ' "
QPTR I
                                                                                                                            ---.h
..r.,
Measured Value l.4I3 1.922 l c); z; Results
# '9 Design Value
; i * "". ** ';;;;;;; t ;;
(Design Conds)
I NA NA t 1.02 WCAP-7905 WCAP 7905 Reference REY.1 NONE NONE KEV.1 I
b '" ' ' '''' ' ""li 4
V TSAR / Tech Spec NONE NONE I
Acceptance Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I
Design Tolerance is met d YES
_N0 Acceptance Criteria is set L YES _ N0 VI Comments As kequired I
P, epa,ed,,. wasu jf Mit-Re ie.e4,,,
I
'I I
E. m
~,ce t -t, r 1c ~ xe-1
---.h


I I                       NORTH ANNA F0kER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I           I heterence Test Descriptien: M/D Flux Map- N1 Calibration Proc No / Sectaen: 1 PT 22.2                                             Sequence Step No:                         Q(,
I I
I           11 Test Conditions Bank Positions (Steps)
NORTH ANNA F0kER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 RCS Temperature ('T):Tptp 11' Power Level (*, T.P. ): 9515 Other (specify):                                             *
I Test Descriptien: M/D Flux Map-N1 Calibration heterence Proc No / Sectaen: 1 PT 22.2 Sequence Step No:
(Design)   CB : 228 CO . 228 CD: **
Q(,
111     Bank Positions (Steps)                       ECS Temperature ('T): Trelsl' Test I      Conditions (Actual)
I 11 Bank Positions (Steps)
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 CB : 228 CC        228 CD 11 g Power Level (*, T.P. ): 99 2f %
RCS Temperature ('T):Tptp 11' Test Power Level
Other (Specify):
(*, T.P. ): 9515 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
MAP B I                 Date/ Time Test Performed:
(Design)
4/t/qf                                     6 Tm u tk t.b I        IV (Deccription)
CB : 228 CO. 228 CD: **
                                      ' MAX. REL Mens Parameteri ASSY PWR
111 Bank Positions (Steps)
* DITT NUC ENTHAL RISE HOT CHAN TACT TOTAL HEAT QUADRANT TLUX HOT POWER TILT CHAN TACT                         RATIO (M P)/P         T dH(N)                                       F-Q(T)                     QPTR
ECS Temperature ('T): Trelsl' Test Power Level
                                        '3' M Fe'       (*41i                                     M.-7 gT,7,                     9 ,f @ ,
(*, T.P. ): 99 2f %
Heasured Value #*'9                                                             t .9 4 L Test                         4 '4 "* f* '-                                                                             1.0102 Results                       "^
I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
(Actual)
CB : 228 CC 228 CD 11 g MAP B I
Date/ Time Test Performed:
4/t/qf 6 Tm u tk t.b
' MAX. REL NUC ENTHAL TOTAL HEAT QUADRANT I
IV Mens Parameteri ASSY PWR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Deccription)
* DITT CHAN TACT CHAN TACT RATIO (M P)/P T dH(N)
F-Q(T)
QPTR
'3' M Fe'
(*41i M.-7 gT,7, 9,f @,
Heasured Value
#*'9 t.9 4 L Test 4 '4 "* f* '-
1.0102 Results
"^
Design Value l lp, ;;
Design Value l lp, ;;
(Design Conds) "i'""y''''tM -
"i'""y''''tM (Design Conds)
NA                                             NA                   5 1.02
NA NA 5 1.02 lWCAP7905 WCAP 7905 Reference l
'                                    lWCAP7905                                                                                   WCAP 7905 Reference     l   REV.1           NONE                                       NONE                     REY.1 l               .,
REV.1 NONE NONE REY.1 l
V Acceptance TSAR / Tach Spec {      NONE
""'''"''"''''''"''*"']I V
                                                        ''  ""'''"''"''''''"''*"']I               #'*"                          NONE Criteria Reference             NONE     TS 3.2.3                                 TS 3.2.2                           NONE Design Tolerance is met                   / ES I'              Acceptance Criterla is met Y
TSAR / Tach Spec {
rf,' Y ES                   ,_,,NO N0 VI I
NONE NONE Acceptance Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'
Design Tolerance is met
/ ES N0 Y
Acceptance Criterla is met rf,' Y ES
,_,,NO VI I
Comments
Comments
* Must have at least 38 thimbles for a full core ilux map, or at least 16 thisbles for a quarter core flux map.
* Must have at least 38 thimbles for a full core ilux map, or at least 16 thisbles for a quarter core flux map.
                    ** As Required I
** As Required I
Pr.,a .d ,,. m u ./                             ,e,,e.ed ,,.                                           6 #2 I
Pr.,a.d,,. m u./
x r. - ~1c"- ~<~ ~                                                                       ~                         " < "
6 #2
,e,,e.ed,,.
I I
x r. - ~1c"- ~<~ ~
~


I I                     NORTH ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I         1 Reference Test
I I
NORTH ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I
1 Test


== Description:==
== Description:==
M/D Flux Map NI Calibration Proc No / Section: 1 PT-22.2               Sequence Step No: 99 I         11 Test Conditions Bank Positions (Steps)
M/D Flux Map NI Calibration Reference Proc No / Section: 1 PT-22.2 Sequence Step No: 99 I
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 RCS Temperature ('F):Tpty 11 Power Level (*, r.P. ): 9515 Other (specify):   *
Bank Positions (Steps)
(Design)     CB : 228 CC : 228 CD: **
RCS Temperature ('F):Tpty 11 11 Test Power Level
        !!!      Bank Positions (Steps)               RCS Temperature ('T): T"I''
(*, r.P. ): 9515 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
Test                                         Power Level (t F.P. ): 94 24*/,
(Design)
I   Conditions (Actual)
CB : 228 CC : 228 CD: **
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 CB : 228 CC : 228 CD:205 Other (Specify):
Bank Positions (Steps)
htM y I               bate / Time Test Performed:
RCS Temperature ('T): T"I''
y/ /4/
Test Power Level (t F.P. ): 94 24*/,
Quantec Conc M4e 31 Tm u 6<.E.5 I
I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
MAX, REL     NUC ENTHAL   TOTAL HEAT QUADRANT lY       Meas Parameter   ASSY PWR     RISE HOT     TLUX HOT POWER TILT (Description)
(Actual)
* DirF CHAN FACT     CHAN TACT       RATIO (M P)/P       F dH(N)       F-Q( T)         QPTR MA           uA           uA             v4 Measured Value Test I   Results Design Value   ;;;;;;;i!
CB : 228 CC : 228 CD:205 htM y I
(Design Conds)  "a'*"' * ;'.;  NA             NA       s 1.02 WCAP-7905                               WCAP-7905 Reference       REV.1         NONE         NONE I
bate / Time Test Performed:
REY.1 V       TSAR / Tech Spec               ""''"'"**"    '"'""'""
Quantec Conc M4e y/ /4/
NONE                                   NONE Acceptance I   Criteria Reference         NONE     TS 3.2.3     TS 3.2.2         NONE Design Tolerance is met         : L YES _NO I'              Acceptance Criteria is met VI                                      : Z YES _ NO Comments
31 Tm u 6<.E.5 MAX, REL NUC ENTHAL TOTAL HEAT QUADRANT I
* Must have at least 38 thimbles for a full core flux esp or at least 16 thimbles for a quarter core flux map.
lY Meas Parameter ASSY PWR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Description)
J**AsRequired Prepared By:       Ub vb/
* DirF CHAN FACT CHAN TACT RATIO (M P)/P F dH(N)
I                                              Reviewed By:           -
F-Q( T)
I x,. . m Nice m ,< , sysics rests x . ,t                     ~ , , se - e
QPTR MA uA uA v4 Measured Value Test I
Results Design Value
;;;;;;;i!
"a'*"'
(Design Conds)
NA NA s 1.02 WCAP-7905 WCAP-7905 Reference REV.1 NONE NONE REY.1 I
V TSAR / Tech Spec NONE NONE Acceptance I
Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'
Design Tolerance is met
: L YES
_NO Acceptance Criteria is met
: Z YES _ NO VI Comments
* Must have at least 38 thimbles for a full core flux esp or I
at least 16 thimbles for a quarter core flux map.
J**AsRequired Prepared By:
Ub vb/
Reviewed By:
1-I I
I x,.. m Nice m,<, sysics rests x.,t
~,, se - e


1 i
1 i
NORTil ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I     Test
NORTil ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I
Test


== Description:==
== Description:==
M/D Flux Map N1 Calibration keference     Proc No / Section: 1-PT 22.2                 Sequence Step No: yf I           11 Test Conditions Bank Positions (Steps)
M/D Flux Map N1 Calibration keference Proc No / Section: 1-PT 22.2 Sequence Step No: yf I
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 RCS PowerTemperature Level (t F.P. ):('F):Tphp 9 15   il (Design)                                        Other (specify):
11 Bank Positions (Steps)
* CB : 228 CC : 228 CD: **
RCS Temperature ('F):Tphp il Test Power Level (t F.P. ): 9 15 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):
111     Bank Positions (Steps)               RCS Temperature ('F): Tre f d i
(Design)
* Test I    Conditions (Actual)
CB : 228 CC : 228 CD: **
SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 CB : 228 CC : 228 CD: A2)
111 Bank Positions (Steps)
Power Level (% F.P. ): 4 9 m A *',
RCS Temperature ('F): Tre f d i
Other (Specify):
* Test Power Level (% F.P. ): 4 9 m A *'
M4r10 I                 Date/ Time Test Performed:
I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):
4b/98 g          _p 3l *THi n 8 L t M g gg I       IV      Meas Parameter (Desc 1ption)
(Actual)
MAX. REL seSY PWR
CB : 228 CC : 228 CD: A2)
* DIFF NUC ENTilAL RISE HOT CHAN FACT TOTAL HEAT QUADRANT FLUX HOT POWER TILT CilAN FACT       RATIO (M-P)/P       F dH(N)         F-Q(T)         QPTR WA           ud             MA             NA Measured Value I       Test Results Design Value   ;;;ll: ;; t M (Design Conds)   "i'*"' * '       NA               NA         5 1.02 WCAP-7905                                 WCAP-7905 Reference         REY.1 I
M4r10 I
NONE           NONE         REV.1 V     FSAR/ Tech Spee,     NONE NONE I   Acceptance Criteria Reference         NONE     TS 3.2.3       TS 3.2.2         NONE Design Tolerance is met         : f ,YES I'              Acceptance Criteria is met NO VI
Date/ Time Test Performed:
: 4 YES       NO I   Comments
g
_p g gg 4b/98 3l *THi n 8 L t M I
MAX. REL NUC ENTilAL TOTAL HEAT QUADRANT IV Meas Parameter seSY PWR RISE HOT FLUX HOT POWER TILT (Desc 1ption)
* DIFF CHAN FACT CilAN FACT RATIO (M-P)/P F dH(N)
F-Q(T)
QPTR WA ud MA NA Measured Value I
Test Results Design Value
;;;ll: ;; t M (Design Conds)
"i'*"' * '
NA NA 5 1.02 WCAP-7905 WCAP-7905 Reference REY.1 NONE NONE REV.1 I
V FSAR/ Tech Spee, NONE NONE Acceptance I
Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'
Design Tolerance is met
: f,YES NO Acceptance Criteria is met
: 4 YES NO VI I
Comments
* Must have at least 38 thisbles for a full-cure ilux sap, or at least 16 thisbles for a quarter-core flux map.
* Must have at least 38 thisbles for a full-cure ilux sap, or at least 16 thisbles for a quarter-core flux map.
                  ** As Required Prepared By:                 W/             Reviewed By: ___
** As Required Prepared By:
g                                                               .-
W/
I g xE. m Nice m ,m p ~ ,1<s 1 - - ,1                               - w -"
Reviewed By: ___
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g xE. m Nice m,m p ~,1<s 1 - -,1
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Latest revision as of 01:48, 15 December 2024

Rev 0 to North Anna Unit 1 Cycle 9 Startup Physics Test Rept
ML20077E619
Person / Time
Site: North Anna Dominion icon.png
Issue date: 06/04/1991
From: Main A, Nicholson A, Trace D
VIRGINIA POWER (VIRGINIA ELECTRIC & POWER CO.)
To:
Shared Package
ML20077E614 List:
References
NE-840, NE-840-R, NE-840-R00, NUDOCS 9106110119
Download: ML20077E619 (61)


Text

y x

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.l lg North Anna Unit 1 Cycle 9 I

Startup Physics ll Report il Nuclear Analysts antiFuel Nuclear Engineering l

Services l

May,1991 i

VIRGINIA POWER

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J

I TECliNICAL REPORT NE-840 - Rev. O I

I NORTil ANNA UNIT 1, CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS REPORT I

I NUCLEAR ANALYSIS AND FUEL NUCLEAR ENGINEERING SERVICES I

VIRGINIA POWER MAY 1991 I

I A L \\% 5/2)[9 g PREPARED BY:

-Y I

u, A. 11. Nicholson Date REVIEWED BY:

m L3 desbf D. A. Trace Date

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625 V/

REVIEWED BY: _ A. P. Main Date

$~/2y/9, APPROVED BY:

r D. Dziadosz Data QA Category: Nuclear Safety Related Keywords: NIC9, Startup I

I

1 CLASSIFICATION / DISCI. AIMER I

The data, techniques, information, and conclusions in this report have been prepared solely for use by Virginia Electric and Power Company (the l

Company), and they may not be appropriate for use in situations other than those for which they have been specifically prepared.

The Company tLorefore makes no claim or warranty whatsoever, express or implied, as to their accuracy, usefulness, or applicability, In pa r t. i cu l a r, Tile COMPANY MAKES NO WARRANTY OF MERCllANTABILITY OR FITNESS FOR A PARTICULAR PURPOSE, NOR SilALL ANY WARRANTY BE DEEMED TO ARISE FROM COURSE OF DEALING

'I OR USAGE OF TRADE, with respect to this report or any of the data, I

techniques, information, or conclusions in 4t.

By making this report l

available, the Company does not authorize its use by others, and any such use is expressly forbidden except with the prior written approval of the Company, Any such written approval shall itself be deemed to incorporate the disclaimers of liability and disclaimers of warranties orovided herein.

In no event shall the Company be liable, under any legal theory whatsoever (whether contract, tort, warranty, or strict or absolute liability), for any propert.y damage, mental or physical injury or death, loss of use of property, or other damage resulting from or arising out of the use, authorized or unauthorized, of this report or the data, l

techniques, information, or conclusions in it.

I l

8 I

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 1 of 59

TABl.E OF CONTENTS iy PAGE s

C l a ss i f i ca t ion /Di r,cla ime r..

1 Table of Contents..............

2 1.ist of Tables..........

3 I.ist of I'Jgures..

4 I

Preface.

5 Section 1 Int rcxtuct ion and Summary.....

7 Section 2 Control Pod Drop Time Measurements.

16 SocL %n 3 Control Rod Bank Worth Measurements........

21 Section 4 Boron Endpoint and Worth Measurements......

26 Section 5 Teinperature Coe f f icient Measurement.,

30 Section 6 Power Distribution Measurements.,

32 Section 7 References...

39 i

APPENDIX Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets..

40 t

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 2 ot ;9

_ _ _ _ _. _ _ _. _ _ _ _. -..... _. ~ _ _ _ _ _ _ _

t LIST OF TABLES I

  • AI I,C TITLE PAGE i

a

.'. 1 Chronology of Tests......

10 j

2.1 llot Rod Drop Time Summary..

18 3.1 Control Rod Bank Worth Summary........................

23 4.1 lio ron Endpo int s Summa ry....

28 5.1 Isothermal Temperature Coef ficient Summary.

31 l

6.1 Incore Flux Map Sumnary....

34 6.2 Comparison of Measured Power Distribution Parameters With Their Technical Specification Limits.

35 I

I II tI I

1 I

I I

I I

l t

4 e

I i

1.lST OF FICURES FICURE TITI.E PAGE I

1.1 Core 1.oading Map....

11 1.2 lleginning of Cycle fuel Assembly flurnups.

12 1.3 Available Incore Moveable Detector 1.ocations.....

13 1.4 Hurnable Poison and Source Assembly I.ocations.

14 1.5 Control R(xl I.ocalicns..

15 l

2.1 Typical Rod Drop Trace...

19 1

2.2 Rod Drop Time - llot Full Plow Corulitions.

20 3,1 llank 11 Integral kod Worth - IlZP.

24 3.2 Bank 11 Dif ferential Rod Worth - IlZP.,

25 4.1 lioron Worth Coefficient...

29 6.1 As s emb l y v i s ti Power Dist.ribution - 24% Power...

36 i

6.2 Assemblywis o Power Dist ribut ion - 70% Power..

37 i

l 6.3 Assemblywise Power Dist ribut ion - 997. Power.

38 I

l8 l

l 8

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 4 of 59

., _ _ =.. _ _. _.

~

V PREl' ACE This report presents the analysis and evaluation of the physics testr.

which were performed to verify that the North Annn 1, Cycle 9 core could I

be operated safely, and makes an initial evaluation of the performance of the core.

It is not the intent of this report to discuss the particular methods of testing or to present the ietailed data taken.

Standard testing techniques and methods of data analysis were used. The test data,

results and evaluations, together eith the detailed startup procedures, are on file at the North Anna Power Station.

T' are fore, only a cursory discussion of these items is included in this report.

The cnalyses presented include a brief summar of each test, a comparison of the test results with design predictior.s, and an evaluation of the results.

The North Anna 1,

Cycle 9 startup physics tests results and evaluation sheets are included as an appendix to provide additional information on the startup test result s.

Each data sheet provides the following information:

1) test identification, 2) test conditions (design), 3) test conditions (actual), 4) test resultt
5) acceptance c r i t.e r i a, and ti) comments concerning the test.

These sheets provide a compact summary of the startup test results in a consistent format. The design test. conditions and design values of the measured parameters were completed prior to the startup physics testing.

The entries for the i

design values were based on the calculations performed by Virginia Electric and Power Company's Nuclear Analysis and fuel Group!

During the tests, the data sheets were used as guidelines both to verity that the proper test conditions were met and to facilitate, the preliminary NE-840 NIC9 Startup Phyrics Tests Report Page 5 of 59

i compar ison between measured e.nl predicted t est results, thus enabling a quick identification of possible problerns occuring during the tests, u

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4 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report i'a g e 6 of 59

SECTION 1 L

INTRODUCTION AND

SUMMARY

I On January 12, 1991 Unit No. I cf the North Anna Power Station shutdown for its eighth refueling.

During this shutdown, 93 of the 157 fuel assemblics in th9 core were replaced with 68 fresh fuel assemblies, E

one once-burned fuel assembly, and 24 twice-burned fuel e semblics.

The ninth cycle core consists of 11 sub-batches of fuel:

five once-burned batches, four f rom Cycle 8 (batches 10A,100,10C, and N2/98) and one f rom Cycle 7 (batch 9B); four twice-burned batches, one from North Anna 1 Cycles 5 and 6 (batch 7A), two from North Anna 1 Cycles 6 and 7 (batches 8A and 88), and one f rom North Anna 2 Cycles 4 and 5 (batch N2/ti); and two fresh batches (batches llA and 11B).

The two fresh batches of fuel assemblies have top and bottom grids of Inconel-718 while the inner six l

grids are made of Zircaloy-4 (all reload batches have eight grids made of Inconel-718).

Cycle 9 incorporates a new burnable poison rod design made of BC in Alumina, which is available in various enrichments of 4

Il C.

Six core ;ocations occupied by neither control rcxl banks nor 4

burnable poison assemblics will have demonstration thimble plugging devices inserted.

Twenty-four peripheral assemblies will have baffle clips mounted on them to help protect against baf fle jetting degradation.

The center assembly, /?2 of batch 9B, is a test assembly which is part of the demonst ration corrosion prcgram, it contains several rods clad in Zirconium-based advanced alloys instead of the standard Zircaloy-4 1

NE-840 NIC9 Startun Physics Tests Report Page 7 of 59

l cladding as well as 18 replacement 1.9 w/o U-235 fresh fuel rext s.

Reference 1 provides a more detailed description of the Cycle 9 core.

The core loading pattern and the design parameters for each sub-batch ao shown in Figure 1.1.

Fuel assembly burnups are given in Figure 1.2.

The available incore moveable detector loca' ions used for the BOC flux map analysis are identified in figure 1.3.

Figure 1.4 id e n t. i f i e s the location and number of burnable poison rods and source assemblies for

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Cycle 9, and Figure 1.5 identifies the location and number of cont rol rods in the Cycle 9 core.

y On March 7,

1991 at 2301, the r.inth cycle core achievnd initial cr i t ica l i t y. Following criticality, startup physics tests were performed as outlined in Table 1.1.

A summary of the results of these tests follows:

1 1.

The measured drop time of each control rod was within the 2.7 second limit of Technical Specification 3.1.3.4.

2.

Individual cont;ol rod bank worths were measured using the rod swap technique ' and the results were within 3.4% of the design preuictions. The sum of the im.li". dual measured cont rol rcxl bank worthe was within 0.2% of the design prediction.

These results a e within the design tolerance of 115% for individual bank worths (110% for the rod swap reference bank worth) and the design tolerance of 110% for the sum of the individual control rod bank worths 3.

M e r..> u r ed critical boron concentrations for two control bank con f igu ra t ion., were within 32 ppm of the design pred ict ions.

NE-840 NIC9 Startup physics Tests Report page 8 of 59

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I These results were within the design tolerances and also met the t

Technical Specification 4.1.1.1.2 criterion that the overall core reactivity balance shall be within 1 1 ', Ak/k of the design prediction.

4 The boron worth coef ficient measurement was within 1.2% of the design prediction, which is within the design tolerance of 110%.

5.

The measured isothermal temperature coefficient (lTC) for the all-rods-out configuration was within 0.85 pcm/'F of the design prediction.

This result is within the design tolerance of 13 pcm/'F.

The measured ITC of -0.90 pcm/'F meets the Technical Specificat!nn 3.1.1.4 criterion that the moderator temperature coefficient (MTC) he less than or equal to 46.0 pcm/'F. When the Doppler temperature coefficient and a 0.5 pcm/'F uncertalaty are

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accounted for in the MTC limit, the MTC requirement is satisfied as long as tne ITC is less than or equal to +3.75 pcm/'F.

6.

Mode 1 (See Reference 4) core power 2 stributions were within established design tolerances.

Generally, the measured core power distribution was within 1.8% of the design predictions.

The heat flux bot channel factors, F-Q(T), and enthalpy rise hot channel factors, F-Dil( M), were within the limits of Technical Specifications 3.2.2 and 3.2.3, respectively, in summary, all startup physics test tesalts were acceptable Detailed results, specific design tolerances and acceptante criteria for each measurement are presented in the following sections of this report.

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 9 of 59 l

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3 Table 1.1 L

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NE-840 NIC9 Startup Physics Tu.ts Report.

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SECTION 2 il I

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l The drop time of each control cod was measuted at hot full-flow reactor coolant system (1:CS) conditions in order to verify that the time from initiation of the rod drop to the entry of the rod into the dashpot i

jI was less than or equal to the maximum allowed by Technical Specification 3.1.3.4.

The concrol rod drop times were measured in Mode 3' with the i

RCS Tavg above 500'P and all reactor coolant pumps operating.

The rod d rop t imes were measured by withdrawing a rod bank to its fully withdrawn position, and removint; the moveable gripper coil fuse and 1

stationary gripper coil fuse for the particular rod of the bank to be

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dropped.

This allowed the rod to drop into the core as it would during i

a plant trip. The stationary gripper coil voltage and the Individual Rod

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Position Indication (IRPI) primary coil voltage signals were recorded to determine t he rod d rop t im e. This procedure was repeated for each control I

rod.

l As shown on the sample rod drop trace in Figure 2.1, the initiation of the rod drop is indicated by the decay of the stationary gripper coil voltage when the stationary gripper coil fuse is removed.

As the rod drops, a voltage is induced in the IRPI primary coil.

The magnitude of this voltage is a function of control rod velocity.

As the rod enters the dashpot region of the guide tube, its velocity slows causing a voltage decrease in the IRPI coil.

This voltage reaches a minimum when the rod reaches the bottom of the dashpot.

Subsequent variations in the trace are caused by rod bouncing.

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5 The measured drop times for each control rod are recorded on Figure 1

2.2.

The slowest, f astest, and average drop times are surnmar f r.ed in Table i

j 2.1.

Technical Specification 3.1.3.4 specifies a maximum rod drop time from loss of stationary gripper coil voltage to dashpot ent ry of 2.7 seconds with the RCS at hot, full flow conditions.

These test results satisfied this limit.

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5 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 19 of 59

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SECTION 3

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CONTR01. HOD llANK WORTil MEASUREMENTS

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The initial step of the rod swap method diluted the predicted most reactive control rod bank (herea f t er ijg referred to as the reference bank) into the core and measured its Sg i

reactivity worth using conventional test techniques.

The reactivity I

changes resulting from the reference bank movements were recorded j

continuously by the reactivity computer and were used to determine the differential and integral worth af the reference bank.

For Cycle 9,

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Control Bank B was used as the reference bank.

1 After the completion of the reference bank reactivity worth measurement, the reactor coolant system temperature and boron i

concentration were stabilized with the reactor just critical and the 4

reference bank near full insert ion.

Initial statepoint data for the rod lE swap maneuver were obtained by moving the reference bank to its fully

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inserted positton and recording the core rea c t. iv i t y and mcxh rator temperature.

From this point, a rod swap maneuver was performed by j

withdrawing the reference bank several steps and then one of the other control rod banks (i.e.,

a test bank) was inserted to balance the 2

i reactivity of the reference bank withdrawal. This sequence was repeated lI until the test bank was fully inserted and the reference bank was positioned such that the core was just critical. This measured critical

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position (MCP) of the reference bank with the test bank fully inserted was used to determine the integral reactivity worth of the test bank.

1 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 21 of 59 1

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The core reactivity, moderator temperature, and the dif ferential worth of the reference bank were recorded with the reference bank at t he MCI'.

The rod swap maneuver then was repeated in reverse such that the ref erence bank again was near full insertion with the test bank fully withdrawn from the core.

This rod swap process was then repeated ter each of the other control and shutdown banks.

A summary of the test results is given in Table 3.1.

As shown in this table and the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the individual measured bank worths for the cont rol and shutdown banks were within the design tolerance ( 110'.

for the reference bank, and 115* or 100 pcm, whichever is greater, for the test banks).

The sum of the individual measured rod bank worths was w i t.h i n 0.2', of the design prediction. This is well within the tesign tolerance of 110' for the sum of the individual control rod bank worths.

The integral and dif f erential reactivity worths of the reference bank (Control Bank B) are shown in Figures 3.1 and 3.2, respectively.

The design predictions and the measured data are plotted together in order to illust rate their agreement.

In summary, the measurea rod worth values wer< satisfactory.

I NE-640 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 22 of 59 l

m Table 3.I NORTil ANNA UNIT 1 - CYC1.E 9 STARTUI' PilYSICS TESTS CONTROL. ROD BANK WORTil

SUMMARY

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SECTION 4 r

BORON ENDPOINT AND WORTil MEASUREMENTS I

Boron Endpoint With the reactor critical at hot zero power, reactor coolant system (KCS) boron concentrations were treasured at selected rod bank configurations to enable a direct comparison of measured boron endpoints with design predictions.

For each c r it ica l boron concentration measurement, the KCS conditions were stabilized with the control banks at or very near a selected endpoint position. Adjustments to the measured I

critical boron concentration values wcro made to account for off-nominal i

control rod posit ion and moderator temperature, if necessary, The results of these measurements are given in Table 4.1.

As shown in this table and in the Startup Physics Tests Results and Evaluation Sheets given in the Appendix, the measured critical boron endpoint values were within their respective design tolerances.

The ARO endpoint comparison to the predicted value met the requirements of Technical l

Specification 4.1.1.1.2 regarding core reactivity balance.

In summary, l

the boron er.opoint results were satis f actory.

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Boron Worth Coefficient I

E The measured boron endpoint values provide stable statepoint data f rom which the boron worth coef ficient or dif ferential boron worth (DBW) was determined. By relating each endpaint concentration to the integrated rod worth present in the core at the time of the endpoint rneasurement, g

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As indicosed in this figure and in the Appendix, the measured DBW was 6.82 pcm/ ppm.

This is within 1.2*. of t he predicted l

value of -6,90 pcm/ ppm and is well within the design tolerance of 110;.

In summ:iry, the measured baron worth coefficient was satisfactory.

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j Tabic 4.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCII 9 (TARTUP PilYSICS TESTS Il0RON ENDPOIN.,

SUMMARY

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values of the endpoint taken at the ARO con figurat ion <is shown in tbc baron endpoint Startup Physics Tests Results and l

Evaluation Sheets in the Appendix.

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n I SECTION 5 I

TEMPERATURE COEFFILIENT MEASUREMENT i

The isothetmal temperature coefficient (lTC) at the all-rods-out condition is measured by controlling the reactor coolant system (RCS) temperature with the steam dump valves to the condenser, establishing a constant heatup or cooldown rate, and monitoring the resulting reactivity j

changes on the reactivity computer.

This t e s t.

sequence included a cooldown followed by a heatup.

i Reactivity was measured during the RCS cooldown of approximately S.5'r and the RCS heatup of approximately 3.3'F.

Reactivity and temperature data were taken from the reactivity computer and strip chart recorders.

Using the statepoint me t hcxi, the temperature coefficient was I

determined by dividing the change in reactivity by the change in RCS temperature.

An X-Y

plotter, which plotted reactivity versus temperature, confirmed the statepoint method in calculating the measured l

ITC.

i The predicted and measured isothermal temperature coefficient values I

a re compared in Table 5.1.

As can be seen f rom this summary and f rom the S ta rt u;) physics Tests Results and Evaluation Sheet given in the Appendix, the measured isothermal temperature coefficient value was within the design tolerance of 13 pcm/'F. The mcxlerator temperature coef ficient was determined to be +0.85 pcm/'F which met the requirements of Technical Specification 3.1.1.4.

In summary, the measured result was satisfactory.

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 30 of 59

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i Table 5.1 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 STARTUl' l'ilYSICS TESTS ISOTilERMAL TEMPERATURE COEFFICIENT

SUMMARY

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l SECTION 6 I

POWER DISTRIBUTION MEASUREMENTS The core power distributions were measuied using the moveable incore detector flux mapping system.

This system consists of five fission chamber detectors which trsverse fuel assembly instrumentation thimbles in up to 50 core locations.

Figure 1.3 shows the available locations monitored by the moveable detectors for Cycle 9.

For each traverse, the Ii detector voltage output is cont inuour. ly iron i t o r ed on a strip chart recorder, and scanned for 61 discrete axial points by the PRODAC P-250 process computer.

Full core, three-dimensional power distributions are determined from this data using the Westinghouse computer program, INCORE'.

INCORE couples the measured voltages with predetermined analytic power-to-flux ratios in order to determine the power distribution for the whole core.

A list of the full core flux maps taken during the startup test i

program and the measured values of the important power distribution parameters is given in Table 6.1.

A comparison of these measured values I

with their Technical Specification limits is given in Table 6.2.

Flux Map I was taken at 24*. power to verify the radial power distribution (RpD) predictions at low power.

Figure 6.1 shows the measured RPDs from this flux map.

Flux maps 2, 3, 4, and 5 were taken at 41*.,

70',,

891, and 94'.

power levels respectively with different control rod configurations.

I These flux maps were taken to check at power design predictions versus ennvired core power distributions at various operating conditions.

The l

radial power distribution for the 70*, power level flux map (flux map 3) is given in Figuru 6.2.

Flux maps 6 and 7 were taken at a power level l

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The radial power distribution for flux map 6 is given in Figure 6.3.

The radial power 5

distributions for the maps given in Figures 6.1, 6.2 and 6. 3 show that the measured relvtive assembly power values were generally within

1. 7 'l.

of the predicted values ( 1. 8*.

including flux maps 2, 4, 5,

7, and 8).

Further, the measured F-Q(T) end F-Dit(M) peaking factor values for the at power flux maps were within the l i m i t s, of Technical Specifications 3.2.2 a rid 3.2.3, respectively.

Flux maps 8,

9, and 10 were used to perform an Incore/Excore detector calibration.

In conclusion, the power distribution measurement results were considered to be acceptable with respect to the design tolerances, the accident analysis acceptanco criteria, and the Technical Specification limit s.

It is therefore anticipated that the core will continue to operate safely throughout Cycle 9.

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17) COWf I!! f - IM f int D A$ THE Avl Wal.E AalAt guAl* ANT Powta tilI fROM INCOPt.

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14) MAP 5 9 AND $$ WtP[ UlsAkink-(tWf flut MAPS I Anl N $ O9 INCDWl/lN(lWl (AllbkAI!ON.

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I lE I

I NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report l'a ge 34 of 59

B I

Table 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TESTS COMPARISION OF MEASURED POWER DISTRil1UT10N PARAMETERS WITil TilEIR TECilNICAL SPECIFICATION LIMITS I

I PEAE F-Q(T) llaT F-Q(T) Il0T F-Dil(MJ ll0T CilANNEl. FACTOR

  • CllANNEL FACTOR **

CllANNEL FACTOR (AT NODE OF MINIML.M MARCIN)

I MAP NO.

MEAS LIMIT NODE MEAS LIMIT NODE MAKGIN MEAS 1.lMIT MARGIN (1)

( *, )

1 2.239 4.380 38 2.239 4.380 3h 48.9 1.498 1.828 18.1 2

2.195 4.380 31 2,195 4.380 31 49.9 1.486 1.754 15.3 3

2.013 3.112 29 2.013 3.103 28 35.1 1.437 1.624 11.5 4

1.926 2.470 36 1.926 2.470 36 22.0 1.420 1.541 7.9 5

1.946 2.339 37 1.946 2.339 37 16.8 1.418 1.518 6. t, 6

1.922 2.211 37 1.922 2.211 37 13.0 1.413 1.494 5.4 r

7 1.915 2.203 36 1.915 2.203 36 13.1 1.417 1.493 5.1 I

8 1.911 2.207 37 1.911 2.207 37 13.4 1.421 1.494 4.9

  • The Yechnical Specification's limit for the heat flux bot channel factor, F-Q(T), is a function of core height and power level.

The value for F-Q(T) listed above i r, the maximum value of F-Q(T)

I in the core.

The Technical Specification's limit listou above is evaluated at the plane of maximum F-Q(T).

I

    • The value for F-Q(T) listed above is the value at the plane of minimum margin.

The minimum margin values listed above are the minimum percent difference between the measured values of F-Q(T) and the Technical Specification's limit for each map.

The measured F-Q(T) hot channel factors include 8.15% total uncertainty.

I I

I NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 35 of 59

rs I

Figure 6.1 L

NORTil ANNA UNIT 1 - CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TESTS 2

ASSEMilLYWISE POWER DISTRillVTION l

24% POWER R

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d i

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F E

D C

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6.%

6.5.

4.0

.PCI Clf il b1 MCI.

0.t9 U.58 1.07 0,F9 1,07 0.48 0.50

. 0.51 0.%8 1.11 0.67 1.10 0.59 0.10 7

%.9 0.4 5.1 2.7 f.%

3.1 0.2

......0.91. l.1%............1. t f. l.14. 1.1?

1.1%

1.78 1.16 0.54 -

0.3%

1.19 1.ta 1.1%

1,55 1.1%. 1.78 1.1%

0.11 5

1.4.

1.7 0.6.

9.1 0.1 0.1 0.1 0.7

-0.8

...l.it 0.15 0.82 1.15 l.it 1.5%

1.31 1.??

1.55 0.82 0.1%

1

.....1.14 1.34

.....1.79

.....1.14 0.3*

0.84

1. 56 1.24 1.1%

3.24 1.51 1.Pl I.52 0.81 0.A%

4 3.4 2.6 7.8 t0 1.2 1.1

-0.7

  • l.1 1.1.

1.2 1.0 0.%9 1.14 1.57 1.18 4.79 1.16 1.18 1.)?

0.%0 0.%0 1.16 1,55 1.14 1.51 1.16 1.%6 1.1%

1.28 1.17 1.30 1,43 0.29 1.3 1.5 1.7 1.7 1.6 1.7 l.6 0.5 1.7

-1.3

-1,6

-1.0

-l.0

.....1.79

.....1.26 0.5A 0.$h I.?6 1.?!

1.29 1.06 1.29 1.15 1.29 1.06 1.21 0.59 1.t*

1.13 1.10 1.08 1.11 1.14 1.29 1.0%

1.2%

1.10 1.75 0.%7.

6 2.3 f.3 1.8 1.7 1.6 1.9 1.4 0.4

-1.0 5.1 3.t

-1.4 1.4

.....1.3?

1.17.....

.....1.14 4

0.2%

1.co 4.s4 1.14 1.79 1.10 1.12 1.29 1.12 1.11 1.06 0.2%

0.th 1.07 1.1%

1.53 1.14 1.29 1.14 1.12 1.12 1.28 1.11 1.76 1.40 1.04 0.24 7

3.2 1.2 1.3 0.6 0.2 0.4 1.5 0.9

  • 0.1 0.6

- 1. 0 4.6

- 1.1 1.6

.....L.10...l.t6 0.51 0.76

. 31 1.??

1.54 1.11 1.30 1.15 1.54 1.72 1.51 0.F8 0.11 0.10 0.19 1.52 1.l?

1.34 1.11 1.3%

1.t1 1.2A 1.11 1.30 1.16 1.??

0.78 0.31 8

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1.6 0.8 1.6

-1.7 3.2

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. -S.1

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.....1.52

.....1.14 1.12 1.15

.....1.06 4.2%

0.2%

l.00 1.11 1.14 1.?9 1.15 1.51 1.11 1.79 0.7%

l.06 1.1 %. l.it.

14 1.78 1.10 1.28 1.10 1.7b 1.12 1.30 1.17 1.06 0.2%

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-0.5 0.3 0 1

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-1.4

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-2.6 1.4 1.1

-1.%. -0.2 1.5

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.....1.06 0.58 1.21 1.29 1.29 1.11 1,29 1.06 1.74 1.21 1,76 0.%8 0.4A 1.71 1.73 1.5?

1.07 1.76 1.10 1.?%

l.04 1.21 1.ft 1.26 0.59 to 0.4 0.5 1.5 2.1 0.5

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1.34 1.14

.1.17..........1.14 0.50 0.10 1,14 1.57 1.18 1.29 1.29 1.18 0.30 1.11 1.3%

3.21 1,79 1.17 1.51 1.12 1.??

1.18 1.12 1.14 0.79 11 2.4 7.4 2.5 f.7

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  • .i

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0.82 0.51 0.1%

0. 8's 3.16 1.73 1.11 1.70 1.10 1.20. 1.51 0.67 6.51 17 4.3 3.5 2.6 0.4

-1.8

-1.8

-2,3 1.6

-1.4

-0.3

-0.4 0.54 1.16 1.tA 1.1%

1.53 1.1%

1.77 1.16 0.34 0.5%

1.20 1.79. 1.12 1.31 1,11 1.2%

4.14 0.33 15 4.2 4.2 1.5

-1.5 1.5

-1.1 7.7

-l.S

-0.4 0.50 0.%8 1.08 0.80 1.07 0.4A 0.30 0.11 0.61 1.09 0.81 1.0%

0.5F 0.79 14 4.2 4.4 1.6 1.4

-1.6

-2.1

?.?

A vl 6 AG6 51&NDARD 0.2%

0.51 0.?4

..PC I Dif f f Wi mCt.

1%

dew!Affin 0.76 0.17 0.2%

al.50%

4.4 4.5 44 a

I7

SUMMARY

MAP HO:

N1-9-01 DATE: 03/10/91 POWER:

047.

CONTROL ROD POSITIONS:

F-Q(T) = 2.239 CORE TILT:

D BANK AT 133 SifPS F-DHlM) i 1.498 NW l.014 l NE 0.991 i

F(2)

= 1.417 LW l.007 l Lt 0.987 BURNUP

  • 14 MWD /MTU A.O. = -14.08'4 NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 3G of 59

l 1

Pigure 6.2 NORTil ANNA UNIT 1 - CYCL.E 9 ST ARTUP PilYSICS TESTS ASSEM14LYWISE POWEh DISTRittVTION 70'. POWE R W

P 84 M

1 ll J

H C

l 1

D C

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..PCI Dief1Ftsett.

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.PC I Dit f I Pl W.I.

3.S 3.t 7.e 4.10 0.59 1.11 9.A9 1.11 0.49 0.30 0.31 4.%9 1.11 0.90 1.li 0.%9 0.%4 f

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7.8 t.8 f.7 0.4 0,4 0.6 0.7 4.9 8.6 I

1.10

.....1.46 1.79 1.1' 4.57 l.l*

1.41 1.16 6.1%

0.80 1.??

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SUMMARY

MAP NO:

H1-9-03 DATE: 03/12/91 POW [ R : 707 CONTROL POD POSITIONS:

F -Ql) )

2.013 COPE TILT:

D BAHk AT 186 STEPS F-OHIMI s 1.437 NW l.014 l NE 0.996

)I l_

Flzl 1.300 LW 1,000 t LL 0.990 47 MWD /M TU A.D.

a -1.197 BUPNUP s

g xE. x1Ce - m-1m_

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'.50 1.13 1.?A l.li 1.10 1.78

. 0.79 1.10 1.11 1.77 1.1%

1.51 1.17 1.71 l.8%

4.10 1.44 1.76 1.11. l.l?

0.50 9

2.4

-2.4

?.4

- 0. 4.

1.%

0.7 0.8 0.8 0.0

-0.0 0.7 1.8

-l.0

-0.7 0.4 8

0.60 B.71 1.17 1.f&

l.19 1.10 l.lt 1.10 n.lt n.to 1.17 1.Z1 0.60 0.%9 1.18 1.18 1.11 n.tl 3 ?v l.nl I.ta 1.la 1.78 1.16 1.21 0.64 10

-2.9

-2.4 0.9 2.6 1.4

-1.0 1.0

-1.3

-0.7

-0.4 0.6 1.4 1.8 0.31 1.09 1.24. 1.1%....................1.14. l.78......

.....l.74 1.28 1.14 1.50 1.1%

1.09 0.11 I

.....0. %4 l

0.31 1.10 1.7%

1.18. 1.ta 1.12 1,79 1.17 1.ta 1.1%

1.2%

I.10 0.1?

11 0.1.

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-0.1 0.7 0.6 L.1

0. 54 0.81 1.2%

1.17 1.TA 1.19 1.26 1.17 1.7%

0.81 0.5%

0.82. 1.28 1.14 1.16 1.17 1.2%

1.36 1.74 0.8' 0.54 11 2.4 2.3 1.1 0.3 1.9 1.9

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-1.4

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1.30 1.11 1.16 1.08 0.34 11 1.1 0.9

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0.61.....

0.51 3.84 0.9%

1.11 0.60 0.11 0.12 0.62 1.14 0.9%

l.10 0.49 0.10 44 0.9 2.1 0.1

-0.8 5.0 3.0 1.5.

SIANDAkD G.?0 0.18 0.79 A W k Al.1 1%

DIVlail0M 0.11 0.59 0.F8

. Pt i D if f t M ktt..

=l.06r s.4 0.4

-?.s 1.%

=

SUMMARV MAP HO:

N1-9-06 DATP t 03/19/91 PowtR: 9 9 '/.

CONTROL ROD POSITIONS:

F-Qli) a 1.902 COR[ TILT:

D BANK AT 008 $f EPS F-DHIM) = 1.413 NW 1.012 l NE 0.947 I

FlZ)

  • 1.045 SW 1,000 l SE 0.990 BURNUP a 305 NWD/MTU A.D.
  • - 3. 8 0.

NE-840 NIC9 Startup i'hysics Tests Report l' age 36 of 59

1 I

Sl:CTION 7 L

K EIT.k ENCI;S

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Technical Report NL 824, Fevision 0, Virginia l'ower, Februa r y, 1991.

2. T. K. Ross, W. C. lieck. " Cont rol kost React ivity Worth Det er minat ion I!y 1he Kcxl Swap Technique." Yl.P rKD-36A, Deceml.er, 1980.
3. W. I.eggett and 1,. Eisenhart, "1ho INC0Kl; Code," WCAP 7149, December, 1967.

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5. Letter from W.

1,.

Stewart (Virginia Power) to the U.S.N.K.C.

"Surry Power Station Units 1 arul 2, Not th Anna Power Stat ion Unit s 1 arn! 2 :

bit f icat ion of Startup l'hysics Test Program - Inspectos rollowup item 280, 281/88-29-01", Serial No.89-541, December 8,

1989.

I I

I I

I I

NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Page 39 of 59

I I

I Al'I'END I X I

STARTUP l'IlYSICS TESTS HESUITS AND EVAL,UA110N SilEl:TS I

I I

I I

I I

I I

I I

I I

"-8"

$0Risi ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 e

L STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET i

I l Test Cescription: Reactivity Comput'r Checkout Reftrence Prec No /Section: 1*PT 94.0 Sequence Step No: 3

{BankPositions(Steps) lRCSTemperature('P): 547 11 Test Power Level

(*. F.P. ): O Cc % 4ons SDA: :28 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design)

CB: :8 CC: 228 CD:

  • Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('P): 549.0"G Test Power Level (% F.P.): O a

Conditions SDA: 228 SDB: 225

.A: 228 Other (Spectiy):

(Actual)

CB: 228 CC: g D: 95-Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

l 3l? l4l LO'. 6 3. '

Measured Parameter p = Kea; leactivity free p computer IV (Description) epg = Predt.ted Reactivity i

p,=

.ss.o

. so.o Measured Value pg

- %,6

+d.9

=

Test jiD{=

1.0 %

o.% '7o Results Dealgn Value

( Actual Conditions )

  • D = ((pe pg)/pg) x 100% I 4.0.

Design Value (Design Conditions)

  • D = ((p pg)/pg) x M s 4.M e

Reference WCAP 7905, Rev. 1. Table 3.6 V

FSAR/ Tech Spec Not Applicable Acceptance Criteria Reference Not Applicable Dessgn Tolerance is met V YES ~ NO VI Acceptance Criteria is met 7__.YES ___NO Comments

  • At The Just critical Position Allcwable Range = 1

-$g

+MS 3

Prepared By:

MOu-M Gdk+

Revtewed By: Meb-P. 3n-NE-640 N1C9 Startup t hysics Tests Report Pan" 41 o f Y'

-- ~

3 NORTil ANHA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 r

L STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (PRELIMINARY ANALYSIS) 1 I

! Test Cescription: Critical Boron Concentration - ARO Reference !

Proc No /Section: 1 PT-94.0 Sequence Step Not t{

}Banr.Postssons(Steps) 11 RCS Temperature ('r): $47 Test Powe r Leve l ( *. F. P. ) : 0 Conditional CDA: ::8 EDB: 208 CA: 228 Other (specify):

(Design) !

CB: 208 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): 'i'f 14 Test Power Level (% T.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB: 208 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating l

Date/ Time Test Performed:

7/6/'il S S O ta Meas Parameter g

IV (Descriptton)

(C ) AR0; Critical Boron Conc - ARO g

M Measured Value (C ) Agg = 21 8 g

Test Results Design Value (Actual Cond)

CB" I ^---

t' 9 'M Design Value (Design Cond)

Cg a2091 1 50 ppe Reference Technical Report NE-824 "Sv.

O Acceptance l-FSAR/ Tech Spec aC3xCB 5 1000 pcm V

D Criteria Reference Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set

,,d_YES,,_,_NO Acceptance Criteria is met
_r YES NO VI l

Coseents aCB = o.90 pcm/ ppa for preliminary analysis D

M C3 = f(C ) ARD - C l; C 3

B 3 is design value at actual conditions.

Prepared By: Mdt-L) fm --

-M Reyteved g : i o

  • +

y J

NE-84n NIC9 Startup Physics Tests koport Pa r,e 42 of 59

g i

t.',4 tchM STATION UNIT 1 CYCLE 9

$, t ' @

Y GS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (FINAL ANALYSIS)

I

n. v.

,. ~ ~

t

est

Description:

Critical Boron Concentration ARO Refeter.cw Proc No /Section: 1*PT 94.0 Sequence Step No: yg II Bank Positions (Steps)

RCS Temperature t 'T): 547 Test Power Level (*, T.P.): O ConditionsI SDA: ::S SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design) l CB: 2:8 CC: 208 CD: 208 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)

HCS Temperature ('T): N0 i

Test Power Level

(*. T.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 28 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB: 228 CC: 228 CD: 2:8 Below Nuclear Heating l

Date/ Time Test Performed:

il%H8 c.> 3 2o Mess Parameter 3

IV (Description)

(C ) AR0; Critical Boron Conc ARO g

I N

Measured Value (C ) ARO = 24 D g

Test i

Results Design Value (Actual Cond)

CB" M I # C EM Design Value (Design Cond)

Cg =2091 2 50 ppe Reference Technical Report NE*824 Rev. 0 l

D V

TSAR / Tech Spec aC3xCB s 1000 pce I

Acceptance Criteria Reference Technical Specification 4.1.1.1.2 Design Tolerance is set

'YES NO Acceptance Criteria is met

/YES NO VI I

Consents aCB = - 6.D %pn D

M C3 = l(C ) ARD C l; C g

g D is design value at actual conditions, g

0, IDL(. lv

~ YAn " S/ U, a

Prepared By:

Reviewed By:

O t

g i

sE-8:.o sic 9 startup enysics Tests Report Pas:e 43 of 59

E NORTH AhNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I

Test Descriptton: !sothermal Temperature Coefftetent ARO Reference Proc No /Section: 1 PT 94.0 Sequence Step No: g i

I II i Bane. Positions (Steps) l RCS Temperature ('T):

547 Test Power Level (% F.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design)

CB: 228 CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): T'%' e l '

Test Power Level (t F.P.): O Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual) l CB: 228 CC: 228 CD:.24 '

Below Nuclear Heating I

Date/ Time Test Performed:

?ldh ASG i

i i

Mens Parameter 150 IV (Description)

(a T IARO !sothermal Teep Coeff ARO I

150 Test Heasured Value (a T IARO =. o,9 0 pcs/'T (Cg =.2119 ppe)

Results Design Value ISO (Actual Cond)

(a T )ARO " ~ O 0 5 Pen /'r (C f

g m.21l9 ppm) 150 l

(a T )ARO = -0.31 1 3.0 pcm/'T Design Value (Design Cond)

(CB = 2091 ppe)

Reference lTechnicalReportNE-824Rev.O V

I ISO FSAR/ Tech Spec aT S 3.75*pca/'r Dop aT = 1.75 pcm/'T Acceptance Criterta I

Reference TS 3.1.1.4 Technical Report NE 824 Rev. O I

Design Tolerance is set

.f YES

_,,NO VI Acceptance Criteria is set A YES _ _NO Comments i

  • Uncertainty on oTMOD = 0.5 pcm/'T (

Reference:

meenrandum f rom C. T. Snow to E. J. Lozito dated June 27, 1980).

P, epa,ed e,. s,s %

Rev,e-e,. umus.

s NE-M40 NIC9 Startup Physics Tests Keport Pane 44 of 59

l I

NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I

I Test

Description:

Cnti Bank B Worth Meas.. Rod Swap kef. Bank Referance l

Proc No /Sectiont 1 PT-94.0 Sequence Step No: 6 I

[BankPositions(Steps) 11 l Pcwor Level (% T.P.)

RCS Temperature ('T): 547 Test Conditions SDA: 228 SDBt 228 CA: 228 Other (specify):

O (Design)

CBidoving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating III Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): 6Y#'

Test l

Power Level (% T.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB:Hoving CC: 228 CDs 228 Below Nuclear Heating I

Date/Tima Test Performed:

3lt191 0539 I

REr Measured Parameter I

(Description) g ; Integral Worth of Cnt! Bank B.

IV All Other Rods Out Test Measured Value

=

f c"14 4

  • 4 P#

Results Design Value (Actual Conditions)

I

/2 0*77. lal F "

Design Value (Design Conditions)

!ggp B = 1207 : 121 pen Reference Technical Report NE-824 Rev. O If Design Tolerance is exceeded. SNSOC FSAR/ Tech Spec shall evaluate impact of test result i

V Acceptance on safety analysis. SNSOC may specify Criteria that additional testing be performed.

Reference VEP FRD-36A Design Tolerance is met NES____NO VI Accyptance Criteria is met 2YES

_NO i

Consents t

,,e,.,ed

,,, L ed

&& h I

Rev,e.e. 8,,

!g xx. m.e Nice,m,t, ex.1

t. x.-t 4,

I NORTil ANNA POWER STATION L' NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SilEET (PINAL ANALYSIS) 1 Test Descriptten: Critical Boron Concentration B Bank in Reference l Proc No /Sectten: 1 PT 94.0 Sequence Step No: 7 11 Psnk Positions (Steps) l T.:S Temperature ('P): 547 Test Power Level (i P.P. ): 0 Conditionsi SDA: 228 SDB: 28 CA: 2:3 Other (specify):

I (Design) I CB:

O CC: ::S CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Posttions (Steps)

RCS Temperature ('P):S/A'/

i Test Power Level (% P.P.): O Conditions l SDA: 2:8 SDB: 208 CA: 228 Other (Spectfy):

(Actual) {

CB:

O CC: 228 CD: 228 j Below Nuclear Heatang l

Date/ Time Test Performed:

Slfl91

//O s' Meas Parameter (C )3g g; Critical Boron Conc B Bank In IV (Description)

Measured Value (C )B " 19N B

Fem Test i

Results Design Value (Actual Cond)

Cg=

/p/8 fagem f 2 7 ffm i

Prev Design Value (Design Cond)

Cg = 1916 + ACg 1 (10 + 100.7/ loc l)ppe y

Reference lTechnicalReportNE-824Rev.0 V

PSAR/ Tech Spec Not Applicable I

Acceptance Criteria Reference lNotApplicable Design Tolerance is set

,__ ES NO Acceptance Criteria is set

,_,, ES NO VI I

Comments acB * ~ b Y>

H Prev M

AC

= (C )ARO 2091 B

3 I

\\

.s 0

rf N

Prepared By:

-j Reviewed Dy:

I Wb/

I I

r... N1Ce 8t-t i-<~ ~<

~ - ""

E l

NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET (FINAL ANALYSIS) i 1

Test

Description:

HZP Boren Worth Coef ficent Measurement Reference Proc No /Section:

1 PT*94.0 Sequence Step No: 7.,

11 Bank Positions (Steps) lRCSTemperature('T):

Test 547

', Power Level (% T.P.): 0 I

Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 28 j Other (specify):

(Design)

CB: Moving CC: 228 CD: 28

Below Nuclear Heating Ill i

Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): 549.0 Test Power Level (t T.P. ): O Conditions SDAt 008 SDB: 228 CA: 2:8 Other (Specif y):

(Actual)

CB: Moving CC: 0:8 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

$$/9{

o).LO Measured Parameter IV (Description) aC, Baron Worth Coaf ficient 3

t Measured Value aC3 = - 6, 9 2 i

Results Design Value (Actual Conditions) aCB = 6.90 1 0.69 pes / ppa Design Value (Design Conditions) aC3 = 6.90 1 0.69 pcm/ppe Reference Technical Report NE*824 Rev. O I

FSAR/ Tech Spec Not Applicable V

Acceptance criterna Reference Not Applicable Design Tolerance is met I

ES _,.NO VI Acceptance Criteria is set

__d(ES N0 Consents I

Prepared By:

h4 Reviewed By:

'l ~7 I

N};.840 NIC9 Sta rt up l'hys ics Tests Report Edf"

"' ", se

NORTil ANNA POWER STATICN UNIT 1 CYCLE 9 STARTVP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATION SHEET Test Cescription: Cnt) Bank D Worth Measurement Rod Swap Reference l

Proc No /Section: 1 PT*94.0 Sequence Step Not q 11 Bang Pesitions (Steps)

I RCS Temperature ('T): 547 Test Power Level (* T.P.): O Conditional SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Otner (specify):

(Design) l CB: Moving CC: 228 CD Moving.

Below Nuclear Heating I

i l Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('F): M 'b Test Power Level ('. F.P.): O Conditionsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual) {

CB: Moving CC: 228 CD: Moving Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

31$1m

/464 1 ras Parameter i

RS (Description)

ID; Int Worth of Cnt! Bank D-Rod Swap lY

= b/.S ( Adj. Meas. Crit.

RS Ref Bank Test Measured Value I

Position = /(,o steps)

D Results Design Value RS

( Ad). Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)

ID

= /0/4.h f lMonition = it,0 steps)

RS Design Value ID = 1015 t 152 pce (Critical Ref Bank (Design Cond)

Position = 165 steps)

Reference Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-FRD-36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC I

shall evaluate impact of test result on V

FSAR/ Tech Spec Acceptance saf ety analysis. SNSOC any specify that additional testing be performed.

Reference VEP-FRD-36A I Design Tolerance is met VI

[YES_,,NO

.g %{ b Acceptance Criteria is set

,,,#,,,,,, Y E S_,,,,,,N O Comments

,2 Prepared By: __

N8 Reviewed By:

b I

i

r I

I NORTil ANNA 10WER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I

Teut Descr2ption
Catl Pank C Worth Measurement
  • Rod S ap Reference j Proc No /Secticn: 1 PT-94.0 Sequence Step ho lo I

II Bank Posit 1ons (Steps)

RCS Temperature ('P): 547 Test Power Level

(*. P.P.): 0 Condi;fonsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (spectfy):

(Design)

CB: Moving CC:Movsng CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('P): SW. 5 Test i

Power Level (?, P.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB: Moving CC; Moving CD: 228 Below Nuclear Heating I

Date/ Time Test Performed:

.stal s i t'll8 Mens Parameter I

g3 (Description)

IC; Int Worth of Cnt! Bank C Rod Swap IV g3 (Adj, Meas. Crit. Ref Bank I

Test Measured Value I

7

=

C P sition = fat 3 steps)

Results Design Value g3 Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)

I

= SIM I C

Position " fM dateP8)

RS Design Value I

= 815 1 122 pce (Critical Ref Bank C

(Design Cond)

Position = 130 steps)

Reference I Technical Report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A l

If Des 1gn Tolerance is exceeded, SNbOC I

shall evaluate impact of test result on V

PSAR/ Tech Spec Acceptance safety analysis. SNSOC say specify that additional testing be performed.

Criteria lVEP-TRD-36A Reference Design Tolerance is met

[ES,, 40 I

VI Acceptance Criteria is set

,,YES N0 Consents I

e Prepared By:

M I

Reviewed By:

I l

NE-840 NIC9 Sta rcup l'hys ics Tests R* port l'4;t' 4 'l of Yi I

I I

NORTH AhNA P0hER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I

Test Descriptien: :nti Bank A Worth Measurement 5cd Swap Referenco l Proc No <Sectaen:

1 PT 94.0 Sequence Step No: 11

' Bank Positions (Steps) 11 RCS Temperature ('P): 347 Test Power Level s '. P.P. ): 0 Conditionst SDAt 205 SDB: ::S CA Moving Other (specify):

(Design) {

CB: Moving CC: ::S CD: 228 Below Nuclear Heating 111 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): 5T 7. 7 Test I

Power Level (7. P.P.): 0 Conditions SDAt 228 SDB: 228 CA: Moving Other (Specify):

(Actual)

CB: Moving CC: 225 CD: 226 Below Nuclear Heating I

Date/Tien Test Performed:

}ISl91 I349 i

'MeasParameteri g3 (Description) l14 ; Int Worth of Cnti Bank A Rod Swap lY gg

( Adj. Meas. Crit. Ref Bank i

Test Measured Value lg = M.9 Position =(,6 steps)

Results Design Value g3

( Adj. Meas. Crit. Ref Bank I

(Actual Cond)

Ig = M. 2% foo Position = (,6 steps)

RS Design Value 1

  • 259 1 100 pcm (Critical Ref Bank 4

(Design Cond)

Position = 67 steps)

Reference I

Technical Report NE 824 Rev. O, VEP PRD 36A If Design Tolerance is exceeded. S%0C shall evaluate impact of test result on V

PSAR/ Tech Spec Acceptance safety analysis. SNSOC may specify that Criteria additional testing be performed.

Reference VEP itD 36A Design Tolerance is met

_/ S _ NO I

Acceptance Criteria is set VI ES NO Comments l

[

Prepared By:

Reviewed By:

I I

N-x= 81 - ~"< - " "

1 I

l I

NORTH ANNA POVER STATICN ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST FESULTS AND LVALUATION SHEET R

Test

Description:

Shutdown Pann B Worth Meas.

Rod Swap Reference l

Proc No /Sectien-1 PT 94.0 Sequence Step No: l {,

!BankPositions(Steps) lRCSTemperature('T):

'. I i t.7 Test Power Level

(*. T. P. ): O Conditionsi SDA: 228 SDB: Moving CA: 228

, Other (specify):

(Design) l CB: Moving CC: 228 CD: 28 lBelowNuclearHeating 111 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): 80*9 Test I

Power Level (% F.P.): 0 Conditions SDA: 228 SDB: Moving CA: 228 other (Specify):

(Actual)

CB Moving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

3/s / 91 13c l Meas Parameter g3 (Description)

ISB; Int Worth of Shutdown Bank B Rod Swap IV RS (Adj, Meas. Crit. Ref Bank Test Measured Value I

=

Position =/48.https)

Results SB Design Value p3 (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond)

I

=/04C./!/5G Position = /4 W.~2teps )

SB RS Design Value I

= 1039 i !$6 pce (Critical Ref Bank SB (Design Cond)

Position = 170 steps)

Referenco l

Technical Report NE*8?4 Rev. O, VEP FRD 36A i

i If Design Tolerance is exceeded SNSOC 1

shall evaluate impact of test result on V

FSAR/ Tech Spec A ceptance safety analysis. SNSOC may specify that Criteria additional testing be performed.

Reference VEP-FRD-36A Design Tolerance is met i

S NO VI Acceptance Criteria is set

,,, YES N0 Coenents 4

Prepared By: _#D Reviewed By:

s' NE-840 NIC9 Startup Physics Tests Report Pilge 51 of 59

s H

NORTH ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 L

STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALVATIOk SHECT 1

~ Test Cescription: Shutdown Bank A horth Meas. - Rod Swap J

Reference l

Proc No / Section: 1-PT 94.0 Sequence Step No j) 11 l Bank festtions (Steps)

! RCS Temperett ro ('T):

I 547 Test

, Power Level (?, T.P. ): O Conditions SDA: Moving SDB: 228 CA: 228

{Other(specify):

(Design)

CB: Moving CC: 228 CD: 228

Below Nuclear Heating lBankPositions(Steps)

RCS Temperature ('T): Me 9 Test Power Level (% T.P.): O Conditions SDA: Moving SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB: Moving CC: 228 CD: 228 Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

3/9/ql

// %

Mess Parameter g3 (Description) 134; Int Worth of Shutdown Bank A-Rod Swap IV RS (Adj. Meas. Crit. Ref Bank Test Hessured Value 133 = 897 d Position ago.3 steps)

Results Design Value RS (Adj. Meas. Crit. Ref Bank (Actual Cond) 134 = Sil. It ( W Position a go,3 steps)

RS Design Value Igg = 890 2 134 pcm (Critical Ref Bank (Design Cond)

Position = 142 steps)

Reference Technical Report NE 824 Rev. O, VEP-TRD 36A If Design Tolerance is exceeded, SNSOC shall evaluate tapact of test result on V

TSAR / Tech Spec Acceptance safety analysis. SHSOC may specify that additional testing be performed.

Criteria Ref t ance VEP-FRD-36A Design Tolerance is met

. [Y VI Acceptance Criteria is cet

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,NO.

Comeents i

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N SE-840 SIC 9 Startup Physics Tests Keport Pa y,c 52 of 59

I I

NORT!! ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET

!TestCescrt I

I ston: Total Rod Worth Red E.ap Reference Proc so rSection: 1 PT-94.0 Sequence Step No: l34 11 5

Bank festtions (Steps)

RCS Temperature ('T): $47 Test Power Level (*. T.P. ): O Conditions SDA: Moving SDB: Moving CA Moving l Other (spectly):

(Design)

CB: Moving CC:Movin;; CD: Moving l Below Nuclear Heating III Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('F): 64 d. 4 Test Power Level (?, T.P. ): 0 I

Conditions SDA Mos ing SDB: Moving CA Meving Other (Specify):

(Actus!)

CB: Moving CC: Moving CD: Moving Below Nuclear Heating Date/ Time Test Performed:

3l3 l*l l 09: >\\

Mess Parameter '

( Des c r tpt ton )

I Total; Int W tth of All Banks Rod Swap IV I

Test Measured Value I

Results Total

  • ND P Design Value (Actual Cond)

I I

Total "

f'

)

Design Value I

(Design Cond)

Total = 5225 t 523 pen Reference Technical report NE-824 Rev. O, VEP FRD 36A If Design Tolerance is exceeded. SNSOC shall evaluate impact of test result on V

FSAR/ Tech Spec i

Acceptance safety analysis. SNSOC any specify that Criteria additional testing be performed.

Reference VEP-FRD 36A Design Tolerance is met ES N0 VI Acceptance Criteria is met ES

__,NO Comments v

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N' e

I I

ATTACILMENT 7 I

NORTil ANNA POWER STATION ll NIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TIST RE5ULTS AND EVALUATION SHEET Test Descriptient M/D T1ux Map Banks D.C at Insert. Lisits Reference Proc No / Section: 1 PT 21.'.

Sequence Step ho: q) l Bank Positions (Steps)

} RCS Temperature ('P):T I

Test RE II Ob

, Power Level

(*. P.P. ):

Cenottions:

SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify)

(Desagn) l CB : 225 CC :

  • CD:

Must have 2 38 thiebles Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): TW

  • i Test Power Level (% T.P.): 2 4. W 7 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 218 Other (Specify):

(Actual)

CB : 228 CC : 42'8 CDs 6 53 g 3 4g e, Date/ Time Test Perforecid:

BlooI9 In t 2 3 I

MAX. REL NUC ENTHAL TOTAL HEATi QUADRANT I

!V Mess Parameter ASSY PVR RISE HOT FLUX HOT POVER TILT (Description)

% DilT CHAN TACT CitAN TACT RATIO (M P)/P T dH(M)

T-Q(7)

QPTR I

- W. M Hessured Value h t &.HD Test 4 ya ggg 2,434

(, o i q 13 I

Results p; torvo Design Value e in ~ ' s e.*

(Design Conds) I" Iaba'A' NA NA 5 1.02 VCAP 7905

'VCAP 7905 Reference REY.1 NONE NONE REV.1 TSAR / Tech Spec NONE Acceptance NONE

'I Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I

Design Tolerance is set

,,,'YES NO Acceptance Criteria is set
4 YES NO Coseants Near Control Rod Insertion Lieits I

1 m

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c Prepared By: %[dv R

Reviewed By:

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g xx. m mce m,t ~, 1.m t m.-, t

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s.

-2

ATTACHPENT 7 I

NORTH ANNA POVER ETAT'ON UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYMit:S TEST 7:EEULTS AND EVALUATION SilEET l

Test

Description:

1/D Flux Msp At Power Reterence Proc No i Sectiont 1 PT 21.;

Sequence Step No: 43 Bank Positions (Steps; l ECS Temperature ('T):Tp I

21 Test Power Level

(*. T.P.):

Condittonsi SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Otner (specify)

( Des tan)

CB : 228 CC : 228 CD:

Must have 2 38 thisbles 111

' Bank Positicas (Steps)

ECS Temperature ('T): L4 ti Test Power Level (% T.P.):

'7 0. 0 3 /.

Conditions.

SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 0';her (Specif y):

(Actual)

CB : 228 CC : 228 CD: ley' g

Date/ Time Test Performed: M 3/s 2. /'l i M N ' $l MAX KEL NUC ENTHAL.

TOTAL HEATi QUAURANT I

IV Meas Parameter ASSY PVR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Description)

7. DITT CHAN TACT CHAN TACT RATIO (M P)/P T dH(N)

T*Q(T)

QPTR I

~ h.1 7 P Hessured Value P 2 Mo

/ j,q y 7 2,op3

/

/, pg 3 y

Test I ' 6 #* F I

Results Desagn Value l;;;;;;i;;;

(Design Conds)

"i'"""'

NA NA 5 1.02 WCAP 7905 WCAP 1905 Reference REV.1 NONE NONE REV.1

    • ,u.r...........,;,,.,,.,,,... )

Y l TSAR / Tech Spec NONE NONE Acceptance I

Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE Design Tolerance is set

/_ YES NO Acceptance Criteria is set L YES NO VI Comments

  • As Required Prepared By-Reviewed By:

-N b I

i NE.8:.0 NIC9 Startup Physics Tests Report P i r."

M "I 59

I NORTH ANNA PO'aER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TTST RESULTS AND EVALUATIDH SHEET

!TestDescription:

1 M/D Flux Map HTP, ARD, Eq. Xe Reference Proc So / Section: 1 PT 21.1 Sequence step ho: q$

I 11 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T):7 al Test Po.e r Leve l ('l, F.P.): b5 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify): Eq. Xe.

(Design)

CB. 225 CC. 220 CD:

Must have 2 38 th: 4 1es 111 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): T,( 1 i Test r

I Pos e r Leve l ( % F. P. ): qq aq Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify)t (Actual)

CD : 228 CC 228 CD: 229 4 L' T h..L,1,.s

,M I Date/ Time Test Performed:

N MAP (s

? /19 /Gl

c. f l10'?

I MAX. REL NUC ENTHAL) TOTAL HEAT QUADRANT IV Meas Parameter ASSY PWR RIEE HOT l FLUX HOT POWER TIL1 (Description)

% DIIT CHANFACTlCHANFACT RATIO (M P)/P T dH(N) j F-Q(T)

QPTR I

..r.,

Measured Value l.4I3 1.922 l c); z; Results

  1. '9 Design Value
i * "". ** ';;;;;;; t ;;

(Design Conds)

I NA NA t 1.02 WCAP-7905 WCAP 7905 Reference REY.1 NONE NONE KEV.1 I

b '" ' ' ' ' ""li 4

V TSAR / Tech Spec NONE NONE I

Acceptance Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I

Design Tolerance is met d YES

_N0 Acceptance Criteria is set L YES _ N0 VI Comments As kequired I

P, epa,ed,,. wasu jf Mit-Re ie.e4,,,

I

'I I

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~,ce t -t, r 1c ~ xe-1

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I I

NORTH ANNA F0kER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I

I Test Descriptien: M/D Flux Map-N1 Calibration heterence Proc No / Sectaen: 1 PT 22.2 Sequence Step No:

Q(,

I 11 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T):Tptp 11' Test Power Level

(*, T.P. ): 9515 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design)

CB : 228 CO. 228 CD: **

111 Bank Positions (Steps)

ECS Temperature ('T): Trelsl' Test Power Level

(*, T.P. ): 99 2f %

I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB : 228 CC 228 CD 11 g MAP B I

Date/ Time Test Performed:

4/t/qf 6 Tm u tk t.b

' MAX. REL NUC ENTHAL TOTAL HEAT QUADRANT I

IV Mens Parameteri ASSY PWR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Deccription)

  • DITT CHAN TACT CHAN TACT RATIO (M P)/P T dH(N)

F-Q(T)

QPTR

'3' M Fe'

(*41i M.-7 gT,7, 9,f @,

Heasured Value

    • '9 t.9 4 L Test 4 '4 "* f* '-

1.0102 Results

"^

Design Value l lp, ;;

"i'""y'tM (Design Conds)

NA NA 5 1.02 lWCAP7905 WCAP 7905 Reference l

REV.1 NONE NONE REY.1 l

""""'"*"']I V

TSAR / Tach Spec {

NONE NONE Acceptance Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'

Design Tolerance is met

/ ES N0 Y

Acceptance Criterla is met rf,' Y ES

,_,,NO VI I

Comments

  • Must have at least 38 thimbles for a full core ilux map, or at least 16 thisbles for a quarter core flux map.
    • As Required I

Pr.,a.d,,. m u./

6 #2

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I I

x r. - ~1c"- ~<~ ~

~

I I

NORTH ANNA POVER STATION UNIT 1 CYCLE 9 STARTUP PHYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SHEET I

1 Test

Description:

M/D Flux Map NI Calibration Reference Proc No / Section: 1 PT-22.2 Sequence Step No: 99 I

Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('F):Tpty 11 11 Test Power Level

(*, r.P. ): 9515 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design)

CB : 228 CC : 228 CD: **

Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('T): T"I

Test Power Level (t F.P. ): 94 24*/,

I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB : 228 CC : 228 CD:205 htM y I

bate / Time Test Performed:

Quantec Conc M4e y/ /4/

31 Tm u 6<.E.5 MAX, REL NUC ENTHAL TOTAL HEAT QUADRANT I

lY Meas Parameter ASSY PWR RISE HOT TLUX HOT POWER TILT (Description)

  • DirF CHAN FACT CHAN TACT RATIO (M P)/P F dH(N)

F-Q( T)

QPTR MA uA uA v4 Measured Value Test I

Results Design Value

i!

"a'*"'

(Design Conds)

NA NA s 1.02 WCAP-7905 WCAP-7905 Reference REV.1 NONE NONE REY.1 I

V TSAR / Tech Spec NONE NONE Acceptance I

Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'

Design Tolerance is met

L YES

_NO Acceptance Criteria is met

Z YES _ NO VI Comments
  • Must have at least 38 thimbles for a full core flux esp or I

at least 16 thimbles for a quarter core flux map.

J**AsRequired Prepared By:

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NORTil ANNA POWER STATION UNIT 1 CYCL.E 9 STARTUP PilYSICS TEST RESULTS AND EVALUATION SilEET I

Test

Description:

M/D Flux Map N1 Calibration keference Proc No / Section: 1-PT 22.2 Sequence Step No: yf I

11 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('F):Tphp il Test Power Level (t F.P. ): 9 15 Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (specify):

(Design)

CB : 228 CC : 228 CD: **

111 Bank Positions (Steps)

RCS Temperature ('F): Tre f d i

  • Test Power Level (% F.P. ): 4 9 m A *'

I Conditions SDA: 228 SDB: 228 CA: 228 Other (Specify):

(Actual)

CB : 228 CC : 228 CD: A2)

M4r10 I

Date/ Time Test Performed:

g

_p g gg 4b/98 3l *THi n 8 L t M I

MAX. REL NUC ENTilAL TOTAL HEAT QUADRANT IV Meas Parameter seSY PWR RISE HOT FLUX HOT POWER TILT (Desc 1ption)

  • DIFF CHAN FACT CilAN FACT RATIO (M-P)/P F dH(N)

F-Q(T)

QPTR WA ud MA NA Measured Value I

Test Results Design Value

ll
;; t M (Design Conds)

"i'*"' * '

NA NA 5 1.02 WCAP-7905 WCAP-7905 Reference REY.1 NONE NONE REV.1 I

V FSAR/ Tech Spee, NONE NONE Acceptance I

Criteria Reference NONE TS 3.2.3 TS 3.2.2 NONE I'

Design Tolerance is met

f,YES NO Acceptance Criteria is met
4 YES NO VI I

Comments

  • Must have at least 38 thisbles for a full-cure ilux sap, or at least 16 thisbles for a quarter-core flux map.
    • As Required Prepared By:

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Reviewed By: ___

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