ML24214A039: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot insert)
 
(StriderTol Bot change)
 
Line 17: Line 17:


=Text=
=Text=
{{#Wiki_filter:Oyster Creek Station
{{#Wiki_filter:}}
 
Historical Site Assessment (HSA)
Revision 2
 
Prepared by: Oyster                                                Creek Decommissioning
 
Generated:                                                                      February 2020 Revised:                                                                                                                                              November 2021
 
Page 1 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Historical Site Assessment Principal Investigator: N/A -Document Revision to address NJDEP Comments Jack McCarthy, Certified Health Physicist Revised By: rJ/ Tom Williamson, Project Manager Reviewer:
Ed O'Brien, Professional Geologist Approver:
adiation Protection and Chemistry Disclaimer: The use of any trade names, products or materials in this manual does not constitute an endorsement by Comprehensive Decommissioning International (COi).
The information in the HSA is provided free of charge. COi assumes no responsibility to a person or entity for the use of this information. There are no representations or warranties, expressed or implied, of any kind regarding this information.
Page 2 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 1.                                          Glossary of Term, Acronyms and Abbreviations ....................................................... 8
: 2.                                          Executive Summary ................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      13
: 3.                                          Purpose                        of the Historical        Site Assessment ..............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          14
: 4.                                          Property Identification .............................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  16 4.1.                                                                                                                                  Physical Characteristics .......................................................................................                                                                                                                                                                                                                                    16 4.1.1.                                                            Name ..................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                16 4.1.2.                                                            Location ..............................................................................................................                                                                                                                                                                                                                  16 4.1.3.                                                            Topography .........................................................................................................                                                                                                                                                          17 4.1.4.                                                            Stratigraphy .........................................................................................................                                                                                                                                                          17 4.2.                                                                                                                                  Environmental Setting                                          .........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                          17 4.2.1.                                                            Geology ...............................................................................................................                                                                                                                                                                                                        17 4.2.2.                                                            Hydrogeology ......................................................................................................                                                                                                  18 4.2.3.                                                            Hydrology ............................................................................................................                                                                                                                                                                                            20 4.2.4.                                                            Meteorology ........................................................................................................                                                                                                                                                20
: 5.                                          Historical        Site Assessment ......................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            22 5.1.                                                                                                                                  Approach                      and                                                                  Rationale                ......................................................................................                                                                                                                                                                                                                        22 5.1.1.                                                            Identify Planning                                          Team Members including                                          the                                          Decision Maker ...........................                                                                                                                                                                                                                                                                                                      22 5.1.2.                                                            State the                                            Problem ................................................................................................                                                      23 5.1.3.                                                            Classify the site as Impacted or Non-Impacted ....................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                23 5.2.                                                                                                                                  Boundaries of the                                            site ..........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                      24 5.3.                                                                                                                                  Documents Reviewed ..........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                      24 5.4.                                                                                                                                  Property Inspections ............................................................................................                26 5.5.                                                                                                                                  Personal Interviews .............................................................................................                    28
: 6.                                          History and                                                                        Current Usage......................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            29 6.1.                                                                                                                                  History .................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                    29 6.2.                                                                                                                                  Current Usage                                                          .....................................................................................................                                                                                                            30 6.3.                                                                                                                                  Adjacent Land Usage                                                            ..........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                      31
: 7.                                          Findings ..................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                32 7.1.                                                                                                                                  Potential Contaminants........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                32 7.2.                                                                                                                                  Potential Contaminated                                          Areas .............................................................................                                                                                                                    36 7.2.1.                                                            Impacted Areas known and potential ...................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              37 7.2.1.1.                                                              Structures......................................................................................................                                                                                                                        37 7.2.1.1.1.                  AOB                          and                                                                  Annex .........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                          37 7.2.1.1.2.                  AOG Building .............................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                      39
 
Page 3 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.3.                  Boiler Houses .............................................................................................                  42 7.2.1.1.4.                  Breathing                                          Air Compressor Building .............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    44 7.2.1.1.5.                  Building 3 Old Machine                                          Shop ......................................................................                                      46 7.2.1.1.6.                  Building 4 Site Storage                                                                  Building ..................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            48 7.2.1.1.7.                  Chlorination                                          Building ...................................................................................                                                                                                                                                                                        50 7.2.1.1.8.                  Clean Rigging and                                                                Storage                                                                  Buildings .........................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        51 7.2.1.1.9.                  Condensate                    Transfer Pump House and                                                                  Systems .......................................                                                                                                                                                                                                                                                                                  53 7.2.1.1.10.                  Contractor Trailer Complex (CB&I) ...........................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              55 7.2.1.1.11.                  Diesel        Generator Building .........................................................................                                                                        57 7.2.1.1.12.                  Dilution Pump House              ................................................................................                                                                                                                                                      58 7.2.1.1.13.                  Drywell                Processing                                          Center........................................................................                                                            60 7.2.1.1.14.                  Fire Water Pump House                ...........................................................................                                                                                              62 7.2.1.1.15.                  Fish Sample                      Pond ....................................................................................                                                                                                                                                                                                    63 7.2.1.1.16.                  Hazard                    Collection Building ........................................................................                                                            65 7.2.1.1.17.                  Hot Machine                                            Shop ....................................................................................                                                                                                                                                                                                  67 7.2.1.1.18.                  Hot Tool Room .........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                            69 7.2.1.1.19.                  Intake                    and Discharge Structure          .................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        71 7.2.1.1.20.                  ISFSI Area ................................................................................................                                                      73 7.2.1.1.21.                  Level D Building........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                75 7.2.1.1.22.                  LLRWSF ...................................................................................................                                                                                        77 7.2.1.1.23.                  MAC Facility .............................................................................................                    80 7.2.1.1.24.                  MAF .........................................................................................................                                                                                                                                                          82 7.2.1.1.25.                  Main Gate Security Center........................................................................                                                            84 7.2.1.1.26.                  Maintenance Supervisor Building ..............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                86 7.2.1.1.27.                  MOB -          Office Building ..............................................................................                                                                                                                                88 7.2.1.1.28.                  New                            Maintenance                    Building                                          .......................................................................                                                  91 7.2.1.1.29.                  New                            Sampling                                            Building .............................................................................                                                                                                                    93 7.2.1.1.30.                  NRW Building ...........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                    95 7.2.1.1.31.                  NRW Chlorination                                          Facility .......................................................................                                                100 7.2.1.1.32.                  OCAB .....................................................................................................                                                                                                              101 7.2.1.1.33.                  ORW Building .........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                            103 7.2.1.1.34.                  ORW North Annex ..................................................................................                                                                                                                                                                            108 7.2.1.1.35.                  Pretreatment Building .............................................................................                                                                                                                    110 7.2.1.1.36.                  RCA OSSC ......................................      .......................................................            112
 
Page 4 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.37.                  Reactor Building .....................................................................................                                                                                                                                                                                                              113 7.2.1.1.38.                  Respirator Facility ...................................................................................                                                                                                                                                                                        119 7.2.1.1.39.                  Scaffold Building .....................................................................................                                                                                                                                                                                                              121 7.2.1.1.40.                  SEB                                                                      ........................................................................................................                                                                                                                                              123 7.2.1.1.41.                  Service Water Monitor Building ...............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                        125 7.2.1.1.42.                  Stack and Base of Stack.........................................................................                                                                        127 7.2.1.1.43.                  Stack RAGEMS ......................................................................................                                                                                                                                                                                                                          131 7.2.1.1.44.                  Turbine                                          Building ......................................................................................                                                                                                                                                                                                                          133 7.2.1.1.45.                  Turbine                                          Generator Services Trailer .........................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        137 7.2.1.1.46.                  Turbine                                          RAGEMS Building .....................................................................                                                139 7.2.1.1.47.                  Warehouse            .............................................................................................                    141 7.2.1.2.                                                              Storage Tanks .............................................................................................                    143 7.2.1.2.1.                  CST ..........................................................................................................                                                                                                                                                                      143 7.2.1.2.2.                  Dirty Oil                  Tank                  ...........................................................................................                    145 7.2.1.2.3.                  DWST ......................................................................................................                                                                                                                        146 7.2.1.2.4.                  Liquid                    Nitrogen                                                                                      Tank ................................................................................                                                                                                                                                      148 7.2.1.2.5.                  MFOT              .......................................................................................................                                                                                                                                    149 7.2.1.2.6.                  New                            Demineralized                                          Water Tank                                                          ...............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            150 7.2.1.2.7.                  ORW Surge                                            Tank            .....................................................................................                                                                                                                                                                                                              151 7.2.1.2.8.                  Outdoor Tank and                                                                  Enclosure              ....................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  153 7.2.1.2.9.                  Redundant Fire Water Tank .....................................................................                          155 7.2.1.2.10.                  Sodium Hypochlorite Storage                                                                Tanks .......................................................                                                                                                                                                                                              156 7.2.1.2.11.                  TWST .....................................................................................................                                                                                                              157 7.2.1.3.                                                              Land                                                                                        Areas .................................................................................................                                                        159 7.2.1.3.1.                  East PA                                                    Non-RCA                                                                            ....................................................................................                                                                                                                                                                                                    159 7.2.1.3.2.                  East Wooded Area ...................................................................................                                                                                                                                                                                        161 7.2.1.3.3.                  Main Parking Lot ......................................................................................                                                                                                                                                                                                                          163 7.2.1.3.4.                  North PA                                                    Non-RCA                                                                                ..................................................................................                                                                                                                                                                            165 7.2.1.3.5.                  North Parking                                            Lot .....................................................................................                                                                                                                                                                                                              167 7.2.1.3.6.                  Northeast Parking                                          Lot ...............................................................................                                                                                                                                          169 7.2.1.3.7.                  North Wooded Area ..................................................................................                                                                                                                                                                            171 7.2.1.3.8.                  RCA Yard .................................................................................................                                                      173 7.2.1.3.9.                  South                      PA                                                    Non-RCA ..................................................................................                                                                                                                                                                            175 7.2.1.3.10.                  South                      Parking                                          Lot ...................................................................................                                                                                                      178
 
Page 5 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.11.                  South                      Wooded                                                                                                              Area ...............................................................................                                                                                                                                          179 7.2.1.3.12.                  West PA                                                    Non-RCA                                                                              .................................................................................                                                                                                                                                                181 7.2.1.4.                                                              Subsurface SSC ..........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                      183 7.2.1.4.1.                  Basements, Footings, Tunnels, Pipe Chases, and                                                                Piping .........................                                                                                                                                                                                                                                                                                183 7.2.1.5.                                                              Subsurface Soil ...........................................................................................                  188 7.2.1.5.1.                  North Parking Lot Subsurface          ...................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              188 7.2.1.5.2.                  RCA Yard Subsurface ..............................................................................                                                                                                                                190 7.2.1.5.3.                  Reactor Building/Turbine Building Subsurface                ..........................................        191 7.2.1.5.4.                  South                      PA                                                    Non-RCA Subsurface                ...............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            192 7.2.1.5.5.                  West PA Non-RCA Subsurface                  ................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      193 7.2.1.6.                                                              Intake                    and Discharge Canals ......................................................................                                      194 7.2.2.                                                            Non-Impacted                                          Areas                                                    ..........................................................................................                196 7.3.                                                                                                                                  Potential Contaminated                                          Media ...........................................................................                                                                                              196 7.3.1.                                                            Surface                    Soil .......................................................................................................                                                                                                                                    196 7.3.2.                                                            Structures ..........................................................................................................                                                                                                                                                                      196 7.3.3.                                                            Systems                ............................................................................................................                                                                                                                                                                      197 7.3.4.                                                            Subsurface Soil .................................................................................................                                                      197 7.3.5.                                                            Surface                    Water ...................................................................................................                                                                                      197 7.3.6.                                                            Groundwater ......................................      ...............................................................                                                                                                      197 7.3.7.                                                            Sediment ...........................................................................................................                                                                                                                                                                                198 7.3.8.                                                            Miscellaneous ....................................................................................................                                                                                                  198 7.4.                                                                                                                                  Related                                          Environmental Concerns ......................................................................                                    198
: 8.                                Conclusions ..........................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                198
: 9.                                References ............................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        199
: 10.      Appendices ...........................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            201 10.1.                                                                                                            Figures and                                                                  Conceptual Model and                                                                  Site Diagram showing                                            Classifications .........                                                                                              201 10.2.                                                                                                            List of radiological                              incident files §50.75(g)(1)` ............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            212 10.3.                                                                                                            Photo                    documentation Log ..................................................................................                                                                                                                                                                            252
 
Page 6 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
List of Tables Table                                  1:                2020-                                                                                  2021                                                                                    Waste                                                                                              stream list                                                                                                                  of                positively                                                                                                                  identified                                                                                                                                                      radionuclides                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            33 Table                                  2:                HSA                                                                                                  complete                                                                              list                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        34 Table                                3:                                        Alpha                                                                                        level                  characterization                                                                                                                                                                                                                            as                              defined                                                                                                                                          by              RP                                  -AA-                                                              302                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  35 Table                                  4:                                        Current                                                                                                                  alpha                                                                                    classification                                                                                                                                                                                                of areas                                                                          at                    the                                                site                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    35 Table                                5:                AOG                                                                        Building                                                                                                      radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              39 Table                                6:                                        Boiler                                Houses                                                                                              radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      42 Table                                7:                Hot                                                  Machine                                                                                                                                                                Shop                                                                                                                  radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      67 Table                                8:                                        LLRWSF                                                                                                                                                                  radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              77 Table                                9:                                        NRW                                                Building                                                                                                    radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      95 Table                                10:                                          ORW                                                                                      Building                                                                                                      radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              103 Table                                11:                    Reactor                                                                      Building                                                                                                      and                                                          drywell                                                                                                        radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                  113 Table                                  12:                  Stack                                                                                                    and                                                          Base                                  of                Stack                                                                                                  radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                                                                                  127 Table                                  13:                                          Turbine                                                                                      Building                                                                                                      and                                                          condenser                                                                                                                                                              bay                    radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          133 summary Table                                14:                                          Outdoor                                                                                                      Tank                                                        and                                                                                  Enclosure                                                                                                      radiological                                                                                                                              conditions                                                                                                                                                                        summary                                                                                                                                                                                                                                      153 Table                                  15:                  Subsurface                                                                                                                                                      Structures                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      184 Table                                                                  16:                                            Buried                                                                                  Pipe                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            185
 
List                                        of                            Figures Figure                                                                                                                  1:                Oyster                                                                                                              Creek                                                                                      Site                                                              Vicinity                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        202 Figure                                                                                                                  2:                Oyster                                                                                                              Creek                                                                                      Site                                                              Boundary                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        203 Figure                                                                                                                  3:                                        Geologic                                                                        Cross                                                                                                    -Section                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        204 Figure                                                                                                                4:                                        Hydrogeologic                                                                                                                                                                                              Cross                                                                                                    -Section                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              205 Figure                                                                                                                  5:                Location                                                                                                                  of                  Major                                                                          Buildings                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            206 Figure                                                                                                                  6:                                        Location                                                                                                                                          of                Major                                                                          Outdoor                                                                                                    Tanks                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    208 Figure                                                                                                                  7:                Conceptual                                                                                                                                            Site                                                              Model                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    209 Figure                                                                                                                  8:                                        Known                                                                                                                or                  Suspected                                                                                                                                                                Subsurface                                                                                                                                and                                                          Soil                                          Relocation                                                                                            Outside                                                                                                                        the                                                    210 RCA Areas Figure                                                                          9:                            Intake                                                                            and                                                    Discharge                                                                                                                                  Canals                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  211
 
Page 7 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 1.                                                                                  Glossary of Terms, Acronyms and                                                    Abbreviations
 
        §                                                  section symbol
        §§                                                                                                                                                                                                                                          sections symbol ABHP                                              American Board of Health Physics AC                                                                                                                                                                                                                              Alternating                                                Current ACM                                                Asbestos Containing Material ADAMS                                                                                                                                                              Agencywide                        Documents Access and Management System (NRC)
AEC                                                Atomic Energy Commission ALARA                                                                                                                                                                        As Low As Reasonably Achievable ALTA                                              American Land Title Associate ANI                                                                                                                                                                                                                    American Nuclear Insurers AOB                                                Auxiliary Office Building AOC                                                                                                                                                                                              Area of Concern AOG                                                Augmented Offgas Building AREOR                                                                                                                                  Annual Radiological Environmental Operating Report ARERR                                              Annual Radioactive Effluent Release                        Report AST                                                                                                                                                                                                        Aboveground                                                Storage Tank bgs                                                below ground surface BWR                                                                                                                                                                                      Boiling Water Reactor CAC                                                Containment Atmospheric Control CAM                                                                                                                                                                                            Continuous Air Monitor CAP                                                Corrective Action Program CB&I                                                                                                                                                                                      Chicago Bridge and                        Iron cfs                                                cubic feet per second CHP                                                                                                                                                                                                Certified Health Physicist CIPP                                            Cured                                                in place                        pipe
 
cm2                                                                                                                                                                                                                      square                        centimeters cpm                                                counts per minute CRDM                                                                                                                                                          Control Rod Drive Mechanism CS                                              Carbon                                                                        steel CSM                                                                                                                                                                                            Conceptual Site Model
 
Page 8 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
CST                                                      Condensate                        Storage Tank DAW                                                                                                                                                                                      Dry Active Waste DCGL                                                      Derived Concentration                        Guideline Levels dpm                                                                                                                                                                                                        disintegrations per minute DQO                                                      Data Quality Objectives DW                                                                                                                                                                                                                  Drywell DWEDT                                                    Drywell                  Equipment Drain Tank D&D                                                                                                                                                                                                                              Decontamination                        and Dismantlement ECR                                                      Engineering                                                Change Request EPRI                                                                                                                                                                                      Electric Power Research Institute FSS                                                      Final Status Survey GIS                                                                                                                                                                                                                  Geographic Information                        Systems gm                                                        gram GPI                                                                                                                                                                                                                  Groundwater Protection                        Initiative GPU                                                      General Public Utilities GTCC                                                                                                                                                                  Greater Than                                                                        Class C HDI                                                      Holtec Decommissioning                                                International, LLC HEPA                                                                                                                                                                      High Efficiency Particulate                        Air HP                                                        Health Physics hp                                                                                                                                                                                                                                          horsepower HRA                                                      High Radiation Areas HSA                                                                                                                                                                                                  Historical        Site Assessment HTD                                                      Hard to Detect HWC                                                                                                                                                                                                                  Hydrogen                                                                                                Water Chemistry HWCP                                                      Hazardous Waste Contingency Plan IEB                                                                                                                                                                                                                      Information Enforcement Bulletin IR                                                        Issue Report ISFSI                                                                                                                                                                                Independent Spent Fuel Storage                        Installation ISOCS                                                    In-Situ Object Counting System JCP&L                                                                                                                                                    Jersey Central Power and                                                                        Light kg                                                        kilogram LER                                                                                                                                                                                                        Licensee                        Event Report
 
Page 9 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
LLC                                                  Limited Liability Company LLD                                                                                                                                                                                                            Lower Limit of Detection LLRWSF                                              Low Level Radwaste Storage Facility LSA                                                                                                                                                                                                          Low Specific Activity LTA                                                  License                        Transfer Application LTP                                                                                                                                                                                                            License                        Termination                                                Plan m                                                    meter MAC                                                                                                                                                                                            Monitor and Change                                                                        Facility MAF                                                  Main Access Facility MARSSIM                                                                                  Multi-Agency Radiation                        Survey and Site Investigation                        Manual MCL                                                  Maximum Contaminant Level MDA                                                                                                                                                                                            Minimum Detectable                        Activity MFOT                                                Main Fuel Oil                    Tank MOB                                                                                                                                                                                        Main Office Building mr/hour                                              milliroentgen per hour msl                                                                                                                                                                                                                        mean sea level MUX                                                  Multiplexer mg                                                                                                                                                                                                                              milligram mph                                                  miles per hour mrem                                                                                                                                                                              millirem MSIV                                                Main Steam Isolation Valves msl                                                                                                                                                                                                                        mean sea level MW                                                  Megawatt MWe                                                                                                                                                                                      MegaWatts electrical MWt                                                  MegaWatts thermal Nb                                                                                                                                                                                                                                    Niobium NEI                                                  Nuclear Energy Institute NJAC                                                                                                                                                                            New Jersey                              Administrative Code NJDEP                                                New Jersey                              Department of Environmental Protection NJPDES                                                                                                                New Jersey                              Pollutant Discharge                                                Elimination System NOAA                                                National Oceanic and Atmospheric Administration NORM                                                                                                                                                        Naturally Occurring Radioactive Materials
 
Page 10 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
NRC                                            Nuclear Regulatory Commission NRW                                                                                                                                                                                    New                                Radwaste NSPS                                          National Society of Professional Surveyors NSSS                                                                                                                                                                      Nuclear Steam Supply System OCA                                            Owner Controlled                                                Area OCAB                                                                                                                                                                  Oyster Creek Administrative Building OCEP                                          Oyster Creek Environmental Protection, LLC OCNGS                                                                                                                            Oyster Creek Nuclear Generating Station ODCM                                          Offsite Dose Calculation Manual ORW                                                                                                                                                                                  Old Radwaste OSSC                                          Onsite Storage Container PA                                                                                                                                                                                                                                Protected                                                Area pCi                                            picoCurie POL                                                                                                                                                                                                    Provisional Operating                                                License ppm                                            parts per million RAGEMS                                                                                                                            Radiation Gas Emissions Monitoring                                                System RAM                                            Radioactive Material RB                                                                                                                                                                                                                              Reactor Building RBCCW                                          Reactor Building Closed Cooling Water RBEDT                                                                                                                                        Reactor Building Equipment Drain Tank RCA                                            Radiological Controlled Area RCRA                                                                                                                                                                  Resource                        Conservation                        and Recovery Act REMP                                          Radiological Environmental Monitoring                        Program RGPP                                                                                                                                                                  Radiological Groundwater Protection                        Program RMS                                            Remote                        Monitoring                                                System ROC                                                                                                                                                                                                                        Radionuclides of Concern RP                                            Radiation Protection RSSI                                                                                                                                                                                      Radiation Survey and Site Investigation RWCU                                          Reactor Water Clean-up SAFSTOR                                                                                Safe Storage SBGT                                          Standby Gas Treatment SEB                                                                                                                                                                                                    Site Emergency Building
 
Page 11 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
SNM                                                Special Nuclear Material SPCC                                                                                                                                                                    Spill                            Prevention, Control and Countermeasures SS                                              Stainless Steel SSC                                                                                                                                                                                                  Systems, Structures, and Components TB                                                Turbine                                                Building TBOF                                                                                                                                                                        Turbine                                                Building Operating                                                Floor TRU                                                Transuranic TWST                                                                                                                                                                  Torus Water Storage                        Tank UFSAR                                              Updated Final Safety Analysis Report USEPA                                                                                                                                                                                                                                                          United States Environmental Protection Agency USNRC                                              United States Nuclear Regulatory Agency UST                                                                                                                                                                                                    Underground                                                Storage                      Tank UTM                                                Universal Transverse Mercator V&V                                                                                                                                                                                                    Verification and Validation WR                                                Work Request WST                                                                                                                                                                                            Waste Surge Tank
 
Page 12 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 2.                                                                                  Executive                                                Summary
 
The Historical Site Assessment (HSA) documents a comprehensive assessment pertaining to events that may have led to radiological contamination during the operating history of Oyster Creek.          The HSA identifies areas or Systems, Structures, and Components (SSC) where there is a potential for radiological contamination to exist.        The HSA is the primary assessment used to define the current radiological condition                        of the site.        Contamination                                                refers to radiological contamination                                                in the context of the HSA assessment.
 
The HSA consisted of a review and compilation of historical records, plant and radiological incident files, site plan drawings, operational survey records, and annual environmental reports submitted to the                                              United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC).        Site reconnaissance and walk downs included                                                unoccupied                        and seldomly accessed outlying areas.          Personnel interviews with present and former employees provided valuable insight regarding changes to Site usage and configuration; and to the operational events that caused, or might have caused, contamination in areas or SSC not designed to contain                        radioactive                        materials.        Historical landscape and aerial photographs revealed the visual transformation of Site condition from                                    the time of construction to termination                                                of operation and entry into Decontamination and Dismantlement (D&D).
 
All areas and SSC with recognized contamination or the potential for the same are determined to be radiologically impacted.                  An area or SSC is conservatively classified as radiologically impacted when there are insufficient process knowledge or data gaps to confirm a classification of non-impacted.      All                  areas and SSC were given a                                                preliminary classification based on available survey data, process knowledge, and results of employee interviews.        The preliminary classification of an area or SSC may be revised between now and the time of Site closure or license termination when additional characterization data become available.
 
The HSA assessed a total of seventy  -eight (78) locations of  interest that included SSC, exterior tanks, open land areas, subsurface SSC, subsurface soil, and the Intake and Discharge Canals.        All areas and SSC within the site boundary were classified as radiologically impacted.        Figures showing the SSC and a                                                                                    Conceptual Site Model (CSM) showing locations of known or suspected contamination are included in the HSA.            A figure                        showing the location of areas with known                        or suspected subsurface contamination and relocation of soil from the Radiological Controlled Area (RCA) are also included.
The Intake and Discharge Canals are included                        as a figure                        as well.
 
The completed HSA provides the necessary data and technically defensible basis for developing survey and sampling plans and delineating the Site into survey units for further and more focused characterization. The HSA is  updated periodically to                          ensure that the Site radiological conditions are up to date and valid by incorporating                        the latest D&D evolutions and modifications and eliminating obsolete information.
 
Page 13 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 3.                                                                                  Purpose of the Historical Site Assessment
 
The purpose of an HSA is to assist in planning for the decommissioning, release, and restoration of the site.      The HSA classifies areas and SSC  as radiologically impacted or non-                                                                        impacted.        An area or SSC with no reasonable potential for residual contamination in excess of natural background or fallout levels is classified as non    -impacted.1      No further characterization or final survey is required for an area or SSC when operating experience, confirmatory data, and process knowledge show that an area or SSC is non-                                                                        impacted                                                since it has been                        demonstrated to have no plausible potential for residual contamination.        An area or SSC is conservatively classified impacted when there are insufficient process  knowledge or data gaps to confirm a                                    classification of non-                                                impacted.
 
The HSA is the first step in the survey planning process described by the Multi    -Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual (MARSSIM).                  The MARSSIM provides a standardized approach towards demonstrating compliance with the dose based criteria specified in Title 10 of the Code                        of Federal Regulations (CFR) Part 20                                                Subpart E Radiological Criteria for License Termination.
 
The HSA identifies potentially contaminated media and contaminants.          While the MARISSIM scope focuses on surface soils and structures it does provide guidance on other media including subsurface soil, sediment, surface water, and ground water.              The HSA does not include plant operating                                                and                                                                        abandoned system classification                        as these                        are likely to be released for unrestricted use and left on site or disposed of as waste.              The contaminants or Radionuclides of Concern (ROC) are those that would be remaining at the time of Final Status Survey (FSS).        Many radionuclides present during plant operation will not be present at FSS due to radioactive decay and lack of production.
 
The HSA also provides input to characterization survey and sampling design.
Characterization surveys are conducted  when the HSA is completed to                          provide                                                site-specific information                                                from random and judgmental measurements based on                                                the HSA.
The characterization survey is the most comprehensive of all the MARSSIM survey types and generates the most data.
 
The HSA provides the information to develop the Conceptual Site Model (CSM).            The CSM is a site diagram showing                                                locations of known                        or suspected                                                Area of Concern                        (AOC) based on contamination or suspected contamination.            The CSM includes the types and concentrations of radionuclides when known, and locations of potential background reference areas.                Background reference areas are discussed in Section 7.2.2.                    The CSM should include the general layout of the Site including structures and property boundaries.        The CSM will be modified as information becomes available during D&D.
 
1  §50.2                  Definitions
 
Page 14 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 The HSA will be useful when developing the open-                          air demolition plan.        Open-                                                                      air demolition contamination controls are driven by contact dose rates and removable contamination.        The controls are implemented during the demolition of structures to mitigate the spread                                                and release                        of radiological contamination                                                to the environs.        The HSA will provide a basis for determining the type of survey(s) a structure would require prior to demolition.        The two types of survey are unrestricted release and additional characterization to fully recognize the radiological condition.
 
Finally, the HSA provides crucial input to the development of the License                        Termination Plan (LTP), specifically Chapter 2 Site Characterization.          The regulations in
§50.82(a)(9)(ii) require                        that the LTP include site characterization.        The USNRC                                                                                            staff has observed that some submitted                                                  LTP have                        been submitted with                          incomplete                        or inadequate characterization of radiological conditions making it difficult to agree with the rationale justifying the proposed classification of an area or SSC.
 
Page 15 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 4.                                                                                  Property Identification
 
4.1.                                                Physical Characteristics
 
4.1.1.            Name
 
Oyster Creek Generating                                                Station
 
USNRC License Number                        DPR-16 Docket  Numbers                          50-                                                219 and                        72-                                              15 Decommissioning Operator                          HOLTEC                              Decommissioning International, LLC Owner                          Oyster Creek Environmental Protection, LLC
 
Facility                          Single cycle, forced circulation, boiling light-water reactor and electrical generating equipment
 
Nuclear Steam Supply                    NSSS                                                                                      Supplier: General Electric Company Systems (NSSS) Supplier Turbine-                                                Generator Supplier                          General Electric Company Architect-Engineer                          Burns & Roe, Inc.
Constructor                          Burns & Roe, Inc.; J.                        A. Jones Construction                                                Co.
Reactor Design                          General Electric (GE)            Boiling Water Reactor (BWR)-2 Containment                          GE Mark I Turbine-                                                Generator: GE Type N -1 Turbine-                                              Generator 1800                        Revolutions per Minute                        (RPM),
Tandem Compound 4.1.2.            Location
 
Oyster Creek Nuclear Generating Station                                                (OCNGS) 741 Route 9 South Forked                                                River, New Jersey                              08731
 
OCNGS is a non-operational single unit nuclear power plant on approximately a 152 acre parcel located                                                within Lacey and                                                                        Ocean Townships, in Ocean County, New Jersey.
OCNGS is approximately two miles inland from the shore of Barnegat Bay and nine miles south of Toms River, New Jersey (Figure 1).          The site is further identified by an intake canal flowing in from Barnegat Bay along the northern portion of OCNGS and a discharge canal flowing from the southern portion of OCNGS out to Barnegat Bay (Figure 2).
 
Page 16 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 4.1.3.            Topography
 
Topography in the region is relatively level landscapes associated with the coastal plains.      Site elevation ranges from approximately 0 to 15 feet above mean sea level (msl)              immediately adjacent to the Intake                        and Discharge                                                Canals to slightly more than                                                                        30 feet msl in the northwest portion of the station property.            The ground surface features are comparatively flat except for the man-                          made steep slopes at areas adjacent to the Intake and Discharge Canals.
 
The sites drainage characteristics are dominated by typical pine barren surface features consisting of grasses, low                              shrubs, and small to medium-sized pines atop sandy glacial deposits.        Surface drainage at the site generally flows from the high point in the center of the site toward the Intake Canal  to the north and west; the                                                Discharge Canal to the south and west; and Route 9 to the east.          OCNGS is bounded on the north by the South Branch of the Forked River and to the south by the Oyster Creek.            The Oyster Creek is dammed upstream of the Discharge Canal, creating an impoundment that serves as a source of surface water for fire protection.
 
4.1.4.            Stratigraphy
 
OCNGS lies on the New Jersey Coastal Plain Physiographic Province which is underlain                        by a layer of unconsolidated                                                  sediments ranging                                                from Cretaceous to recent in age. The thickness of the Coastal Plain sediments varies from a fine edge to as much as 3,500 feet at the edge of the continental shelf.
 
The regional stratigraphy includes beds of sand, gravel, clay, and marl dipping gently to the southeast.        These coastal plain deposits are overlain by more recent sands and gravels.              The major stratigraphic units in the Oyster Creek region are: 1) fill, 2) Cape May (Pleistocene), 3) Cohansey (Miocene), and                                                                        4) Kirkwood (Miocene) formations.        The strike of the formation bedding is generally in a northeast direction with a dip to the southeast.        A cross-                                          section showing the regional geology in the vicinity of the region is shown by Figure 3.
 
4.2.                                                Environmental Setting
 
4.2.1.            Geology
 
The Cape May Formation is the youngest formation in the Oyster Creek region.            Its average thickness                        is 40 feet and it is comprised                                                of a light gray to tan, medium to fine sand, trace silt, coarse sand.          It is poorly compacted and commonly contains thin, shallow black clay beds in coastal areas.
 
The Cohansey  Formation lies beneath the Cape May  Formation.        Its average thickness is 60 feet and it is primarily composed of a red-                          brown and tan, medium to fine sand, trace silt, coarse sand, and                                                                        some coarse to fine gravel.      Lenticular beds of clay are also sometimes found, and the lower portions of the unit are densely compacted.
 
Page 17 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 The Kirkwood Formation lies beneath the Cohansey.            It consists of a light gray to yellow-                              brown                        micaceous and lignitic very fine to fine grained                        quartz sand                                                                        and coarse to fine gravel.        The Cohansey formation is densely compacted and extends from a depth of about 100 feet to at least 250 feet below the surface.
 
The fill material at the site area is a medium to fine grained sand with trace to some silt.
The density is typically less than that of the Cape May Formation.      Based on the historic descriptions, a substantial portion of the fill material appears to consist of Cape May Formation                        deposits relocated                        during                        site construction                                                activities. The fill thickness                            ranges from 5 to 10 feet; however, the maximum fill thickness is estimated to be approximately 50 to 55 feet in the immediate area of the Reactor Building.
 
4.2.2.            Hydrogeology
 
The site hydrogeology consists of a water table aquifer extending                        from approximately 12 to 100 feet beneath the OCNGS property.          This unconfined aquifer comprises the Cape May Formation and the underlying Cohansey Formation.          These formations are separated by a 5-10 foot thick upper clay.        The underlying Kirkwood Formation, which is a locally confined aquifer, extends to an estimated depth of 500 feet.            The lower clay separates the Cohansey and Kirkwood Formations.
Plant construction is believed                                                to have                        affected the ground                                                water flow regime at the site due to excavation and recontouring of the grounds surface.            Excavation at the Intake and Discharge Canals and some site structures is presumed to have penetrated the upper clay layer of the Cohansey.          Therefore, the Cape May Formation and the Cohansey Formation are hydraulically connected in    these areas and the flow direction in the Cohansey Formation is toward the canals rather than the general eastward regional direction.
The sites hydrogeology has also been influenced by both shallow and deep ground water pumping wells as well                  as the circulating water pumps, service water pumps, and dilution water pumps in the canal. Possible removal    of sections of the upper clay layer and overlying strata during plant construction may have resulted in altered gradients around the deeper foundations and a possible decrease in water table levels across portions the site.
The station ground water monitoring wells monitor the water table in the: 1) Cape May Formation, 2) Cohansey Formation                                                in the upper, intermediate, and deep                                                                        intervals of the water table aquifer, and 3) the confined Kirkwood Formation.
The Cape May Formation groundwater flow is generally from east to west across the horseshoe portion of the OCNGS property toward the Intake and Discharge Canals.
However, groundwater contours indicate localized variations including a hydraulic low beneath the Turbine Building and northerly and southerly flow components adjacent to the Intake and Discharge Canals away from the west end of the horseshoe.              Due to these                        variations, the calculated                        horizontal hydraulic gradient in the Cape                                                                        May Formation
 
Page 18 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 between the eastern portion of the station and the Intake and Discharge Canals along the western portion of the station ranges from approximately 0.01 to 0.04 feet/foot, which is typical of a well-                  sorted                                                sand/gravel.          Assuming an average effective porosity of 0.25 and using the calculated horizontal gradients, the average linear groundwater flow velocity in the Cape May Formation ranges from approximately 300 feet/year in the central portion                        of the OCNGS to 1800                                                                        feet/year in the area                                                adjacent to the Intake                        Canal.
Based upon historic hydrogeologic  investigations, there is a downward vertical                        hydraulic gradient between the shallow Cape May Formation and the Cohansey Formation.              The vertical gradient does not exist in areas where the upper clay layer is absent (i.e. in the Protected Area and in the area of the canal).
Groundwater flow in the shallow portion of the Cohansey Formation is divergent (radial flow) from a hydraulic high just south of the Reactor Building.            Groundwater flow to the north, west, and south                      is toward                        the canals.        These flow                              patterns indicate                        that,                        within the footprint of the station,  the flow of ground water is primarily influenced by the Intake and Discharge Canals, which are receiving ground water from the Cohansey Formation.
The horizontal hydraulic gradient in the Cohansey Formation beneath the station is direction                                                dependent due to the radial flow                              pattern.        The calculated                        horizontal gradient is steepest in the shallow Cohansey (0.005 feet/foot) from the apparent hydraulic high in the southeastern portion of the station to the south toward the Discharge Canal.
Calculated horizontal gradients are less steep moving away from the hydraulic high to the west (0.001                                                  feet/foot) and to                        the northwest (0.003 feet/foot).          Assuming an average effective porosity of 0.25 and using the calculated horizontal gradients, the average linear groundwater flow velocity in the Cohansey Formation ranges from approximately 100                                                                        feet/year in the central portion of the station to 550 feet/year  adjacent to the Intake Canal.      Between the shallow/intermediate Cohansey Formation and the Kirkwood Formation, there is an upward vertical hydraulic gradient.
Groundwater flow in the Kirkwood Formation is easterly toward Barnegat Bay and the Atlantic Ocean, which is consistent with the regional groundwater flow direction. The calculated horizontal hydraulic gradient in the Kirkwood Formation between the JCP&L property to across US Route 9 from the station is 0.003                        feet/foot.                                The Kirkwood aquifer is under confined conditions at and near the OCNGS.
Groundwater flow in the Cape May and Cohansey Formations at the site is primarily controlled by the Intake and Discharge Canals, which are the discharge areas for groundwater within these two formations.          In addition, the groundwater flow is also influenced by historical excavation activities during OCNGS construction and subsequent construction of subsurface foundations associated with the Reactor Building, the Turbine Building, and the Intake and Discharge Tunnels.            The high potentiometric elevations observed in the Kirkwood wells along with the presence of sandy seams and lenses suggests the presence of an upward gradient between the Kirkwood to the Cohansey and the potential for leakage                        between                                                                        the two formations.
Figure 4                        depicts a hydrogeologic  profile of the site.
 
Page 19 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 4.2.3.            Hydrology
 
Surface water bodies in the vicinity of the site consist of the South                        Branch                        Forked River, Oyster Creek, the Intake and Discharge Canals, and the Barnegat Bay.            The South Branch                        and Oyster Creek are fresh water sources from upland                                                Pineland areas, whereas the Intake and Discharge Canals are saline due to their hydraulic connection to the Barnegat Bay and Atlantic Ocean.        Vernal ponds also exist in some of the remaining wooded areas to the west, south, and east of the site.
Surface water in the area is widely used for recreation, commercial fishing, and to a lesser extent, for shipping and irrigation.        Saltwater fishing, crabbing, boating, and swimming are popular pastimes associated                                                with Barnegat Bay and the Atlantic Ocean.
Nearby freshwater lakes and streams are also used for recreational activities.            Some shipping occurs in the Intracoastal Waterway, which runs through Barnegat Bay. The Bay also supports limited commercial fisheries.
Historically, ground water is and has been used for irrigation within the area of the site.
According                                                to the Ocean County Planning Department, less than 3% of land in the entire county was categorized as agricultural as of 1998.
With few exceptions, potable water in the vicinity of the site is provided by municipal water systems in Lacey and Ocean Townships. The Ocean Township                        Municipal Water System utilizes wells screened in the Cohansey and Kirkwood Aquifers (well depths range from 150-                        350 feet).        Lacey Townships water is drawn from the Kirkwood-Cohansey, Atlantic City 800-                                                                                    Foot Sand and Potomac -Raritan-Magothy Aquifers..
4.2.4.            Meteorology
 
The OCNGS site is located along the eastern coast of south-                            central New Jersey where the climate is described as a zone of transition between continental and coastal influences.        The regional climate is influenced to some degree                                                by continental air masses however, the influence of the Atlantic Ocean can be seen throughout the year, especially during the spring, summer and early fall seasons.
 
The region is dominated by a sub-                          tropical high-                        pressure system during the spring, summer and early fall                  which typically present warm and                        humid conditions.        Differential heating of the land and water during these seasons can cause the formation of a thermally induced wind flow                              from the east and south                        known as a sea breeze.        Most air masses during the fall through early spring seasons when the jet stream shifts to the south are of continental origin, characterized by cool and dry air..
 
Generally, the area is characterized by stable atmospheric conditions.            Maximum wind speeds in the vicinity of the OCNGS typically occur in March and April; and minimum wind velocities are observed                                                in August.        During winter there is a predominance                        of winds from the northwest and during summer, the prevailing winds are from the southwest.
The sea breeze                        phenomenon                      results in onshore                        circulation during                                                late morning                                                through early afternoon.
 
Page 20 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 July is the warmest month of the year at OCNGS, averaging in the mid-                            seventies (Fahrenheit) and                                                                        January is the coldest month with temperatures averaging                                                in the low thirties (Fahrenheit).
 
The area surrounding the OCNGS receives    an annual average of approximately 39 inches of precipitation. The highest monthly average                                                                        precipitation                                                  typically occurs in August while November is typically the driest.
 
Local meteorological conditions have been routinely monitored throughout the operational history of the OCNGS via the onsite 400 foot meteorological tower.
 
Page 21 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 5.                                                                                  Historical Site Assessment
 
5.1.                                                Approach                          and                                                    Rationale
 
The HSA is the first step in the investigative process described by the MARSSIM.            The HSA consisted of a review and compilation of historical records, operational and radiological incident files (§50.75(g)(1)), operational survey records, and annual environmental reports to the USNRC. 2              Radiological data was evaluated                                                using                                                the Data Quality Assessment (DQA) process whenever possible. 3
 
Evaluation of site configuration changes over time was performed using photo documentation                                                (aerial, construction, and                                                                        Google                        Earth Pro)            and an                                              early 2000s three-dimensional scale model site plan of permanent structures.        Site reconnaissance                          was performed as time and weather conditions permitted.
 
Personnel interviews were conducted                                                to obtain                        information                        regarding                        operational events that caused contamination in areas or systems not designed to contain radioactive materials; and major renovations or modifications to the site that relocated actual or potentially contaminated soil, capped                                                contaminated areas, or changed                        RCA boundaries.
 
A decision-making tool called the Data Quality Objective  (DQO) process is an essential part of good survey planning. 4              The experience of previous decommissioning projects demonstrates that the DQO process strengthens the survey planning process by improving efficiency, promoting defensibility of data, and saving resources.            The MARSSIM consistently encourages the use of the DQO process as a practical and systematic approach to designing and conducting surveys.            While the HSA is not a survey as such, it is an integral part of survey planning by providing as much background information as possible to design and implement efficient and effective survey plans.        Three                                                DQO products for the HSA are described                                                                        in the following sections.
 
5.1.1.            Identify Planning                                                    Team Members including                                                    the Decision Maker
 
The planning team for this revision was comprised of four individuals with diverse experience in the field of nuclear power and decommissioning.            The principal investigator is certified by the American                                                Board of Health Physics (ABHP) and                                                                        has an extensive decommissioning and MARSSIM background.          The first reviewer is a professional geologist with an extensive site assessment background.            The second reviewer is the Project Manager.          The approver and primary decision maker is the Manager Site Radiation Protection and Chemistry.
 
2  §50.75                  Reporting                  and                  recordkeeping                                      for decommissioning                                      planning 3  MARSSIM 8.2                  Data Quality Assessment (DQA) is a scientific and                  statistical evaluation that determines if the data are of the right type, quality, and quantity to support their intended use.
4    MARSSIM 2.3.1 The DQO Process provides systematic procedures for defining the criteria that the survey design should satisfy, including what type of measurements to perform, when and where to performmeasurements,                                        the level      of decision errors for the                                      survey, and how many measurements to perform.
 
Page 22 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Other stakeholders include the USNRC, State of New Jersey Department of Environmental Protection                                                (NJDEP) Bureau                        of Environmental Radiation (BER), and                                                                        local communities surrounding the OCNGS.
 
5.1.2.            State the Problem
 
A comprehensive assessment of operating history and events is needed to define the nature and                        extent of radiological conditions at the site to support the decision that areas and SSC have or have not been radiologically impacted at the site.
5.1.3.            Classify                        the site as                                                Impacted or Non-Impacted
 
Areas and SSC are classified as radiologically impacted or non-                                                    impacted based on the results of the HSA.        Non-impacted areas and SSC in MARSSIM terminology have no reasonable                        potential for residual contamination and require                        no                                                further evidence                        such as survey and sampling to demonstrate compliance with the release criterion.            Impacted areas and SSC would be subject to further evaluation and survey and sampling based on the quantity and extent of residual contamination.
 
The initial        assumption is that none                                                                        of the necessary information                        is available                        resulting                                                in an initial classification as impacted.        Gaps or low confidence in necessary information would result in an initial classification as impacted.          In fact, the MARSSIM working hypothesis is that all impacted areas being evaluated for release have a potential for radioactive contamination above the release criteria.
 
Areas and SSC determined to be impacted were further classified using the Radiation Survey and Site Investigation (RSSI) process as Class 1, Class 2, or Class 3 based on the quantity and extent of contamination.          The classifications were determined in accordance                        with guidance                        provided                        in the MARSSIM and reflect professional judgement based upon the information available for the preliminary decision.            The MARSSIM uses these classifications as a graded approach to characterization and final release by requiring larger survey effort for areas and SSC with higher potential for contamination and remediation.
 
Class 1 areas and SSC have                        the highest potential for contamination and remediation and therefore require more investigation                        and                                                effort than Class 2 or Class 3 areas and SSC.        The underlying premise of the MARSSIM is to consider all areas and SSC as Class 1 areas unless some basis for reclassification is present in a technically defensible manner.        The DQO process allows for re-                        evaluation of the preliminary classification as new data becomes available.
 
Class 1 areas and                                                                        SSC have, or had prior to remediation, a potential for radioactive contamination at concentrations greater than the site release criteria based on site operating history or known contamination based on previous radiation surveys.
 
Class 2 areas and SSC have, or had prior to remediation, a potential for radioactive contamination                                                at concentrations expected                                                to be                                                less than the site release                        criteria based on site operating history or known contamination based on previous radiation surveys.
 
Page 23 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Class 3 areas and                                                                        SSC are expected                        to have                        residual radioactivity at a small fraction of the site release criteria based on site operating history or known contamination based on previous radiation surveys.
 
The MARSSIM does not provide the radiological quantities needed                                                to classify impacted areas and SSC.        To do this, decommissioning sites have the option of using: 1) accepted screening values for building surface and surface soil contamination, 2) site specific values known as Derived Concentration Guideline Values (DCGL) for building surface and surface soil contamination.          The second option would require special modelling and acceptance by regulatory stakeholders such as the USNRC.
 
To justify changing the default classification from Class 1 to Class 2 would require measurement data that provides a high degree of confidence that no individual measurement would exceed the building                                                surface                        or surface                        soil                  contamination values.
A Class 3 designation would require measurement data and a high degree of confidence that any residual radioactivity be a small fraction of the    building surface or surface soil contamination values.
 
5.2.                                                Boundaries of the site
 
The Oyster Creek Site is approximately 152 acres located west of U.S. Highway Route 9 between the south branch of the Forked River and the Oyster Creek. 5              Most of the Site is identified as Block 100, Lot 4.02 in Lacey Township according to a 2018 American Land Title Association (ALTA)/National Society of Professional Surveyors (NSPS) land title survey . 6              The site includes a small land area south of the Discharge Canal identified as Block 4, Lot 43 in Ocean Township.          A perimeter security fence surrounds the protected area of the site.          A reference coordinate system identified alphabetically on one axis and                                                                        numerically on the other axis is used with most figures to facilitate identification of legend locations.
 
5.3.                                                Documents Reviewed
 
The following list summarizes most of the sources of data and                                                                        information                        used                                                to develop this HSA:
* Control Points Associates, Inc.          Preliminary ALTA/NSPS                                                                                      Land                        Title Survey Oyster Creek Powerplant
* Critique Action Item C90019.1 Review                              OC Systems per IE Notice 80-10, 1990
* CY-AA-                                                        170-                                                                        301 Offsite Dose Calculation Manual for Oyster Creek Generating Station, revision 9
* DPP-4 Site Characterization Plan
* G01-1275-                                                002 Site Characterization                        Plan for the Oyster Creek Nuclear Generating Station, TLG Services, 1998
 
5  OCNGS Decommissioning                  Safety Analysis Report (DSAR) 2.1.1 6  Control Points Associates,  Inc. Preliminary ALTA/NSPS                      Land                  Title Survey Oyster Creek Powerplant
 
Page 24 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
* GPU memorandum Request to Relocate                        Slightly Contaminated                                                Soil, 1985
* Hydrogeologic  Investigation                                                Report, Conestoga-                                                Rovers and Associates, 2006
* Hydrogeologic  Investigation                                                Report, GDH                                                            (formally Conestoga-                        Rovers and Associates), 2017
* OC                                                008 Oyster                                                                        Creek Site Specific 137Cs Study
* OCNGS Site Characterization                                                Plan, 1999
* Oyster                  Creek Annual Radioactive                        Effluent            Release                        Report, 2018
* Oyster                    Creek Decommissioning Database
* Oyster                    Creek Decommissioning                                                Dose Estimate 990-2783, 1998
* Oyster                  Creek Generating                                                Station List Required by RP-AA-                                                        228
* Oyster                  Creek Generating                                                Station                                                Unit 1 Annual Radiological Environmental Operating Report, 2018
* Oyster                    Creek Generating                                                Station Unit 1 Annual Radiological Groundwater Protection Program Report, 2018
* Preliminary Assessment/Site Investigation Report - Radiological Volumes 1 and 2, Site Remediation Program Case Number E99575, McLaren/Hart, 2000
* Procedure                        RP-AA-                                                        228                      10                                                CFR                              50.75(g) and 10 CFR                              72.30(f) Documentation Requirements, revision 3
* Radiation Protection Calculation and Position Paper: 2018 - Alpha Characterization Defuel Outage 1D27
* Radiation Protection Calculation and Position Paper: Analysis of Category 1 and Category 2 Radioactive Material, 2017
* RGPP Five-Year Internal Assessment, 2018
* Safety Evaluation 402533-                                                                        001 Safety Evaluation Report in Support of an Onsite Low-Level Radioactive Waste Storage                                                                        Facility at Oyster Creek Nuclear Generating Station, revision 5
* Site Plan Drawing JC 19702, various revisions
* Site Plan Drawing TWU9-84, revision 2
* Spill                            Prevention, Control, and Countermeasure                        (SPCC) Plan & Hazardous Waste Contingency Plan (HWCP), 2017
* Topical Report 116 Oyster Creek Underground                        Piping Program Description and Status, revision 8
* Transmittal of Radiological        Environmental Data Concerning                                                Surge                                              Tank Soil Samples, 1982
* USNRC Evaluation of the Radiological/Environmental Impact of GPU Nuclears Proposed                                                Project for Disposal of Contaminated                        Soil                  on Oyster Creek Property, 1982
 
Page 25 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 5.4.                                                Property Inspections
 
Site reconnaissance                        was conducted                                                during                                                the months of August through                        and including January 2020.        Land area reconnaissance focused on infrequently accessed open areas potentially impacted by radioactive materials, particularly relocated soils, and spoils during operation.        The site Remote Monitoring System (RMS), pictures, and videos were used to supplement the walk downs in the Radiological Controlled Area (RCA) to reduce radiation dose.
Physical tours of the following structures were conducted:
* Auxiliary Office Building (AOB)
* Augmented                                                Offgas (AOG) Building
* Boiler Houses
* Breathing                                                Air Compressor Building
* Building 3 Old Machine                        Shop
* Building 4 Site Storage Building
* Chlorination                                                Building
* Clean Rigging                                                and                        Storage                                                                        Trailers
* Condensate                        Transfer Pump House
* Contractor Trailer Complex
* Drywell Processing                  Center
* Firewater Pump                        House
* Hazard                        Collection
* Hot Machine                        Shop
* Hot Tool Room
* Intake and Discharge Structures
* Independent Spent Fuel Storage Installation (ISFSI)
* Level D Building
* Low Level Radwaste                        Storage                                                                        Facility (LLRWSF)
* Monitor and Change (MAC)              Facility
* Main Access Facility (MAF)
* Main Gate Security Center
* Main Office Building (MOB)
* New                              Sampling Building
* New                              Radwaste (NRW) Building
* NRW Heat Exchanger Building
* Oyster                    Creek Administrative Building (OCAB)
* Old Radwaste (ORW)            Control Room
* ORW Compactor
 
Page 26 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
* ORW High Efficiency Particulate                        Air (HEPA) Room
* Overboard                        Radiation Monitor Room
* Pretreatment Building
* RCA Onsite Storage                                                Container (OSSC)
* Service                    Water Monitor Building
* RCA general yard area
* Reactor Building
* Respirator Facility
* Scaffold Building
* Site Emergency Building                                                (SEB)
* Service                    Water Monitor Shack
* Stack                    and Base of Stack
* Stack                    Radiation Gas Emissions Monitoring System                        (RAGEMS)
* Turbine                                                Building
* Turbine                                                Generator Services Trailer
* Turbine                                                RAGEMS
* Warehouse
 
Physical tours of the following storage tank areas were conducted:
* Condensate                        Storage Tank (CST)
* Dirty Oil                  Tank
* Demineralizer Water Storage Tank (DWST)
* Liquid                        Nitrogen Tank
* Main Fuel Oil                  Tank (MFOT)
* New                              Demineralizer Water Tank
* ORW Surge Tank
* Outdoor Tank and                        Enclosure
* Redundant Firewater Tank
* Sodium Hypochlorite                        Tanks
* Torus Water Storage                                                                        Tank (TWST)
 
Page 27 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Physical    tours of the following land areas were conducted:
* East                    Protected                        Area (PA) Non-RCA
* East                  Wooded Area
* Main Parking                                                Lot
* North PA                                                          Non-RCA
* North Parking                                                Lot
* Northeast Parking Lot
* North Wooded Area
* RCA Yard
* South                        PA                                                          Non-RCA
* South                        Parking Lot
* South                        Wooded Area
* West                  PA Non-RCA
 
Physical tours of the Intake and                        Discharge                                                Canals were conducted.
 
5.5.                                                Personal Interviews
 
Interviews were conducted                                                with long-tenured site personnel from                                    various disciplines in 1999 when OCNGS owners were considering permanent shutdown and decommissioning.        A questionnaire was solicited for voluntary response regarding information related to work responsibilities and their recollection of historical contamination events that may have significance during plant decommissioning.
Personnel recollections and/or anecdotal information was maintained in a database, which was retained                        when OCNGS was sold and remained operational.        The database was used during the development of the HSA.
 
Station employees, especially retirees with a radiological background and solid institutional knowledge of operation and events of the time were consulted during the preparation of this HSA.        These individuals provided valuable and necessary information                                                relating                                                to events where                        data gaps existed and where                        documents were not as complete as required by §50.75(g)(1).          Questions based on previous interview responses and recent fact finding were generally more specific about certain events.
 
Page 28 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 6.                                                                                  History and                                                    Current Usage
 
6.1.                                                History
 
The Oyster Creek Station was a single unit boiling water reactor utilized for the generation and transmission of electric power using nuclear fission as the source of production.        A second                        unit was anticipated                        but not completed, although                                                the site does include a Unit 2 Discharge Structure.          The Station was refueled 26 times during operation spanning a period of almost a half century.            Oyster Creek Station was the oldest U.S. BWR at the time of permanent shutdown and defueling in 2018.
 
A brief history of the major milestones related to Oyster Creek Station construction, operational history, and ownership is as follows:
 
Application for a Construction Permit was filed with the                                                                                                                                                                                                                  March 26, 1964 Atomic Energy Commission (AEC)
Construction                        Permit was issued by the AEC to Jersey Central Power and Light (JCP&L)                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    December 15, 1964 License Number DPR-                              16                                                was issued by the AEC permitting reactor operation up to 5 MegaWatts thermal (MWt)                                                                                                                                                                                                        Apri1 9, 1969 Fuel loading completed                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  April 28, 1969 Initial        criticality with the                                              reactor head off the vessel was attained at 20:17.                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    May 3, 1969 Reactor vessel head was installed                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          June                                                                        19, 1969 License was amended to authorize reactor operation at a power level of 1600 MWt                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        August 1, 1969 Turbine-                                                generator was synchronized to the transmission                                                                                                                                                                    September 23, 1969 system for the first time Full                  power achieved                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    December 7, l969 One-hundred-                        hour full                  power demonstration                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  December 22, 1969 Began                        commercial operation                                                at 530 MegaWatts electric (MWe) net                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        December 23, 1969 Began                        commercial operation                                                at 620 MWe                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            December 11, 1971 General Public Utilities Nuclear (GPUN) assumed responsibility for operations                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    1980 Full                  Term Operating License Issued July 2, 1991                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        July 2, 1991 USNRC                                                                                            approves transfer of license to AmerGen                                                                                                                                                                                                                                                                                                        June 6, 1999 USNRC approves transfer of license to Exelon                                                                                                                                                                                                                              December 23, 2008
 
Page 29 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 6.2.                                                Current Usage
 
The Oyster Creek Station                                                has been shutdown and                                                                        permanently defueled                                                for over a year at the time of this HSA.        The Title 10 CFR Part 50 license no longer authorizes the operation of the reactor or emplacement or retention of fuel in the reactor vessel.
 
The decommissioning                                                has transitioned from Safe Storage (SAFSTOR) to prompt D&D following the revised Post-Shutdown                        Decommissioning Activities Report (PSDAR) and transition                                                of the License                        to Oyster Creek Environmental Protection (OCEP) and                                                                        Holtec Decommissioning International (HDI).          Prompt D&D has begun on Reactor Building (RB) 119 foot elevation with large component removal (e.g., shield blocks, mirror insulation, Drywell and Reactor heads) followed by reactor internal and vessel segmentation.
 
A brief synopsis of the major milestones related                                                to Oyster Creek Station current usage and future is as follows:
 
Exelon notified the USNRC that the Station would permanently                                                                            January 7, 2011 cease power operations by December 31, 2019 Exelon notified                                                the USNRC                                                                                            intent to retire the Station no later than October 31, 2018                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    February 14, 2018 Exelon                                                submits PSDAR pursuant to §50.82(a)(4)(i)            choosing SAFSTOR decommissioning option                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          May 21, 2018 Exelon and Holtec submit a License Transfer Application (LTA)              requesting USNRC                                                              consent to transfer the Oyster Creek  August 31, 2018 renewed facility operating license and the ISFSI general license to OCEP and HDI Oyster Creek Station permanently shutdown                                                                                              September 17, 2018 Defuel outage                        1D27 commence                                                                                      September 17, 2018 Defuel outage                        1D27 complete                                                                                      September 25, 2018 Exelon                                                certifies that fuel is permanently removed                                                from the September 25, 2018 reactor vessel in accordance with §50.82(a)(2)
Holtec submits revised PSDAR pursuant to §50.82(a)(4)(i)                                                                                September 28, 2018 choosing prompt DECOM decommissioning option USNRC                                                                                            approves license transfer to OCEP and HDI                                                                                                                                                                                                                                              June                                                                        20, 2019 OCEP and HDI assumes ownership of Oyster Creek Station                                                                                  July 1, 2019
 
Page 30 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 6.3.                                                Adjacent Land                                                    Usage
 
Land use in the area consists of mixed residential, commercial, and undeveloped property.        Immediately to the west across the Intake Canal is the Maxim Power Corps Forked River Power Plant, a combustion turbine facility  formerly owned by JCP&L/First Energy.        An undeveloped 637  acre parcel of wooded land is  located immediately to the east of OCNGS and is referred to as the former              Finninger Farm Property.        Further west of the facility is undeveloped land and the Garden State Parkway.
No historic properties including prehistoric and historic archaeological sites, above-ground historic structures or traditional cultural properties eligible for listing or listed on the National Register of Historic Places (NRHP) are found within the Oyster Creek Station operational area.        Review of state files in response                        to the AEC inquiries in 1973 and 1974 found no record of cultural, historical, or archaeological resources that might be affected by plant construction.
 
Page 31 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 7.                                                                                  Findings
 
Seventy-eight (78) locations of interest on the site have been                                                evaluated for the potential of radiological impact.        The locations of interest are subdivided into SSC (47), exterior tanks (11), open land areas (12), subsurface SSC (1), subsurface soil (5), and the Intake and Discharge Canals (2).        All areas of interest have been determined to be radiologically impacted.        The areas have been initially classified as either MARSSIM Class 1 (27 total), Class 2 (14 total), Class 3 (20 total), and composite MARSSIM  Class (3 total) when the MARSSIM classification applied (i.e., SSC, exterior tanks, and open land areas).        Some SSC described by revision 1 of the HSA are no longer physically intact or present at the Site.        Descriptions of release and disposition are provided in subsequent modules of this Section.
 
7.1.                                                Potential Contaminants
 
The potential contaminants are those radionuclides expected to remain and                        be detected at the time of license termination.          The RP calculation and position paper documenting the 2020-                        2021 waste stream characterization was the basis for initially generating the list of potential contaminants for the HSA.          The list includes the fraction of the radionuclide remaining over time, which is an important consideration during survey planning since some radionuclides currently identified may not be present in significant concentrations at the time of characterization or final survey.            Refer to Table 1.
 
Radionuclides were added to generate a complete list based on previous decommissioning data and disposal requirements.          The radionuclides europium  -152, europium-154, and europium-155                                                                        are expected to be present in activated                                                concrete; and analysis for technetium -99, iodine-                                                  129, and cerium -144 is required for low -level radioactive waste intended for disposal at licensed land disposal facilities and manifests.        The list displays the radionuclides categorized into groups for the purposes of this HSA.        Refer to Table 2.
Included with the complete list are USNRC default screening values used to demonstrate compliance with unrestricted                                                release.        The screening values for soil and buildings are from NUREG -1757 Volume 1 Appendix B.        There may not be soil or building screening values for some radionuclides.
 
The radionuclides listed in Table 2 should be requested when analyzing samples for offsite analysis.        The screening soil levels may be used to establish required Minimum Detectable Concentration (MDC) for the requested radionuclides.            Radioactive decay should be considered  during future D&D planning to eliminate those radionuclides that would have decayed to negligible                        quantities.      Site specific DCGL should                        be considered in the future.
 
Page 32 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Table 1: 2020-2021 Waste stream list of positively identified radionuclides.        The sample media                      was filter sludge, which is conservative.        Radionuclides with a fraction                                            remaining                                            that is less than 1E-06 (i.e., 1 x 10-6) can be considered negligible.
Radionuclide                                                                                                                                Half-life                                                                                                                                  Fraction Remaining                                          After (years)Note 1                                                                          2 years                                                                                                                  5 years                                                                                                                            10                                            years                                                                                                                50                                            years
 
tritium                                                                                                                                                                        1.23E+01                                                                                                        8.94E-01                                                                                                                              7.55E-01                                                                                                                                                      5.70E-01                                                                                                                                                    6.00E-02 carbon-                                                              14                                                                                                                                                                                5.72E+03                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                        9.99E-01                                                                                                                                                      9.99E-01                                                                                                                                                    9.94E-01 manganese-                  54                                                                                                                                            8.54E-01                                                                                                              1.97E-01                                                                                                                              1.73E-02                                                                                                                                                      2.99E-04 2.37E-18 iron-55                                                                                                                                                                                                            2.75E+00                                                                                                        6.04E-01                                                                                                                              2.84E-01                                                                                                                                                      8.04E-02                                                                                                                                                    3.36E-06 cobalt-58                                                                                                                                                                                              1.94E-01                                                                                                              7.88E-04 1.74E-08                3.04E-16                                                                                  2.60E-78 cobalt-60                                                                                                                                                                                        5.27E+00                                                                                                        7.69E-01                                                                                                                              5.18E-01                                                                                                                                                      2.68E-01                                                                                                                                                    1.39E-03 nickel-59                                                                                                                                                7.60E+04                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                                          1.00E+00                                                                                                                                        1.00E+00 nickel-63                                                                                                                                                1.01E+02                                                                                                        9.86E-01                                                                                                                              9.66E-01                                                                                                                                                      9.34E-01                                                                                                                                                    7.10E-01 zinc-65                                                                                                                                                                                                                6.68E-01                                                                                                              1.26E-01                                                                                                                              5.58E-03                                                                                                                                                      3.12E-05 2.94E-23 strontium-90                                                                                                                  2.88E+01                                                                                                        9.53E-01                                                                                                                              8.87E-01                                                                                                                                                      7.86E-01                                                                                                                                                    3.00E-01 cesium-137                                                                                                                                                                                        3.01E+01                                                                                                        9.55E-01                                                                                                                              8.91E-01                                                                                                                                                      7.94E-01                                                                                                                                                    3.16E-01 plutonium-238Note 2                                                              8.77E+01                                                                                                        9.84E-01                                                                                                                              9.61E-01                                                                                                                                                      9.24E-01                                                                                                                                                    6.74E-01 plutonium-239                                                                                                                                                                  2.41E+04                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                                          1.00E+00                                                                                                                                              9.99E-01 plutonium-240Note 2                                                              6.56E+03                                                                                                    1.00E+00                                                                                                                        9.99E-01                                                                                                                                                      9.99E-01                                                                                                                                                    9.95E-01 plutonium-241                                                                                                                                                                  1.43E+01                                                                                                        9.08E-01                                                                                                                              7.85E-01                                                                                                                                                      6.16E-01                                                                                                                                                    8.86E-02 americium-241Note 2                                                        4.33E+02                                                                                                        9.97E-01                                                                                                                              9.92E-01                                                                                                                                                      9.84E-01                                                                                                                                                    9.23E-01 curium-242                                                                                                                                  4.46E-01                                                                                                              4.47E-02                                                                                                                              4.22E-04 1.78E-07                                  1.79E-34 curium-243                                                                                                                            2.91E+01                                                                                                        9.53E-01                                                                                                                              8.88E-01                                                                                                                                                      7.88E-01                                                                                                                                                    3.04E-01 curium-244                                                                                                                            1.81E+01                                                                                                        9.26E-01                                                                                                                              8.26E-01                                                                                                                                                      6.82E-01                                                                                                                                                    1.47E-01
 
Note 1  Adapted                                      from Chart of the                                      Nuclides, Seventeenth                    Edition Note 2  The fraction                                        of these radionuclides remaining is higher due                  to ingrowth                    from the                                      radioactive decay of other transuranic radionuclides (e.g., plutonium-                            241 radioactive decay feeds americium-                            241)
 
Page 33 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Table 2 -                                                      HSA complete list.        List based on current waste stream, waste stream classification process, previous decommissioning                                                data, and disposal requirements.
Default screening levels for soil and buildings were included for convenience.
BuildingNote 2 Radionuclide                                                                                                                                                      GroupNote 1                                                                          SoilNote 2 (pCi/g)                                                                                                                                                    (dpm/100cm2)                                                                                                                                                                                                                                                              Source
 
tritium                                                                                                                                                                    HTD                                                                                                                        1.10E+02                                                                                                                      1.20E+08                                                                                                                              2020                                                                                      Dry Active Waste (DAW) and                                                                  Appendix G to 10                                            CFR 20 carbon-                                                              14                                                                                                                                                                            HTD                                                                                                                        1.20E+01                                                                                                                      3.70E+06                                                                                                                                                    2020                                                                                      DAW and                                                                Appendix G to 10 CFR 20 manganese-                  54                                                                                                                                  ETD                                                                                                                        1.50E+01                                                                                                                      3.20E+04                                                                                                                                                                                                                                                                                                          2020                                                                                        DAW iron-55                                                                                                                                                                                                        HTD                                                                                                                        1.00E+04                                                                                                                      4.50E+06                                                                                                                                                                                                                                                                                                          2020                                                                                        DAW cobalt-58                                                                                                                                                                                      ETD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    2020                                                                                                  DAW cobalt                                        -60                                                                                                                                                                                                            ETD                                                                                                                                          3.80E+00                                                                                                                                                                                                                                            7.10E+03                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        2020                                                                                                  DAW nickel                                                                              -59                                                                                                                                                                                      HTD                                                                                                                                                                        5.50E+03                                                                                                                                                                                                                  2020                                                                                                  DAW
 
nickel                                                                              -63                                                                                                                                                                                                            HTD                                                                                                                                                                        2.10E+03                                                                                                                                                                                                1.80E+06                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              2020                                                                                                  DAW zinc                                                                  -65                                                                                                                                                                                                                              ETD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                2020                                                                                                  DAW strontium                                                                                                    -90                                                                                                                                                                          HTD                                                                                                                                                                        1.70E+00                                                                                                                                                                                                8.70E+03                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              2020                                                                                                  DAW technetium                                                                                                                    -99                                                                                                                                                          HTD                                                                                                                                                                        1.90E+01                                                                                                                                                                                                                      1.30E+06                                                                                                                                                                                                                                                                              Appendix                                                                                                                                                          G    to              10                          CFR                                                                                            20 iodine-                                                                                            129                                                                                                                                                                                                                    HTD                                                                                                                                                                              5.00E                                                    -01                                                                                                                                            3.50E+04                                                                                                                                                                                                                                                                              Appendix                                                                                                                                                          G    to              10                          CFR                                                                                            20 cesium                                                              -137                                                                                                                                                                                                            ETD                                                                                                                                          1.10E+01                                                                                                                                                                                                2.80E+04                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              2020                                                                                                  DAW cerium                                                      -144                                                                                                                                                                                        HTD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        WMG                                                                                                                102-                                                                        NP                            -A europium                                                            -152                                                                                                                                                                                      ETD                                                                                                                                          8.70E+00                                                                                                                                                                                                                                                  EPRI                                              3002010610 europium                                                            -154                                                                                                                                                                                      ETD                                                                                                                                          8.00E+00                                                                                                                                                                                                                                                  EPRI                                              3002010610 europium                                                            -155                                                                                                                                                                                      ETD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    EPRI                                              3002010610 plutonium                                                                            -238                                                                                                                                                                                HTD                                                                                                                                                                        2.50E+00                                                                                                                                                                                                                                                2020                                                                                                  DAW plutonium                                                                            -239                                                                                                                                                                                HTD                                                                                                                                                                        2.30E+00                                                                                                                                                                                                                                                2020                                                                                                  DAW plutonium                                                                            -240                                                                                                                                                                                HTD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                2020                                                                                                  DAW plutonium                                                                            -241                                                                                                                                                                                HTD                                                                                                                                                                        7.20E+01                                                                                                                                                                                                                                                2020                                                                                                  DAW americium                                                                        -241                                                                                                                                                                          HTD                                                                                                                                                                        2.10E+00                                                                                                                                                                                                                                                              2020                                                                                                  DAW curium                                                    -242                                                                                                                                                                HTD                                                                                                                                                                        1.60E+02                                                                                                                                                                                                                                                                            2020                                                                                                  DAW curium                                                    -243                                                                                                                                                                                        HTD                                                                                                                                                                        3.20E+00                                                                                                                                                                                                                                                    2020                                                                                                  DAW curium                                                    -244                                                                                                                                                                                        HTD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    2020                                                                                                  DAW
 
Note 1                  HTD -                                                                        Hard                                                                      to              Detect;                                                                                            ETD                                -              Easy                                    to              Detect Note 2                  Screening                                                                                                                                                values                                      for                          soil                                        and                                                buildings                                                                                                          are                      from                              NUREG      -1757                                                  Volume        1    Appendix                                                                                                                                          B
 
Page 34 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Another very important consideration                                                is alpha                        level classification.        Alpha emitting TRU can result in significant dose to workers when not properly identified and controlled.
Alpha emitting Transuranic (TRU) is more difficult to detect following extended shutdowns due to the decay of the shorter lived easier to detect fission and corrosion and                                                                        wear products.      Oyster Creek will                                                            have                        been                                                in extended                        shutdown, more than two years, when open air demolition is scheduled to begin.          As a result, more samples will require analysis for alpha than the minimum required for routine surveys specified by procedure NISP-RP-002.
 
Table 3: Alpha level characterization as                                            defined by RP-AA-                                                        302.        Ranking                                            is from lowest risk to high risk radiologically.
Characterization                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              Risk Level                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Internal  RiskNote 1 level 1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          minimal                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  <10%
level 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        significant                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              >10%
level 3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    elevated                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          >90%
 
Note 1  Percentage of total internal dose from inhalation
 
Table 4: Current alpha classification of areas at the site.
Characterization                                                                                                                                                                                                                                                                    Number of Areas                                                                                                                                                                                                                                                                                                              Percentage level 1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        32                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    38%
level 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        42                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    57%
level 3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                5%
 
Some systems and components do not have data available, or the SSC needs evaluation.        Some systems are abandoned                        in place                        allowing beta-gamma radionuclides to decay at significantly higher rates compared to alpha radionuclides, which has proportionately decreased the beta-                          gamma to alpha activity ratio.        These SSC will be considered as alpha level 2 until surveys prove otherwise; results will be captured in a future calculation when evaluated and classified.
 
Recommended                        Future                        Activity
 
Determine appropriate                        frequency of alpha                                                analyses to ensure                        adequate                        hazard characterization.7
 
7  Required                  by RP-AA-                                              302
 
Page 35 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.                                                Potential Contaminated                        Areas
 
Potentially contaminated areas are analogous to impacted areas in the HSA.            The primary goal of the HSA is to provide an initial classification of site areas and SSC as radiologically impacted or non-impacted.        Non-impacted                                                areas should                        have no history of using, storing, or burying radioactive materials.          The MARSSIM and HSA Section 3 illustrate the types of information                      and conditions to consider and                        explore                        when making a decision on radioactive contamination potential.          The percentage of information that is available and the level of confidence in this information is reflected in the classification.
 
Procedure RP-AA-                                                        228 provides instructions for maintaining a list of documentation that is relevant to meeting the requirements of &sect;50.75(g)(1) and &sect;72.30(f)(1).            This documentation includes records of radiological spills or other unusual occurrences involving the spread of contamination in and around the site.            Included in this list are references to other documents and                                                                        data                        relevant to decommissioning.        The list identifies areas currently and formerly designated as restricted areas per &sect;20.1003.            Procedure RP-AA-                                                        228 requires that this list be updated no less  than every two years.        This list was updated 2 March 2020 and is included as Appendix 10.2.
 
The initial assumption during this investigation is that all Site areas and SSC were impacted by Station operation.        This is a reasonable assumption  based on the longevity of operation, potential and                                                                        actual releases of radioactive                        material (e.g., spills, leaks, and isolation condenser operation), storage and alternate disposal of radioactive materials onsite (e.g., disposal under &sect;20.302), relocation of known or suspect radioactive spoils during                                                site modifications, and                                                                        previous experience                        at other sites that have                        completed                                                an HSA.        Most spills and leaks of radioactive materials were confined to the RCA.
Remediation was either complete or limited to prevent the spread of the contamination.
 
The following Sections 7.2.1                        and 7.2.2 complete                        the initial classification of site areas and SSC as impacted or non-                                                                                      impacted.
 
Page 36 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.            Impacted Areas                        known and                                                    potential
 
7.2.1.1.                                                                                                          Structures
 
7.2.1.1.1.                                                                      AOB                              and                                                    Annex
 
Description and Historical          Use
 
The AOB and annex were support facilities for the RP, Chemistry, and Environmental groups.        The AOB and annex location are shown by Figure 5 as B1 at reference coordinate                        C2.        The AOB and                        annex centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 568012.70 meters (m), northing 4407348.98 m using the Universal Transverse Mercator (UTM) coordinate system.
 
The AOB and annex were outside the RCA and within the PA.            The AOB was formally known                        as the Plant Engineering                        Building.        A small Radioactive Material Area (RMA)              was setup in the past in the west side Chemistry area.          The RMA was to support gamma spectroscopy of low-level radioactivity samples.                Radioactive materials were found in the AOB during Operation Clean Sweep in 2001.          Gamma spectroscopy of selected items showed plant related radionuclides cobalt  -60 and cesium -137.        Radioactive materials free of loose surface contamination were packaged in the AOB and annex in preparation for shipment.        Groundwater samples containing tritium were stored in the AOB until shipped to an offsite laboratory.                Potentially contaminated carpet was removed from the AOB circa 2010, although some carpet remained in closet spaces and the area used to package and store well water samples containing tritium.
 
The AOB and annex were maintained free of radioactive                        contamination                                                (no posted contaminated areas).        There were no radioactive systems in the AOB.
 
There was potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition contamination on the AOB and annex roofs from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside                                                from the movement of personnel and                        radioactive                        material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 37 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The AOB and annex were preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the AOB and annex as structures 7 and 8.
Although                                                outside                                                the RCA, the AOB and annex were surveyed for unrestricted release based on the radiologically impacted classification.          Buildings that have not housed contaminated systems normally exhibit little or no contamination and have been surveyed for unrestricted release (i.e., free release) at many power plant decommissioning projects.
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for the AOB and annex.                The AOB and annex met the survey and sample release criteria for unrestricted use                        and were released for demolition.        The AOB and annex were demolished                        to grade                                                                        with the AOB concrete                        foundation                        remaining, and the annex to soil.
Above grade structural materials were removed from the Site as demolition waste.
There is some demolition waste such as concrete block, concrete, and metal accumulated                                                on                                                the western                        edge                        of the foundation; however, those                        materials may have come from another non-                                                                                    RCA demolition activity on the Site.
The footprint of the AOB and annex trailer are included in the South Protected Area (PA) Non-RCA land                                                                        area                                                (7.2.1.3.9) and will                                                            be                                                radiologically evaluated                                                as part of the same area.
 
Page 38 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.2.                                                                      AOG Building
 
Description and Historical          Use
 
The AOG Building houses the systems and components associated with reducing gaseous releases to the environs during plant operation.            HEPA filters located downstream of the charcoal holdup beds complete the treatment of condenser off      -gas.
The AOG                                                                  Building location is shown by Figure 5 as B2 at reference                        coordinate                        D3.        The AOG Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568097.85 m, northing 4407461.76 m using the UTM coordinate system.
 
The AOG is inside the RCA.        Oyster Creek was one of several boiling water reactors requiring backfit with an AOG processing system.          The AOG system became operational circa 1977                        and                                                                        was in use until shutdown                        and permanent defuel.        Virtually all systems and components in the AOG Building have been abandoned in place.
 
Areas of the AOG were contaminated in the past; many of been released.            The 23 foot elevation, normally a clean area, has been setup as a contaminated area to perform non-                                                                      AOG work (e.g., Traversing In-                        Core Probe (TIP) tube testing).        Airborne radioactivity in the form of noble                        gases and their progeny has occurred                                                from                                    leaks in the AOG.                                                                                      During cycle 10 offgas significantly increased by almost a factor of five.            The recombiner rooms were posted as a locked high radiation area in the late 1970s and early 1980s due to failed fuel indicating the potential for legacy alpha TRU.              Remaining source term, if any after prolonged shutdown, is expected to be longer    -lived particulate contamination, tritium, and legacy alpha TRU.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the AOG Building.        The data                        were collected from surveys available at the time of the HSA.        The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.        Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 5:      AOG Building radiological conditions summary.        Dose rates are general area.
Table                      is not all                  inclusive of survey areas in the                                            AOG Building.        Alpha                                                                  classification is based                                            on current list required by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                                                    Dose Rate                            Alpha Number                                                          Area                                                            mr/hr                    Classification AY8                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            AOG 23 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  <0.1                                                                                                                                                                                                                                        N/A*
AZ8                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              AOG 38 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  <0.1                                                                                                                                                                                                                                        N/A*
* No contaminated                                      areas, therefore alpha classification is N/A
 
Page 39 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 The AOG is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas); however, there are radioactive systems in the AOG.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Drains and Sumps
* pipe chase                                                sump southwest corner elevation 23                                                foot o                                                    flame arrestor drain o                                                    holdup                        piping                                                drain
* pipe chase                        floor drain sump                        southwest corner elevation                        23 foot o                                                    discharge                                                  from pipe                                                chase sump pumps o                                                    recombiner drains o                                                    water removal unit discharge o                                                    cubicle drains
 
Subsurface                      SSC or Tunnels
* pipe                                                tunnel elevation                                                17 foot
* offgas piping routed to the AOG via AOG                                                                  pipe vault
* treated offgas routed to Main Stack via AOG                                                                  pipe                                                vault
 
Known and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* charcoal and palladium catalyst media
* insulation
* sumps and drains
* soil                  surrounding sumps, drains, buried                                                pipe and tunnels
 
Page 40 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The AOG                                                                  Building and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.8              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The AOG Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* assess                    alpha                                                level due                                              to extended                        plant shutdown, inaccessible                        areas, and gaps in classification
* evaluate                        charcoal and palladium catalyst
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate                        below ground surface                                              (bgs) concrete for radiological contamination                                                and penetration depth
* evaluate                        sub-surface soil in the vicinity of sumps, drains, buried                                                pipe                                                and                                                                        tunnels for radiological contamination and penetration depth
 
8  MARSSIM 2.2 Class 1 examples: leaks or spills, and initial      assumption
 
Page 41 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.3.                                                                      Boiler Houses
 
Description and Historical          Use
 
The Boiler Houses provide                                                plant heating steam to buildings and the NRW evaporator.
The Boiler House locations are shown by Figure 5 as B3 at reference coordinate C3.
The Boiler Houses centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568048.72 m, northing 4407453.25 m using the UTM coordinate system.
 
The Boiler Houses are inside the RCA.                  There were originally two boilers providing plant heating steam.        Leakage from the NRW evaporators occurred in 1980 and 1985 resulted in the boilers and floor drain to become contaminated.            There is suspicion that the contamination by the drain                        may be covered                                                over by paint.        Several spills in the RCA originated from boiler leaks over the course of operation.            Two new boilers were installed in separate Kelly buildings circa 2005 and 2011, respectively.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the Boiler Houses.        The data                        were collected from surveys available at the time of the HSA.        The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.        Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 6:        Boiler Houses radiological conditions                      summary.        Dose rates are                      general area.
Table is not all inclusive of survey areas in the Boiler Houses.        Alpha classification is based on current list required by RP-                        AA-                                                    302.
Map                                                                                              Dose Rate                      Alpha Number                                              Area                                                mr/hr                Classification BAA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Boiler House                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      <0.1                                                                                                                                                                                                                                        N/A*
* No contaminated                                      areas, therefore alpha classification is N/A
 
The Boiler Houses are maintained free of radioactive contamination (no posted contaminated areas); however, there are radioactive systems in the Boiler Houses.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Page 42 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Drains and                                                                        Sumps
* floor drains routed to the base                        of the stack 1-12 sump
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* insulation
* soil                  surrounding                                                floor drain piping
 
Preliminary Classification
 
The Boiler Houses and                                              all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 9              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Boiler Houses are good candidates for further evaluation where                        additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all these buildings.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        building drains
* evaluate                        soil surrounding                                                floor drains and associated                        piping for radiological contamination
 
9  MARSSIM 2.2 Class 1 examples: leaks or spills, and initial      assumption
 
Page 43 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.4.                                                                      Breathing                                                    Air Compressor Building
 
Description and Historical          Use
 
The Breathing Air Compressor Building houses the compressors, tanks, and piping used to supply breathing air during refuel outages.            The Breathing Air Compressor Building location is shown by Figure 5 as B4 at reference                        coordinate B4.        The Breathing Air Compressor Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567917.66 m, northing 4407469.77 m using the UTM coordinate system.
 
The Breathing Air Compressor Building is outside the RCA and within the PA.            There is no record of the Breathing Air Compressor Building being contaminated or used as a Radioactive Material (RAM) storage area.          The breathing air system was evaluated under Bulletin 80-10                                                and found to be                                                not radioactively contaminated.        The record shows that modifications were made to prevent system internal contamination.
 
The Breathing Air Compressor Building is currently maintained free of radioactive contamination                                                (no posted                                                contaminated areas).        There                        are no                                                radioactive systems in the Breathing Air Compressor Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* system                  piping                                                and component internal contamination
 
Preliminary Classification
 
The Breathing Air Compressor Building is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based                                                on conditions observed during reconnaissance, past and                        present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 10
 
10                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 44 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up                                                to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
 
Page 45 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.5.                                                                      Building 3                                                    Old Machine Shop
 
Description and Historical          Use
 
Building 3 is a support facility that houses Maintenance and Security personnel.
Building 3 includes the Turbine Building RCA access/egress.          Building 3 has a loft area with various materials and equipment.      Building 3                                                location is shown by Figure 5                        as B5 at reference coordinate B2.          The Building 3 building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567965.54 m, northing 4407377.98 m using the UTM coordinate system.
 
Building 3 is outside                                                the RCA and within the PA.      Building 3 buffers the Turbine                        Building RCA access/egress, which is initially designated as Class 1 (see Section 7.2.1.1.44).
There is heating steam piping labeled internally contaminated still in use in the overhead.        Building 3 was used as a contaminated machine shop until 1982 when the area was released for unrestricted use and painted.          A portion of Building 3 was once posted as a high contamination area.              Main Steam Isolation Valve (MSIV) poppets were some of the highly contaminated equipment machined there.          There is strong potential for fixed contamination in the overhead and floor drains based on historical use.              Radioactive                        materials were found                                                in Building 3 during                                                Operation                        Clean Sweep                                                                        in 2001.        Gamma spectroscopy of selected items showed plant related radionuclides cobalt-60 and cesium -137.
 
Building 3 is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas; however, there are radioactive systems                        in the Building 3.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors, walls and remaining                                                carpet
* external walls and                                                                        roof
* soil                  surrounding                        floor drain piping
* heating system                                                piping                                                and                                                                        component internal contamination
* insulation
* floor drain
 
Page 46 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
Building 3 is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and                                                                        data gaps to support a lower  classification.11                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        Building 3 would be a good candidate for further evaluation where                        additional characterization                                                might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        building drain
* evaluate                        soil surrounding                                                floor drains and associated                        piping for radiological contamination
 
11                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and initial      assumption
 
Page 47 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.6.                                                                      Building 4                                                    Site Storage Building
 
Description and Historical          Use
 
Building 4 was a support facility that  housed                                                an overhead crane,  heavy machinery and equipment, tools, and scaffold.        Building 4 location is shown by Figure 5 as B6 at reference                        coordinate                        B2.        Building 4 centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 567950.02 m, northing 4407330.61 m using the UTM coordinate system.
 
Building 4 was outside the RCA and within the PA.          The concrete floor slab was originally bare then painted in the past.          Building 4 was a RAM storage area for drums and B-25 containers until the early 1980s.          Dry spills from containers occurred according to the historical records.          The south end of the Building 4 was posted contaminated for low pressure turbine diaphragm cutting in 1996 during refuel outage 16R.        Radioactive materials were found in Building 4 during                                                Operation                                                Clean Sweep in 2001.        Gamma spectroscopy of selected items showed plant related radionuclides cobalt-60 and cesium -137.
 
Building 4 was maintained                                                                        free of radioactive                        contamination in current years (no posted contaminated areas).        There were no radioactive systems in Building 4.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
 
Page 48 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
Building 4 was preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the Building 4 as Building 4.            Although outside the RCA, Building 4 was surveyed for unrestricted release based on the radiologically impacted classification.        Buildings that have                        not housed                                                contaminated systems                        normally exhibit little or no contamination and have been surveyed for unrestricted release (i.e.,
free release) at many power plant decommissioning projects.
 
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for Building 4.        Building 4 met the survey and sample release criteria for unrestricted use and was released for demolition.          Building 4 was demolished to grade with the concrete foundation remaining.        Above grade structural materials were removed from the Site as demolition waste.        There                        is some soil                  accumulated                                                on                                                the southern                        edge                        of the foundation; however, those spoils may have come from another non-                                                                                        RCA demolition activity on the Site.
 
The footprint of the Building 4                                                is included                        in the West PA Non-RCA land                                                                        area (7.2.1.3.12) and will be radiologically evaluated as part of the same area.
 
Page 49 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.7.                                                                      Chlorination                                                    Building
 
Description and Historical          Use
 
The Chlorination Building                                                houses the chlorination system for the main condensers.        The Chlorination Building location is shown by Figure 5 as B7 at reference coordinate B3.
The Chlorination Building                                                centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 567898.27 m, northing 4407433.48 m using the UTM coordinate system.
 
The Chlorination                                                Building is outside the RCA and                                                                        within the PA.        There is no                                                record                        of the Chlorination Building being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Chlorination                                                Building is currently maintained                                                                        free of radioactive                        contamination                                                (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the Chlorination Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and roof
 
Preliminary Classification
 
The Chlorination Building is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 12
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
12                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 50 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.8.                                                                      Clean Rigging                                                    and Storage Buildings
 
Description and Historical          Use
 
The Clean Rigging and                                              Storage                        Buildings are used                                                to store clean                                                                        rigging equipment, ice vest washing machine and dryer, and miscellaneous maintenance equipment.
The Clean Rigging and Storage Buildings are currently not occupied.            The Clean Rigging and Storage                        Buildings are shown by Figure 5                        as B8 at reference                        coordinate                        B5.
The Clean Rigging and Storage Buildings  centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567921.07 m, northing 4407531.38 m using the UTM coordinate system.
 
The Clean Rigging and Storage Buildings are outside the RCA and within the PA.
There                        is no record of the Clean Rigging and Storage                        Buildings being                        contaminated                                                or used as a RAM storage area.
 
The Clean Rigging and Storage Buildings are maintained free of radioactive contamination                                                (no posted                                                contaminated areas).        There                        are no                                                radioactive systems in the Clean Rigging and Storage Buildings.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
 
Page 51 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Clean Rigging and                                              Storage                                                Buildings are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 13
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
13                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 52 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.9.                                                                      Condensate Transfer Pump                          House and                                                    Systems
 
Description and Historical          Use
 
The Condensate Transfer Pump House contains the pumps and piping for the connecting the CST and Demineralizer tanks to the Condensate system.            The Condensate Transfer Pump House location is shown by Figure 5 as B9 at reference coordinate B3.        The Condensate Transfer Pump House centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567902.06 m, northing                        4407434.87 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Condensate Transfer Pump House is outside the main RCA; however, most of the facility is controlled                                                as a satellite RCA.        The Condensate                        Transfer Pump House contains internally contaminated systems and drains.        Condensate spills have occurred from leaking valves and system  breaches.        The concrete floor slab has been painted multiple times in the past.        Underground piping leaks have occurred between the Condensate Transfer Pump House and the CST.                A section of the concrete slab was removed in 1992 to access piping and adjoining soil.          The underground piping between the Condensate Transfer Pump House and CST was cut at the surface, decontaminated, and capped in 1996.
 
The Condensate Transfer Pump House is currently maintained free of radioactive contamination (no posted                                                contaminated                        areas); however, there are radioactive systems in the Condensate Transfer Pump House.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne                                                deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Drains and Sumps
* condensate transfer pump                      house sump routed                                              to the 1-3 sump
* floor drains
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
Page 53 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* sumps and floor drains
* soil                  surrounding sumps, floor drains and associated                        piping
 
Preliminary Classification
 
The Condensate Transfer  Pump House                          is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based                                                on conditions observed during reconnaissance, past and                        present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.14                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Condensate Transfer Pump House would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        building drains and sump
* evaluate                        soil surrounding                                                sumps, floor drains and associated                                                                        piping for radiological contamination
 
14                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, initial      assumption
 
Page 54 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.10.                                                Contractor Trailer Complex (CB&I)
 
Description and Historical          Use
 
The Contractor Trailer Complex was an administrative office complex occupied by several groups of maintenance contractors during outages.            The Contractor Trailer Complex was abandoned                                                in place.        The Contractor Trailer Complex location                        is shown by Figure 5 as B10 at reference coordinate C5.            The Contractor Trailer Complex centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567954.93 m, northing 4407529.00 m using the UTM coordinate system.
 
The Contractor Trailer Complex was outside the RCA and within the PA.            There is no record of the Contractor Trailer Complex being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Contractor Trailer Complex was maintained                                                free of radioactive                        contamination                                                (no posted contaminated areas).        There were no radioactive systems in the Contractor Trailer Complex.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and roof
 
Preliminary Classification
 
The Contractor Trailer Complex was preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
&sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Page 55 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Recommended                        Future                        Investigation Activities
 
The building demolition plan designated the Contractor Trailer Complex as Building 20.        Although outside                        the RCA, the Contractor Trailer Complex was surveyed for unrestricted release based on the radiologically impacted classification.            Buildings that have                        not housed contaminated systems normally exhibit little or no                                                contamination and have been surveyed for unrestricted release (i.e., free release) at many power plant decommissioning projects.
 
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for the Contractor Trailer Complex.        The Contractor Trailer Complex met the survey and sample release criteria for unrestricted use and was released for demolition.            The Contractor Trailer Complex was demolished to grade (soil).            Above grade structural materials were removed from the Site as demolition waste.
 
The footprint of the Contractor Trailer Complex is included                                                in the East Protected                                                Area (PA) Non-RCA land                                                                        area                                                (7.2.1.3.1) and                                                                        will                                                            be                                                radiologically evaluated                                                as part of the same area.
 
Page 56 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.11.                                                Diesel Generator Building
 
Description and Historical          Use
 
The Diesel Generator Building houses the diesel oil storage tank and two diesel generators.        The Diesel Generator Building location is shown by Figure 5 as B11 at reference coordinate A2.          The Diesel Generator Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567909.31                                                m, northing                        440732.46 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Diesel        Generator Building is outside                                                the RCA and                                                                        within the PA.        There                        is no                                                record of the Diesel Generator Building being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Diesel        Generator Building is currently maintained free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).          There are no radioactive systems in the Diesel Generator Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and roof
 
Preliminary Classification
 
The Diesel Generator Building is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 15
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
15                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 57 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.12.                                                Dilution Pump                          House
 
The Dilution Pump House was used to divert water from the Intake Canal to the Discharge                                                Canal for moderation                                                of discharge                        temperature.        The Dilution Pump House location is shown by Figure 5 as B12 at reference coordinate A3.            The Dilution Pump House centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567776.43 m, northing 4407409.83 m using the UTM coordinate system.
 
The Station had maintained a zero radioactive liquid effluent discharge station policy since 1990.        The decision to be zero discharge was a management decision.            The Station began discharging low  -level radioactive tritiated liquid from site wells to the canal circa 2009.        The Station resumed radioactive liquid effluent discharges in 2019 following shutdown and permanent defuel.          Discharge flow rate has been substantially reduced                        with circulation and dilution pumps secured.        Flow                              in the Discharge                                                Canal was designed to flow south to southeast away from the Discharge Pump House; however, the low discharge rate has been observed to fan backwards to the west and northwest towards the Dilution Pump House.          The site has discharged 1,355,648 gallons to date for a total activity released of 5.9 total Curies.
 
A 1998 memo identified relocation of potentially contaminated soil behind a retaining wall                  east of the Dilution Pump House.      Samples collected in 2000                                                                        and                                                2006                        identified only Naturally Occurring Radioactive Material (NORM); however, those sample locations relative to the retaining wall area could not be verified.
 
The Dilution Pump House is currently maintained                                                                        free of radioactive                        contamination                                                (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the Dilution Pump House.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
There                        is potential for trace levels of contamination                                                within the Dilution Pump House and supporting systems from discharges of liquid effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* tritium
 
Page 58 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* bgs concrete exposed to tritium
* soil                  behind                        retaining wall                  east of the Dilution Pump House
 
Preliminary Classification
 
The Dilution Pump House and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 16                                                Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating                                                history and radiological surveys.        The Dilution Pump House                        would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
The Dilution Pump House subsurface concrete is a good candidate for an As Low As Reasonably Achievable                        (ALARA) quantitative cost benefit analysis under NUREG-1727 Appendix D.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* perform radiological analysis of bgs concrete for tritium contamination and penetration depth
* Evaluate                        soil stored                                                behind                                                retaining wall                  east of the Dilution Pump House for radiological contamination
 
16                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: locations where radioactive materials werepresent                              in an unsealed form
 
Page 59 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.13.                                                Drywell                        Processing Center
 
Description and Historical          Use
 
The Drywell Processing Center was constructed circa late 1980s to support access to the Drywell during outages.        The Drywell Processing Center contained briefing areas, dress out areas, and a personnel decontamination area.          Only the dress out and personnel decontamination areas are within the RCA.          Included in this area is the walkway from the Reactor Building northeast airlock to the Drywell Processing Center and the RCA exit.        The Drywell Processing                  Center location is shown by Figure 5                        as B13 at reference                        coordinate                        C4.        The Respirator Facility centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 567991.38, northing 4407512.28 m using the UTM coordinate system.
 
More than half of the Drywell Processing Center was maintained outside of the RCA.
The former Operations Support Center (OSC) was in the Drywell Processing Center non-                                                                      RCA area.              Protective clothing and supplies were stored in the dress out up area.
A personnel decontamination                        shower with two hold-                        up tanks and associated                        piping was available as needed.                The holdup tanks were pumped to radwaste when required.
Personnel and small item contamination monitoring was performed when                                                                        exiting the RCA.
 
The Drywell Processing                  Center is currently maintained                                                free of radioactive                        contamination (no posted contaminated areas); however, there are radioactive systems in the Drywell Processing Center.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
* system                    piping and component internal contamination
* decontamination                                                shower
* soil                  surrounding                        decontamination shower, hold-                        up tanks,                                              and associated piping for radiological contamination
 
Page 60 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Drywell Processing Center and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        for areas outside                                                the RCA based on the above discussion and data gaps to support a non-                            impacted classification. 17
 
An initial        MARSSIM Class 1 designation is projected                        for areas inside the RCA based                        on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 18                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.            The Drywell Processing Center in the RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan                    and                        contamination survey of the building interior
* scan                    and contamination survey                        of the building exterior and                        roof
* remove                        carpet or perform 100% direct frisk survey
* scan                    and contamination surveys decontamination shower
* evaluate                        soil surrounding                                                decontamination shower, hold-up                                                tanks, and associated piping for radiological contamination
 
17                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification 18                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 61 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.14.                                                Fire Water Pump                          House
 
Description and Historical          Use
 
The Fire Water Pump House is a sheet metal facility that houses two diesel driven fire pumps.        The Fire Water Pump                        House location is shown by Figure 5 as B14 at reference coordinate A4.        The Fire Water Pump House centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567841.29 m, northing 4407479.86 m using the UTM coordinate system.
 
The Fire Water Pump House is outside                        the RCA and within the PA.      There                        is no record of the Fire Water Pump House being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Fire Water Pump House                        is currently maintained                                                free of radioactive                        contamination (no posted contaminated areas).          There are no radioactive systems in the Fire Water Pump House.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and roof
 
Preliminary Classification
 
The Fire Water Pump House                        is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 19
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 Feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
19                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 62 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.15.                                                Fish                          Sample Pond
 
The Fish Sample Pond was used to minimize marine life stress from intake operation.
The Fish Sample Pond location is shown by Figure 5 as B15 at reference coordinate A3.        The Fish Sampling Pond centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 567828.93 m, northing 4407442.94 m using the UTM coordinate system.
 
The Fish Sample                        Pond                      is outside                        the RCA and within the PA.        There is no                                                record of the Fish Sample Pond being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Station had maintained a zero radioactive liquid effluent discharge station policy since 1990.        The decision to be zero discharge was a management decision.            The Station began discharging low  -level radioactive tritiated liquid from site wells to the canal circa 2009.        The Station resumed radioactive liquid effluent discharges in 2019 following shutdown and permanent defuel.          Discharge rate has been substantially reduced with circulation and dilution pumps secured.          Flow in the Discharge Canal was designed                                                to flow                              south                        to southeast away from the Fish Sample Pond; however, the low discharge rate has been observed to fan backwards to the west and northwest towards the Fish Sample Pond.        The site has discharged 1,355,648 gallons to date for a total activity released of 5.9 total Curies.
 
The Fish Sample Pond is currently maintained free of radioactive                        contamination (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the Fish Sample Pond.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
There                        is potential for trace levels of contamination within the Fish Sample                        Pond and supporting systems from discharges of liquid effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* system                    piping and component internal contamination
* sediment
 
Page 63 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Fish Sample Pond is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 20                                                Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.          The Fish Sample Pond would be a good candidate                        for further evaluation                        where                        additional characterization                                                might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* evaluate                        sediment samples in pond
 
20                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: locations where radioactive materials werepresent                              in an unsealed form
 
Page 64 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.16.                                                Hazard Collection Building
 
Description and Historical          Use
 
The Hazard Collection Building is a potentially hazardous waste collection station described as O  -12 by the HWC Plan.          The Hazard Collection Building location is shown                        by Figure 5                        as B16 at reference coordinate                        B2.        The Hazard                        Collection Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567926.26 m, northing 4407337.72 m using the UTM coordinate system.
 
The Hazard Collection Building is outside the RCA and within the PA.            There is no record of the Hazard                        Collection Building being contaminated or used                                              as a RAM storage area.
 
The Hazard                        Collection Building is currently maintained free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).          There are no radioactive systems in the Hazard Collection Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
 
Page 65 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Hazard Collection Building is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 21
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
21                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 66 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.17.                                                Hot Machine Shop
 
Description and Historical          Use
 
The Hot Machine Shop was a designated structure where contaminated equipment could                        be worked in                        a low dose                        area.        The Hot Machine                                                Shop housed                        three containment Kelly buildings, jib crane, work benches, and  shielded frisking booth.        The Hot Machine Shop location is shown by Figure 5 as B17 at reference coordinate B4.              The Hot Machine                                                Shop centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 567934.98                                                m, northing 4407493.51 m using the UTM coordinate system.
 
Maintenance and equipment refurbishments were typically performed in the Hot Machine Shop during refuel outages.          The equipment was RAM with loose contamination, fixed contamination, or both.        Maintenance and refurbishment could have                        had the potential for generated                        airborne activity;                        therefore, work was performed                                                in metal containment enclosures with HEPA air removal as an engineering control.
 
The Hot Machine Shop contained three separate Kelly enclosures housing machinery for work on contaminated equipment and material.          One enclosure housed a lathe, another a boring mill, and the last was used for miscellaneous machining and welding.
Enclosures HEPA ventilation systems would have discharged back into the Hot Machine Shop requiring a Continuous Air Monitor (CAM) during use.            There is a ventilation exhaust system for the Hot Machine Shop that included a sampling station; however, evidence                        of use could not be confirmed.      A jib crane in the room supported the moving of heavy loads into the containments through roof openings.            There was a shielded frisking booth for personnel monitoring prior to exiting the room.            The Hot Machine Shop was used to store RAM until recently.          Approximately 25% of the Hot Machine Shop was posted as a contaminated area.
 
Floors inside the Kelly enclosures have been exposed to high contamination levels during maintenance activities.        The southeast corner housed a freon unit to decontaminate tools.      Highly contaminated reactor recirculation pumps seals were deconned                        in the freon unit.        Glove containment failures and                                                                        poor work practices led to contamination outside the containment including the floor.
 
There was a decontamination shower and sink in the Hot Machine Shop that was removed, and according to the historical records the piping remained.            There is reportedly a decontamination                        sump in the Hot Machine                                                Shop                                                                        that is tied to the Turbine Building 1-                                                                                  1 sump.
 
Table 7:      Hot Machine                                      Shop radiological conditions summary.        Dose  rates  were  general area.        Table                      is  not  all  inclusive                  of  survey  areas  in the                                              AOG                                                              Building.        Alpha  classification was based on current list required by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                            Dose Rate                    Alpha Number                                            Area                                              mr/hr              Classification MAA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Hot Machine                                            Shop                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                0.5                                                                                                                                                                                                                                                            3
 
Page 67 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and roof
* system                    piping and component internal contamination
* sump and drain
 
Preliminary Classification
 
The Hot Machine Shop and all systems within were preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building                                                demolition plan                                                includes the Hot Machine Shop as structure 21.      Since the Hot Machine Shop was in the RCA a survey plan was generated and performed.
Radioactive materials, Kelly enclosures, and equipment were first removed.
Radiological surveys were then performed on the floor and walls up to six feet (2 meters).        Spot remediation was performed on                                                the walls and the floor was scabbled.
Subsequent radiological surveys were performed, and the Hot Machine Shop was released from the RCA.
 
Following demolition of the Hot Machine                                                Shop concrete                        slab, investigation                                                activities should include evaluation of soil surrounding the sump, floor    drains and associated piping for radiological contamination
 
Page 68 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.18.                                                Hot Tool Room
 
Description and Historical          Use
 
The Hot Tool Room was used                                                to issue and store radioactive                        tools.      The Hot Tool Room location is shown by Figure 5 as B17 at reference coordinate B4.            The Hot Tool Room centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567942.29 m, northing 4407481.28m using the UTM coordinate system.
 
The Hot Tool Room is inside the RCA.          The Hot Tool Room was  originally the office of the radiological controls field operations manager.        The area                                                then became                        the snubber rebuild room and then the air sample repair shop.
 
The Hot Tool Room is currently maintained                                                free of radioactive                        contamination                                                (no posted contaminated areas); however, there are radioactive systems in the Hot Tool Room.
The Hot Tool Room has been                                                cleared                                                of tools and                                                                        equipment and will                                                            be                                                used                                                in the future for dress out and RP equipment storage.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
 
Page 69 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Hot Tool Room and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.22                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Hot Tool Room would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
22                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 70 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.19.                                                Intake                                                                        and                                                    Discharge Structure
 
Description and Historical          Use
 
The Intake and Discharge Structure houses the systems associated with the once through cooling of the main condenser and other condensers.                    The Intake and Discharge Structure components include the trash racks, traveling screens, stop logs, Circulation Water Pumps, Service and Emergency Service Water pumps, screen wash pumps, and an ice control recirculation flow path.          There are stop logs in the Unit 2 discharge tunnels.        The Intake                        and Discharge Structure location                                                is shown                        by Figure 5 as structure B18 at reference coordinate A4.                  The Intake and Discharge Structure centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567821.06 m, northing 4407398.78 m using the UTM coordinate system.
 
The Intake and                                                                        Discharge Structure is outside the RCA and within the PA.        The Station had maintained a zero radioactive liquid effluent discharge station policy since 1990.
The decision to be zero discharge was a management decision.            The Station began discharging low-level radioactive tritiated liquid from site wells to the canal circa 2009.
The Station resumed radioactive liquid effluent discharges in 2019 following shutdown and permanent defuel.        Discharge rate has been substantially reduced with circulation and                                                                        dilution pumps secured.        Flow                              in the Discharge                                                Canal was designed                                                                        to flow                              south                        to southeast away from the Intake and Discharge Structures; however, the low discharge rate has been observed to fan backwards to the west and northwest towards the Intake and Discharge Structure.        The site has discharged                                                1,355,648 gallons to date for a total activity released of 5.9 total Curies.
 
Exterior surfaces of the tunnel may have become                        contaminated                                                because                        of CST leakage discovered during refuel outage 13R according to historical records.
The REMP sampling between the condenser discharge and the dilution system                                                outlets identified the leakage.
 
The Intake                        and                        Discharge Structure are maintained                                                                        free of radioactive                          contamination (no posted                                                  contaminated areas).        There                          are no radioactive systems                          in the Intake                        and Discharge Structures.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
There                        is potential for trace levels of contamination within the Intake                        and Discharge Structure and supporting systems from discharges of liquid effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* tritium
 
Page 71 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* bgs concrete exposed to tritium
* wooden stop logs
 
Preliminary Classification
 
The Intake and                                                                        Discharge Structure and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 23                                                Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.          The Intake and Discharge Structure would be a                                                good candidate for further evaluation where additional characterization                                                might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
The Intake                        and                        Discharge Structure including subsurface tunnels are good candidates for an ALARA quantitative cost benefit analysis under Appendix D of NUREG    -1727.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* perform radiological analysis of bgs concrete for        radiological contamination and penetration depth
* evaluate                        wooden                                                stop logs
 
23                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: locations where radioactive materials werepresent                              in an unsealed form
 
Page 72 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.20.                                                ISFSI Area
 
Description and Historical          Use
 
The ISFSI Area is designed                        and constructed for the interim storage                                                of spent nuclear fuel and                                                                        Greater than Class C (GTCC) waste.        The ISFSI Area location is shown                        by Figure 5 as B19 at reference                        coordinate                        E4.        The ISFSI Area centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568179.81 m, northing 4407527.79 m using the UTM coordinate system.
 
The ISFSI Area is outside the RCA; however, the ISFSI is designated as a Restricted Area per &sect;20.1003.                The ISFSI Area includes level D storage to the north and former CBI weld/laydown area to the south.                  Soil sampling was performed in 1992 prior to ISFSI construction.        Samples were collected north of the former auxiliary contractor parking including all                  of level D storage                        and                        the fuel pump area.        A 1998 memo identified the southern berm as containing potentially contaminated excavated                        soil.        Oyster Creek began transferring fuel from the Spent Fuel Pool (SFP) to the Horizontal Storage Modules (HSM)                                                  on the                                                ISFSI pad in 2002.        The ISFSI project started November of 2019 and is currently in progress.          The transfer of all spent fuel from the SFP to the ISFSI is expected to be complete late 2021.          The ISFSI is expected to be a stand-                                                                            alone facility following completion of D&D and termination of the 10CFR50 license for the Station.
 
The ISFSI is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the ISFSI.
 
The ISFSI Area may have been                                                                        radiologically impacted from                                    the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the ISFSI pad from routine operation and discharge of gaseous effluent, and from the movement of personnel and radioactive material particularly during ISFSI campaigns.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* neutron                        activation                                                products
* discrete radioactive                        particles
* special nuclear material (SNM)
 
Page 73 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* storage module                        internal contamination
* external walls and                                                                        roof
* southern berm soil
 
Preliminary Classification
 
The ISFSI Area is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 24                                              The ISFSI Area would be a good candidate                        for further evaluation                        after D&D                              and                        removal of spent fuel and                                                                        GTCC                                                              RAM from the ISFSI.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* sample southern                      berm soil
 
24                MARSSIM 2.2 Class 1 examples: waste                  storage                                                          site
 
Page 74 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.21.                                              Level D Building
 
Description and Historical          Use
 
The Level D Building is collection station used to store abandoned equipment and material and is isolated and secured by fencing and a locked gate.            The Level D Building location is shown by Figure 5 as B20 at reference                        coordinate                        E5.        The Level D Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568181.35 m, northing 4407552.65 m using the UTM coordinate system.
 
The Level D Building is outside                        the RCA and within the PA.        There is no                                                record of the Level D Building being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Level D Building is currently maintained free of radioactive contamination (no posted                        contaminated areas).        There are no radioactive systems                        in the Level D Building.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
 
Page 75 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Level D Building is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 25
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
25                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 76 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.22.                                                LLRWSF
 
Description and Historical          Use
 
The LLRWSF supports the onsite                        storage                                                of low-level radioactive material/waste                        and contaminated equipment.        The bulk of the low-level radioactive material/waste generated takes the form of spent resin, filter sludge, evaporator bottoms, and DAW.        The contaminated                                                equipment is temporarily stored                                                until reused                        as needed.        The LLRWSF location is shown by Figure 5 as B21 at reference coordinate C5.            The LLRWSF centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567988.91 m, northing 4407615.42 m using the UTM coordinate system.
 
The LLRWSF is outside the main RCA; however, most of the facility is controlled as a satellite RCA.        The LLRWSF was put into operation circa 1985 primarily to house packaged low-level radioactive waste in a retrievable manner until access to a burial site was available.        Most of the equipment and waste stored in the building is containerized and in shippable form.          All radioactive contaminated materials stored without containers have fixed contamination with no smearable contamination being allowed.        RP can allow decontamination and assembly of components with smearable contamination in LLRWSF following evaluation to ensure that radioactive material releases are negligible.        There is anecdotal evidence of this occurring as recently as 2008 with the changing of recirculation pump seal oil on the 2    nd                                      floor.        However, as a rule, decontamination, and assembly of unencapsulated or smearable contaminated components in LLRWSF is avoided.        A modification                                                was made to the DAW compaction area (never used) to relocate Radiac calibration circa 2011.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the LLRWSF Building.            The data                        were collected from surveys                                          available                        at the time of the HSA.        The data                        were collected during                                                  and following shutdown and permanent defueling as available.      Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 8:        LLRWSF                      radiological conditions summary.        Dose rates are                    general area.        Table is not all inclusive of survey areas in the LLRWSF.              Alpha classification is based on current list required by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                  Dose Rate                  Alpha Number                                        Area                                          mr/hr              Classification WAA                                                                                                                                                                                                                          Low Level Radwaste                    Storage                                                                  Facility                                                                                                                                                                  0.01 -          0.5                                                                                                                                                                                        N/A*
* No contaminated                                      areas, therefore alpha classification is N/A
 
Page 77 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 The LLRWSF is currently maintained free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).        The LLRWSF cleanup project has resulted in the reduction of RAM that is no                                                longer needed on the Site, particularly in the DAW storage area.        There are no radioactive systems in the LLRWSF.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Drains and Sumps
* cell                  drain trenches
* cell                  storage                        area sump
* main facility sump
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resin and filter media
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* resins
* sumps and trenches
* soil                  surrounding                                                sumps, drains, trenches and associated                      piping
 
Preliminary Classification
 
The LLRWSF and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                                                on conditions observed during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.26                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The LLRWSF would be a good candidate for further
 
26                MARSSIM 2.2 Class 1 examples: waste                  storage                                                          site
 
Page 78 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 evaluation where additional characterization                        might lead                        to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate                        soil                  surrounding sumps,                                                drains, trenches and associated                        piping                                                for radiological contamination
 
Page 79 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.23.                                                MAC Facility
 
Description and Historical          Use
 
The MAC Facility provides access to the Turbine                                                Building and Reactor Building airlock.
The MAC Facility is an ingress/egress area to/from the RCA, although it is currently shutdown following permanent shutdown and defuel.            The MAC Facility location is shown by Figure 5 as B22 at reference coordinate C4.            The MAC Facility centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567957.65 m, northing 4407485.49 m using the UTM coordinate system.
 
Approximately 50% of the MAC Facility is in the RCA.        There was another structure, a hurricane shelter, at this location prior to MAC construction.            A spill from the SFP migrated from the Reactor Building through a hurricane                                                                        rollup door in 1984 to an area under the MAC according to the historical records.
 
Radioactive materials were found in the                                                MAC Facility during                                                Operation Clean Sweep in  2001.        Gamma                        spectroscopy of  selected                          items  showed                                                  plant  related                                                  radionuclides cobalt-60 and cesium -137.
 
The MAC Facility has been                        maintained                                                free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the MAC.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* soil                  beneath the MAC
 
Page 80 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The MAC Facility is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        for areas outside                                                the RCA based on the above discussion and data gaps to support a non-                            impacted classification. 27
 
An initial        MARSSIM Class 1 designation is projected                        for areas inside the RCA based                        on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 28                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.            The MAC would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* evaluate soil beneath the MAC for radiological contamination
 
27                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification 28                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 81 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.24.                                                MAF
 
Description and Historical          Use
 
The MAF serves as the main access point to the PA.        The MAF constructed circa                                                2004 replaced the Main Gate Security Center as primary access to the PA when the boundary was expanded.        Preconstruction soil sampling and analyses could not be located.        The MAF location is shown by Figure 5 as B23 at reference coordinate D2.
The MAF building centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568154.13 m, northing 4407408.46 m using the UTM coordinate system.
 
The MAF is outside the RCA and                        within the PA.        Radioactive nickel-                        63                                                  sealed sources are housed in security equipment in the MAF.        These                          sources are leak checked by RP on a periodic basis.        All leak test criteria have been satisfied; no leaking sources have been identified.        The MAF also houses two x -Ray devices used by Security.
 
The MAF is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the MAF.
 
The MAF may have                        been                                                radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
 
Page 82 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The MAF is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 2 designation                        is projected                        based                        on                                                the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.29                                              Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The MAF would be a  good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
29                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 83 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.25.                                                Main Gate Security Center
 
Description and Historical          Use
 
The Main Gate Security Center served as the                                              main access point to the PA                                                          until replaced circa 2004 by the MAF.        The Main Gate Security Center is primarily a support facility for Security.        The Main Gate Security Center location is shown by Figure 5 as B24 at reference coordinate C3.          The Main Gate Security Center building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568022.72 m, northing 4407395.43 m using the UTM coordinate system.
 
The Main Gate Security Center is outside the RCA and within the PA.            Radioactive nickel-63 sealed sources in security equipment are stored in the MAF.            These sources are leak checked                                                by RP on a                                                periodic basis.      All                  leak test criteria have been                                                satisfied; no leaking sources have been identified.
 
The Main Gate Security Center is currently maintained                                                free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).          There are no radioactive systems in the Main Gate Security Center.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent; and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 84 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Main Gate Security Center is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 30                                                Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating                                                history and radiological surveys.        The Main Gate Security Center would be                                                a good candidate for  further evaluation where additional  characterization                                                might lead to                        a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
 
30                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 85 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.26.                                                Maintenance                                                Supervisor Building
 
Description and Historical          Use
 
The Maintenance Supervisor Building was an administrative office occupied by Maintenance.        The Maintenance Supervisor Building location is shown by Figure 5 as B25 at reference coordinate B5.          The Maintenance Supervisor Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567873.51                                                m, northing                                                4407539.53                        m using the UTM coordinate system.
 
The Maintenance Supervisor Building was outside the RCA and within the PA.
The Maintenance Supervisor Building was formally used as the North Guardhouse during outages until circa 2002.
 
The Maintenance Supervisor Building was maintained free of radioactive contamination (no posted contaminated areas).          There were no radioactive systems in the Maintenance Supervisor Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 86 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Maintenance                        Supervisor Building was preliminarily classified as radiologically impacted                                                based                          on conditions observed                                                during                                                  reconnaissance, past and                        present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the Maintenance Supervisor Building as structure 16.        Although outside the RCA, the Maintenance Supervisor Building was surveyed for unrestricted release based on the radiologically impacted classification.
Buildings that have not housed contaminated systems normally exhibit little or no contamination and have                        been surveyed for unrestricted release (i.e.,                      free  release)  at many power plant decommissioning projects.
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for the Maintenance                        Supervisor Building.        The Maintenance                        Supervisor Building met the survey and sample release criteria for unrestricted                                                use and was released                        for demolition.
The Maintenance Supervisor Building was demolished to grade with the concrete foundation remaining.        Above grade structural materials were removed from the Site as demolition waste.
The footprint of the Maintenance Supervisor Building is included in the West Protected Area (PA) Non-RCA land area (7.2.1.3.12) and will                                                          be                                                radiologically evaluated                                                as part of the same area.
 
Page 87 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.27.                                                MOB -            Office Building
 
Description and Historical          Use
 
The MOB houses Operations personnel.          The 3rd    floor MOB provides three accessways and one access/egress to the RCA.          The MOB roof in the RCA is accessible from a ladder in the 3 rd      floor back stairwell.              The multiplexer (MUX) room, upper cable room, and                                                                        MOB roof in the RCA are accessible from the corridor adjacent to the Control Room access.        The Turbine roof and Condensate Demineralizer corridor in the RCA are accessible from the Operations access.        The Hot Chemistry Lab is in the MOB on elevation 35 foot.        The MOB location is shown by Figure 5 as B26 at reference coordinate B3.        The MOB building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567975.16 m, northing 4407420.33 m using the UTM coordinate system.
 
The MOB is mostly outside the RCA and within the PA.                  The MOB provides access to the RCA, which is initially designated as Class 1.                  The 3rd      floor access/egress to the RCA has a decontamination area in the former RWP and Equipment Operators room.
Workers in the 1970s wore their contaminated protected clothing to this area, disrobed, and                                                                        deposited                                                the clothing                                                in a laundry chute                      which went down                        to the old laundry facility (currently the Hot Chemistry Lab).        The laundry chute appears isolated from the Hot Chemistry lab and the wooden cover is labeled internal contamination.                  Hot particles have been found in this area in the past.
 
Recently, reactor cavity water leakage from the Reactor Building 51                                              foot elevation                                                west side resulted in minor through wall seepage of radioactive water to      the 3rd    floor outside the ladies room.        The area was posted a contaminated area; the area has been released for unrestricted use.
 
The MOB is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas); however, the former laundry chute is labeled internal contamination.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Page 88 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Drains and                                                                        Sumps
* drains from the Hot Chemistry Lab                                                                        are routed                                                to the Lab Drain Tank (T                                                003) on Reactor Building elevation 23 foot northwest corner
 
Process Sinks
* several hooded sinks in the Hot Chemistry Lab
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* remaining carpet
 
Preliminary Classification
 
The MOB is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        for areas outside                                                the RCA based on the above discussion and data gaps to support a non-                            impacted classification. 31
 
An initial        MARSSIM Class 1 designation is projected                        for areas inside the RCA based                        on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 32                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.            The MOB would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
31                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification 32                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills and initial assumption
 
Page 89 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
* scan and contamination                    survey former                  laundry                  chute
 
Page 90 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.28.                                                New Maintenance Building
 
Description and Historical          Use
 
The New Maintenance Building housed the clean and hot machine shops, electrical shop, loft storage area, clean tool room on 1  st      and 2nd                                      floor, locker rooms and toilet facilities, and office spaces.        The New Maintenance Building is currently occupied by Maintenance.        The New Maintenance Building location is shown by    Figure 5 (cont) as B27 at reference coordinate B4.          The New Maintenance Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567921.23                                                m, northing                                                4407502.83                        m using the UTM coordinate system.
 
The New Maintenance Building is outside the RCA and within the PA    .        The New Maintenance Building buffered the RCA and included the clean tool room and abutting external trailer, machine shop, office spaces, locker rooms, hot machine shop, hot tool room, and respiratory repair facility.        The hot machine shop had a separate, filtered, and monitored ventilation on the roof; however, the exhaust fan EF    43, filter units, and sampling station appear to have been abandoned for some time.
 
The New Maintenance Building was constructed circa 1980.          A clean locker storage area on the 1 st      floor west was used as an air sample count room in the early 1980s.
The room was used to calibrate                        and repair air samplers with internal and fixed external contamination.        There was a containment box in the room that had internal smearable contamination from the opening of air samplers that had internal contamination.            The room was released for unrestricted use at some point in the past.          Material above the release limits were found in the clean tool room in 1989 through 1990.            Potentially radioactive materials were found in Building 3 during Operation Clean Sweep in 2001.
Gamma spectroscopy of selected items showed plant related radionuclides cobalt    -60 and cesium-137.
 
There was the potential for trace levels of contamination in the New Maintenance Building from airborne                                                deposition                                                on the roof from routine operation, previous use as a RAM storage and contamination area, and from the movement of personnel and equipment between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* discrete radioactive                        particles
 
Page 91 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* remaining carpet
 
Preliminary Classification
 
The New Maintenance Building is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended Future Investigation Activities
 
The building demolition plan designated the New Maintenance Building as structure 21.
Although                                                outside                                                the RCA, the New                              Maintenance                        Building was surveyed for unrestricted release based on the radiologically impacted classification.
 
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for the New                              Maintenance Building.        The New                              Maintenance Building                                                met the survey and sample release criteria for unrestricted use and were released for demolition.
 
The footprint of  the New Maintenance Building is included in the East Protected                                                Area (PA) Non-RCA land                                                                        area                                                (7.2.1.3.1) and will                                                            be                                                radiologically evaluated as part of the same area.
 
Page 92 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.29.                                                New Sampling                                                    Building
 
Description and Historical          Use
 
The New Sampling Building houses the systems associated with the transfer and sampling of the two chemical and two high purity test tanks.          The New Sampling Building location is shown by Figure 5 (cont) as B28 at reference                        coordinate                        C3.        The New Sampling Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568000.32 m, northing 4407481.35 m using the UTM coordinate system.
 
The New Sampling Building is inside the RCA.          The New Sampling Building is a metal structure with concrete floor next to the Outdoor Tank and Enclosure.            The building contains two chemical waste and two high                                                purity sample                        pumps.      Pump leak off                        runs to a 6 inch trench that drains to Radwaste sump.
 
The area is currently maintained radiologically clean with the trench posted as a contaminated area.        The Pumps are labeled                                                contaminated; and, historically, the pumps have leaked and some of the pumps and foundations were replaced.            A spill in1997 showed contamination on the floor.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls
* roof
* system                    piping and component internal contamination
* concrete
* insulation
* soil                  beneath                        pump foundations, trench and associated piping
 
Page 93 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The New Sampling Building and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.33                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The New Sampling Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* perform core bore or sample pump                    foundation
* perform survey                  and sampling of trench
* evaluate soil beneath the pump                    foundations, trench and associated piping for radiological contamination
 
33                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 94 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.30.                                                NRW Building
 
Description and Historical          Use
 
The NRW Building houses the systems associated with the various radwaste                        collection and processing systems.        The NRW heat exchanger building is included in the NRW building footprint.        The NRW Building location is shown by Figure 5 (cont) as B29 at reference coordinate C5.          The NRW Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568006.11 m, northing 4407544.25 m using the UTM coordinate system.
 
The NRW Building is inside the RCA.        The NRW was put into operation circa 1980 to replace and abandon many ORW storage and processing systems.                  Some areas contain                        retired radwaste                        components.        There                        have                        been                                                incidences of tanks overflowing and resin spills over the course of plant operation.          Incidents of area contamination on the 23 foot elevation have occurred as recent as the date of HSA revision 0.              The percentage of alpha level 2 (significant) classifications for NRW Building contaminated areas is 74%.        The SL-T-2A spent resin tank room has been identified as alpha level 3 (elevated), the highest classification.        Most suspect contaminated systems do not have an alpha classification representing a data gap requiring further investigation and characterization.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the NRW Building.        The data were collected                                                from surveys available                        at the time of the HSA.
The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.        Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table                        9:        NRW  Building  radiological  conditions                        summary.        Dose rates are general area.
Table is not all inclusive of survey  areas  in  the NRW Building.      Alpha classification is based on current list required by RP-                        AA-                                                    302.
Map                                                                                                                                                                                                                            Dose Rate                                                              Alpha Number                                                                                                                Area                                                                                                                    mr/hr                                          Classification N3A                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  NRW Truckbay                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    1.5 -          130                                                                                                                                                                                                        2 N3D                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Fill                        Aisle/Liner Storage                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      5 -            500                                                                                                                                                                                                                      2 N3I                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              #2                                            Sump Room                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            1 -            12                                                                                                                                                                                                                                2 N3N                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      South                    Operating                                          Gallery                                                                                                                                                                                                                                                                                                            0.5 - 1                                                                                                                                                                                                                                        2 N3P                                                                                                                                                                                                                                  HP-P-1A High Purity Pump Room                                                                                                                                                                                                              <0.2 - 2                                                                                                                                                                                                                                                2 N3Q                                                                                                                                                                                WC-P-1B Waste Chem Pump Room                                                                                                                                                                                              10 -                                                        30                                                                                                                                                                                                                      2 N3R                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        WC Valve Area Room                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                2 - 6                                                                                                                                                                                                                                                      2 N3S                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  WC-P-1A ROOM                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                <2 - 3                                                                                                                                                                                                                                            2 N3U                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      A Evaporator                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  2 -            10                                                                                                                                                                                                                                2
 
Page 95 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Table                        9:        NRW  Building  radiological  conditions                        summary.        Dose rates are general area.
Table is not all inclusive of survey  areas  in  the NRW Building.      Alpha classification is based on current list required by RP-                        AA-                                                    302.
Map                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  Dose Rate                                                                                                                                            Alpha Number                                                                                                                                                                                                                                                    Area                                                                                                                                                                                                                                                        mr/hr                                                                                              Classification N3W                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B Evaporator                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  4 -            30                                                                                                                                                                                                                                2 N4A                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      A Holdup                                                                  Tank SL-T-3A                                                                                                                                                                                                                                                                                              20 -                                                        600                                                                                                                                                                                                            2 N4B                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B Holdup                                                                  Tank SL-T-3B                                                                                                                                                                                                                                                                                        20 -                                                            100                                                                                                                                                                                                                                                2 N4F                                                                                                                                                                                                                                                                                  CLW Process Valve Area                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    2 - 8                                                                                                                                                                                                                                                      2 N4H                                                                                                                                                                                                                        Spent Resin Transfer Piping Room                                                                                                                                                                                          20 -                                                            200                                                                                                                                                                                                                                                1 N4K                                                                                                                                                                                                                                                                                                  Spent Resin Valve Gallery                                                                                                                                                                                                                                                                                          2 -            10                                                                                                                                                                                                                          2 N4L                                                                                                Pipe Gallery West/Valve                    Area Resurge                                          Regen                                                                                                                                                                                              0.5 - 4                                                                                                                                                                                                                                  1 N5A                                                                                                                                              SLT-1A A Concentrated Liquid                      Waste                    Tank                                                                                                                                                                                                                  2 - 6                                                                                                                                                                                                                                                  2 N5B                                                                                                                                              SLT-1B B Concentrated Liquid                      Waste                    Tank                                                                                                                                                                                                    0.8 - 5                                                                                                                                                                                                                                        2 N5C                                                                                                                                                                                        WC-F-1A Chemical Waste Filter Room                                                                                                                                                                                                2 - 5                                                                                                                                                                                                                                                      2 N5D                                                                                                                                                                                                                                            HP-F-1A High Purity Filter Room                                                                                                                                                                                                                                                2 - 8                                                                                                                                                                                                                                                  1 N5E                                                                                                                                                                                      WC-F-1B Chemical Waste Filter Room                                                                                                                                                                    0.5 -          10                                                                                                                                                                                                                  2 N5F                                                                                                                                                                                                                    HP-F-1B High Purity Filter Room                                                                                                                                                                                                                                    2 -            10                                                                                                                                                                                                                          2 N5G                                                                                                                                                                                                                                                                          S-P-1A CLW Pump Room                                                                                                                                                                                                                                                                                0.6 -          15                                                                                                                                                                                                                  1 N5I                                                                                                                                                                                                                                                                                    S-P-1B CLW Pump Room                                                                                                                                                                                                                                                                                            0.5 - 5                                                                                                                                                                                                                                        1 N5J                                                                                                                                                                                                                                                          New                            Radwaste                      Sample                    Sink                                                                                                                                                                                                                                                                  0.5 - 8                                                                                                                                                                                                                                  2 N5O                                                                                                                                                                                                                          Filter Precoat/Body Feed Room                                                                                                                                                                                                                                                                              0.2                                                                                                                                                                                                                                                            1 N5P                                                                                                                                                                                                                                                                                            SL-T-2A Spent Resin Tank                                                                                                                                                                                                                                                                                      3 -            30                                                                                                                                                                                                                          3 N5Q                                                                                                                                                                                                                                                                  SL-T-2B Spent Resin Tank                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        20 -                                                            60                                                                                                                                                                                                              2 N5S                                                                                                                                                                                                                                            NRW 48' HVAC                                                                                Room and Filter                                                                                                                                                                                                                  0.1 -          0.6                                                                                                                                                                                                            2 N5U                                                                                                                                                              WC-T-1B Chem Waste / Floor Drain Tank                                                                                                                                                      8 -            45                                                                                                                                                                                                                          2
 
Page 96 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Drains and Sumps
* NRW 1-1 sump northwest corner elevation 23                                                foot o                                                    waste collector tank room elevation 23 foot o                                                    waste pump                        rooms and valve areas elevation 23 foot o                                                    passageway by concentrator drain collector tank (23')
o                          valve                          areas and electric tray area elevation                                                38 foot west o                                                    change                                                and laundry room elevation                                                48 foot o                                                    air conditioner, personnel sink, and                                                                        shower elevation                        48                                                foot o                                                    heating                                                and ventilation equipment room, expansion                                                tank area, and crane                                                                        bay elevation 48 foot
* NRW 1-2 sump                        southeast corner elevation                                                23 foot o                          valve                          areas and spent resin tanks elevation                                                23 foot south o                                                    radwaste                        concentrator and passageway south                      and                                                                        east elevation                        23                                              foot o                                                    fill                            station and pumps elevation                                                23                                                foot o                                                    radwaste                        holdup tank and                                                                        demineralizer rooms elevation                        35 foot and 33 foot, respectively.
o                          valve                          areas, operating galleries, and passageway east and south                        of concentrators elevation 38 foot o                                                    radwaste filter rooms, concentrated                        waste tank rooms, and associated                                                pump rooms and operating galleries elevation 48 foot o                                                    filter precoat room and                                                passageway elevation 48 foot
* NRW 1-3 sump southwest corner elevation                                                10 foot pipe                                                chase o                                                    truck bay elevation                                                23                                                foot o                                                    NRW heat exchanger building
 
Process Sink
* sample                        sink elevation                        48 foot
 
Subsurface                        SSC or Tunnels
* pipe chase                        to NRW elevation                                                10                                                foot
* NRW 1-3 sump
* NRW tunnel to ORW
* piping                                                and components of the radwaste system,                        heating                                                and process steam system, water treatment and distribution system, and electrical conduits
 
Page 97 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resin and filter media
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* resins
* insulation
* sumps and drains
* sample                        sink
* bgs concrete exposed to tritium
* soil                  surrounding                        the building foundation
* soil                  surrounding sumps, drains, piping and tunnel connection
 
Preliminary Classification
 
The NRW building is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion.      34 Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening                                                values based on operating history and radiological surveys.
 
34                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assessment
 
Page 98 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* evaluate                        building sumps and drains
* perform radiological analysis of bgs concrete for tritium contamination and penetration depth
* reassess                    the alpha                                                                        level for areas, systems, and                                                                        components due to extended                                                plant shutdown, inaccessible areas, and gaps in classification
* remediate resins in rooms and                                                                        cubicles then resurvey
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* evaluate                        soil                  surrounding                                                the building foundation                                                for radiological contamination
* evaluate                        soil                  surrounding sumps,                                                drains, piping                        and                                                                        tunnel connection                        for radiological contamination
 
Page 99 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.31.                                                NRW Chlorination                                                    Facility
 
The NRW Chlorination Facility provides gaseous chlorine for biological growth control and to prevent biofouling of the NRW and AOG closed cooling water heat exchangers.
The NRW Chlorination Facility location is shown by Figure 5 (cont) as B30 at reference coordinate A4.        The NRW Chlorination Facility centerline geographical coordinates    are zone 18s, easting 567839.80 m, northing 4407445.09 m using the UTM coordinate system.
 
The NRW Chlorination Facility is outside                                                the RCA and                                                                        within the PA.        There                        is no                                                record of the NRW Chlorination Facility being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The NRW Chlorination Facility is currently maintained                        free of radioactive                        contamination (no posted contaminated areas).          There are no radioactive systems in the NRW Chlorination Facility.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and roof
 
Preliminary Classification
 
The NRW Chlorination Facility and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 35
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
35                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 100 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.32.                                                OCAB
 
The OCAB serves as the main office building at the site.        The OCAB was constructed circa 1994 replacing the MOB as the primary office and administrative center.
Preconstruction                                                soil sampling and                                                                        analyses could                        not be located.        The OCAB location is shown by Figure 5 (cont) as B31 at reference coordinate D2.            The OCAB centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568102.48 m, northing 4407342.60 m using the UTM coordinate system.
 
The OCAB is outside the RCA and within the PA.          Radioactive mixed gamma sealed sources for the WBC are stored                                                in the OCAB 1st    floor.        These sources are leak checked on a periodic basis.        All leak test criteria have been satisfied; no leaking sources have been identified.                Beginning in 2019, small containers of potentially contaminated soil and water have been prepared and surveyed on the 3    rd      floor for shipping to offsite laboratories for analysis.
 
The OCAB is currently maintained                        free of radioactive contamination                                                (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the OCAB.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 101 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The OCAB is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 36
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up                                                to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
 
36                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 102 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.33.                                                ORW Building
 
Description and Historical          Use
 
The ORW Building houses the systems  associated with the various radwaste collection and processing systems.        The ORW Building includes the sample pump house at the north-                        west corner, HEPA storage building, compactor area, control room, and overboard radiation monitor room.          The ORW Building location is shown by Figure 5 (cont) as B32 at reference coordinate D3.          The ORW Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568039.81 m, northing                        4407487.57 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The ORW Building is inside the RCA.          The ORW Building was the original radwaste processing plant until updated by the construction of the NRW building circa 1980.
Many of the systems, controls and indications have been abandoned including the overboard radiation monitor; however, there are systems and components still in use with the main plant and NRW systems.          High dose rates and contamination are expected based on design and use.          There have been incidences  of tanks overflowing and resin spills over the course of plant operation.          Some vaults accessible from the roof are suspected to contain retired radwaste components and other waste.            The percentage of alpha level 2 (significant) classifications for ORW Building contaminated areas and systems are at 66% and 33% respectively.          The ORW tank room has been identified as alpha level 3 alpha (elevated), the highest classification.            Some ORW system breaches have identified alpha level 3 alpha                        conditions.        About 20% of suspect contaminated systems do not have an alpha classification representing a data gap requiring further investigation and characterization.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the ORW Building.        The data were collected                                                from surveys available                        at the time of the HSA.
The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.        Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 10:        ORW Building                        radiological conditions                                              summary.        Dose rates are general area.
Table is not all inclusive of survey areas in the ORW Building.              Alpha classification is based on current list required by RP-                        AA-                                                    302.
Map                                                                                                                          Dose Rate                              Alpha Number                                                            Area                                                                mr/hr                      Classification PBA                                                                                                                                                                                                              Small                Pump Room, Waste Storage                                                                Tanks                                                                                                                                    30 -                                                        350                                                                                                                                                                                                            2 PSB                                                                                                                                                                                                                                                                                            ORW Control and                                                                  Precoat Room                                                                                                                                                                                                                0.1 -          2.8                                                                                                                                                                                                            2 PUA                                                                                                                                                                                                                                                                            Large                                            Pump Room and Mezzanine                                                                                                                                                                                                                                  2 - 6                                                                                                                                                                                                                                                      2 PUU                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      Old Radwaste                      Tank Room                                                                                                                                                                                                                                                                                              8 -            22                                                                                                                                                                                                                                3
 
Page 103 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
The ORW Building includes a loading ramp, but not the area                                                below it.        That area is included under the RCA yard surface and subsurface survey area (7.2.1.3.8 and 7.2.1.5.2).
 
Basement
* small                  pump room elevation 6 foot
 
Drains and Sumps
* 1-9                    sump                        large pump room elevation                        22 foot o                                                    large                                                tank room elevation                                                23 foot o                                                    outside                        tank area                                                curbed                                                area drains o                                                    large                                                pump room elevation                                                23 foot
* 1-                  10                                                sump small pump                        room elevation 6 foot o                                                    small                  pump room elevation 6 foot o                                                    concentrated                        waste storage area o                                                    waste surge tank curbed                                                area elevation                                                23                                                foot (possibly abandoned) o                                                    filter sludge                        tank and                                                                        demineralizer cubicles o                                                    precoat room
* 1-                  11                                                sump small pump                        room elevation 6 foot o                                                    centrifuge o                                                    spent resin tank o                                                    demineralizer drains waste and fuel pool cooling o                                                    concentrator distillate o                                                    filter drains o                                                    clean                                                                      sample                      drains
 
Process Sink
* sample                        sink elevation                        23 foot
 
Page 104 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Subsurface                        SSC or Tunnels
* 1-                  10                                                and 1-11 sumps
* small                  pump room
* concentrated                        waste tank (NV-28)
* filter sludge                        tank (NV-09)
* spent resin tank (NV-29)
* NRW tunnel to ORW
* ORW tunnel to base of stack
* piping                                                and components of the radwaste system,                        heating                                                and process steam system, water treatment and distribution system, and electrical conduits
* ORW ventilation
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resin and filter media
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* resins
* insulation
* sample                        sink
* sumps and drains
* soil                  surrounding                        the building foundation
* soil                  surrounding                        tanks, sumps, drains, piping, pipe                                                tunnels and                        other below grade SSCs
 
Preliminary Classification
 
The ORW Building and                                              all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Page 105 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion. 37 Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based on operating history and radiological surveys.
 
37                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 106 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* perform radiological analysis of bgs concrete and soil for radiological contamination and                                                                        penetration                                                  depthreassess the alpha level for areas, systems, and                        components due to extended plant shutdown, inaccessible areas, and gaps in classification
* remediate resins in rooms and                                                                        cubicles then resurvey
* open                        and explore legacy waste concentrator vaults for retired components and waste
* evaluate                        soil surrounding                                                building foundation for radiological contamination
* evaluate soil                    surrounding                                                  tanks, sumps, drains, piping, tunnels and other below grade SSCs for radiological contamination
 
Page 107 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.34.                                                ORW North Annex
 
Description and Historical          Use
 
The ORW North Annex is a prefabricated metal structure attached on the north side of ORW at the door to the entrance to ORW operating aisle.          The ORW North Annex was used as a trash sorting area and for Non-                          Destructive Examination (NDE) equipment storage.        The ORW North Annex has been                        abandoned in place.        The                                              ORW North Annex location is shown by Figure 5 (cont) as B33 at reference coordinate C4.                    The ORW North Annex centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568005.96 m, northing 4407488.19 m using the UTM coordinate system.
 
The ORW North Annex is inside the RCA.          The ORW North Annex has been used mostly as a trash sorting                                                area.        It was also used                                                as a control point for work inside of the ORW.      Some of the annex was contaminated during the recovery of the ORW drum conveyor area (now HEPA storage room) according to the historical records.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
 
Page 108 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The ORW North Annex is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 38                                              .      Levels of residual radioactivity are not expected                                                to exceed the USNRC                                                                                            default screening                                                values based on                                                operating history and radiological surveys.        The ORW North Annex would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
38                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assessment
 
Page 109 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.35.                                                Pretreatment Building
 
Description and Historical          Use
 
The Pretreatment Building houses the tanks, pumps, and systems for processing raw well water to supply domestic and makeup water.          The Pretreatment Building has been abandoned in place.        The Pretreatment Building location is shown by Figure 5 (cont)    as B34 at reference coordinate B2.          The Pretreatment Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567930.11 m, northing                        4407363.44 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Pretreatment Building                                                is outside the RCA and within the PA.        There                        is no                                                record of the Pretreatment Building being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The Pretreatment Building                                                is currently maintained                                                                        free of radioactive contamination                        (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the Pretreatment Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
 
Page 110 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Pretreatment Building is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based                        on conditions observed                                                during                                                  reconnaissance,  past and                                                                        present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial          MARSSIM Class 3 designation                                                is projected                        based                        on the above discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 39
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
39                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 111 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.36.                                                RCA                                                                                            OSSC
 
Description and Historical          Use
 
The RCA OSSC is a steel -reinforced concrete structure similar in size and shielding characteristics to standard casks to ship radioactive waste (e.g., dewatered resin liners).
The RCA OSSC is currently empty.        The RCA OSSC location is shown by Figure 5 (cont) as B33 at reference coordinate C4.          The RCA OSSC centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568048.15 m,  northing 4407514.05 m using the UTM coordinate system.
 
The RCA OSSC is inside                                                the RCA.        THE RCA OSSC was used                                                to store high dose                        rate radioactive material until packaged for shipment as waste.
 
The OSSC concrete lid may have                        been                                                                        radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floor and walls
* external walls and concrete                        lid
 
Preliminary Classification
 
The RCA OSSC is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 1 designation                                                is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a lower classification. 40                                              The RCA OSSC cask is a good candidate for waste disposal.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the OSSC interior
* scan and contamination                      survey                  of the OSSC exterior and concrete lid
 
40                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 112 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.37.                                                Reactor Building
 
Description and Historical          Use
 
The Reactor Building houses the reactor vessel, spent fuel, spent fuel and equipment storage                                                                        pits, drywell, torus, primary coolant system, and auxiliary systems necessary for plant operation.        The primary containment system consisted of the drywell, vent pipes, and a pool of water contained in the torus.          The Reactor Building is shown by Figure 5 (cont) as B35 at reference                        coordinate C4.        The Reactor Building centerline                                                geographical coordinates are zone                                                18s, easting                                                567986.81                        m, northing 4407459.10 m  using                                                the UTM coordinate system.
 
The Reactor Building is inside the RCA.          High dose rates and contamination are expected based on design and use.          There have been incidences of tanks overflowing and spills over the course of plant  operation.      In recent years there has been leakage of contaminated liquid to the Reactor Building during cavity flood up.            The percentage of alpha level 2 (significant) classifications for Reactor Building contaminated areas and systems are at 44% and 73% respectively.          There are currently no known alpha level 3 (elevated) classified areas or systems.      About 20% of suspect contaminated systems                                                do not have an alpha classification representing a data gap requiring further investigation and characterization.
 
All Control Rod Drive Mechanisms (CRDM) were removed from the under vessel and shipped                        offsite following shutdown                        and                                                                        permanent defuel.        All                  SNM was removed from the vessel and is stored in the SFP, 95 foot elevation cage or 37 foot elevtion TIP shields.        The reactor vessel is partially assembled with moisture separator and steam dryer in their normal configuration.          Cleanup and removal of RAM on the 119 foot elevation were in progress during development of the HSA.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the Reactor Building and drywell.        The data were collected from surveys available at the time of the HSA.        The data were collected during and following shutdown and permanent defueling                                                as available.        Radiological conditions are relative to the time and location                                                collected and may not be                                                representative                        of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 11:        Reactor Building                                                and drywell radiological conditions summary.        Dose rates are general area.        Table is not all inclusive of survey areas in the Reactor Building.        Alpha classification is based on current list required by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                                                                                      Dose Rate                                    Alpha Number                                                                            Area                                                                              mr/hr                        Classification IAA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                DW 13 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        60 -                                                        100                                                                                                                                                                                          2 IAC                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  DW CRD                                                                                    and                                                                  Subpile                      Room                                                                                                                                                                                                                                                          80 -                                                        450                                                                                                                                                                                          2 IBA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                DW 23 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              12 -                                                        25                                                                                                                                                                                        2 ICA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                DW 46 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            8 -            40                                                                                                                                                                                                                1
 
Page 113 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Table 11:        Reactor Building                                                and drywell radiological conditions summary.        Dose rates are general area.        Table is not all inclusive of survey areas in the Reactor Building.        Alpha classification is based on current list required by RP-AA-302.
Map                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Dose Rate                                                                                                                                                        Alpha Number                                                                                                                                                                                                                                                                                            Area                                                                                                                                                                                                                                                                                        mr/hr                                                                                                    Classification IEA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                DW 82 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  20 -                                                        60                                                                                                                                                                                                      1 RB1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Torus Room -19                                            Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      1 - 2                                                                                                                                                                                                                                      2 RBB                                                                                                                                                                                                                                                                  RB -19                                            Foot North-East Corner Room                                                                                                                                                                      0.1 -          0.2                                                                                                                                                                                            1 RBC                                                                                                                                                                                                            Containment Spray Pump Room South-                      East                                                                                                              0.2 -          2.5                                                                                                                                                                                            1 RBE                                                                                                                                                                                                                            CRD                                                                                    Pump Room and                                                                Core Spray Pumps                                                                                                                                                                                        0.3 - 3                                                                                                                                                                                                                        1 RBF                                                                                                                                                                                RBEDT Room and                                                                  Core Spray Pumps                                                                                                                                                                                                                              3 -            70                                                                                                                                                                                                                1 RBS                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Top                                                                    of Torus                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                0.2 -          0.5                                                                                                                                                                                            1 RC2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Elevator Pit                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                <0.2 -                                  0.2                                                                                                                                                                                                  1 RC5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Railroad Airlock                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      0.4 -          1.6                                                                                                                                                                                            1 RC6                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Drywell                Labyrinth                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    <2 -          10                                                                                                                                                                                                      1 RCA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    North Scram Dump                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              7 -            70                                                                                                                                                                                                                1 RCB                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Laundry Drain Tank and Pumps                                                                                                                                                                                                                                                <2 - 4                                                                                                                                                                                                                          1 RCS                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  South                      Scram Dump                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          2 -            25                                                                                                                                                                                                                1 RCT                                                                                                                                                                                                                                                                                                RB 23                                            Foot General Area                                                                                                                                                                                                                                                                                        <0.1 - 5                                                                                                                                                                                                                                1 RD8                                                                                                                                                                                                                                            Shutdown                    Cooling Pump Room                                                                                                                                                                                                                                                    4 -            22                                                                                                                                                                                                                1 RDM                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        TIP Drive Area                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              0.4 -          1.2                                                                                                                                                                                            1 REF                                                                                                                                                  Shutdown                    Cooling Heat Exchanger Room                                                                                                                                                          2 -            28                                                                                                                                                                                                                1 REO                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Noble Metals Area                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    3 -            80                                                                                                                                                                                                                1 REQ                                                                                                                                                                                                                                                                    Cleanup System                                                                                                              Pump Area                                                                                                                                                                                                                                                                        0.1 - 8                                                                                                                                                                                                                        2 RER                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Cleanup System                                                                                                              Valve Nest                                                                                                                                                                                                                                                            30 -                                                        120                                                                                                                                                                                          1 RET                                                                                                                                                                                                              Cleanup                                                                                                            Filter Sludge                                                                                      Pump Room                                                                                                                                                                                      120 -                                                                              300                                                                                                                                                                                2 REY                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              RB 51                                            Foot General Area                                                                                                                                                                                                                                                                                                  0.1 - 2                                                                                                                                                                                                                        1 RFC                                                                                                                                                                                                              Cleanup                                                                                                              Valve Aisle and                                                                Control Area                                                                                                                                                                                  5 -            100                                                                                                                                                                                                      2 RFH                                                                                                                                                                      Old Fuel Pool Heat Exchanger/Pump                      Area                                                                                                                                                                1 - 8                                                                                                                                                                                                                                      1 RFL                                                                                                                                                                                                                                  Control Rod Drive Rebuild Room                                                                                                                                                                                                                        <0.1 - 1                                                                                                                                                                                                                                1 RFQ                                                                                                                                                                                                                                                                                              RB 75                                            Foot General Area                                                                                                                                                                                                                                                                                                  0.2 - 8                                                                                                                                                                                                                        1 RGF                                                                                                                                                                                                                                                                                      Recirc Seal Rebuild Room                                                                                                                                                                                                                                                                                                2 -            10                                                                                                                                                                                                                2 RGU                                                                                                                                                                                                                                                                                            RB 95                                            Foot General Area                                                                                                                                                                                                                                                                                        <0.3 - 1                                                                                                                                                                                                                                1
 
Page 114 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Table 11:        Reactor Building                                                and drywell radiological conditions summary.        Dose rates are general area.        Table is not all inclusive of survey areas in the Reactor Building.        Alpha classification is based on current list required by RP-AA-302.
Map                                                                                                                                                                                                                                        Dose Rate                                                              Alpha Number                                                                                                                          Area                                                                                                                        mr/hr                                        Classification RH3                                                                                                                                                                                                                                                                                            Reactor Building 119 Foot                                                                                                                                                                                                                                                                                            0.1 - 5                                                                                                                                                                                                                        1 RH5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    RB Roof                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    0.2 -          0.8                                                                                                                                                                                            1 RHA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Reactor Cavity                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          18 -                                                        34                                                                                                                                                                                                      2 RHD                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Equipment Storage Pool                                                                                                                                                                                                                                                                                                                8 -            15                                                                                                                                                                                                                2 RHL                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      Refuel Bridge                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        1 - 3                                                                                                                                                                                                                                      2
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Basement
* core spray pump room northwest corner room elevation -19 foot
* containment spray pump                        room northeast corner room elevation -                                                19 foot
* containment spray pump room southeast corner room elevation -                        19 foot
* control rod drive (CRD) system pump room northwest elevation -1 foot
* reactor building equipment drain                        tank (RBEDT T                                                001) southwest elevation -6 foot
* drywell                  elevation                                                13 foot
* torus elevation -                        19 foot
 
Drains and Sumps
* 1-6                    sump northeast corner room elevation -19 foot o                                                    north CRD                                                                                                module area: 9 floor drains and 2 hub                                                                        drains o                                                    shutdown                        cooling room: 2 floor drains o                                                    core spray booster pump                        area                                                on elevation                                                51 foot: 2 hub drains o                                                    contaminated tool crib elevation                        51 foot: 1 floor drain o                                                    north                        end of elevation                                                75 foot: 4 floor drains and 1                                                                                    hub drain o                                                    north                        end of elevation                                                95 foot: 4 floor drains and 1                                                                                    hub drain o                                                    northwest corner room: floor drain o                                                    laundry and lab tank overflow and drains
 
Page 115 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
* 1-7                      sump southeast corner room elevation 19 foot o                                                    south CRD                                                                                            module                        area elevation                                                23                                                foot: 8 floor drains and 1                        hub drain o                                                    reactor water cleanup (RWCU) area elevation 51 foot: 3 floor drains o                                                    reactor building closed cooling                                                water (RBCCW) area elevation 51 foot: 2 floor drains o                                                    cleanup                        filters, demineralizer, and                                                                      precoat mixing area elevation 75 foot: 3 floor drains o                                                    CRD                                                                                            rebuild                        area elevation 75 foot: 8 floor drains o                                                    south                        end of reactor building elevation                                                95 foot: 4 floor drains o                                                    southwest corner room: 1 floor drain o                                                    RBEDT pump seal and                                                overflow o                          1-                        6 sump (gravity)
* RBEDT southwest elevation -6 foot o                                                    elevation                        19 foot: 2 hub drains o                                                    elevation                        23                                                foot: 6                        hub drains, vents, and drains from the scram discharge volume, CRD nest pan drains o                                                    elevation                        51                                                foot:                        13 hub drains from the cleanup system                      area and the shutdown cooling room.
o                                                    elevation                        75 foot: 8 hub drains from                                    various equipment o                                                    elevation                        95 foot:                        10 hub drains o                                                    post accident sampling system (PASS) drains (non-                                                                        accident) o                                                    trunion                                                room: 1 hub                        drain
* Lab                                                                        Drain Tank northwest corner elevation                                                23 foot o                          chemistry                          lab drains
* Laundry Drain Tank northwest corner elevation 23                                                foot o                          cask                          wash down area elevation 119 foot
* Drywell 1-8 sump                  under vessel elevation 6                        foot o                                                    various equipment leakage (unidentified) o                                                    local power range                                                monitor (LPRM)                                                  seal tubes o                                                    drywell                  equipment drain                        tank (DWEDT) overflow and vent o                                                    drywell                  recirculation fan cooler drip pan drains
* DWEDT between                                                Alpha and Echo Recirculation Pumps elevation 12 foot o                                                    recirculation                                                pump                        seal leakage o                                                    reactor head                        vents o                                                    recirculation                                                loop suction                        and discharge valve stem leak off o                                                    refueling                                                bellows seal assembly drains o                                                    RWCU                                                              inlet valve V-16-1                                                stem leak off
 
Process Sink
* cleanup                        sample sink elevation                        51                                                foot
* reactor water sample                        sink elevation                                                75 foot
 
Page 116 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Subsurface                        SSC or Tunnels
* core spray pumps and                                                                        system
* containment spray pumps and system
* recirculation                                                pumps and system
* torus suppression                                                pool
* CRD                                                                                              pump                        and system
* RBEDT
* 1-                  6 sump
* 1-                  7 sump
* 1-                  8 sump
* DWEDT
* reactor building tunnel to base                        of stack
* reactor building exhaust ventilation
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* neutron                        activation                                                products
* resin and filter media
* high                                                activity fission products
* discrete radioactive                        particles
* tritium
* SNM
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and roof
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* contaminated and activated steel and concrete
* resins
* insulation
* sumps and drains
* bgs concrete exposed to tritium
* sand bed                        region
* soil                  surrounding                        building foundation
* soil                  surrounding                        tanks, sumps, drains, piping, pipe                                                tunnels and                        other below grade SSCs
 
Page 117 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Reactor Building and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 41                                                Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating                                                history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* perform radiological analysis of bgs concrete                        and soil                  for radiological contamination and depth
* evaluate                        drywell                  steel liner to assess activation and                        depth
* evaluate concrete                        samples to assess activation and depth
* remediate resins in rooms and                                                                        cubicles then resurvey
* perform radiological analysis for high                                                activity fission products during vessel segmentation and SFP cleanout
* evaluate                        the sand                        bed region
 
41                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 118 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.38.                                                Respirator Facility
 
Description and Historical          Use
 
The Respirator Facility is primarily used                                                to issue and store respirator equipment and parts.        There is a radioactive source permanently assigned to the area to perform instrument response checks.        The facility is also used to store RMS equipment.
The Respirator Facility location is shown by Figure 5 (cont) as B36 at reference coordinate B4.        The Respirator Facility centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567931.36                        m, northing                        4407473.65 m using the UTM coordinate system.
 
The Respirator Facility is inside the RCA.          The Respirator Facility, also known as the Cleaning and Maintenance Facility, was constructed in 1986.            The purpose was to receive, clean, survey, inspect, repair, test, sanitize, package, store, and issue respirators.        The facility included a HEPA filtered system ventilation unit to remove contaminants exhausted from the capture velocity hood.          The HEPA                            ventilation system is not running and interviews indicate the system has    not been running for more than a decade.        The General Dynamics respirator cleaner and                                                                        associated                                                equipment have                        not been used for over a decade.          That respirator cleaner and equipment location is currently in a posted contaminated area accessible by door from the north and east.
 
The Respirator Facility is currently maintained free of radioactive contamination (no posted                        contaminated                        areas); however, there                        are radioactive systems in the Respirator Facility.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* insulation
 
Page 119 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Respirator Facility and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.42                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Respirator Facility would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys                        of respirator cleaner and associated                        equipment
 
42                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 120 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.39.                                                Scaffold Building
 
Description and Historical          Use
 
The Scaffold Building is a structure located on the south end of NRW used to store scaffold and miscellaneous equipment and material.          The Scaffold Building location is shown                        by Figure 5                        as B37 at reference                        coordinate                        C4.        The Scaffold Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568020.68 m, northing 4407532.43 m using the UTM coordinate system.
 
The Scaffold Building is inside the RCA.          The Scaffold Building has been used to store scaffolding material with fixed contamination and HEPA units.          Smearable contamination and discrete particles have                        been                        found in the past according                                                to historical records.
 
The Scaffold Building is currently maintained free of radioactive contamination (no posted                        contaminated                                                areas).            There are no radioactive systems                        in the Scaffold Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
 
Page 121 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Scaffold Building is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.43                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Scaffold Building is a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all these buildings.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
43                MARSSIM 2.2 Class 1 examples: leaks or spills
 
Page 122 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.40.                                                SEB
 
Description and Historical          Use
 
The SEB was primarily a support facility for the Emergency Plan housing the Technical Support Center (TSC)              until the Station entered phase 3                        of decommissioning.
The SEB housed various craft and professional staff, including Reactor/Turbine Services and NDE during outages,  on the 2nd                                    floor during plant  operation and                        currently houses personnel supporting the reactor vessel internal segmentation project.            Station network systems are located on the 1  st      floor.      The SEB location is shown by Figure 5 (cont) as B38 at reference coordinate B1.          The SEB building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568024.71 m, northing                        4407298.20 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The SEB is outside the RCA and within the PA.          A radioactive sealed check source for the Emergency Plan was stored in the TSC on the 1  st      floor.        These sources were leak checked on a periodic basis.        All leak test criteria were satisfied; no leaking sources were identified.        The sources have been                        removed.        Radioactive materials were found                                                in the SEB during Operation Clean Sweep in 2001.          Gamma spectroscopy of selected items showed plant related radionuclides cobalt  -60 and cesium -137.        There are some tools and equipment remaining in the Reactor/Turbine Services and NDE areas on the 2nd                                      floor.        Naturally occurring radon progeny has been identified in the TSC.
 
The SEB is currently maintained free of radioactive contamination                      (no posted contaminated areas).        There are no radioactive systems in the SEB.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls up to 2 meters (6 feet)
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 123 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The SEB is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 44
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior up to 2 meters (6 feet)
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
 
44                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 124 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.41.                                                Service                                                Water Monitor Building
 
Description and Historical          Use
 
The Service Water Monitor Building houses the systems for monitoring                                                contaminated leakage from Reactor Building Closed Cooling Water (RBCCW) to Service Water.
The Service Water Monitor Building location is shown by Figure 5 (cont) as B28 at reference coordinate C3.          The Service Water Monitor Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568000.32 m, northing                        4407481.35 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Service Water Monitor Building is inside the RCA.        The monitoring system                                                has the potential to contain low level internal contamination from routine operation.            There is permanent shielding on the detector housing.
 
The Service Water Monitor Building is currently maintained free of radioactive contamination (no posted                                                contaminated                                                areas); however, there are radioactive systems in the Service Water Monitor Building.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* insulation
 
Page 125 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Service Water Monitor Building and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.45                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Service Water Monitor Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
* scan                    and contamination surveys of systems and components
 
45                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 126 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.42.                                                Stack                                                                        and                                                    Base of Stack
 
Description and Historical          Use
 
The Stack is a 394 foot reinforced concrete structure (368 feet above grade) linked by tunnels to the Reactor Building, Turbine Building, and both Radwaste Buildings.            These tunnels contain piping and air ducts between the buildings and the stack.              The tunnels are accessible through a stairway to a concrete block enclosed entrance at grade level directly west of the stack.        The Stack and                        Base of Stack are shown by Figure 5                        (cont) as B39 at reference coordinate C3.          The Stack and Base of Stack centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568031.02                          m, northing 4407451.67 m using the UTM coordinate system.
 
The Stack and Base of Stack are inside the RCA.          The Stack is a concrete structure with a smooth internal surface to minimize particle accretion.          The Standby Gas Treatment (SBGT) system filters, piping, and valving are in the Base of the Stack as well as the number 1-                                    12 sump.        Water collecting in the 1-                                    12 sump is pumped to the NRW Building by two sump pumps.        The SFP letdown, condensate resin transfer, Reactor Building resin and filter sludge lines are also in the Base of the Stack.        Access restrictions are generally put into place during resin/sludge transfers and SFP letdown due to elevated dose rates on contact with piping and within the general area.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the Base of the Stack.        The data                        were collected from surveys available                        at the time of the HSA.        The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.        Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 12:        Stack and Base of Stack radiological conditions summary.      Dose rates are general area.        Table is not all inclusive of survey areas in the                                            Stack and Base of Stack.        Alpha classification is based on current list required by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                                                                        Dose Rate                                    Alpha Number                                                                    Area                                                                        mr/hr                        Classification 7BA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Base of Stack 1-12 Sump                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  4                                                                                                                                                                                                                                                                            2 7CA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Base of Stack                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            4 -            10
* BBA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      Round                                                                                      Room                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              0.2                                                                                                                                                                                                                                                                *
* No data                  available; default classification for contaminated                                      area                  is alpha level 2
 
Page 127 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
The Stack internals are considered                                                internally contaminated                                                the entire height of the stack.
 
The 1-                                                                                  12 sump area is a circular room beneath the base of the stack that contains the number1-                        12 sump and two associated sump pumps, piping and valves.            The area is accessed via down ladders from the ORW pipe tunnel or the Turbine Building pipe tunnel.        The area is generally covered with 1 to 2 inches of water due to in leakage of rainwater.        The number 1-                        12 sump has been known to back up according to the historical records.        The                                              area                                                has also been subject                        to contamination tracked                        in from the ORW small pump room via the ORW tunnel.          The number 1-                        12 sump is considered highly contaminated.
 
The Reactor and Turbine Building tunnels have been contaminated over the years according to the historical records.        There has been leaks in the tunnels from                                    steam and condensate systems; rainwater intrusion is also a problem.          Parts of the floor are worn from water intrusion.        Some piping contains high activity sludge and resins. The ventilation ducts are also internally contaminated.
 
The round room is adjacent to and entered from the old Boiler House.        There                        is a hatch in the overhead; however, no entry has been made through that hatch since circa 1970s when a boiler stack inside of the Stack was removed after it collapsed.
Numerous spills have occurred                                                in the round                        room according                                                to the historical        records.
 
Basement
* pipe                                                tunnel (ORW, Turbine                                                Building (TB), and                                              Reactor Building (RB)              tunnel)
 
Drains and Sumps
* 1-                  12                                                sump                        elevation 6                        foot
 
Subsurface                        SSC or Tunnels
* 1-                  12                                                sump
* ORW tunnel
* TB tunnel
* RB tunnel
* SBGT system
* RB, TB, ORW ventilation
* heating steam
* 4160                        Alternating                        Current cables
* various radioactive systems including processing                                                and drain                        lines
* RB exhaust ventilation
 
Page 128 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resin and filter media
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* charcoal
* resins
* insulation
* sumps and drains
* bgs concrete exposed to tritium
* soil                  surrounding                          stack                    base and foundation
* evaluate                        surface and below ground surface                        soil around buried                                                pipes/previously buried pipes, valves, sumps, and trenches for radiological contamination
 
Page 129 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Stack and Base of Stack are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 46                                                Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating                                                history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* evaluate                        charcoal
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* evaluate                        bgs concrete and                                                                        soil for radiological contamination                                                and penetration                        depth
 
46                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 130 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.43.                                                Stack RAGEMS
 
Description and Historical          Use
 
The Stack RAGEMS Building houses the systems associated with the sampling and measurement of discharges to the Stack.        Samples pass through                                                                        radiation                                                monitors that measure the source stream.          The Stack RAGEMS Building location is shown by Figure 5                        (cont) as B39 at reference                        coordinate                        C3.        The Stack RAGEMS Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 56802.09 m, northing 4407441.11 m using the UTM coordinate system.
 
The Stack RAGEMS is inside the RCA.        The sampling system has the potential to contain                        low                              level internal contamination                        from routine                        operation                                                and unplanned elevated offgas releases.        There is reference to contamination to the floor in the past in the historical records.        There is permanent shielding in the form of bare lead on the low range detector housing; and the high range detector housing contains a licensed quantity cesium-137 source.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* insulation
* soil                  surrounding                        building foundation
 
Page 131 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Stack RAGEMS Building and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.47                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The Stack RAGEMS Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        soil surrounding                                                building foundation for radiological contamination
 
47                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: initial assumption
 
Page 132 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.44.                                                Turbine Building
 
The Turbine Building houses the turbine generator, condenser bay, turbine building crane, NSSS and auxiliary systems necessary for plant operation.            The turbine RAGEMS                            structure, turbine                                                ventilation, and large                                                component access to the condenser bay are located on the heater bay roof.          The Turbine Building location is shown by Figure 5 (cont) as B40 at reference coordinate B3.          The Turbine Building centerline geographical coordinates are zone                                                                        18s, easting                                                567931.71                                                m, northing                                                4407426.04 m using the UTM coordinate system.
 
The Turbine Building is inside the RCA.          Some systems and components in the turbine basement have been abandoned in place.          There have been incidences of tanks overflowing, resin spills, and steam leaks over the course of plant operation.            The percentage of alpha level 2 (significant) classifications for Turbine Building contaminated areas and systems are at 43% and                                                                        44% respectively.      There                        are currently no known alpha level 3 (elevated) classified areas or systems.            About 39% of suspect contaminated systems do not have an alpha classification representing a data gap requiring further investigation and characterization.
 
The following table provides radiological conditions at various locations in the Turbine                                                Building and condenser bay.        The data were collected                                                from surveys available                        at the time of the HSA.        The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.          Radiological conditions are relative to the time and location collected and may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 13:        Turbine                                              Building                                                and                                                                      condenser bay radiological conditions                                              summary.        Dose rates are general area.      Table is not all inclusive of survey areas in the Turbine Building.
Alpha                                                                classification is based                                          on                                            current list required                                          by RP-AA-                                                    302.
Map                                                                                                                                                                                        Dose Rate                                                  Alpha Number                                                                                              Area                                                                                                mr/hr                                    Classification TC2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Condenser Bay                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        0.3 - 8                                                                                                                                                                                                                                        1 TL2                                                                                                                                                                                                                                                                                                          HI/LO                              Conductivity Room                                                                                                                                                                                                                                                                                      1.5 -          10                                                                                                                                                                                                                  2 TO2                                                                                                                                                                                                                        Turbine                                          Operating                                          Floor (TBOF)                                                                                                                                                                                                                      0.1 -          0.3                                                                                                                                                                                                            1 TPE                                                                                                                                                                                                                                                              Demineralizer Regen                                                                                      Tank Room                                                                                                                                                                                                                0.8 -          17                                                                                                                                                                                                                  1 TS2                                                                                                                                                                                                                                                              Steam Jet Air Ejector Room                                                                                                                                                                                                                                                                            0.5 - 7                                                                                                                                                                                                                                        1 TTA                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Trunnion                                          Room                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              8 -            22                                                                                                                                                                                                                                2
 
Page 133 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Basement
* TB basement 0 foot
* condenser bay elevation 0                                                                                    foot
 
Drains and Sumps
* 1-1                    sump northwest corner near lube oil                  purifier area elevation 0                        foot o                                                    lube                                                                        oil                    bay: 3 floor drains and 4                                                                                    hub drains o                                                    TB mezzanine northwest: 3 floor drains and 1 hub drain o                                                    flooding                        from alpha control room (CR) heating                        ventilation and air conditioning (HVAC) mechanical equipment room: 1 floor drain o                                                    turbine building closed                                                cooling water (TBCCW) surge                                                tank overflow piped                                                                        to mezzanine floor drain o                                                    lower cable                        spreading room: 2 floor drains o                                                    bleed off                      from #2 sprinkler system in lube oil                  bay
* 1-2                    sump northeast corner of drain                        tank pit area                                                in Condenser Bay elevation -8 foot o                                                    drain                        tank pit: 2 floor drains and 1 hub drain o                                                    auxiliary flash tank pump                        seal leakage
* 1-3                    sump northwest corner of the Condensate Pump                        pit elevation 0                        foot o                                                    condenser bay: 18                                                floor drains and 10 hub drains o                                                    heater bay: 5                                    floor drains and 5 hub drains o                                                    feed pump room: 9 floor drains and                                                                        3 hub                                                drains o                                                    condensate                        storage                                                tank (CST)            and                                                                        demineralized                                                water storage                                                tank (DWST) overflow and drains via condenser bay to floor drain o                          1-1                          Sump                        via condenser bay floor drain o                                                    condensate transfer pump                      house sump                        via cst overflow line o                                                    turbine                                                building underfloor sumps 1-13, 1-14, and 1-15 o                                                    northeast access corridor: 1 floor drain o                                                    south access                        between                                                mechanical vacuum pump room and                                                                        feed pump room:
1 floor drain and 1 hub drain
* 1-4                    sump southwest corner Hi-                                        Low Conductivity Tank room elevation 0                                                foot o                                                    mechanical vacuum pump                        room: 3 hub                        drains o                          stem                          jet air ejector (SJAE) room: 1 floor drain and 4                                                                        hub drains o                                                    hi-lo conductivity tank room: 1 floor drain o                                                    condensate                        demineralizer vault: 3 floor drains o                                                    condensate                        demineralizer area: 2 floor drains
 
Page 134 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
* 1-5                      sump                        southwest corner of basement makeup system area elevation 0                                                foot o                                                    south basement: 15 floor drains and 31 hub drains o                                                    south                        mezzanine                        area: 7 floor drains and 2 hub drains o                                                    charlie battery room area: 2 floor drains and 2 hub drains o                                                    turbine                                                building under floor sumps 1-16 and TBCCW Heat Exchanger Sump
 
Process Sink
* sample                        sink elevation                        0 foot
* sample                        sink elevation                        23 foot
 
Subsurface                        SSC or Tunnels
* TBCCW pumps and system
* air compressors and                        system
* condenser and water boxes
* condensate                        and                        feed                                                systems
* drain                        tanks
* reheaters
* moisture                        separators
* feed                                                                        pumps and system
* condensate                        Pumps and system
* 1-                  1 sump
* 1-                  2 sump
* 1-                  3 sump
* 1-                  4 sump
* 1-                  5 sump
* 1-                  13                                                sum east Feed Pump room
* 1-                  14                                                sump alcove outside                                                SJAE room
* 1-                  15                                                sump alcove outside                                                SJAE room
* 1-                  16                                                sump 1-1 air compressor
* turbine building                                                tunnel to base of stack
* various radioactive systems including processing                                                and drain                        lines
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resin and filter media
* discrete radioactive                        particles
* tritium
* soil                surrounding building                                          foundation
* soil                surrounding                                          below grade                                                                  SSCs
 
Page 135 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and                                                                        walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* resins
* insulation
* sumps and drains
* bgs concrete                      exposed                        to tritium
 
Preliminary Classification
 
The Turbine Building and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion. 48 Levels of residual radioactivity are expected to exceed USNRC                                                                                            default screening                        values based on operating history and radiological surveys.            Additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some of the building and systems.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* evaluate                        building sumps and drains
* evaluate cracks                        in floors and walls below grade                        that have                        the potential to spread contamination
* perform radiological analysis of bgs concrete for radiological contamination                        and penetration depth
* remediate resins in rooms and                                                                        cubicles then resurvey
* evaluate                        bgs soil                  surrounding                        building foundation and SSCs for radiological contamination
 
48                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 136 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.45.                                                Turbine Generator Services Trailer
 
Description and Historical          Use
 
The Turbine Generator Services Building is a 20 foot trailer that housed maintenance personnel during outages involving turbine and turbine generator work.                              The trailer is on the Turbine Building roof and is used as a ready room.            The Turbine Generator Services Trailer location is shown                        by Figure 5                        (cont) as B41 at reference                        coordinate                        B3.
The Turbine Generator Services Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567958.72 m, northing 4407414.45 m using the UTM coordinate system.
 
The Turbine Generator Services Building is inside the RCA.        The Turbine                                                Generator Services Building was contaminated in the past according to the historical records.
 
The Turbine Generator Services Building is currently maintained free of radioactive contamination                                                (no posted                                                contaminated areas).        There                        are no                                                radioactive systems in the Turbine Generator Services Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
 
Page 137 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Turbine Generator Services Building and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance,  past and                                                                        present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower  classification.49                                              Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating                                                history and radiological surveys.        The Turbine Generator Services Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior and roof
 
49                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: areas downwind from                                                stack                                    release                  points
 
Page 138 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.46.                                                Turbine RAGEMS Building
 
Description and Historical          Use
 
The Turbine RAGEMS Building houses the systems associated with the sampling and measurement of discharges from the condensate/feedwater pump room, lube oil area, and TBOF during plant operation.          Samples passed through radiation monitors that measured the source streams.          The effluent was released outside the Turbine Building.
The Turbine RAGEMS building is on the heater bay roof and has been abandoned in place.        The Turbine RAGEMS Building location is shown by Figure 5 (cont) as B42 at reference coordinate B3.          The Turbine RAGEMS Building centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567943.36 m, northing                        4407455.35 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Turbine RAGEMS Building is inside the RCA.          The sampling system has the potential to contain low level internal contamination from routine operation and unplanned                        elevated                        offgas releases.        There is reference                        to contamination to the floor in the past in the historical records.        There is permanent shielding                                                in the form                                                  of bare lead on the low range detector housing; and the high range detector housing contains a licensed quantity source, current activity is 374 &#xb5;                                      Ci of cesium-137.
 
The Turbine RAGEMS Building is maintained                                                                        free of radioactive                        contamination (no posted contaminated areas); however, there are radioactive systems in the Turbine RAGEMS Building.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* system                    piping and component internal contamination
* insulation
 
Page 139 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Turbine RAGEMS Building and all systems within are preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed during                        reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.50                                              Levels of residual radioactivity are not expected to exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.                The Turbine RAGEMS Building would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* scan                    and contamination surveys of systems and components
 
50                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 140 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.1.47.                                                Warehouse
 
Description and Historical          Use
 
The Warehouse houses containing stored material including consumable goods and replacement parts on the 1st    floor.        The 1st    and 2nd                                    floor office spaces were occupied                        by Supply and                        Purchasing, Station Services, and Maintenance Planning.        The Warehouse location is shown by Figure 5 (cont) as B43 at reference coordinate D5.            The Warehouse centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568068.59 m, northing 4407591.09 m using the UTM coordinate system.
 
The Warehouse is outside the RCA and within the PA.          The Warehouse is staffed part-time as needed.        The 1st      and 2nd                                      floor office spaces are abandoned.          An RMA/SNM storage and staging area are established in the west Warehouse upper deck by the loading dock.        SNM is currently stored in the Warehouse RMA.          There was an RMA established                                                on the east Warehouse                        lower deck; that has been                                                released                                                for unrestricted use.
 
The Warehouse is maintained free of radioactive contamination (no    posted contaminated areas).          There                        are no radioactive systems                        in the Warehouse.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the exterior from routine operation and discharge of gaseous effluent, and inside from the movement of personnel and radioactive material between onsite buildings particularly during outages.        There is potential for trace levels of contamination in remaining carpet.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* SNM
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls and                                                                        roof
* remaining                        carpet
 
Page 141 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Warehouse is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 51                                                Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.                  The Warehouse would be a good                                                candidate                        for further evaluation                                                where                      additional characterization                                                might lead to a less restrictive MARSSIM classification for the Warehouse.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the building interior
* scan and contamination                      survey                  of the building exterior
* remove carpet or perform 100% direct frisk survey
* removal of SNM and release of RMA storage area
 
51                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 142 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.                                                                                                          Storage Tanks
 
7.2.1.2.1.                                                                      CST
 
Description and Historical          Use
 
The CST, also known as T                                              1, is a vertical vented tank with a capacity of 525,000 gallons.        The CST provides makeup volume for the condensate system.
The CST location                                                is shown by Figure 6                        as T1 at reference                        coordinate                        B3.        The CST centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567890.47 m, northing 4407446.62 m using the UTM coordinate system.
 
The CST is outside                                                the RCA and                                                                        within the PA.        The CST is in a fenced, posted                                                RMA due to the shine dose from the bottom of the tank.            There are permanent shielding blocks in the east and north; the shield blocks at the tank are two foot high; and the shield blocks along the east fence are five foot high.            The CST has contained reactor coolant, condensate system water, and fuel pool water.
 
During refuel outages the CST received higher activity water from reactor cavity drain down via the condenser hotwells.          This is the major source of the high activity sludge that settles on                                                the bottom of the CST.        The CST was decontaminated reducing                        the CST from a high radiation source to a radiation area source.
 
The CST has a history of multiple spills and pipe leaks to the surrounding surface and subsurface soil.        The CST had underground piping capped                                                  and abandoned in                        place                        due to a history of leakage.        The underground                                                piping was replaced with                        above                        ground                        piping in 1996.              A cement pipe tunnel was installed in 1996 between the CST and TB Basement North.        This pipe                                                is accessible by removing                                                cement covers over the top of the tunnel.        These covers have not been removed since they have been put in place.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank top from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Page 143 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* tank internals and vent
* connected                                                systems
* tank exterior and top
* soil                  surrounding tank and associated                                                valves and piping
 
Preliminary Classification
 
The CST is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 52                                                Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating                                                history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan                    and                        contamination survey of the tank interior
* scan and contamination                      survey                  of the exterior and top
* scan behind permanent shielding
* survey                  of accessible connected systems
* cores surrounding                        the tank
* cores within tank to obtain                        subsurface                        soil                  directly below the tank
* evaluate                        bgs soil                  in the vicinity of tank and associated                        buried piping
 
52                MARSSIM 2.2 Class 1 examples: subjected                  to remedial actions, leaks or spills, initial assumption
 
Page 144 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.2.                                                                      Dirty Oil                                                          Tank
 
Description and Historical          Use
 
The Dirty Oil Tank, also known as T  1, was used to store lubricating oil from the Turbine                                                Building system during                                                maintenance                        outages.        The Dirty Oil                  Tank was recently used to transfer oil from the lubricating oil system for removal from site.            The Dirty Oil Tank location is shown by Figure 6 as T2 at reference coordinate B4.            The Dirty Oil Tank centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567886.66 m, northing 4407467.34 m using the UTM coordinate system.
 
The Dirty Oil                  Tank was outside                        the RCA and within the PA.        There is no                                                record of the Dirty Oil Tank being contaminated.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank top from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior and top
 
Preliminary Classification
 
The Dirty Oil Tank was preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the Dirty Oil Tank as structure 38.            Although outside                        the RCA, the Dirt Oil                  Tank was surveyed                                                for unrestricted release                        based                                                on                                                the radiologically impacted classification.
 
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed and implemented for the Dirty Oil                  Tank.      The Dirty Oil                  Tank met the survey and                        sample                        release                        criteria for unrestricted use and was released for demolition.            The Dirty Oil Tank was removed intact from the Site as demolition waste.
 
The footprint of the Dirty Oil                  Tank is included in the West Protected                        Area (PA) Non-RCA land area (7.2.1.3.12) and will be radiologically evaluated as part of the same area.
 
Page 145 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.3.                                                                      DWST
 
Description and Historical          Use
 
The DWST, also known as T-12-103, provided makeup                        volume for the CST and other systems.        The DWST location                        is shown                        by Figure 6                        as T1 at reference                        coordinate B4.
The DWST centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567886.17 m, northing 4407458.52 m using the UTM coordinate system.
 
The DWST was outside                        the RCA and within the PA.        The DWST is in a fenced, posted RMA due to the shine dose from the bottom of the CST.        The DWST had underground piping capped and abandoned in place due to a history of leakage.            The underground piping was replaced with above ground piping in 1998.
 
The demineralizer water system was cross contaminated with fuel pool water in 1994.
Most of the system was thoroughly flushed; however, pockets of low    -level contamination are suspected in dead legs in the Turbine Building.            The DWST was decontaminated in 1992.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank top from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* tank internals and vent
* connected                                                systems
* tank exterior and top
 
Page 146 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The DWST was preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the DWST as structure 25.            Although outside the RCA, the DWST was surveyed for unrestricted                                                release                        based on the radiologically impacted classification.
 
A survey and sampling plan for unrestricted release was developed                                                                            and implemented for the DWST.        The DWST met the survey and sample release criteria for unrestricted use and was released for demolition.          The structure including the bottom was demolished to grade (soil).        Structural materials were removed from the Site as demolition waste.        The reinforced concrete continuous circular foundation remained.
 
The footprint of the DWST is included                                                in the West Protected                        Area (PA) Non-RCA land area (7.2.1.3.12) and will be radiologically evaluated as part of the same area.
 
Page 147 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.4.                                                                      Liquid                          Nitrogen                          Tank
 
Description and Historical          Use
 
The Liquid Nitrogen Tank, also known as T-23-3, was a leased component of the CAC system used to provide nitrogen for containment inerting during plant operation.
The Liquid Nitrogen Tank has been abandoned in place.            The Liquid Nitrogen Tank location                                                is shown                        by Figure 6                        as T3 at reference coordinate                        C3.        The Liquid                        Nitrogen Tank centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568004.68 m, northing 4407418.52 m using the UTM coordinate system.
 
The Liquid Nitrogen Tank is outside the RCA and                                                                        within the PA.        There is no                                                record                        of the Liquid Nitrogen Tank being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The tank is an 11,000-                                                gallon double walled, insulated pressure container with 6 top connections and 4 bottom connections.        The tank label has 1986                                                as a built date, which corroborates with interviews conducted during this evaluation.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank roof from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior
 
Preliminary Classification
 
The Liquid Nitrogen Tank is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The evaluation                    for Liquid Nitrogen Tank unrestricted release                                      in                    August 2019                                                                                    determined that there was no reasonable potential for residual contamination in the tank.      The evaluation proposed optional external smear/wipe survey during the breach and separation of the tank from the system.
 
Page 148 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.5.                                                                      MFOT
 
Description and Historical          Use
 
The MFOT is used to store fuel oil for the Boilers and Diesel Generators.            The MFOT location                                                is shown                        by Figure 6                        as T4 at reference coordinate D-                        3.        The MFOT centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568062.78 m, northing 4407458.58 m using the UTM coordinate system.
 
The MFOT is outside                        the RCA and within the PA.        There                        is no                                                record of the MFOT being contaminated or used as a RAM storage area.
 
The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank roof from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior and top
 
Preliminary Classification
 
The MFOT is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 3 designation is based on the above discussion and data gaps to support a non-impacted                                                classification.        The MFOT would                        be a good                                                candidate for unrestricted release.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* release                                    for unrestricted use
 
Page 149 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.6.                                                                      New Demineralized Water Tank
 
Description and Historical          Use
 
The New Demineralized Water Tank, also known as T  4, is a vertical vented tank with a capacity of 187,700 gallons.          The New Demineralized Water Tank was an upgrade to the demineralization system to mitigate tritium release to site storm drains circa 2009.        The New Demineralized Water Tank location is shown                        by Figure                        6 as T2 at reference coordinate B4.          The New Demineralized Water Tank centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567889.28 m, northing                        4407486.33 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The New                              Demineralized Water Tank is outside the RCA and within the PA.        There is no record of the New Demineralized Water Tank being contaminated.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank roof from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior and top
 
Preliminary Classification
 
The New                              Demineralized Water Tank is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
&sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 3 designation is based on the above discussion                        and                        data gaps to support a non-impacted                                                  classification.        The New  Demineralized                                                  Water Tank would be a good candidate for unrestricted release.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* release                                    for unrestricted use
 
Page 150 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.7.                                                                      ORW Surge Tank
 
Description and Historical          Use
 
The ORW Surge Tank also known as the Waste Storage Tank (WST) and HP    -T-3 is located north of ORW.                The tank was designed for condensate quality water between pH 5 and 7.5 as a component of the water management plan.                  The ORW Surge Tank has been                        permanently abandoned                                                                        in place.        The ORW Surge Tank location                        is shown by Figure 6 as T5 at reference coordinate C4.          The ORW Surge Tank centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568026.29 m, northing 4407500.32 m using the UTM coordinate system.
 
The ORW Surge Tank is inside the RCA.
 
As noted in historical documents, during early service the tank was exposed to less pure water coming from such systems as the floor drain system, the waste collection system, and the waste neutralizing tanks.                        Subsequently, the bottom of the tank became severely corroded and the tank was placed out of service in the early 1980s. The tank interior was decontaminated to remove all sludge and was then pumped dry to prevent further leakage of contaminated liquid.
 
The tank was abandoned                                                  in 1990 by installing blanks on                                                the tanks flanges in all                  but two of the pipelines to which it was connected.          A safety/environmental determination was initiated in 1996 to permanently isolate the tank from the two remaining lines in the ORW Building and eliminate the possibility of a future leak to the environment by inadvertently filling the tank or due to pipe failure.
 
Some of the exterior discharge                                                piping                                                was shielded                                                                        to reduce                        local dose rates and eliminate a radiological hot spot.          The shielding was removed about 10 years ago
 
Walk down of the ORW Surge Tank and accessible areas of piping and pump confirm system has been abandoned and has not been in use for some time.                    Blank flanges were observed at the suction to the WST pump adjacent to the tank.            A reinforced bulkhead surrounds much of the WST area; spoils from various    projects within the RCA are contained                        within this bulkhead.        The current height of spoils is between 4                                                                        and 5 feet; volume of spoils is estimated at 300 to 400 cubic yards.          Radioactive contamination of the spoils is suspected based on &sect;50.75(g)(1) historical data.
 
In 1982 core bore sampling was conducted at the ORW Surge Tank.            This sampling was completed on 9/29/1982.          The radionuclides cobalt -60 and cesium -137 were identified down to a depth of almost 13 feet.      The samples did not include analyses for alpha TRU.        Alpha TRU are most likely present due to significant fuel failures that occurred while the tank was in use.
 
Analysis of decay corrected                                                sample                        analyses indicates that the average concentrations in this area could be below the release criteria; however, there is not a high degree of confidence that all sample concentrations with be less than the release criteria.
 
Page 151 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank top from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Potentially Contaminated                                                Media
* tank internals and vent
* tank exterior and top
* capped systems
* exterior sump/trench
* soils
 
Preliminary Classification
 
The ORW Surge Tank is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion. 53 Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based on operating history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan                    and                        contamination survey of the tank interior
* scan                    and                        contamination survey of the tank exterior and top
* survey                  of accessible connected systems
* cores surrounding                        the tank and                                                                        within the bermed area
* cores within tank to obtain                        subsurface                        soil                  directly below the tank
* assess                    the alpha                                                                        level for tank, components, and                                                                        soils both within the bermed                                                area and around/under the tank
* evaluate                        soil                  in the vicinity of SSC associated with the tank for radiological contamination
 
53                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assessment
 
Page 152 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.8.                                                                      Outdoor Tank and Enclosure
 
Description and Historical          Use
 
The Outdoor Tank and Enclosure houses two chemical waste (WC    -T-3A/3B) and two high purity (HP-T-2A/2B) sample tanks located outdoors between the RB and ORW.
The enclosure is a relatively new addition having been installed circa 1990.              Tanks HP-2-2A/2B have been modified to process low  -level radioactive effluent for discharge to the 30 inch header  via the seal well in the RCA yard.        The Outdoor Tank and Enclosure location is shown                        by Figure 6                        as T6 at reference                        coordinate C3.        The Outdoor Tank and Enclosure centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 568006.18 m, northing 4407477.12 m using the UTM coordinate system.
 
The Outdoor Tank and Enclosure is inside the RCA.          The tanks normally handle low radioactivity water, but high activity was inadvertently introduced in the past according to the historical documents.        High contamination levels are likely after the tanks are drained. The moat  and concrete pad have  been contaminated in the past.        The drain in the moat has capability to go overboard                        but has been                                                                        chained                                                in position to the number 1-9 sump.        The drain and associated piping are considered contaminated.
 
An entry in the &sect;50.75(g)(1) historical data show a spill in 2011 that resulted in high levels of contamination.        The leak was identified                                                with the chemical waste tank WC-T-3 on waste line 3-                        222.
 
The following table                        provides radiological conditions in the Outdoor Tank and Enclosure.
The data were collected from surveys available at the time of the HSA.            The data were collected during and following shutdown and permanent defueling as available.
Radiological conditions are relative to the time and                                                                        location collected and                                                                        may not be representative of actual radiological conditions found during D&D.
 
Table 14:          Outdoor Tank and                                                                      Enclosure radiological conditions                                                                      summary.
Dose rates are general area.          Alpha classification is based                                            on                                          current list required                                            by RP-AA-302.        Although                                                                  no                                            data was available                      for the                                            general area system                                            breach has identified                                            alpha up to level 3, the most significant classification.
Map                                                                                                  Dose Rate                        Alpha Number                                                Area                                                  mr/hr                Classification UAB                                                                                                                                                                  Outdoor Tank and                                                                  Enclosure                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        2 - 6                                                                                                                                                                                                                                                          *
* No data                  available; default classification for contaminated                                      area                  is alpha level 2 The roof area                                                may have                        been radiologically impacted from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank and enclosure roofs from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Page 153 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* tank internals and vent
* tank exterior and top
* connected                                                systems
* concrete
* soil                  surrounding                        the tanks, moat/pad, and associated                        valving and                        piping
 
Preliminary Classification
 
The Outdoor Tank and                                              Enclosure                        is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on                                                conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion. 54 Levels of residual radioactivity are expected to exceed USNRC                                                                                            default screening values based on operating history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan                    and                        contamination survey of tank interiors
* scan                    and                        contamination surveys of tank exteriors and tops
* survey                  of accessible connected systems
* cores surrounding                        the tank
* assess                    the alpha                                                level for tanks and components
* evaluate                        surface and below ground surface                        soil around the tanks, moat/pad, pipes, and valves for radiological contamination
 
54                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assessment
 
Page 154 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.9.                                                                      Redundant Fire Water Tank
 
Description and Historical          Use
 
The Redundant Fire Water Tank, also known as T-9-101, is a 300,000-gallon                                                tank used as an alternate supply to the yard fire water loop.          The Redundant Fire Water Tank location is shown by Figure 6 as T7 at reference coordinate A4.            The Redundant Fire Water Tank centerline geographical coordinates are zone 18s, easting 567842.69 m, northing 4407495.11 m using the UTM coordinate system.
 
The Redundant Fire Water Tank is outside                                                the RCA and within the PA.        There                        is no record of the Redundant Fire Water Tank being contaminated or used as a RAM storage area.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank roof from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
There                        is potential for contamination                                                of the ground surface                        in the vicinity of the tank that has been used for storage of portions of the segmented drywell head.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior and top
* concrete                      and asphalt surface in the vicinity of the tank
 
Preliminary Classification
 
The Redundant Fire Water Tank is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on conditions observed                                                during                                                reconnaissance, past and present survey data,
&sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 3 designation is based on the above discussion and data gaps to support a non-impacted                                                classification.        The Redundant Fire Water Tank would be a good candidate for unrestricted release.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* release                                    for unrestricted use
* evaluate surface in the vicinity                  of the tank potentially                  impacted by radiological contamination from storage of segmented drywell head
 
Page 155 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.10.                                                Sodium Hypochlorite Storage Tanks
 
Description and Historical          Use
 
The Sodium Hypochlorite Storage Tanks are used to prevent biofouling of the Service and                        Emergency Service Water Systems.        The Sodium Hypochlorite Storage Tanks are shown by Figure 6 as T8 at reference coordinate B3.            The Sodium Hypochlorite                        Storage Tanks centerline                                                geographical coordinates are zone                                                                        18s, easting 567888.74 m, northing 4407430.32 m using the UTM coordinate system.
 
The Sodium Hypochlorite Storage Tanks are outside the RCA and within the PA.
There                        is no record of the Sodium Hypochlorite                        Storage                                                Tanks being contaminated                                                or used as a RAM storage area.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the tank roofs from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                      and fixed beta-gamma                      contamination
 
Potentially Contaminated Media
* tank exterior and top
 
Preliminary Classification
 
The Sodium Hypochlorite Storage                        Tanks are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 3 designation is based on the above discussion and data gaps to support a non-impacted                                                classification.        The Sodium Hypochlorite                        Storage Tanks would be good candidates for unrestricted release.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* release                                    for unrestricted use
 
Page 156 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.2.11.                                                TWST
 
Description and Historical          Use
 
The TWST was a vertical, vented tank with a capacity of 750,000 gallons.            The TWST was used to store water from the Torus when it is drained for    maintenance.        It was also used for temporary storage of water waiting to be processed by radwaste.            The TWST was abandoned in place, underground piping was cut and capped to support construction of the new demineralizer tank in 2010.          The TWST location is shown by Figure 6 as T9 at reference coordinate B4.          The DWST centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567879.49 m, northing                        4407507.08 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The TWST was outside the RCA and within the PA.                  Historically when water was put into the tank the particulate settled to the bottom of the tank creating a sludge layer resulting in higher dose                        rates at the bottom of the tank.        Removal of the water increased the dose rates around the tank resulting boundary postings changes.            The TWST has been decontaminated in the past.
 
A valve leaked approximately 50 gallons of liquid to the ground circa 1993.            Spills, leaking                                                piping, and use of an externally contaminated fire hose spread                                                contamination                        to the sand and gravel.        This soil and gravel were remediated and removed in drums.
 
There                        is potential for trace levels of radioactivity from airborne deposition                                                contamination on the TWST top from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* tank internals and vent
* connected                                                systems
* tank exterior and top
* surface                    soil
* subsurface                        soil
 
Page 157 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The TWST was preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                        during reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
 
The building demolition plan designated the TWST as structure 22.          Although outside the RCA, the TWST was surveyed for unrestricted                                                release                        based                                                on                                                the radiologically impacted classification.
 
A survey and sampling plan was developed and implemented for the TWST.                    The TWST was released for demolition following the survey and sampling.            Contamination controls and environmental sampling were performed during demolition.            Additional control to prevent airborne or spread of radioactivity was done by affixing the lower two thirds with a protective coating.          The structure including the bottom and sump was demolished to grade (soil).        Structural materials were removed from the Site as radioactive demolition waste.        The reinforced concrete continuous circular foundation and 4-                                                                      inch sand                                                layer installed between                                                the top of the foundation and the bottom side of the tank base remained.          Almost all the sand layer was collected into B  -25 boxes and is being                                                stored                                                in the RAM area                                                adjacent to the Redundant Fire Water Tank as radioactive material.
 
The footprint of the TWST and reinforced                          concrete continuous circular foundation are included in the West Protected Area (PA) Non-RCA land                                                                        area (7.2.1.3.12) and will                                                            be radiologically evaluated as part of the same area.
 
Page 158 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.                                                                                                          Land                                                    Areas
 
7.2.1.3.1.                                                                      East PA Non-RCA
 
The East PA Non-                                                RCA consisting of 388,024 ft 2      (8.9 acres) location is shown by Figure 7 as L1 at reference coordinate C3.          The East PA Non-                                                  RCA centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567965.70                                                m, northing                                                4407561.24                        m using the UTM coordinate system.
 
The East PA Non-                                                RCA is outside the RCA.        Existing SSC are the New Maintenance Building, Clean Rigging and Storage trailers, outage trailer complex, MAC, Drywell Processing Center, Level D materials storage area, and                                                                        the Warehouse.        Most buildings have concrete pad floors.
 
The area is an RCA buffer zone along the east and northern fence line.            Migration of contaminated soil                  to outside                                                the RCA in this area                                                has occurred                                                since the fence                        line is chain link fence.        Trucks routinely leave the RCA through gate 20 and sometimes through gate 6.
 
A pile of soil from an excavation                                                by the Condensate                        Transfer Pump House                        was stored north of the New Maintenance building in 1997; the soils were sampled with results showing low-level cobalt-60 and cesium -137 radioactivity.        The spoils were relocated around the ORW Surge Tank in a newly formed bermed area.
 
A structure known as the hurricane shelter was in use prior to the MAC Facility to access the Reactor Building                                                and keep storm debris from damaging                                                the equipment in the 460 volt switchgear room.        A spill from the SFP migrated from the Reactor Building through a hurricane rollup door in 1984 to an area under the current MAC Facility location according to the historical records.
 
The area may have been radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent, and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material between                        onsite                        buildings particularly during outages.        Radioactive material is routinely transported through the area.
 
Page 159 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* asphalt
* surface                    soil
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The East PA Non-                                                RCA is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 55                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The East PA Non-                                                  RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
 
55                  MARSSIM 2.2 Class 2 examples: downwind from stack release points, areas handling low concentrations of radioactive                  materials, and                  areas onthe                                                                                        perimeter of former contamination control areas
 
Page 160 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.2.                                                                      East Wooded                          Area
 
Description and Historical          Use
 
The East Wooded Area consisting of 231,216 ft  2      (5.3 acres) location is shown by Figure 7 as L2 at reference coordinate C4.          The East Wooded Area centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568296.04 m, northing                                                4407558.80                        m using the UTM coordinate system.
 
The East Wooded Area is outside the RCA and the PA.        This land area is vacant and undeveloped.        This area has not been used for the storage of radioactive material.
It has been a wooded area since before  the plant went operational.        A railroad bed went through this area east and                                                                        parallel to U.S.            Route 9. Access                                            to the area interior  is difficult due to interfering vegetation, dense vines, and brush, and is heavily wooded in some areas.        Walk downs did not identify soil disturbances associated with using, storing, or burying                                                radioactive                        materials.        The main access road                                                                        to the plant adjacent to this area is used for radioactive shipments entering and leaving the site.
 
The area may have been radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There                        is the potential for trace levels of contamination                                                in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* surface                    soil
 
Page 161 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The East Wooded Area is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 56                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The East Wooded Area would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and soil sampling of the interior
 
56                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 162 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.3.                                                                      Main Parking Lot
 
Description and Historical          Use
 
The Main                        Parking                                                Lot consisting of 204,072 ft2    (4.7 acres) location is shown                        by Figure 7 as L3 at reference coordinate D4.          The Main Parking Lot centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568282.53                                                m, northing                        4407413.97 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The Main Parking Lot is outside the RCA and the PA.          The area is used for vehicle parking and general access to the site since the beginning of 2019.            It was the original access way until 2001 modifications opened the north gate to general access.            The main access road and area                                                to the east are used                                                for radioactive                        shipments entering                        and leaving the site.
 
The area may have been radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation                                                and                        discharge                                                of gaseous effluent.        Radioactive material is routinely transported through the area.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface                    soil
 
Page 163 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Main Parking Lot is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 57                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The Main Parking Lot would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil
 
57                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 164 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.4.                                                                      North PA Non-RCA
 
The North PA Non-                                                RCA consisting of 280,001 ft 2      (6.4 acres) location is shown by Figure 7 as L4 at reference coordinate C2.          The North PA Non-                                                RCA centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567955.80                                                m, northing                                                4407611.54                        m using the UTM coordinate system.
 
The North PA Non-RCA is outside                                                the RCA.      Existing SSC is the LLRWSF and internally contaminated frac tanks stored to the west of LLRWSF.
 
This area started as a barren sand expanse after construction with the only visible objects being electric poles and a transformer that brought in electrical power from the town of Forked River.        This area was in the RCA until the fall of 1979 according to the historical records.        As an                                                RCA the yard was used for storage                        of large trucks, boxes, and equipment.        Surveys for release as an RCA were conducted during                                                the summer and fall of 1979.        Several items of radiological importance were discovered during this survey according to the historical records and interviews.          Several soil locations had radioactivity above release criteria and were marked with paint and shoveled into drums.
 
Approximately 1,000                                                yards of soil potentially contaminated with tritium was relocated to the North PA Non-RCA from the service water  pipe replacements  near AOG according to the historical records.        The soils were deposited in two locations: 1) north of Warehouse, 2) east within the PA fence by Gate 8.
 
Walk downs and historical aerial photographs have identified rubble, spoils, rock, macadam, and debris stockpiles from miscellaneous modifications and projects at the site.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent, and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material between                        onsite                        buildings particularly during outages.        Radioactive material is routinely transported through the area.
 
Page 165 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface                    soil
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The North PA Non-                                                RCA is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 58                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The North PA Non-                                                RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
 
58                MARSSIM 2.2 Class 2 examples: areas handling                    low concentrations of radioactive                  materials, and areas on the perimeter of former contamination control areas
 
Page 166 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.5.                                                                      North Parking Lot
 
Description and Historical          Use
 
The North Parking Lot consisting of 137,891 ft  2      (3.2 acres) location is shown by Figure 7 as L5 at reference coordinate B3.          The North Parking Lot centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567987.81 m, northing                                                4407700.62                        m using the UTM coordinate system.
 
The North Parking Lot is outside the RCA and the PA.          The area was used for vehicle parking during outages until circa 2002.          The area was used for radioactive shipments entering                        and leaving the site.        This area is now vacant and                        no longer used.        A portion of the North Parking Lot is now within the PA following security modifications circa 2004.
 
In 1982                                                                        GPU Nuclear requested and received NRC                                                                                              approval to relocate                        approximately 17,000 cubic feet of contaminated soil under a &sect;20.302(a) disposal provision.              The reason given was to support proper draining and paving near NRW.            The disposal method was burial in shallow trenches below a minimum cover of six inches of clean soil.        The submittal suggested that the area might be asphalt capped in the future, but this could not be validated.        The relocation area was within the site boundary (owner controlled area) but not in an RCA.        Sources and personnel interviews place the relocation area somewhere between LLRWSF and the north domestic water pump house; however, the exact location                                                cannot be                                              verified.      Evaluation                                                of known                        soil                  results indicates levels of residual radioactivity that could exceed USNRC default screening values.
 
A Radioactive Material Quantities of Concern (RAMQC) area was established in the North Parking                                                Lot to temporarily store moisture                        separator segments and                                                                        other Class A, B, and C radioactive materials associated with reactor vessel segmentation in waste containers.        There are currently nine tank cassettes stored in the area.
 
Analysis of decay corrected                                                sample                        analyses indicates that the average concentrations in this area will be below the release criteria; however, there is not a high degree of confidence that all sample concentrations with be less than the release criteria.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine  operation                                                and discharge of gaseous  effluent, and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material to the parking                                                lot during                                                outages.
Radioactive material was routinely transported through the area.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
 
Page 167 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* asphalt
* surface                    soil
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The North Parking Lot is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data                        gaps to support a lower classification.59                                              Levels of residual radioactivity below the surface could exceed the USNRC default screening values based on operating history and radiological surveys.        The North Parking Lot  would be a                                                                                                                      good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this building.
 
Recommended                        Future                        Investigation Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
 
59                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: disposal site, initial assumption
 
Page 168 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.6.                                                                      Northeast Parking Lot
 
Description and Historical          Use
 
The Northeast Parking Lot consisting of 182,603 ft  2      (4.2 acres) location is shown by Figure 7 as L6 at reference coordinate B4.          The Northeast Parking Lot centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568176.53 m, northing                                                4407681.07                        m using the UTM coordinate system.
 
The Northeast Parking                                                Lot is outside the RCA and                                                                        the PA.        The area is used                                                for vehicle parking and was the general access to the site until the beginning of 2019.            A gasoline pumping station is in use to refuel company vehicles.                                        Walk downs did not identify soil disturbances associated with using, storing, or burying radioactive materials.            The area and former main accessway were used for radioactive shipments entering and leaving the site.
 
There                        is a drainage                        basin on the east side of the old check point.
 
The area may have been radiologically impacted                                                from the radionuclides released during operation of the isolation condensers.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation                                                and                        discharge                                                of gaseous effluent.        Radioactive material was routinely transported through the area.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface                    soil
 
Page 169 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Northeast Parking Lot is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 60                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be at a small fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based on operating                                                history and radiological surveys.        The Northeast Parking                                                Lot would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil
 
60                MARSSIM 2.2                  Class 2 examples: downwind                  from stack                                    release                    points
 
Page 170 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.7.                                                                      North Wooded                          Area
 
Description and Historical        Use
 
The North Wooded Area consisting of 1,437,538 ft  2      (33 acres) location is shown by Figure 7 as L7 at reference coordinate A3.          The North Wooded Area centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568017.30 m, northing                                                4407854.80                        m using the UTM coordinate system.
 
The North Wooded Area is outside the RCA and the PA.          This large land area is generally vacant and undeveloped.          Access to the area interior is difficult due to interfering vegetation, dense vines and brush, and is heavily wooded in some areas.
There is an abandoned pre-                          three mile island (TMI) air sampling building in the north-northeast.        There                        was standing                                                water within the interior, particularly in the east starting behind the fuel pumps.        The dominant presence of phragmite, also known as the common reed, in the area indicates damp, sandy soil as observed in flooded brackish areas.
 
Area walk downs identified soil                  disturbances associated with the relocation                                                of demolition spoils (soil, brush, concrete, and asphalt) in 2007 from the 2004 DBT project.            Almost 1,000 cubic yards were reported to have been relocated there.                    The results of survey and sampling of debris showed no activity or natural products only except for one composite soil sample that reported trace level cesium    -137 that was determined to be background                                                                        cesium from fallout.        The area contained                                                standing                        water as observed                                                during two different walk downs.
 
An early decommissioning record claims that  sand blast grit was unloaded in this area.
Sandblasting                          was also performed in this area                                                according                        to personnel interviews and                                                                        an earlier decommissioning record.
 
A water mound                        located on                                                the south bank of the Intake Canal was constructed                                                in 1967 for the purpose                        of preventing                        intrusion of estuarine                                                water from the Oyster Creek intake canal into the ground water.          The water mound is a canal filled with fresh water to maintain a pressure head on the freshwater aquifers.            estuarine water from the Oyster Creek intake canal into the ground water.          The water mound construction was constructed in accordance with the Second Interim Order issued by the New Jersey Board of Public Utility Commissioners on April 22, 1966.          The water mound is approximately 1,200 feet long by 30 feet wide at the top, and 15-                            20 feet wide at the bottom.        The original depth was 8 feet with an overflow drain to ensure a minimum water depth of 1.5 feet.        Silt has accumulated in the water mound over the years, reducing the depth considerably.          Water was observed in the overflow drain during a walk down indicating that there is water in the canal.            Walk down of the water mound perimeter was difficult due to interfering vegetation, phragmite, woods.
 
There                        is a swale leading                          from the north side of the Site to the water mound.
 
Page 171 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 There                        is the potential for trace levels of contamination                                                in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* surface                    soil
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The North Wooded Area is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 61
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and soil sampling of the interior
* surface water and sediment sample at mound
* scan and contamination                      survey                  of the abandoned                    air sampling building
 
61                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 172 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.8.                                                                      RCA                                                                                            Yard
 
The RCA Yard consisting of 130,763  ft2    (3 acres) location is shown by Figure 7                                                            at area L8                                                at reference                        coordinate C3.        The RCA Yard centerline                                                geographical coordinates are zone 18s, easting 568062.98 m, northing 4407501.84 m using the UTM coordinate system.
 
The RCA Yard is an outdoor area within the main RCA fence.            Existing SSC are the Drywell Processing Center, New Sampling Building, Service Water Monitor Building, Outdoor Tank and Enclosure, Boiler Houses, Stack and Base                                                                        of Stack, Stack RAGEMS, AOG, ORW Building, area below the ORW Building loading dock (east), ORW North Annex, RCA OSSC, ORW Surge Tank, NRW Building, and Scaffold Building.
 
The RCA Yard area is used to store radioactive material and containers and support radioactive                        material and waste shipments.        New fuel was stored here                        temporarily during operation.        Radioactive material from segmentation on the Reactor Building 119 foot is being stored in the RCA Yard until these are shipped offsite for disposal.
 
Many areas in the RCA Yard were the site of spills according to the historical records and interviews.        Areas were remediated or paved over to contain radioactive material.
The yard sewer drains are believed to be contaminated from spills and operation of the isolation condensers.      The area under the isolation condensers was found                        contaminated after auto initiation of the isolation condensers in 2007.
 
The area                                                has been                        radiologically impacted                                                from the radionuclides released                        during operation of the isolation condensers.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent, and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material between                        onsite                        buildings particularly during outages.        Radioactive material is routinely transported through the area.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma radionuclides
* alpha TRU                                                              radionuclides
* tritium
* discrete                radioactive particles
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface                  and                                                                        subsurface                        soil
* buried                                                pipes, pipe                                                vaults/tunnels
 
Page 173 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The RCA Yard is preliminarily classified as radiologically impacted based                        on                                                conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 62                                                Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating                                                history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
* perform radiological assessment of storm drains and surrounding soil, particularly under the isolation condensers and ORW loading dock
* collect samples                                      under the ORW loading dock
* perform radiological assessment of pipe vaults/tunnels and surrounding soil
* perform radiological assessment of 30-                                          inch                    Overboard                    Discharge pipeline and surrounding soil
 
62                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, initial      assumption
 
Page 174 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.9.                                                                      South                          PA Non-RCA
 
Description and Historical          Use
 
The South PA Non-                                                RCA consisting of 391,284 ft 2      (9 acres) location is shown by Figure 7 as L9 at reference coordinate D3.          The South PA Non-                                                RCA centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568077.49 m, northing                                                4407342.66                        m using the UTM coordinate system.
 
The PA                                                          Non-RCA South is outside the RCA.          Existing SSC include the SEB, Building 4 (scheduled                                                for demolition), AOB and Annex (demolished), AOG                                                                  pipe                                                vault to the stack, Reactor Building pipe vault, Main Gate Security Center, OCAB, MAF, and MFOT.        The footing and pad for an early location of the hydrogen bank pad shed is present in the southeast corner.          Early site plans showed Trailer 250, now removed, southeast of the SEB.        Trailer 250 was used for administrative purposes according to sources contacted.        Most buildings have concrete pad floors.
 
Migration of contaminated soil or resin in this area is suspected to have occurred, particularly in the north along the RCA fence.          Soil samples collected between the MFOT and the RCA fence in late summer 1999 showed detectable radioactivity below the release criteria to a depth of 3 feet.          Contaminated soil was stored in the bermed area                                                around the MFOT.        Soil                  contamination                        has been                                                                        identified                                                in the southwest corner of the AOG at the RCA boundary, possibly under the asphalt as indicated by historical records.
 
A former              on-                                              site Treatment Facility was used for liquids discharged                        to outfall DSN                                004 until  1982.        The  discharge  type  was  sanitary as  opposed                                                  to  industrial.        The structure is long been                                                  removed                                              from the Site.        The footprint of the Treatment Facility is included in this survey area and will be radiologically evaluated as part of the same area.
 
There                        are several vaults located                                                along                                                                        the southern wall                  of the Reactor Building. These vaults were used as a form of secondary containment for pipes. The Reactor Building vaults extend 3 to 6 feet from the building connecting the Reactor Building to the Exhaust tunnel.        Access to these vaults is via hatches at the 23 foot elevation.            The southwest and center hatches are posted and controlled by RP; the southeast hatch allows access, but a portion of the vault is posted and controlled by RP.            Radioactive systems (e.g., resin, filter media, and RBCCW lines) are contained within these vaults.
The 30-                        inch Overboard Discharge Pipeline passes through this area.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent, and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material between                        onsite                        buildings particularly during outages.        Radioactive material is routinely transported through the area.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
 
Page 175 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
* tritium
 
Page 176 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* asphalt
* surface                    soil
* subsurface                        soil
* piping and storm drains
* sediment
* pipe vaults/tunnels
 
Preliminary Classification
 
The South PA Non-                                                RCA is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 63                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The South PA Non-                                                RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
* perform radiological assessment of storm drains and surrounding soil
* perform radiological assessment of pipe vaults/tunnels and surrounding soil
* perform radiological assessment of 30-                                          inch                    Overboard                    Discharge Pipeline and surrounding soil
 
63                MARSSIM 2.2 Class 2 examples: areas handling                    low concentrations of radioactive                  materials, and areas on the perimeter of former contamination control areas
 
Page 177 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.10.                                                South                          Parking Lot
 
Description and Historical          Use
 
The South Parking Lot  consisting of 47,113 ft2    (1.1 acres) location is  shown by Figure 7 as L10 at reference coordinate D3.          The South Parking Lot centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568087.47                                                m, northing                        4407245.63 m using                                                the UTM coordinate system.
 
The majority of the South Parking                                                Lot is outside                                                the RCA and the PA.        Historical        aerial photographs show the parking lot in use in 2002.            The area was used for vehicle parking; and tents were occasionally erected for special events.            This area is now vacant and no longer used.          A portion of the South Parking Lot is now within the PA following security modifications circa 2004.          That portion south of the OCAB and SEB and former Gate N1 will be included with the PA land area description and use.              Walk downs did not identify soil disturbances associated with using, storing, or burying radioactive materials.
 
There                        is the potential for trace levels of contamination                                                in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface soil
 
Preliminary Classification
 
The South Parking Lot is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 64
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil
 
64                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 178 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.11.                                                South                          Wooded                          Area
 
Description and Historical          Use
 
The South Wooded Area consisting of 1,600,495 ft    2    (36.7 acres) location is shown by Figure 7 as L11 at reference coordinate D4.          The South Wooded Area centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                568267.01                                                m, northing                                                4407244.25                        m using the UTM coordinate system.
 
The South Wooded Area is outside the RCA and the PA.          This large land area is generally vacant and undeveloped.          Access to the area interior is difficult due to interfering vegetation, dense vines, and brush, and is heavily wooded in some areas.
Walk downs did not identify soil disturbances associated with using, storing, or burying radioactive                        materials.      There                        was evidence                        of past soil disturbance                        behind                                                the hydrogen bank pad as indicated by mounds nearby.          The area contains wetlands and environmentally sensitive areas.        There are two storm water outfalls in the area and a small pond to the south.        There is an abandoned pre-                          TMI air sampling building in the south-                        southeast.        There appears to be an old disused dirt road behind the former hydrogen bank pad leading 75 feet west to an old fence.            There is no known history of using, storing, or burying radioactive materials in this area.
 
The South Wooded Area contains a small parcel of land south of the Discharge Canal identified as Block 4, Lot 43 in Ocean Township.65                                              There is a paved road from Route                        9 to JCP&L and other properties formally owned and then leased by OCNGS.
The Oyster Creek, which appeared to be somewhat stagnant, goes through                        here as well.
 
A railroad                                                                        siding entered                                                the South                        Wooded Area west of route 9.        Immediately north                        of the Discharge Canal the siding divided into two spurs.          The railroad siding was used solely for the transport of equipment and materials during the construction of the Station.                    The railroad siding was  not used after 1973, or for the transport of radiological materials or wastes.
 
There                        is a storm drainage                                                                        area located                                                south of the main gate                        entrance                        just southeast of the employee parking lot.
 
There                        is the potential for trace levels of contamination                                                in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent.
 
65                Control Points Associates, Inc. Preliminary ALTA/NSPS                      Land                                      Title Survey Oyster Creek Powerplant
 
Page 179 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* asphalt
* surface                    soil
* surface water
* sediment
 
Preliminary Classification
 
The South Wooded Area is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial        MARSSIM Class 3 designation is projected                        based                                                on the above                        discussion and data gaps to support a non-                                                  impacted classification. 66
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and soil sampling of the interior
* surface water and sediment sample at pond                    and outfalls
* surface water and sediment sample of the Oyster Creek
* scan and contamination                      survey                  of the abandoned                    air sampling building
 
66                MARSSIM 2.2                  Class 3 examples: areas with very low potential for residual contaminationbut insufficient information to justify a non-                                      impacted classification
 
Page 180 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.3.12.                                                West PA Non-RCA
 
Description and Historical          Use
 
The West PA Non-                        RCA consisting of 286,001 ft 2      (6.6 acres) location is shown by Figure 7 as L12 at reference coordinate D3.          The West PA Non-                        RCA centerline geographical coordinates are zone 18s, easting                                                567898.36                                                m, northing                                                440739.49                                                m using the UTM coordinate system.
 
The West PA Non-                        RCA is outside the RCA.        Existing SSC are Building 4, spare Transformers, Diesel Generator Building, Pre-                          Treatment Building, Main and Startup Transformers, Chlorination Building, Condensate Transfer Pump House, CST, Demineralizer Tank, new Demineralizer Tank, TWST, and the Maintenance                        Supervisor Building.        The Radiac calibration trailer was located here until demolished circa 2012.
There were other trailers, an ambulance building, and scaffold utility building located here that have been removed.          Most buildings have concrete pad floors.
 
The CST and                                                                        TWST areas have a                        history of spills and                                                                        pipe                                                leaks contaminating                                                surface and subsurface soils outside the area.          A valve on the CST froze and broke in 1987 releasing contaminated water to the soil and the CST bottom leaked in 1991.
Underground                                                piping                                                was been                                                                        replaced or cut and                                                                        capped.        A cement pipe tunnel was installed in 1996 between the CST and TB basement north.            This pipe tunnel is accessible by removing cement covers over the top of the tunnel.
 
Elevated tritium levels were identified in water pumped out of a concrete vault containing                                                ESW cables in 2009.        The cause                        was determined                                                                        to be from leaks in the 8 inch and 10 inch carbon steel condensate transfer system lines SS    -4 and CS-24 respectively.
 
The storm drainage system                                                may have                        internal contamination                                                due to CST spill                            events.
Condition and integrity of underground piping is unknown, so exfiltration from these systems into the soil from joint and crack failures is possible.
 
There                        is anecdotal information that soils potentially containing                                                tritium were relocated                        to a berm surrounding the Diesel Generator.
 
There is the potential for trace levels of contamination in this area from airborne deposition from routine operation and discharge of gaseous effluent; and from the movement of personnel and                                                                        radioactive                        material between                        onsite                        buildings particularly during outages.        Radioactive material is routinely transported through the area.
An RMA was recently established                                                near the Redundant Fire Water Tank for segmented Drywell and Reactor head pieces until these are shipped offsite for disposal.
 
Page 181 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* asphalt
* surface                    soil
* subsurface                        soil
* piping and storm drains
 
Preliminary Classification
 
The West PA Non-                        RCA is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed                                                during                                                reconnaissance,  past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 2 designation is projected based on the above discussion and data gaps to support a lower classification. 67                                              The Levels of residual radioactivity are expected to be                                                at a small                  fraction of the USNRC                                                                                            default screening values based                                                on operating history and radiological surveys.          The East PA Non-                                                  RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization might lead to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
The West PA Non-                        RCA would be a good candidate for further evaluation where additional characterization                                                might lead                                                                        to a less restrictive MARSSIM classification for some or all this area.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
* locate CST, DWST, and TWST and 30-inch Overboard Discharge pipeline underground piping and perform integrity                  evaluation                      and radiological assessment of piping and surrounding soil
* perform radiological assessment of storm drains and surrounding soil
 
67                MARSSIM 2.2 Class 2 examples: areas handling                    low concentrations of radioactive                  materials, and areas on the perimeter of former contamination control areas
 
Page 182 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.4.                                                                                                          Subsurface SSC
 
7.2.1.4.1.                                                                      Basements, Footings, Tunnels, Pipe Chases, and Piping
 
Description and Historical Use
 
The Site will have significant subsurface SSC at the time of D&D.            These SSC include Reactor and Turbine Building basements, a portion of the Old Radwaste Building basement, Intake Structure, Discharge Structure, Dilution Water Structure, exhaust tunnel system (i.e., Turbine, Reactor, ORW Building tunnels), NRW Building tunnel, AOG pipe vault to the stack, Reactor Building pipe vault, other vaults associated with the underground piping project, and the sandbed region.            These contain internally contaminated systems with a known history of leakage.          Leaks within the Reactor Building and Torus room have                      occurred over the operating history of the site.        Structural cracks and loss of embedded piping integrity  could lead to radiological  contamination of subsurface soils.        The structure base and footings are in the water table and may have been impacted by groundwater tritium contamination.            The ORW tunnel has significant alpha                                                                        TRU                                                              that requires additional radiological controls even for routine                                                inspection entry or minor maintenance.        Most tunnels are infrequently accessed.
 
Table 15 below displays the lowest floor and bottom    -of-slab nominal elevations for below grade structures that are expected to remain in place following demolition of above grade structures.        Bottom of slab elevations vary due to slope and location of sumps and connecting tunnel systems.        Below grade structure slabs and lower walls are below nominal groundwater elevation in the vicinity of the structure and are expected to be founded on saturated soil.
 
The majority of piping at Oyster Creek was placed in vaults or tunnels during original construction or as a result of subsequent modifications during the operational phase of the plant.        Some piping is direct buried and was subjected to integrity monitoring in accordance                        with the Underground                                                                        Piping Program.        For example, the offgas 30                                                inch and 48 inch holdup  lines are located in the South PA Non-RCA survey area.        The lines are 6 feet to 10 feet bgs running parallel from east to north along                                                                        the boundaries  of Building 3, MOB, and Reactor Building until terminating at the Stack.          The lines are direct buried.
 
Table 16 below displays potentially radiologically contaminated buried pipe types, nominal quantities and                      locations.        The information                                                in Table                        16                                                was taken                                                from Technical Report 116, Oyster Creek Underground Piping Program Description and Status, identified in Subsection 5.3.
 
Page 183 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Table                        15                                                Subsurface                        Structures
 
Lowest                                                                                                  Bottom of Structure                                                                                                                                                        Elevation                                                                                          Slab (nominal (nominal ft)                                                                                                                                        ft)
Reactor Building                                                                                                                                                                                                                    (-) 19 6                                                                                                                                                          (-) 29 6 Turbine                                                Building                                                                                                                                                                                                                                                          (-) 8                                                                                                                                              (-) 6 to (-) 18 Old Radwaste                        Building                                                                                                                                                                                                6 6                                                                                                                                                                                                                                        3 6 Exhaust Stack                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      (-) 3                                                                                                                                                                                                                          (-) 10 Exhaust Tunnels                                                                                                                                                                                                          8 6 to 5                                                                                                                                          6 to 2 3 New                              Radwaste                        Pipe Tunnel                                                                                                                                    10 6                                                                                                                                                                                                                            7 9 Intake Structure                                                                                                                                                                                                                                                    (-) 18                                                                                                                                                                                                              (-) 21 IntakeTunnel                                                                                                                                                                                                                                                                                              0 6                                                                                                                                                                                                              (-) 2 6 U1 Discharge                                                Structure                                                                                                                                                                            (-) 11                                                                                                                                                                                                              (-) 13 U1 Discharge Tunnel                                                                                                                                                                                                  (-) 12                                                                                                                                                                                                      (-) 14 U2 Discharge                                                Structure                                                                                                                                                                            (-) 11                                                                                                                                                                                                              (-) 13 U2 Discharge Tunnel                                                                                                                                                                                                  (-) 16                                                                                                                                                                                                              (-) 18 Dilution Water Structure                                                                                                                                                                        (-) 15                                                                                                                                                                                                              (-) 18 Dilution Water Discharge                                                                                                                                                                                                              (-) 8                                                                                                                                                                                                                          (-) 10 Tunnel
 
Page 184 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Table                        16 Buried Pipe
 
System            Description              Piping                    Location
 
Offgas        Offgas Holdup Lines      510 of 48 CS      Between TB and Stack pipe 400 of 36  CS pipe AOG Supply              100 of 4 CS        Between Stack and AOG Bldg Pipe AOG Return              100 of 2 CS        Between Stack and AOG Bldg Pipe AOG Sump Drain          175 of 1.5 CS      Between AOG Bldg and Boiler Pipe                House Condensate    Condensate Transfer      25 of 6 Al pipe    Condensate Transfer Pumps to TB                                        to TB Condensate Transfer      4 of 12 Al pipe    Under slab between NW to CRD                                        corner of RB and TB Condensate Transfer      30 of 10 CS        Between Condensate Transfer Pipe                Bldg and west wall of TB Condensate Transfer      10 of 6 Al pipe    Between Pipe Tunnel and RB Line to RB                                    @ SW corner of RB CST Return              30 of 3 CS Pipe    Between CST and NE corner of TB Condensate Pump          30 of 1 CS Pipe    Between Condensate Transfer Startup Seal Water                            Bldg and west wall of TB Condensate for          3 SS pipe          S of RB between RB and Pipe RWCU                                                            Demin Resin Tunnel Transfer Solid Waste    RWCU Demin Resin        3 SS pipe          S of RB between RB and Pipe Transfer                                      Tunnel Torus          Torus Water Transfer    1000 of 4 CS      Between TWST and N face of Water                                  Pipe                RB Overboard      Overboard Discharge      >1000 of 30        From Radwaste discharge tie-Discharge      Line                    CIPP                in to Discharge Canal Storm          Stormwater Drainage      Various Sizes        Yard and roof stormwater Sewer                                  and                                                                        Materials collection, piping                                              and outfall
 
Page 185 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Refer to Sections 7.2.1.1.19, 7.2.1.1.30, 7.2.1.1.33,            7.2.1.1.37, 7.2.1.1.42,            7.2.1.1.44,          ,
and                                                                        7.2.1.4 for addition                                              detail regarding                                                subsurface                        SSC.
 
Known                        and Potential Contaminants
* loose                        and fixed beta-                        gamma contamination
* loose                        and fixed legacy alpha                                                                        TRU                                                              contamination
* resins
* discrete radioactive                        particles
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* interior floors and walls
* external walls
* system                    piping and component internal contamination
* embedded                                                                        piping
* concrete
* resins
* tanks, sumps,                    and drains
* soil                  surrounding                                                SSC
* buried                                                pipe
 
Page 186 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Subsurface SSC and all systems                  within are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
An initial MARSSIM Class 1 designation is projected based on the above discussion. 68 Levels of residual radioactivity are expected                                                to exceed USNRC                                                                                            default screening values based on operating history and radiological surveys.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and contamination                      survey                  of the structure interior
* perform scan and                        contamination surveys of systems and components
* evaluate                        embedded piping
* analyze                        sediment samples of structure sumps and drains
* evaluate cracks                        and perform core boring                                                in floors and                        walls below grade                                                                        and in the water table
* reassess                    the alpha                                                                        level for areas, systems, and                                                                        components due to extended                                                plant shutdown, inaccessible areas, and gaps in classification
* perform radiological assessment of soil surrounding                        subsurface                        SSC
 
68                MARSSIM 2.2                  Class 1 examples: leaks or spills, and                                                            initial      assumption
 
Page 187 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.5.                                                                                                          Subsurface Soil
 
MARSSIM has clear guidance on the conduct of an FSS for land area surface soil; however, it does not provide guidance on FSS for land areas or soils under structures that have subsurface contamination.          The soil DCGL developed for a typical site assumes a depth of 15 centimeters (6 inches).          Sites that previously went through D&D identified extensive subsurface contamination that required                                                site-specific modelling, dose assessment, and sampling density to support LTP release limits and approach acceptable to the USNRC.
 
Subsurface soil modelling, dose assessment,                        and sampling                                                density is beyond                        the scope of the HSA.                    Focus will be on the identification and initial classification of known and suspected subsurface areas.        The subsurface preliminary classification will be radiologically impacted only with no                                                MARSSIM class designation to avoid                        confusion with surface soil classification.
 
7.2.1.5.1.                                                                      North Parking Lot Subsurface
 
Description and Historical          Use
 
The North Parking                                                Lot general description                        was discussed in Section 7.2.1.3.5.
 
In 1982 GPU Nuclear requested and received NRC approval to relocate approximately 17,000 cubic feet of contaminated soil under a &sect;20.302.            The reason given was to support proper draining and paving near NRW.          The disposal method was burial in shallow trenches below a minimum cover of six inches of clean soil.            The submittal suggested that the area might be asphalt capped in the future, but this could not be validated.        The relocation                                                area was within the site boundary but not in an                                                RCA.        Sources and personnel interviews place the relocation area somewhere between LLRWSF and the north domestic water pump house; however, the exact location cannot be verified.
Evaluation                                                of known soil results indicates levels of residual radioactivity that could exceed USNRC default screening values.
 
Analysis of decay corrected                                                sample                        analyses indicates that the average concentrations in this area will be below the release criteria; however, there is not a high degree of confidence that all sample concentrations with be less than the release criteria.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
 
Page 188 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Potentially Contaminated                                                Media
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The North Parking                                                Lot Subsurface is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
&sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended Future Investigation Activities
* scan and sampling of subsurface soil
* biased/judgmental locations particularly                  between LLRWSF, Warehouse, and north domestic water pump house
* consider transect trenching followed by survey                  and sampling to identify                              the burial site location
 
Page 189 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.5.2.                                                                      RCA                                                                                              Yard Subsurface
 
Description and Historical          Use
 
The RCA Yard general description                                                was discussed in Section 7.2.1.3.8.
 
The RCA Yard has a history of spills and pipe leaks contaminating surface and subsurface soils outside the area.        In 1982 GPU Nuclear removed approximately 17,000 cubic feet of contaminated soil from the RCA Yard.            The reason given was to support proper draining and paving near NRW.          Samples collected in 1982 near the ORW loading dock identified radioactive                        concentrations exceeding                                                the USNRC                                                                                            default screening values.        The radiological conditions under the ORW Surge Tank were discussed in Section 7.2.1.2.7.        Contamination was identified south of the Reactor Building following a laundry drain line leak.          The RCA Yard includes potentially contaminated subsurface soil under the ORW, ORW Surge Tank, and NRW SSC.
 
Figure 8                        depicts known or suspected                                                areas of subsurface                        contamination and soil relocations outside the RCA.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The RCA Yard subsurface is preliminarily classified as radiologically impacted                                                based                                                on conditions observed during                                                  reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* scan and sampling of subsurface soil
* biased/judgmental locations particularly                  ORW loading dock,            between ORW and MFST, east of NRW by rollup door
* consider transect trenching followed by survey                  and sampling
* locate Overboard                    Discharge pipeline and perform integrity                  evaluation                    and radiological assessment of piping and surrounding soil
 
Page 190 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.5.3.                                                                      Reactor Building/Turbine Building                                                    Subsurface
 
Description and Historical          Use
 
The Reactor and Turbine                                                Buildings general description                                                was discussed in Section 7.2.1.1.37                                                and                                                                        7.2.1.1.44                                                respectively.
 
Leaks and                                                                        spills are known to have occurred                                                in these structures.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The Reactor/Turbine                        Building Subsurface                        is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended                        Future                        Investigation                                                Activities
* perform core bores of concrete
* perform radiological assessment of drains and sumps
* perform radiological assessment of subsurface soil
 
Page 191 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.5.4.                                                                      South                          PA Non-RCA                                                                                            Subsurface
 
Description and Historical          Use
 
The South                        PA                                                          Non-RCA general description                                                was discussed in Section                                                7.2.1.3.9.
 
Migration of contaminated soil or resin in this area is suspected to have occurred, particularly in the north along the RCA fence.          Soil samples collected between the MFOT and the RCA fence in late summer 1999 showed detectable radioactivity below the release criteria to a depth of 3 feet.          Contaminated soil was stored in the bermed area                                                around the MFOT.        Soil                  contamination has been                                                                        identified                                                in the southwest corner of the AOG at the RCA boundary, possibly under the asphalt as indicated by historical records.        The stormwater sewer is suspected to be contaminated.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The South                        PA                                                        Non-RCA Subsurface                        is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended Future Investigation Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
* consider transect trenching followed by survey                  and sampling
* locate AOG delay piping and perform integrity evaluation                    and radiological assessment of piping and surrounding soil
* locate Overboard                    Discharge pipeline and perform integrity                  evaluation                    and radiological assessment of piping and surrounding soil
* perform radiological assessment of storm drains particularly AOG                  south
 
Page 192 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.5.5.                                                                      West PA Non-RCA                                                                                            Subsurface
 
Description and Historical          Use
 
The West PA Non-RCA general description                                                was discussed in Section                                                7.2.1.3.9.
 
The CST and                                                                        TWST areas have a                        history of spills and                                                                        pipe                                                leaks contaminating                                                surface and subsurface soils outside the area.          Elevated tritium levels were identified in water pumped out of a concrete vault containing ESW cables in 2009.            The storm drainage system may have internal contamination due to CST spill events.                  Condition and integrity of underground piping is unknown, so exfiltration from these systems into the soil from joint and crack failures is possible.        There is anecdotal information that soils potentially containing tritium were relocated to a berm surrounding the Diesel Generator.
 
Backwash from the pretreatment building discharges to a seepage                        pit or backwash sump located adjacent to the northwest of the former ambulance building.
The discharge consists                                                of sand-filter backwash                        water.        The discharge                        is regulated by New Jersey Pollutant Discharge Elimination System (NJPDES) discharge to ground water (DGW) Permit Number NJ 0101966.
 
Known                        and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
* alpha TRU                                                              contamination
* tritium
 
Potentially Contaminated                                                Media
* subsurface soil
 
Preliminary Classification
 
The West PA Non-RCA Subsurface                        is preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
  &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended Future Investigation Activities
* scan and sampling of asphalt and underlying soil including subsurface
* consider transect trenching followed by survey                  and sampling
* locate Overboard                    Discharge pipeline and perform integrity                  evaluation                    and radiological assessment of piping and surrounding soil
* investigate seepage                    pit
 
Page 193 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.1.6.                                                                                                          Intake                                                                        and                                                    Discharge Canals
 
Description and Historical          Use
 
The Intake and Discharge Canals are associated with the once through cooling of the main condenser and other condensers.        The Intake Canal is 499870                        ft2    (11.5 acres)                        and longer in length and larger in volume than the Discharge Canal at 420,140 ft      2 (9.6 acres).
 
The Intake and Discharge Canals were radiologically impacted in the past from overboard                        discharges of low-                              level radioactive liquids and recirculation of sediments to the Intake from Barnegat Bay.          The Site received permission in 2001 to dispose of 180,000 cubic yards of previously dredged sediment containing licensed radioactive material pursuant to &sect;20.2002. 69                                              The radionuclides identified in the sediment attributable to effluents from Oyster Creek were Cobalt  -60 and Cesium -137.
 
The Site is authorized to discharge non-                                                                          contact cooling water from DSN -004A in accordance with the requirements of the NJPDES permit.                  Discharge DSN 004 is located south of the land bridge that separates the Intake and Discharge Canals.              DSN 004 is an outfall discharge point for storm water runoff, non-                                                    contact cooling water from reactor building and emergency service water heat    exchangers, and discharge from the 1-5 sump.        DSN 004 was also the point of discharge for liquid radioactive waste during the first 20 years of station operation, prior to the initiation of the zero radioactive liquid effluent discharge policy in 1990.          The Station resumed radioactive liquid effluent discharges in 2019                                                                        following shutdown                        and permanent defuel.        Discharge                                                rate has been substantially reduced with circulation and dilution pumps secured.                  Flow in the Discharge Canal was designed to flow south to southeast away from the Intake; however, the low discharge rate has been observed to fan backwards to the west and northwest towards the Intake.          The site has discharged 1,355,648 gallons to date for a total activity released of 5.9 total Curies.
 
Figure 9                      depicts the Intake                        and Discharge Canals.
 
Known and Potential Contaminants
* beta-                        gamma contamination
 
Potentially Contaminated                                              Media
* sediment
* wooden                        retaining                        walls, pier, and riprap shoring                                                along canal banks
* former train trestle
 
69                Approval of 10                                        CFR                          20.2002                                                          request to disposeof                              dredged                    material - Oyster Creek Nuclear Generating Station (TAC NO. MB1 088)
 
Page 194 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 Preliminary Classification
 
The Intake                        and                        Discharge Canals are preliminarily classified as radiologically impacted based on conditions observed during reconnaissance, past and present survey data,
&sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge.
 
Recommended Future Investigation Activities
* collect core sediment samples to depth
 
Page 195 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.2.2.            Non-Impacted Areas
 
There were no non-                        impacted areas identified.        The preliminarily classification as radiologically impacted was based                        on                                                conditions observed                        during                                                reconnaissance, past and present survey data, &sect;50.75(g)(1) historical data, and process knowledge, non-impacted classification.
 
A background                        reference                        area                                                provides a location                                                of background                        measurements used for statistical comparison with survey data.        The primary considerations for selecting a background reference area are that the location: 1) is representative of the survey location, 2) non-                                                impacted by site operation.        This implies that background reference areas should be reasonably close and upwind of the site to be representative.                    There are no background reference areas on site since all areas are radiologically impacted.
 
7.3.                                                Potential Contaminated                        Media
 
7.3.1.            Surface                                                                        Soil
 
Surface soil at the top 15 cm (6 in) layer at the site.          The depth reflects the modeling assumptions used                                                to develop                                                the release                        criteria for surface                        soil                  activity.        Surface                        soil can be defined as  the thickness of soil that can be measured using scan or scanning techniques.        The depth is typically used with modelling to determine scanning instrument MDC.
 
The MARSSIM addresses surface soil for the FSS survey as it represents a likely scenario for contamination based on &sect;50.75(g)(1) historical data and process knowledge.        The survey design allows direct measure                        of radioactivity using                                                scanning techniques.
 
7.3.2.            Structures
 
Any installation, facility, structure, or portion                        thereof that is being                        considered                                                for RSSI.
Structures may or may not be described by the Decommissioning Safety Analysis Report (DSAR).      Some structures described by the HSA may no longer be present onsite and are only included for historical purposes.
 
The MARSSIM addresses structures for the FSS survey as it represents a likely scenario for contamination based on &sect;50.75(g)(1) historical data and process knowledge.        The survey design allows direct measure                        of surface radioactivity using scanning techniques.
 
Page 196 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.3.3.            Systems
 
Piping, drains, sewers, sumps, tanks, and other components  of fluid handling systems that may or may not be described by the DSAR.          Systems were either designed to transport or communicate with radioactive fluids or were inadvertently contaminated during plant operation as documented by Bulletin 80-                            10.        The HSA does not include plant operating                        and abandoned system classification                        as these are likely to be released for unrestricted use and left on site or disposed of as waste.
 
The MARSSIM does not address systems for the FSS survey.          However, systems represent a likely scenario for contamination based                        on design                                                or inadvertent cross-contamination.
 
7.3.4.            Subsurface Soil
 
Subsurface                        is that soil                  not considered                        to be                                                surface                        soil                  (>15 cm depth).        The purpose of RSSI is to locate and define the vertical extent of the contamination.            Subsurface RSSI can be intensive in areas where accessibility is limited or where alpha-                                                    emitting TRU radionuclides may be present.
 
The MARSSIM does not address subsurface soil for the FSS survey.            However, subsurface                        soil contamination represents a likely scenario                        for contamination                                                based on
&sect;50.75(g)(1) historical data and                        process knowledge.
 
7.3.5.            Surface Water
 
Surface water includes streams, rivers, certain ditches, and intermittently flowing streams.        The RSSI determines whether radionuclides are likely to migrate to surface waters or sediments from surrounding environs or plant operation.
 
The MARSSIM does not address surface water for the FSS survey.          Surface water should                        not represent a likely scenario                        for contamination based                                                on &sect;50.75(g)(1) historical data and process knowledge.
 
7.3.6.            Groundwater
 
Groundwater is subsurface water held                        underground                                                                                                in the soil                  or in pores and crevices in rock.        The RSSI determines whether radionuclides are likely to migrate to surface waters, sediments, or surrounding area during migration.
 
The MARSSIM does not address groundwater for the FSS survey.          Groundwater represents a likely scenario for contamination based on &sect;50.75(g)(1) historical data                        and process knowledge.
 
Page 197 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 7.3.7.            Sediment
 
Sediment is the accumulation of sand                        and dirt that settles in the bottom of low                              energy environments that includes ditches, swales, and the Intake and Discharge Canals.
 
The MARSSIM does not address sediment for the FSS survey.          Sediment represents a likely scenario                        for contamination based                                                on previous history of overboard                        discharges and the restoration of overboard radioactive release in 2019.
 
7.3.8.            Miscellaneous
 
Miscellaneous is a general category of asphalt paving, concrete, paint, and waste piles containing construction spoils that could contain radioactive material.
 
The MARSSIM does not address this category for the FSS survey.          These items represent a likely scenario                        for contamination                        based                        on                                                &sect;50.75(g)(1) historical data and process knowledge.
 
7.4.                                                Related Environmental Concerns
 
No other environmental concerns were identified                                                beyond what was discussed in the content.
: 8.                                                                                  Conclusions
 
The HSA assessed a total of seventy-eight (78) locations of interest that included SSC, exterior tanks, open land areas, subsurface SSC, subsurface soil, and the Intake and Discharge Canals.        All areas and SSC within the site boundary were classified as radiologically impacted.        Figures showing the SSC and a Conceptual Site Model (CSM) showing locations of known or suspected contamination are included in the HSA.
A figure showing the location of areas with known or suspected subsurface contamination                                                and                                                                        relocation                                                of soil                  from the Radiological Controlled Area (RCA) are also included.        The Intake and Discharge Canals are included as a figure as well.
 
The completed HSA provides the necessary data and technically defensible                        basis for developing scoping survey plans and further the delineating site into survey units for further and more focused characterization.
 
Page 198 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2
: 9.                                                                                  References
 
9.1.                                                USNRC                                                                                            10                                                CFR                              20 Standards for the Protection                                                Against Radiation
 
9.2.                                                USNRC                                                                                            10                                                CFR                              50.75(g) Reporting                                                and Recordkeeping                                                for Decommissioning Planning
 
9.3.                                                USNRC                                                                                            10                                                CFR                              37 Physical                                                Protection                                                of Category 1 and Category 2 Quantities of Radioactive Material
 
9.4.                                                USNRC                                                                                            10 CFR 61.55 Waste Classification
 
9.5.                                              USNRC Bulletin 80-10 Contamination of Nonradioactive System and Resulting Potential for Unmonitored, Uncontrolled                                                Release                        of Radioactivity to Environment, 1980
 
9.6.                                                USNRC                                                                                            Final Waste Classification and Waste Form                                                  Technical Position                                                Papers
 
9.7.                                                USNRC                                                                                            Health Physics Position HPPOS-                            288 Acceptance                      for Referencing, RADMAN Topical Report (WMG-102, as Revised from WMG -101P)
 
9.8.                                                USNRC                                                                                            Information                                                Notice 86-                                                20 Low-level Radioactive Waste Scaling Factors, 10 CFR Part 61
 
9.9.                                                NUREG-1727                                                                                                NMSS Decommissioning Standard                        Review                              Plan Appendix D ALARA Analysis, 2000
 
9.10.                      NUREG-1757 Decommissioning Process for Materials Licensees Volume                        1, revision 2
 
9.11.                      NUREG-1757                                                                                                Characterization,  Survey, and Determination                                                of Radiological Criteria Volume 2, revision 1
 
9.12.                      NUREG/CR-                                                            7021 A                                                                                                Subsurface                        Decision Model for Supporting                        Environmental Compliance
 
9.13.                      NJAC                              7.28-                                                12                                                Remediation                                                Standards for Radioactive Materials
 
9.14.                      USEPA                                                                                                                  National Primary Drinking Water Regulations
 
9.15.                      NEI 07-07                                                Industry Groundwater Protection                        Initiative, 2007
 
9.16.                      EPRI 1000093 Preparing                                                for Decommissioning: The Oyster Creek Experience, June 2000
 
9.17.                      EPRI 1015500 Final Status Survey and Site Release Experience Report Detailed Experiences 1996 -              2007
 
Page 199 OYSTER CREEK STATION HSA Revision 2 9.18.                      EPRI 3002005252                        Review                              of Waste Management Best Practices During                                                Nuclear Plant Decommissioning
 
9.19.                      EPRI 3002010610                        Nuclear Power Plant Decommissioning Sourcebook
 
9.20.                      WMG 102-NP-A Volume 1 RADMAN - A                                          Computer Code
 
9.21.                      Oyster Creek Nuclear Generating                                                Station Decommissioning Safety Analysis Report (DSAR), 2018
 
9.22.                      White Paper Oyster Creek Site Characterization,  revision 0, 2019
 
9.23.                      Oyster Creek Generating                                                Station Operation Clean Sweep, 2001
 
9.24.                      Oyster Creek Topical Report 116 Oyster Creek Underground Piping Program Description and Status
 
9.25.                      HU-                                                              AA-                                                        1212 Technical Task Risk/Rigor Assessment, Pre-Job Brief, Independent Third-Party Review, and Post -Job Review
 
9.26.                      Abelquist EW.        Decommissioning Health Physics A Handbook for MARSSIM Users, 2nd ed. Boca Raton: Taylor & Francis Group; 2014
 
9.27.                      Johnson                                                TE, Birky BK.        Health Physics and Radiological Health, 4th ed.
Baltimore, MD: Wolters Kluwer/Williams & Wilkins
 
9.28.                      Nuclides and Isotopes. Chart of the Nuclides, Seventeenth Edition
 
9.29.                      Letter from James McCullough, New Jersey Department of Environmental Protection to Andrea                        Sterdis, HDI, Radiological  Preliminary Assessment Report, (December 2020) including Appendix B Historical Site Assessment (HSA)
Revision 1 (November 2020) dated August 10, 2021
: 10.                                                          Appendices
 
10.1.                      Figures and Conceptual Model and                                                    Site Diagram showing                                                    Classifications
 
10.2.                      List of radiological incident files &sect;50.75(g)(1)
 
10.3.                      Photo                          documentation                                                    Log
 
Page 200 OYSTER CREEK STATION HSA
 
10.1.              Figures and                                                    Conceptual Model and                                                    Site Diagram showing Classifications
 
Page 201 1                                  2                                    3                                    4                                    5                                    6
 
A
 
B
 
C
 
D
 
Figure  1: Oyster CreekSiteVicinity
 
Project:                                                E Oyster Creek        Historical      Site      Assessment Oyster Creek Site   
 
==Reference:==
 
741      Route 9          South2018EnvironmentalReport Forked      River,    NJ    08731Preparer:
Jack  McCarthy      9/19/2019        Rev.0
 
Page      202 1                                  2                                  3                                  4                                  5                                  6
 
Legend A
Oyster    Creek        Site    D-4 L      U.S. Highway Route 9 L      Expressway
 
B
 
C
 
D
 
Figure2:  Oyster Creek SiteBoundary
 
Project:                                              E Oyster Creek        Historical      Site      Assessment Oyster Creek Site   
 
==Reference:==
 
741      Route 9          South2018EnvironmentalReport Forked      River,    NJ    08731Preparer:
Jack McCarthy      9/12/2019      Rev.0
 
Page      203 1                                  2                                  3                                    4                                  5                                    6
 
A
 
B
 
C
 
D
 
Figure3:  Geologic  Cross-Section
 
Project:                                                E Oyster Creek        Historical      Site      Assessment Oyster Creek Site   
 
==Reference:==
 
741      Route 9          SouthCSD-DDGS04-6 Forked      River,    NJ    08731Preparer:
Jack McCarthy      9/19/2019        Rev.0
 
Page      204 1                                2                                  3                                4                                  5                                  6
 
A
 
B
 
C
 
D
 
Figure4:  HydrogeologicCross-Section
 
Project:
Oyster Creek    Historical    Site    Assessment    E
 
==Reference:==
 
Oyster Creek  Site  Hydrogeologic InvestigationReport 741    Route 9 South Preparer:
Forked    River,      NJ  08731 JackMcCarthy      9/24/2019      Rev. 0
 
Page      205 1                                                                                                                                                                                                                                2                                                                                                                                                                                                                                  3                                                                                                                                                                                                                                4                                                                                                                                                                                                                                  5                                                                                                                                                                                                                                  6
 
B12
 
B15                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          A B18                                                                                                            B14                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Legend
 
B1                                        AOB                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          C2 B11                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B2                                          AOG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            D3 B7                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B3                                        Boiler      Houses                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          C3B4                                        Breathing      Air Compressor Building                                                                                B4 B16                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B9                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          B5                                        Building 3      Old      Machine      Shop                                                                                                                                                        B2 B4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    B25                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              B6                                        Building 4 Site                                  Storage      Building                                                                                                                    B2 B6                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B7                                        Chlorination      Building                                                                                                                                                                                                                                                    B3B8  Clean Rigging and Storage Trailers                                                                                                              B5
 
B9  Condensate      Transfer        Pump      House                                                                                      B3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B B5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B17                                                                                                                                                                                                                B8                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    B10Contractor                                                                        Trailer        Complex        (CB&I)                                                                                          C5 B11Diesel      Generator                                                                  Building                                                                                                                                                                                              A2 B12  Dilution                                  Pump      House                                                                                                                                                                                                                                                      A3 B13  Drywell    Processing                                  Center                                                                                                                                                                                      C4 B14                              Fire      Water      Pump      House                                                                                                                                                                                                                      A4 B15                              Fish      Sample      Pond                                                                                                                                                                                                                                                                                          A3 B10                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              B16                              Hazard      Collection      Building                                                                                                                                                                                    B2 B1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              B17                              Hot      Machine      Shop/Hot    Tool      Room                                                                                            B4 B24                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              B21                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B18                      Intake and Discharge Structure                                                                                                                                A4B19  ISFSI                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    E4C B20Level                                                                D  Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                              E5 B3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    B21  LLRWSF                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          C5 B22                              MAC      Facility                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            C4 B23  MAF                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              D2 B24                      Main Gate Security Center                                                                                                                                                                                            C3 B25                      Maintenance Supervisor Building                                                                                                    B5 B26MOB                                                              -  Office        Building                                                                                                                                                                                                                                          B3
 
MARSSIM      Class 3 B2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                MARSSIM Class 2                                          D MARSSIM      Class 1 Released      for      D&D      and/or      demolished
 
B23
 
Figure5:                                                      Locationof                                                              MajorBuildings
 
Project:
B19                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Oyster Creek    Historical    Site    Assessment                                                                                                                                                                                                                                                                                                              E
 
==Reference:==
 
B20                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Oyster Creek  Site                                                                                                                  SiteMap 741    Route 9 South                                                                                                                Preparer:
Forked    River,      NJ  08731                                                                                                                    Jack                            McCarthy                                                                                      11/16/2020                                                                                                      Rev.                          1
 
Page      206 1                                                                                                                                                                                                                      2                                                                                                                                                                                                                      3                                                                                                                                                                                                                      4                                                                                                                                                                                                                      5                                                                                                                                                                                                                      6
 
B30                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        A Legend
 
B27              New Maintenance Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                  B4 B28                  New Sampling/Service Water      Monitor Buildings                          C3 B29NRW Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          C5 B30              NRW Chlorination Facility                                                                                                                                                                                                                                                                                                    A4 B34                                                                                                                        B40                                                                                                                                                                                                                                                                                                                B36                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    B31OCAB                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  D2 B32ORW                                          Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                D3 B33                ORW North Annex/RCA OSSC                                                                                                                                                                                                                                                      C4 B34Pretreatment Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        B2 B35Reactor Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  C4B B41                                                                                                                                B42                                                                                                                                                                                                                                                              B27                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B36              Respirator Facility                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              B4 B37Scaffold                                        Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                C4 B38                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                B38SEB                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      B1 B39Stack                                            and      Base of Stack/Stack            RAGEMS                                                                                                                                  C3 B40Turbine Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    B3 B35                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          B41Turbine Generator                                        Services    Trailer                                                                                                                                                                                                B3 B42Turbine RAGEMS Building                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          B3 B43Warehouse                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        D5 B28                                                                                                                                    B37                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      MARSSIM Class 3 B39                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              MARSSIM    Class 2        C B33                                                                                                                                                                                  B29                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  MARSSIM Class 1Release for D&D and/or            demolished B32
 
B31 B43                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        D
 
Figure5:                                                  Locationof                                                          Major                                Buildings(cont)
 
Project:                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        E Oyster Creek                                                                      Historical                                                Site                      Assessment
 
==Reference:==
 
Oyster Creek  Site                                                                                                          Site    Map 741    Route 9 South                                                                                                          Preparer:
Forked    River,      NJ  08731                                                                                                            JackMcCarthy                                                                                                              11/16/2020                                                                                    Rev.                          1
 
Page      207 1                                                                                                  2                                                                                                  3                                                                                                  4                                                                                                  5                                                                                                  6
 
T7                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            A Legend
 
T1                CST/DWST                                                                                                                                        B3 T2                DirtyOil/NewDeminerilizedWater Tank                                                                                                              B4 T1                                                          T2                                                                                                                                                                                                                                                                                              T3                LiquidNitrogenTank                                                                                                                              C3 T8                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              T4                MFOT                                                                                                                                            D3 T9                                                                                                                                                                                                                                                          T5                ORW              Surge              Tank                                                                                                      C4 T6                Outdoor                    TankandEnclosure                                                                                                    C3 T7                RedundantFire WaterTank                                                                                                                        A4 T8                SodiumHypochlorite                                                Storage                  Tanks                                                B3 T9                TWST                                                                                                                                            B4                                                B
 
MARSSIM      Class  3 MARSSIM    Class  2 MARSSIM      Class  1 Release for          D&D    and/or          demolished T3 T6 T5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    C
 
T4
 
D
 
Figure    6:        Location    of    Major    OutdoorTanks
 
Project:
Oyster Creek    Historical    Site    Assessment                                                                                                          E
 
==Reference:==
 
Oyster Creek  Site                                      Site    Map 741    Route 9 South                                      Preparer:
Forked    River,      NJ  08731                                Jack    McCarthy                                                    11/16/2020                                                          Rev. 1
 
Page      208 1                                                                  2                                                                  3                                                                  4                                                                  5                                                                  6
 
Legend                                                                                                                                A
 
East PA Non-RCA  PA                                                    L1 East      Wooded        Area                                            OCAL2 Main      Parking Lot                                                      OCAL3 L7                                                                                                                                                                                                                                                      North      PA Non-RCA            PA                                  L4 North      Parking Lot                                                  OCAL5 Northeast    Parking      Lot                      OCA                  L6 North      Wooded Area                                      OCA        L7 RCA      Yard                                                                                              RCAL8 L5                                                                                                                                                                                                                                                                            South      PA Non-RCA  PA                                                L9                                                                        B South      Parking        Lot                                                    OCAL10 South    Wooded      Area  OCA                                        L11 West PA Non-RCA                                                    PA  L12
 
MARSSIM      Class 3 MARSSIM      Class 2 MARSSIM      Class 1 L4 C
 
L12 L9 D
L10                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            L11
 
Figure    7:            Conceptual      Site Model
 
Project:
Oyster Creek        Historical      Site      Assessment                                                  E Oyster Creek Site                      Ref erence::
741      Route 9          South        ALTA/NSPS      Land Title Survey Forked      River,    NJ    08731          Preparer:
Jack  McCarthy                                                          2/17/2020                                                            Rev. 0
 
Page      209 1                                          2                                            3                                            4                                            5                                            6
 
Legend                                                                                                  A
 
Impacted - no      MARSSIM      Class
 
B
 
C
 
D
 
Figure8:    Known    orSuspectedSubsurfaceand Soil Relocation Outside the RCA Areas
 
Project:
Oyster  Creek    Historical  Site  Assessment                        E Oyster Creek Site       
 
==Reference:==
741      Route 9          SouthHistorical    Records      and    Personnel      Interviews Forked      River,    NJ    08731Preparer:
Jack  McCarthy                                                          2/24/2020                                                            Rev. 0
 
Page      210 1                                                2                                                3                                                  4                                                5                                                6
 
Legend                                                                                                          A
 
Impacted - no      MARSSIM      Class
 
B
 
C
 
D
 
Figure    9:            Intake      and    Discharge    Canals
 
Project:
Oyster Creek        Historical      Site      Assessment                      E Oyster Creek Site            Ref erence::
741      Route 9          SouthGoogleEarth Forked      River,    NJ    08731Preparer:
Jack  McCarthy                                                          3/4/2020                                                            Rev. 0
 
Page      211 OYSTER CREEK STATION HSA
 
10.2                                  List of radiological incident files &sect;50.75(g)(1)
 
Page 212
 
Jack McCarthy, CHP / 2 March 2020 Updated by
 
Kevin Wolf 2 March 2020 Approved by
 
Table of Abbreviations and                                                    Symbols AOB                                      Auxiliary Office Building CAP                                    Corrective Action Program cc                                          cubic centimeters CFR                                    Code of Federal Regulation CHP                                      Certified Health Physicist Co                                                Cobalt Cs                                              Cesium CST                                    Condensate Storage Tank D&D                                Deactivation and Decommissioning DBT                                        Design Basis Threat DCGL                            Derived Concentration Guideline Levels DPR                                  Decommissioning Planning Rule DQO                                      Data Quality Objectives e                                              exponent EDG                                    Emergency Diesel Generator EDMS                            Electronic Document Management System EF                                            Exhaust Fan EG&G                              Edgerton, Germeshausen, and Grier ESSF                                Expanded Safety Systems Facility ESW                                    Emergency Service Water FSS                                        Final Status Survey gpm                                        gallons per minute HSA                                    Historical Site Assessment I                                                Iodine IAW                                        In accordance with Inc.                                          Incorporated IR                                            Issue Report ISFSI                          Independent Spent Fuel Storage Installation
 
Page 213 ISRA                                Industrial Site Recovery Act K                                            Potassium LLRWSF                          Low Level Radwaste Storage Facility LTP                                    License Termination Plan m                                              meter MAC                                  Monitor and Change Facility MARSSIM              Multi Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual MDA                                  Minimum Detectable Activity mL                                            milli-Liters Mn                                          Manganese MOB                                      Main Office Building MSI                                    Millennium Services Inc.
NEI                                    clear Energy Institute NJDEP                    New Jersey Department of Environmental Protection NORM                          Naturally Occurring Radioactive Material NRC                                Nuclear Regulatory Commission NRW                                        New Radwaste OC                                          Oyster Creek OCAB                                Oyster Creek Auxiliary Building OCNGS                          Oyster Creek Nuclear Operating Station ORISE                        Oak Ridge Institute for Science and Education ORW                                        Old Radwaste PAR                                Preliminary Assessment Report pCi/Kg                                  picoCurie per Kilogram pdf                                  portable document format RA                                      Regulatory Assurance RB                                        Reactor Building RCA                                  Radiological Controlled Area RK                                              Rack RP                                      Radiation Protection RPM                                Radiation Protection Manager SAM                                      Small Article Monitor SCM                                Surface Contamination Monitor
 
Page 214 SFP                                                                Spent Fuel Pool SIMS                                              Survey Information Management System SIR                                                          Site Investigation Report SMCM                                      Subsurface Multi-Spectral Contamination Monitor SRA                                                    Shonka Research Associates Inc.
SRRS                                                Standard Records Retention Schedule TRU                                                                  Transuranics TWST                                                        Torus Water Storage Tank U                                                                        Uranium UTM                                                      Universal Transverse Mercator y                                                                            yard
  &#xb5;Ci/cc                                                  miie          per  cubic    centim
  &#xb5;Ci/gm                                                          miie          p    am
  &#xb5;R                                                                      c      -r i
ions
  #                                                                        number
  <                                                                        less  tn
  %                                                                      perage
 
Procedure RP-AA-                                                  228 procedure requires a list of information relevant to meeting the requirements of &sect;20.50.75(g)(1) and &sect;72.30(f)(1).        This documentation includes records of radiological spills or other unusual occurrences involving the spread of contamination in and around the site.        Included in this list were references to other documents and data relevant to decommissioning (e.g., RAM/soil/spoils relocation).                Also included were areas currently and formerly designated as restricted                                            areas per &sect;20.1003.        Procedure RP-AA-228                                                                  requires that this list be updated no less than every two years.        This list was last updated 2 December 2019.
 
Some documents have been                                                                  scanned into Adobe                                                                                      Acrobat pdf and                                                                  are                    retained                                                                  electronically at K:\\RadCon\\                                          Radiological Engineering\\                                          10CFR50.75(g)(1).      Others are maintained in the RP/RA areas or otherwise available electronically.        Portions of this list have been revised to reflect terminology used in decommissioning and the MARSSIM.
 
Page 215
 
==SUMMARY==
OF CHANGES DATE                                                                                                                                                                                          ORIGINATOR                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            CHANGE
 
3/2/2020                                                                                                                                                                                                      J. McCarthy                                                                                                                                                                          Page                                                                  37:        Added                                                                                      establishment of outdoor RMA for storage of drywell head segments.
 
Update                      required                                            by RP-AA-228                                                                  10                                            CFR                            50.75(g) and 10 CFR 72.30(f) Documentation Requirements.
 
11/25/2019                                                                                                                                                                              J. McCarthy                                                                                                                                                                          Page                                                                  32:        Added                                                                                      relocation                                            and                                                                  storage                                                                of shield blocks from the RB 119 foot elevation to the RCA yard.
 
Page 1:                                                                  Removed RPM approval, which is not required for this list by RP-AA-                                                    228.
 
10/25/2019                                                                                                                                                                              J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added                                                                                        small                spill                          from ORW Control Room to asphalt outside doorway.
 
Updated                                          2008                                                                                      DBT Spoils Release                      narrative.
 
Minor editorials associated                                          with transition from Exelon.
 
3/19/2019                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added                                                                                        sample                    results for soil                relocation                                          from north of OCAB.
 
2/19/2019                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added                                                                                        acronym for UTM, added &sect; symbol                                                                                                              page                                                                                      3, added meter and yard to acronym table, minor formatting.
 
Added                                                                                      isocondenser picture.
 
Added                                                                                        entry for area near 30-inch sampling pump discharge.
 
Added                                                                                        entry for soil                relocation                                            from north                    of OCAB building to north yard.
 
Updated                                            alpha                                                                  entry to provide                                            Station permanent shut down date and time, and statement that Station has entered decommissioning.
 
Page 216
 
==SUMMARY==
OF CHANGES DATE                                                                                                                                                                                          ORIGINATOR                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            CHANGE
 
10/4/2018                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                        Added                                                                                        entry for leak onto                    the MOB 3rd floor.        Updated Table of Contents to reflect this entry.
 
Added                                                                                        D&D, &sect;&sect;, mL, and MOB to table                      of abbreviations and symbols.
 
3/14/2018                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Add reference                    to inter-office memorandum dated 29                                            June                                                                  1982                                          and                                                                  provide addition                                            description                                            of Technical Data Report 393 -          Drains Identification Study.
 
Update                      required                                            by RP-AA-228                                                                  10                                            CFR                            50.75(g) and 10 CFR 72.30(f) Documentation Requirements.        Update completes Decommissioning Transition Organization database action OC-                          RP-000002-                                                                                                                                    0002.
 
7/21/2017                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added issue                                                                                        report (IR)            number 4033552                                                                                                                                                        for hose leak to asphalt in RCA yard.
 
Corrected typographical errors in Section 39 Compliance                    with Revised &sect;&sect;                                          20.1406                                                                                      and 20.1011
 
6/21/2017                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added issue                                                                                      report (IR) number 2721211, 2016 Leak from Frac Tank to Moat and RCA Yard
 
3/30/2017                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added                                                                                      entry for water intrusion                                          into Reactor Building during refuel outage 1R26.
 
3/9/2017                                                                                                                                                                                                      J. McCarthy                                                                                                                                                                          Update                      required                                            by RP-AA-228                                                                  10 CFR                            50.75(g) AND 10 CFR 72.30(f) Documentation Requirements.
Document compliance                      with revised &sect;&sect; 20.1406                                                and 20.1501.
 
Page 217
 
==SUMMARY==
OF CHANGES DATE                                                                                                                                                                                          ORIGINATOR                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            CHANGE
 
10/25/2016                                                                                                                                                                              J. McCarthy                                                                                                                                                                          Added                                                                                        entry for leaking                                            FRAC Tank in the                                            RCA yard.
 
Updated                                          alpha determination                                          following refuel outage 1R26.
 
2/16/2016                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                          Update                      required                                            by RP-AA-228                                                                  10 CFR                            50.75(g) AND 10 CFR 72.30(f) Documentation Requirements.        No changes since last update 8/14/2015.
 
8/14/2015                                                                                                                                                                                          J. McCarthy                                                                                                                                                                      Added summary of changes table; added gamma spectroscopy results from asphalt sampling in former parking lot South of OCAB; minor formatting.
 
Revision to 2009 Tritium in ESW Vault entry (Table of Contents number 28) to reflect update                    to original record dated 16 June 2009 based on newer information and references.
 
Page 218 TABLE OF CONTENTS
: 1.                                  AUTHORIZED 10                                            CFR                            20.2002                                                                                ...............................................................................................                                                221
: 2.                                  SURVEY                                                                              AND                                                        SAMPLING PLANS AND ASSESSMENTS                        FOR OYSTER CREEK ................                                                                                                                                                                                221
: 3.                                  DECOMMISSIONING                                  COST  ESTIMATE              ................................................................................                                                                                                                                                        225
: 4.                                  DECOMMISSIONING                              DOSE ESTIMATE                  ...............................................................................                                                                                                                                                225
: 5.                                  CONTAMINATED                            SOIL
 
==SUMMARY==
......................................................................................                                                                                                                                                                                                                            226
: 6.                                  NORTH PARKING                                                          LOT .........................................................................................................                                                                                                                                                              227
: 7.                                  CONDENSATE STORAGE TANK                                              ..........................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                      227
: 8.                                  DUMPSTER ...........................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          227
: 9.                                  LEVEL D AREA .....................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                      228
: 10.            RCA YARD                                                    ............................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      228
: 11.            SOIL SAMPLING PRIOR TO BUILDING THE NEW OFFICE BUILDING                                                  ...............................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      228
: 12.            SOIL SAMPLING -          250 TRAILER COMPLEX                                            .......................................................................                                                      229
: 13.            SOIL SAMPLING PRIOR TO ISFSI CONSTRUCTION              ...........................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                    229
: 14.            SOIL SAMPLING FOR PROPOSED ESSF ............................................................................                                                                                                              229
: 15.            SOIL SAMPLING FOR PROPOSED NEW GAS STATION SITE ...........................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              230
: 16.            ORW SURGE TANK ..............................................................................................................                                                                                                                                                                                                                        230
: 17.            TWST .....................................................................................................................................                        230
: 18.            DBT PROJECT -          2004 ..........................................................................................................                                                                                                                                                                            231
: 19.            MISCELLANEOUS SOIL SAMPLES                                                .....................................................................................                                                                                                                                                                                                                    231
: 20.            OUTDOOR  SPILLS ................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                      233
: 21.            INDOOR                          SPILLS                        ...................................................................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                235
: 22.            MISCELLANEOUS ................................................................................................................ 2                                                                                                                                                                                                                                                36
: 23.            2006                                                                                      TRITIUM PROJECT ...................................................................................................... 2                                                                                                                                38
: 24.            2007                                                                                        CESIUM PROJECT ....................................................................................................... 2                                                                                                                                          38
: 25.            2007                                                                                      ISOLATION CONDENSER                          INITIATION ........................................................................                                                              238
: 26.            2008                                                                                        DBT SPOILS                          RELEASE                                                ............................................................................................... 2                                                  39
: 27.            2009                                                                                      ISOCONDENSER                          LEAK ...............................................................................................2                                                  39
: 28.            2009                                                                                      TRITIUM IN ESW VAULT .............................................................................................. 2                                                            39
: 29.            2009                                                                                      LEAK ON CONDENSATE TRANSFER                          LINE IN CONDENSER                          BAY                    ............................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    240
: 30.            2010                                                                                      LEAK FROM FRAC TANK TO MOAT AND RCA                                                                                      YARD                                                ...............................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                240
: 31.            2011                                                                                        LEAK FROM ORW CHEMICAL WASTE TANK                                                                                    WC-T-3 TO MOAT.............................. 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                40
: 32.            2011                                                                                        AREAS POTENTIALLY IMPACTED BY PLANT OPERATION                  ..................................... 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              41
: 33.            2012                                                                                      ISOLATION CONDENSER                          INITIATION ........................................................................                                                                242
: 34.            2014                                                                                      TORUS ROOM ..............................................................................................................                                                                                                                                                                                                                        242
: 35.            2015                                                                                        ASPHALT SAMPLING                                                  ..................................................................................................                                                                                  242
: 36.            2016                                                                                      SPILL INTO REACTOR BUILDING FROM REFUEL CAVITY VENT ............................                                                                                                                                                                242
: 37.            2016                                                                                        LEAK FROM FRAC TANK                                                        TO MOAT AND                                                        RCA                                                                                      YARD                                            ...............................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              242
: 38.            2017                                                                                      LEAK FROM HOSE TO RCA YARD ASPHALT DURING                                                          TRANSFER ......................... 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        43
: 39.            2018                                                                                        LEAK ONTO THE MOB 3RD FLOOR .............................................................................                                                                                                                          243
: 40.            30-                                            INCH                                                                                    HEADER                          SAMPLING PUMP DISCHARGE .............................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        243
: 41.            SOIL RELOCATION                              FROM NORTH OF OCAB                      ....................................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        244
: 42.            2019                                                                                      SMALL SPILL ON ASPHALT OUTSIDE ORW CONTROL ROOM ...............................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            245
: 43.            STORAGE OF RB                                                        119 FOOT ELEVATION SHIELD BLOCKS IN RCA YARD ......................                                                                                                                                                                                                                                                  246
: 44.            COMPLIANCE WITH REVISED                                                                                &sect;&sect;                                          20.1406 AND                                                        20.1011 ....................................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    247
: 45.            STORAGE OF DRYWELL HEAD                          SEGEMENTS                        IN OUTDOOR RMA ....................................                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                248
: 46.            ALPHA                                                        DETERMINATION                .....................................................................................................                                                                                                                  249
 
Page 219
: 47.            AREAS CURRENTLY AND FORMERLY DESIGNATED AS RESTRICTED AREAS PER 10 CFR 20.1003 .......................................................................................................................... 2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                51
 
Page 220
: 1.                                          AUTHORIZED                              10 CFR                              20.2002
 
NRC                                                                                      Letter dated                                            12/14/2001:        On December 14, 2001                                                                                        the                                            NRC                                                                                      issued                                                                  approval to dispose of previously dredged material pursuant to 10 CFR 20.2002.
 
This file included:
 
A.                Dredging                                          chronology and sample                    results
 
B.                Miscellaneous correspondence
 
RP Calculation OC                                            009 Radiological Evaluation                                            of the                                            Dredged                                                                                                            Material Located on the Former Finninger Farm Property and RP Calculation OC                                          05 Former Finninger Farm Nuclide Aggregate Assessment Pursuant to 10CFR37 provide additional radiological information relative to the disposed dredge material area.
: 2.                                          SURVEY                                                                                      AND                                                              SAMPLING PLANS                            AND                                                              ASSESSMENTS                              FOR OYSTER CREEK
 
A.                Document EG&G 11265-1050 -            An Aerial Radiological Survey of the Oyster Creek Nuclear Power Plant and Surrounding Area -                                                                May 1994:      An aerial radiological survey was conducted of the Oyster Creek Nuclear Power Plant and surrounding area in September 1992.        The purpose of the survey was to document the terrestrial gamma radiation environment.        The survey was conducted                                          at an altitude of 150                                                                            feet over a 26 square                    mile area.        The results of the aerial survey were reported as inferred gamma radiation exposure rates at 1 meter above ground.      Outside the plant boundary, exposure rates were found to vary between 4 and 10 &#xb5;R per hour and were attributed                                          to naturally occurring                                            uranium, thorium and                                                                radioactive                      potassium gamma emitters.
 
B.                Document G01-                                            1275-002 -          Site Characterization                                          Plan for the Oyster Creek Nuclear Generating Station -            February 1998:        The plan, prepared by TLG Services, Inc., included measurements and sampling for radiological and non-                                                                                                                                                            radiological contaminants for the following areas of the facility:
* Site Structures
* Site Systems                  and                                                                  Equipment
* Neutron-                                          Irradiated Structures and                                                                Components
 
Page 221
* Site Environmental (i.e., land, soil, water).
 
C.              Policy and Procedure Manual 2870-                                                                                                  PLN-                            4520.02 -            Radiological Scoping Survey of the Forked River Site:                  An Oyster Creek procedure developed                      to provide                                            methods for conducting a scoping survey of the                                            Forked                                          River site (owner controlled                                          area                                            adjacent to and west of the                                          Oyster Creek Generating Station) using the                                          MARSSIM.        The                                                                  Policy and Procedure                    Manual included a map of the Forked River site.
 
D.              Forked River Site -                                            Scoping Survey Final Report -            July 1998:        In support of the divestiture of generation                                          related properties, a radiological                              scoping                                            survey was performed                      of selected                                            portions of the site.              The survey was performed using the guidelines for class 3 areas in accordance with the MARSSIM.              The survey was performed by MSI with support by SRA.              The surveys were performed during the period beginning on June 24, 1998 and concluding on June 30, 1998.
 
Building surveys were performed with the SCM and SIMS.        Land surveys were performed with in situ gamma measurements using the SMCM as well as traditional measurements with sodium iodide detectors.        Soil                  samples were obtained                                                                  and analyzed                                            by Oyster Creek at specific points identified by MSI during the survey.        Split samples were provided to representatives of the NJDEP.
 
Surveys included                                                                                        21                                            large area                                            land surveys                                                                covering                                            more than 47,000 square                      feet and                                                                  floor surfaces in 17                                          buildings covering                                          more than 11,000                                            square                      feet.        Survey results from both                    the building and land surveys did not identify any areas that exceeded the DCGL established by Oyster Creek for this survey.
 
Page 222 E.                NRC Inspection number 50-                                                      219/1999-013:      On November 15-18, 1999, NRC staff conducted                                            a safety inspection of the owner controlled area referred as, the Forked River Property, an area adjacent to, and west of Oyster Creek Nuclear Generating Station.        The inspection                                            consisted of observations by the inspectors, interviews with personnel, selective examination of records, and a confirmatory survey of Forked River Property conducted under the supervision of NRC by the Environmental Survey and Site Assessment Program of ORISE.        NRC determined that Oyster Creek adequately characterized the Forked River Property and conducted adequate surveys to demonstrate that residual radioactive material from plant related activities were well below the dose based release criteria of 10 CFR Part 20, Subpart E Radiological Criteria for License Termination.        However, NRC noted that the Switchyard, located adjacent to the intake canal, had been excluded from the scoping survey.
 
F.                  Preliminary Assessment Report -          Non Radiological -          December 1999:        A PAR limited to non-radiological issues generated by URS Greiner Woodward Clyde.
 
G.                                                    Due Diligence Sampling Results -                      1999:        Two binders labeled Volume 1 and Volume 2.
Volume 1                      contained a survey and sampling plan, map, and                                                                  gamma spectroscopy results.
Volume 2 contained gamma spectroscopy results.
 
H.              Site Investigation / Remedial Investigation -                      Non Radiological -            January 2000:        URS Greiner Woodward Clyde was retained                                                                  to provide environmental services                              at Oyster Creek.        The report provided the results for non-                                          radiological concerns from investigations conducted in late 1999 and early 2000.
 
I.                                                    Preliminary Assessment / Site Investigation Report -                      Radiological -            February 2000:        A two volume                      radiological                              PAR and                                                                  SIR generated by McLaren/Hart, Inc.        The report was assembled based upon discussions with the NJDEP as part of a request for deferral of radiological ISRA investigations and remediation until decommissioning.
 
Volume 1
* Site History
* Recent Site Operations
* Radioactive                    substances/Waste inventory
* Description of Wastewater Discharges
* Description of Historic and Current Waste Streams
 
Page 223
* Areas of Concern
* Radioactive                    Environmental Soil                Results for Co-60
* Radioactive                    Environmental Soil                Results for Cs-137
* Groundwater Monitoring                                          Network and                                                                Results
* Underground Process Lines
* Interpretation of Historical      Aerial Photographs
* Discharge                                          History of Hazardous Substances and Wastes
* Remediation                                          Activities
* Environmental Permits
* Enforcement Actions
* Figures (Maps)
* Theoretical Release                    Study Report
 
Page 224 Volume 2
* Site Investigation -                                                      Radiological Report
* Radiological Environmental Monitoring                                          Report -          1998
 
J.                        Document 990-                                                                  2798 -                                                                                                  OCNGS Site Characterization                                            Plan - circa          2000:        A detailed                                            document to guide site characterization of Oyster Creek using the MARSSIM.
 
K.                Memo RP                                            030 -            RCA Fence Line Plan -                      April 2002:        A binder containing a survey and sampling                                            plan                                            to support reduction                                            of the                                            RCA.                  Gamma spectroscopy results and a map are included.
 
L.                    Remedial Investigation -                                                      Response                      to October 13 2004                                                                                        NJDEP Comment Letter -          February 2005:        The activities described in this report are the remaining non radioactive activities associated with NJDEP comment letter of May 29 2003.
: 3.                                          DECOMMISSIONING                                COST ESTIMATE
 
Decommissioning                                            cost estimate prepared                                          by TLG Services, Inc., in April                1996, document number G01-                                          1196-                                                                                      004.
: 4.                                          DECOMMISSIONING                                DOSE ESTIMATE
 
A decommissioning                                            dose estimate was prepared in December 1998 and revised                                                                  in August 1999, document number 990-                                                                            2783.        Additional information is included on the common drive under K:\\Radcon\\                                            Radiological Engineering\\                                          10CFR50.75(g)(1)\\Decommissioning Dose Estimates.
 
Page 225
: 5.                                          CONTAMINATED                              SOIL
 
==SUMMARY==
 
Contaminated                                          soil                estimate                      dated 10/30/1998.        This memo described                                                                  potentially contaminated                                            soil areas as:
* Area behind                                          retaining                                            wall, east of dilution pumps (excavated                                            soil)
* Area around torus tank access (small leaks)
* Areas around                                                                                        CST leaks
* Turbine                                          building                                            footprint (pipe                                          leaks and leaks through                                                                                        concrete cracks)
* Old Machine                                            shop (concrete                    floor cracks)
* Maintenance Building (hot machine shop, decon shower-piping-                                            sump)
* MAC Facility (spill                          from RB migrated out the hurricane                                                                  door prior to construction)
* North of Reactor building                                            (spills during                                          water processing)
* South                      of Reactor building                                            (laundry drain tank line leaked)
* Fuel Oil                tank (excavated soil                stockpiled                                            here)
* ORW Surge tank (tank leaks)
* ISFSI (berm on south side contains excavated soil)
* North parking                                            lot (excavated                                            soil                from yard)
* East of NRW and                                                                ORW (resin, water spills and leaks)
* NRW footprint (expansion                      joints and                                                                cracks)
* ORW footprint (expansion                      joints and                                                                cracks)
* ORW storm drains (migration                                          from contaminated                                          soil)
 
Page 226
: 6.                                          NORTH                              PARKING LOT
 
In 1982                                                                                        17,000 cubic feet of soil was transferred from the RCA to the area that is now the north parking lot.        This soil was covered with six inches of clean soil and was then paved over.
* Letter to the NRC                                                                                    dated 10/27/1982                                                                                      describes the proposed transfer of soil
* Memo ML82-                                                                  15, dated 10/13/1982 describes the radioactivity contained in this soil, about 1.3E-7 &#xb5;Ci/gm up to 4E                      -5 &#xb5;Ci/gm
* NRC                                                                                    letter, dated                                            11/16/1982, titled Evaluation                                              of the                                          radiological/environmental impact at GPU Nuclear proposed project for disposal of contaminated soil at Oyster Creek Facility, concurs with Oyster Creeks proposal.
: 7.                                          CONDENSATE STORAGE TANK
 
1991                                                                                        results of tritium in water samples collected                                          by lysimeter from locations both side and                                                                  down gradient of the condensate storage tank.
* Memo 6630                                            0005, dated                                            January 3, 1992, titled 10CFR20.302                                                                  Submission                                            for Soil Contaminated by Condensate Water Storage Tank Spill
* Soil                  removed from hole                      at the condensate storage tank.        Samples taken 4/9/2001 Co-60                                                                              2.88E-6 &#xb5;Ci/gm up to 8.1E                      -5 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          2.21E-7 &#xb5;Ci/gm
: 8.                                          DUMPSTER
 
On 9/4/97 a 30 cubic yard dumpster containing a mixture of intake screen debris and very low levels of radiologically contaminated soil                  was inadvertently transported off site and disposed of in the land                                                                  fill                          (CAP O1997-                                                                                      0686).        Soil                  was returned and placed in an area next to the                                            ORW Surge Tank.
 
Page 227
: 9.                                          LEVEL D AREA
 
Memo 6630-                                                                                        92-0110, dated                                            July 27th, 1992, titled Level  D Area Soil                Sampling.
: 10.                  RCA YARD
 
In 1982 soil sampling was conducted in support of a project to pave the RCA Yard.                                      See      memo WTL                                              82-                                            49 dated 10/5/1982                                                                  titled Soil                    Sampling                                          Program in support of the RCA Paving                                              Project.
* Soil sample results are as follows:
Co-60                                                                              <MDA to 39,066 pCi/Kg Cs-137                                                                                                                          <MDA to 28,366 pCi/Kg Cs-134                                                          <MDA to 1,822                                                                pCi/Kg Mn-54                                                                          <MDA to 2,256 pCi/Kg
 
In May, 2002 a                                                                                        portion of the RCA yard was released.        Memo RP                                            030 was written on April 15th, 2002 defining the criteria for this release.        Direct surveys and sampling was conducted to support this release.
: 11.                  SOIL SAMPLING PRIOR TO BUILDING THE NEW OFFICE BUILDING
 
Prior to construction of the new OCAB soil                          sampling was conducted (see memo 6632-                                                                                                  93-008A dated 5/6/1993).        Soil was sampled at the surface, 1 foot depth and 2 foot depth at 11 different locations.        All                  but two locations were less than                                                                  MDA.        These                    two locations were the grass area                                            by the hydrogen storage tanks and the grass/dirt area between the main parking lot and the main road.        Follow up sampling was conducted in July 1993.
 
Page 228
: 12.                  SOIL SAMPLING -            250 TRAILER COMPLEX
 
Soil                  sampling                                            was conducted, during                                            1994, in the dirt  contractor parking lot,                      south of the      paved heliport parking                                            lot, prior to paving                                            this  area.        Additional sampling                                            was conducted                                            in 1995                                                                                        at the surface and at a depth of 3 feet (see memo 95-                                                    0008-                                          C dated 3/16/1995).
: 13.                  SOIL SAMPLING PRIOR TO ISFSI CONSTRUCTION
 
Initial        samples were taken, on                                                      8/6/1992, in the                                            area north of the                                            contractor parking, including                                            all                  of level D storage and the fuel pump area.        Soil samples were collected from various areas in and around the level D storage and current gas station site.                                      See memo 6632-                                                                                                  93-                                          006A dated 4/13/1993.
: 14.                  SOIL SAMPLING FOR PROPOSED ESSF
 
Samples were collected                                          between                                                                  June                                                                  15th and                                                                  June                                                                  18th, 1985                                                                                                  in preparation                                          for excavation                                            of the ESSF (see memo 9300                                          0638 dated 10/15/1985).              Core borings were taken along the torus drain                      line in the ESSF construction                                            site (see memo 9300-                                                                                        85-0659 dated 11/1/1985).        Sample depth was approximately 5 feet with results showing no detectable activity.
* In 1986                                                                                      three soil                  samples were taken to support the RCA fenceline                                            relocation                                            to support this project.
Co-60                                                                              1.21E-6 to 5.29E-6 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          6.62E-7 to 2.81E-6 &#xb5;Ci                                                            gm
 
In 1985                                                                                      Oyster Creek requested                                            permission from the NRC                                                                                      (IAW 10CFR20.302) to relocate soil                to allow for excavation for this project (see letter to Region I dated 12/13/1985)
 
Page 229
: 15.                  SOIL SAMPLING FOR PROPOSED NEW GAS STATION SITE
 
In preparation                                            for construction of a new gas station soil                  was sampled                                            at the surface, 1 foot depth and 2 foot depth at five different locations.        See memo 6632                                          019A dated 8/16/1993.
: 16.                  ORW SURGE TANK
 
In 1982 core bore sampling was conducted at the ORW Surge Tank.        This sampling was completed on 9/29/1982.        The 1982 ORW Surge Tank samples did not include analysis for transuranics.        Transuranics are most likely present due to significant fuel failures that occurred while this tank was in use.        Forty-two samples were evaluated.
* Activity results ranged as follows:
Co-60                                                                              <MDA to 79,807 pCi/Kg Cs-137                                                        125 to 125,780 pCi/Kg Cs-134                                                          <MDA to 1654 pCi/Kg Mn-54                                                                                                                  <MDA to 484 pCi/Kg
 
Reference                    memo dated 8/17/1983                                                                                      titled Transmittal  of information                                          concerning                                            Planned Decontamination under Old Radwaste Surge Tank.
 
Reference memo dated 4/9/1984 titled Summary  Documentation                                            Concerning                                            Probable                      Sump near Old Rad Waste
 
Reference                    memo dated 1/27/1984                                                                                      titled Transmittal  of Radiological Environmental Data Concerning Surge Tank Soil Samples
: 17.                  TWST
 
Memo 9410-                                                                                        86-1078 dated                                            6/13/1986 describes a sampling plan                                          for relocating                                            the                                            RCA fence-line at the TWST.
 
Page 230
: 18.                  DBT PROJECT -            2004
 
Soil                sampling                                            was conducted                                            as part of the                                          DBT project conducted in 2004.
: 19.                  MISCELLANEOUS SOIL SAMPLES
* 3/21/86                                                                                                Soil                  taken                                            between                                                                the                                            fuel oil                  storage                                                                tank and                                                                the railroad                                                                  truck bay:
Co-60                                                                              8.54E-6 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          2.68E-6 &#xb5;Ci/gm
* 4/1/86                                                                                                                      Soil                  removal for Drywell                Chiller Pad Installation (Memo 9300-                                                                                        86-0073 dated                                            4/1/86) 504 cubic feet of soil was removed with low levels of Co-                  60 and Cs-137 and distributed in a non-paved area of the RCA yard
* 5/19/95                                                                                              Soil samples were taken at accessible locations to support construction of the site protective                      barriers.        All                  of the samples showed no                                          activity greater than background.
Samples were taken on the surface and at a                                depth                      of 1 foot along                                                                  the south                      side of the access road to LLRWSF as well as surface samples taken inside the nuisance fence at gate 6
* 11/9/95                                                                                                Samples of dirt removed from the area between the New                            Maintenance Building and the Drywell Processing Center were analyzed by Chemistry and found to have no activity greater than background
* 7/16/99                                                                                                Soil                samples taken during                      excavation                                            at the                                          EDG building:
Cs-137                                                          9.36E-8 &#xb5;Ci/gm
* 8/19/99                                                                                                Three                                            dirt samples were taken                                          just east of the ORW north Annex:
Co-60                                                                              1.28E-6 &#xb5;Ci/gm to 1.02E                    -5 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          6.45E-7 &#xb5;Ci/gm                      to 7.00E-6 &#xb5;Ci/gm Mn-54                                                                          <MDA &#xb5;Ci/gm                      to 4.62E-7 &#xb5;Ci/gm
* 8/27/99                                                                                                Soil                  samples were taken                                          east of the                                          reactor building                                            to support work on a        service water pipe elbow:
 
Page 231 Co-60                                                                              7.56E-7 &#xb5;Ci/gm                      to 1.39E-6 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          1.68E-6 &#xb5;Ci/gm                      to 2.04E-6 &#xb5;Ci/gm
* 1/6/00                                                                                                                      Surface soil                mound west of south parking                                            lot identified                                            NORM
* 1/6/00                                                                                                                      Surface Soil                Behind                                          Dilution Pump identified                                            NORM
* 1/6/00                                                                                                                      Surface                    Soil                by Main Fuel Oil                Storage                                                                  Tank identified NORM
* 4/18/01                                                                                                Soil                  samples taken at the dirt pile north                    of the New Maintenance                    Building Co-60                                                                              <MDA to 6.98E-7 &#xb5;Ci /gm Cs-137                                                                                                                          <MDA to 6.98E-8 &#xb5;Ci/gm
* 11/8/02                                                                                                West of NRW in RCA - five Samples taken Co-60                                                                              <MDA to 4.12E-8 &#xb5;Ci /gm Cs-137                                                                                                                          4.52E-8 &#xb5;Ci/gm                      to 7.13E-8 &#xb5;Ci/gm
* 10/16/03                                                                          South                    Side of Warehouse Cs-137                                                          2.16E-8 &#xb5;Ci/gm
* 2/24/04                                                                                                Outside Turbine                                          Building northwest Corner Co-60                                                                              6.06E-8 &#xb5;Ci/gm Cs-137                                                                                                                          2.12E-7 &#xb5;Ci/gm
* 2/24/04                                                                                                Canal Roadway sample                    identified                                          NORM
* 4/28/05                                                                                                Sludge                                                                                        sample                    taken at the intake                      identified                                            NORM
* 12/19/05                                                                          15                                            soil                  samples taken at the                                            proposed overflow parking                                            lot identified NORM.        Map                                            of sample locations included in the file.
* 2/1/06                                                                                                                      Soil                  samples taken at the proposed                      overflow parking                                            lot identified NORM.        Map                                            of sample locations included in the file.
* 9/1/06                                                                                                                      Soil                samples taken at the dilution structure                      during                                          excavation                                            for a cable                      installation identified NORM.
* 2/22/07                                                                                                2007                                                                                      Chemistry results for well                monitoring                                          identified                                          NORM.
 
Page 232
: 20.                  OUTDOOR SPILLS
 
IR 449393, 2/2/2006, On Feb. 02, 2006                                                                                        during                                            demobilization                                            from the                                            Alpha Main Condenser tube cleaning performed via Work Order C2010694, the brushes used to clean the water box tubes unexpectedly alarmed the SAM. The condenser water boxes are maintained                                                                  as radiologically clean areas during power operation as well as during maintenance activities. Through interviews and walk down of the job, it was discovered that the water supply used to brush clean the condenser tubes was from the Condensate Transfer system, not Demineralized Water as stated in procedure 2400-                                                                                        SMM-3302.01, Main Condenser Cleaning, Inspection, and Tube Testing.        The consequence of this event is the potential for an unmonitored radiological release to the discharge canal via the water box outlet valves.      An estimated discharge of 11,250 gallons of condensate transfer water occurred.
 
CAP 2004-                                                                                        3502, 11/6/2004, two shoe contaminations occurred                                          due to a spill in the                                            RCA yard.
 
CAP O2004-                                                                                      1127, 5/8/2004, radioactive material was found on and inside of a storm drain east of NRW within the RCA.              A barrel, which was previously used to contain radioactive water (mop water) was used without resurveying                                            or reissuing.        It was then                                                                (possibly) used                                            for transporting                                            heat exchanger water (sea water) to the storm drain for disposal.        Samples collected of the silt in the storm drain revealed Co-                    60, Cs-137, Mn-54 and K-40 in the range of 1.67E-                        6 &#xb5;Ci/gm to 1.39E                      -5
  &#xb5;Ci/gm.                                          Material was removed                                          from on and inside the storm drain.
 
CAP O2004-                                                                                      0266, 2/1/2004, the makeup system to the deairator tank failed and overfilled the dearator.        The overflow drain system routed the water to the west aux flash tank (CH-T-5).        The drain line for CH-T-5 was frozen and the water spilled onto the ground at the southwest corner of the                                            boiler house (within the RCA).                  Approximately 100                                                                  gallons was spilled.                  The                                                                    liquid was sampled and with Cs-137 activity between 2.32E-8 &#xb5;Ci/cc to 2.45E                      -8 &#xb5;Ci/cc.
 
CAP O2003-2089, 10/11/03, a small sink hole was discovered, inside the RCA, on the north side of New Rad Waste.        Soil samples taken in the sink hole, at a depth of one to two feet, identified Cs-137 activity between 1.65E-                                              7 &#xb5;Ci/gm to 7.61E                      -7 &#xb5;Ci/gm.
 
Page 233 CAP O2003-                                                                                      2152, 10/17/03, a soil sample was taken under #2 boiler flash tank (under CH-HV-260) due                                                                            to a weld that was leaking                                            approximately 5 drops/minute.        The                                                                    flash tank is located within the RCA.        Sample results identified Co-                    60 at 4.54E-7 &#xb5;Ci/gm and Cs                      -137 activity at 1.11E-5
  &#xb5;Ci/gm.
 
CAP O2003-1201, 6/10/03, while aligning                                            EF-1-7 for a start per procedure 328, approximately 3 to 5 gallons of water came out of the bottom of the fan.      It came from the seam at the bottom on the south end of the fan.        Water drained for several minutes.        The fan was successfully started once the water stopped.        It did drip slightly from the bottom in several spots once the fan was running and stopped approximately one minute later.
 
CAP O2003-                                                                                      0562, 3/22/03, March 22, 2003 at 1530 a temporary modification for the transfer of water from the                                            Radwaste/Chemwaste system                    to the TWST was to be                                            removed.        This modification had been in place for months due to the freezing of the fire hose.        Warm weather had come and Maintenance/Operations wanted                                            to remove the line.        Operations began to blow down the                                            line, the drains were partially plugged up and water flowed through out the moat.      Water did over flow the moat side and the job was stopped by RP.
 
CAP O2003-0143, 1/24/03, the #2                                            boiler flash tank and                                                                  its drain line were found                                                                                        frozen after prolonged freezing weather.
 
CAP O2002-                                                                                      1960, 12/15/02, water leaking                                          from various points on                                            EF 1-6 exhaust duct to the                                          main stack.        Approximately 36 gallons of water were drained from the EF 1-                              6 plenum and placed in the 1-12 sump.        RP smeared areas in question and no contamination was reported.        It is suspected that there was steam coming from NRW exhaust duct, possibly from evaporator vent condenser, and                                                                  condensing and collecting in the EF 1-6 plenum.        Problems with the evaporator operation had been occurring and may be the cause of the steam being introduced into the ventilation exhaust
 
CAP O2001-0024, 1/5/01, a leak was found on the patch                      installed on                                            CH-T-                                                        005                                                                  per TM-MV-2001-                                                                                      2 at 18:30.        The leakage was contained, sampled, and the patch was tightened.        The leak was stopped.        The leak was estimated at 1gal/hr.      It was estimated that approximately 2 gallons were lost to the ground from the time the leak was found till it was contained.        The sample contained 2.07E-7 &#xb5;Ci/cc Cs137
 
Page 234
: 21.                  INDOOR SPILLS
 
Letter dated                                          8/20/1987 titled Building  3 Floor, northwest area of High-Bay, Contamination                                            Levels
 
Spills within buildings inside                                            the RCA (CAP Summaries):
* O2004-                                                                                      0006                                                                                                  RK04
* O2004-                                                                                      0329                                                                                                  Reactor building                                            75 elevation                                            west
* O2003-                                                                                      2287                                                                                                  V-2-659
* O2003-                                                                                      2311                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2003-                                                                                      2395                                                                                                  Reactor building                                          75                                            elevation                                            Drum Evaporator area
* O2003-                                                                                      2387                                                                                                  Reactor building                                            23                                            elevation                                            north                      side
* O2003-                                                                                      2599                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2003-                                                                                      2627                                                                                                  NRW Heat Exchanger Room
* O2003-                                                                                      0009                                                                                                  NRW truck bay
* O2003-                                                                                      0039                                                                                                  NRW 23                                            elevation                                            west walkway
* O2003-                                                                                      0836                                                                                                  ORW Large                                            Pump room P                                            4A
* O2003-                                                                                      0913                                                                                                  Boiler House
* O2003-                                                                                      0937                                                                                                  NRW SL-P-3A/3B
* O2003-                                                                                      1030                                                                                                  V-2-716
* O2003-                                                                                      1057                                                                                                  Reactor building                                            75                                            elevation                                            Valve Gallery
* O2003-                                                                                      1062                                                                                                  Reactor building                                            75                                            elevation                                            at precoat tank
* O2003-                                                                                      1084                                                                                                  Condensate                    pump                    pit
* O2003-                                                                                      1210                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2003-                                                                                      1229                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2003-                                                                                      1238                                                                                                  Cond                                                                Demin Control Room
* O2003-                                                                                      1396                                                                                                  WC-P-2B seal leak
* O2003-                                                                                      1428                                                                                                  Bravo CRD                                                                                      pump                    seal water leak
* O2003-                                                                                      1566                                                                                                  Hi-                                    Lo                                          Conductivity Room
* O2003-                                                                                      1828                                                                                                  Floor Drain/Chem Waste Collector tank overflow
* O2003-                                                                                      1883                                                                                                  Heater Bay/Feed                                                                                          pump room
* O2002-                                                                                      0043                                                                                                  Reactor building                                            75 elevation                                            north
* O2002-                                                                                      0058                                                                                                  Torus room bay #7
* O2002-                                                                                      0062                                                                                                  CH-P-1B
* O2002-                                                                                      0260                                                                                                  New                            Rad Waste                    38                                            elevation
* O2002-                                                                                      0257                                                                                                  Hot Chem Lab
* O2002-                                                                                      0344                                                                                                  New                            Rad Waste Heat Exchanger Room
* O2002-                                                                                      0481                                                                                                  Hi-                                    Lo                                          Conductivity room
* O2002-                                                                                      0572                                                                                                  New                            Rad Waste 23                                          elevation                                            at SL-T-2A
* O2002-                                                                                      0663                                                                                                  V-2-621
* O2002-                                                                                      0672                                                                                                  SL-P-3A/3B
* O2002-                                                                                      0727                                                                                                  Condenser Bay
* O2002-                                                                                      0872                                                                                                  Hi-                                    Lo                                          Conductivity Room
* O2002-                                                                                      1060                                                                                                  1-5 Demin tank access
* O2002-                                                                                      1118                                                                                                  SL-P-3B Cubicle
 
Page 235
* O2002-                                                                                      1151                                                                                                  SL-P-3A/3B
* O2002-                                                                                      1295                                                                                                  SL-T-2A
* O2002-                                                                                      1563                                                                                                  Noble Metals Skid
* O2002-                                                                                      1609                                                                                                  Drywell
* O2002-                                                                                      1933                                                                                                  SL-P-3B
* O2002-                                                                                      1957                                                                                                  NRW 23                                            elevation                                            floor drains
* O2002-                                                                                      2025                                                                                                  NRW 23                                            elevation                                            (#1                                          sump overflow)
* O2001-                                                                                      0263                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2001-                                                                                      0302                                                                                                  Cond                                                                  Demin Regen                                                                                        Room
* O2001-                                                                                      0392                                                                                                  New                            Rad Waste                    23                                            elevation
* O2001-                                                                                      0404                                                                                                  Condensate                    Pump                    Pit
* O2001-                                                                                      0621                                                                                                  New                            Rad Waste                    38                                            elevation
* O2001-                                                                                      0744                                                                                                  Cond                                                                Demin Control Room
* O2001-                                                                                      1138                                                                                                  Cond                                                                Demin Control Room
* O2001-                                                                                      1306                                                                                                  NRW 23                                            elevation Hallway
* O2001-                                                                                      1386                                                                                                  Feed                                                                                          water pump room
* O2001-                                                                                      1415                                                                                                  Reactor building                                            95                                            elevation                                            east wall
* O2001-                                                                                      1486                                                                                                  New                            Rad Waste                      outside                                          Alpha                                                                  Evaporator
* O2001-                                                                                      1515                                                                                                  New                            Rad Waste 48                                          elevation                                            laundry entrance
* O2001-                                                                                      1588                                                                                                  Reactor Building 75                                            elevation                                            at sample                      sink
* 2384314                                                                                                                                                                  Torus Room -          leak into torus room near west wall                bay 11, refer to issue report 2383020
: 22.                  MISCELLANEOUS
 
Fire Pond:
* Engineering                                          Evaluation                                          No. 147-                                                                  99
* Fire pond was not radioactively contaminated by the September 17-                                            18, 1996                                            fire protection system contamination incident
 
Drains:
* Technical Data Report 393 Drains  Identification                                          Study
* Study was performed because                      of inadvertent unmonitored release of potentially contaminated liquid to the discharge canal (refer to June 1982 inter-office memo, Task Assignment TA 315302-                                                                                                                                    002)
* This report identified                                            all                  drains and                                                                  classified them to either contaminated, clean                                                                  or potentially contaminated                                            and                                                                  determined                                                                  whether pathways for unmonitored                                            and/or uncontrolled                                            release to the discharge canal existed
 
Page 236 Obtaining                                          Approval for Disposing of Very-Low-Level Radioactive                    Waste -          10CFR20.302
* 10CFR20.302a                                                                                      Submittals
* Memo 6632                                            0016 dated                                            4/21/1992 describes Oyster Creeks historic and                                                                  potential 10CFR20.302a submittals
 
Soil                Release                      Memoranda:
* TID                                            008, Determination                                            of Calibration Factors for InSitu Counting                                            Using a Sodium Iodide Detector
* Memo 6630-                                                                                        92-0035, dated                                            February 24, 1992, titled Comments  on                                            Exit Interview of S. Michelson.
* Memo 6630-                                                                                        92-0079, dated                                            June                                                                  1, 1992, titled Issues  Related                                          to Contaminated Soil                  and Similar Bulk Materials.
 
Soil                Relocations and                                                                  Areas of Interest:
* RP-OC-1001                                            004, in 2007                                                                                        soil,                            brush, cement and                                                                  asphalt were removed                                            from the northeast corner of the owner controlled area.        A survey plan was developed prior to the removal.        This evaluation was to support the DBT project.
* The                                                                    plan                                            and sample results have been                                                                                        documented                                            in the                                          following radiation                                            protection calculations:
 
o                              RP-OC-1 001                                            004, Removal of 560                                                                cubic yards of concrete
 
o                              RP-OC-1001                                            005, Removal of 400                                                                cubic yards of brush and                                                                soil
 
o                              RP-OC-1 001                                            006, Removal of 15-20 cubic yards of dirt, wood, cement, and                                                                asphalt
 
Page 237
* IR 1240274, Several areas were identified during a                                            Nuclear Regulatory Commission (NRC) on the site that could be, or might have been, impacted by plant operation, which would be of interest during preparation of the decommissioning HSA and LTP.
 
o                              A swale east of the                                          ISFSI is a collection point for drainage                                                                                        from the                                          ISFSI pad.
 
o                              Soils from the condensate                      storage tank project have been relocated                    from their original location on site.
 
o                              Spoils have                      been generated                                            and relocated                                          from the ISFSI pad project, Well                  73, and Main Transformer project.
: 23.                  2006                        TRITIUM PROJECT
 
In 2006 a                                                                                      tritium project was conducted                                          to characterize                    the Oyster                                            Creek site relative to tritium.
Additional information can be found on the common drive under K:\\Radcon\\                      Radiological Engineering\\                                          10CFR50.75(g)\\Tritium Investigation 2006.
: 24.                  2007                        CESIUM PROJECT
 
In 2007 a                                                                                        study was undertaken                                          to characterize                    the background                                                                                        Cesium levels in and                                                                  around Oyster Creek.        Additional information can be found on the common drive under K:\\Radcon\\                                            Radiological Engineering\\                                          10CFR50.75(g)(1)\\Cesium Background Study.
: 25.                  2007                        ISOLATION CONDENSER                              INITIATION
 
RP Calculation RP-OC-1001-                                                                  10-                                            002:      On July 17, 2007 a loss of the feed pump and a subsequent unit trip led to isolation condenser actuation venting steam to the environment.        The predominant isotope through that release point was tritium as a consequence of the forced evaporation of condensate transfer water in the isolation condenser shell-side when the system was initiated.        The isolation condensers were considered a ground level release pathway for gaseous effluents.
Details of for this event are included                                                                                      in RP Calculation RP-OC-1001-                                                                                        10-002.
 
Page 238
: 26.                  2008                        DBT SPOILS RELEASE
 
In 2008 a detailed RP-                        AA-228 Attachment 1 was completed to capture the radiation protection calculation                                            and                                                                  position papers documenting the release surveys                      and results for the                                            DBT spoils relocated north of the fuel pumps.        The HSA identifies this area as being in the North Wooded Area, approximate geographical coordinates Zone                                                                                          18s, easting                                            568173.00                                          m, northing 4407852.00 m using the UTM system.
 
The                                                                    radiation                                            protection                                          calculation                                            and                                                                  position paper and description                                            of spoils relocated:
* RP-OC-1 001-                                                                  07-004, 560 cubic yards of concrete
* RP-OC-1001                                            005, 400 cubic yards of brush and soil
* RP-OC-1 001                                            006, 15-20                                            cubic yards of dirt, wood, cement, and                                                                asphalt
: 27.                  2009                      ISOCONDENSER                              LEAK
 
Following a plant shutdown on February 2009, dripping water from the                                          Bravo Isolation Condenser was  observed.        This  water  had  an  activity  concentration                                            for  tritium  of  2.19Ee-5                          &#xb5;Ci/cc.                              No  gamma activity was identified.
: 28.                  2009                        TRITIUM IN ESW VAULT
 
IR 907846, in 2009 elevated                                          tritium levels were identified                                            in water pumped out of a concrete vault containing ESW cables.      Investigation of the issue determined that the release of tritiated water was caused by leaks in the 8 inch and 10 inch carbon steel Condensate Transfer System lines, SS-                                                  4 and CS-24 respectively.
 
There was a revision to the original record dated 16 June 2009.        Change was driven by new information                                            and calculations leading                                            to a lower release                      of activity than originally estimated and subsequent lowering of dose.        References to these calculations are included in this record.
 
Page 239 The                                                                    additional                                                                          references were:
* 2009                                                                                        Annual Radioactive Effluent Release                      Report Oyster Creek Generating Station, revision2, 2012
* Action Request (AR) A2222268                                                                                                              Technical Evaluation                                            of Tritiated                                          Water Leakage                                                                  2009, approved 2 July 2009
: 29.                  2009                        LEAK ON CONDENSATE TRANSFER LINE IN CONDENSER BAY
 
IR 957052, while investigating 1-                                                                          3 sump run time and consequent CST level drop, a leak in the condenser bay was discovered.                                                            The leak was from the CST header (6 inch pipe) at the west wall entry point into the turbine building (northwest section of condenser bay wall north of Alpha condenser inlet piping                                          (near water quality line scaffolding). The                                                                    leak was 8 to 12                                            gpm and                                                                  spraying up from the pipe.        The leak was approximately 3 inches from the wall and 20 feet off the floor.
: 30.                  2010                        LEAK FROM FRAC                              TANK TO MOAT AND RCA YARD
 
IR 1143087, 11/20/2010, a spill                          of radioactive water during                                            the                                          filling of a black frac tank with NRW tank WC-T-1A contents.              The liquid was contained within the RCA in a moat, the liquid did not reach soil or storm drains.
: 31.                  2011                        LEAK FROM ORW CHEMICAL WASTE TANK WC-T-3 TO MOAT
 
IR 1185014, a leak was identified by RP during midshift on 3/8/2011.        The area was posted as a CA upon discover of contamination up to 200,000 disintegrations per 100 squared centimeters.
The                                                                    spill                          of radioactive                      water was in the                                          moat area of the ORW sample                    tanks shed.        The                                                                    leak was identified with the chemical waste tank WC-T-                          3 on waste line 3-                                                                            222.
 
Page 240
: 32.                              2011          AREAS          POTENTIALLY          IMPACTED            BY          PLANT          OPERATION
 
IR 1240274, several areas were identified by NRC that could be, or might have been, impacted by plant operation, which would be of interest during preparation of the decommissioning HSA and LTP.                        These included: a swale east of the ISFSI is a collection point for drainage from the ISFSI pad;          soils          from          the        condensate          storage        tank        project          have          been        relocated        from          their          original          location on site; spoils have been generated and relocated from the ISFSI pad project, Well 73, and Main Transformer project.
: 33.                              2012            ISOLATION          CONDENSER          INITIATION
 
IR 1391942, on 23 July 2012, a loss of off-site power and subsequent unit trip led to isolation condenser          actuation          venting        steam          to        the          environment.                  The          isolation        condensers          were          used        to stabilize          reactor          pressure.                  The          predominant isotope          through          that          release        point was        tritium as          a consequence of          the          forced evaporation of condensate        transfer          water in          the isolation condenser shell-side when the system was initiated.                  The isolation condensers were considered a ground level release pathway for gaseous effluents.
Picture 1 -                                Isocondenser          shell-side        steam          venting        to          atmosphere        through          east        RB          elevation wall 95 elevation.                View shows loop B in service with steam venting from two 20-                                                                          inch lines.
 
Page  241
: 34.                  2014                        TORUS ROOM
 
IR 2384314, leaks into the Torus Room from the                                            reactor cavity was identified                                            by NRC                                                                                      as being                                            of interest during preparation of the decommissioning HSA and LTP.        Refer also to IR 2383020.
: 35.                  2015                        ASPHALT SAMPLING
 
Sampling and on-                                      site analyses by gamma spectroscopy were  performed from asphalt located in  a former  parking                                        lot south                      of the                                            OCAB.        The                                                                    approximate                      area                                            was  50                                            foot by  150                                                                  foot.        A review of the 10CFR50.75(g)(1) files did not identify radioactive material in or moved to the area.
Radiation Protection specified that ten random core samples be collected and then analyzed by high purity germanium detector.        Results did not identify licensed material associated with operation, with only naturally occurring radioactive nuclides being                                            reported or identified                                            by energy line analysis.        This entry was made to document the survey and results for future reference.
The                                                                    results can                                          be                                          found on                                          the                                            common drive under K:\\Radcon\\                                            Radiological Engineering\\                                          10CFR50.75(g)(1)\\OCAB 2015 Asphalt Project.
: 36.                  2016                        SPILL INTO REACTOR                              BUILDING FROM REFUEL CAVITY                            VENT
 
IR 2718867 9/22/2016, a spill of radioactive water that made its way into areas of the Reactor Building radiologically controlled area (RCA) from a vent in the refuel cavity. The water was completely contained in the Reactor Building.        The water was removed                                          from Reactor Building floors and surfaces and the affected Reactor Building elevations and areas were released as contaminated areas (CA).
: 37.                  2016                        LEAK FROM FRAC                              TANK TO MOAT AND RCA YARD
 
IR 2721028                                                                                                                                                          9/28/2016 and IR 2721211 9/28/2016, a                                spill                          of radioactive                      water during                                          the                                            filling of a black frac tank with NRW tank WC-T-1A contents.        The contamination was contained within the RCA in a moat, the liquid did not reach soil or storm drains.
 
Page 242
: 38.                  2017                        LEAK FROM HOSE TO RCA YARD ASPHALT DURING TRANSFER
 
IR 4033552                                                                                                                                                          7/20/2017, a minor spill                          of radioactive water during                                          the                                            transfer from a poly container to the caustic tank in new radwaste (NRW).        The liquid did not reach soil or storm drains and the liquid was cleaned up from the asphalt.        The estimated amount of liquid on the asphalt was 1/2 gallon according to Radiation Protection (RP).
: 39.                  2018                        LEAK ONTO THE MOB 3RD                                              FLOOR
 
IR 04179858 10/3/2018, a minor leak of radioactive water on the 3rd floor of the MOB.        The suspected source is the reactor cavity water leakage into the Reactor Building 51-                                                                                              foot elevation west side.        The                                                                    liquid did not reach the environment and                                                                            was contained                                                                  to a small                  area of the                                            MOB 3rd floor.        The estimated amount of liquid on the floor was about 100 to 200 milli-liters (mL) according to the IR.
: 40.                  30-                                                INCH                                                                                            HEADER SAMPLING PUMP DISCHARGE
 
This entry documents information                                            relevant to site characterization                                            and survey in accordance                    with
    &sect;20.1402                                                                                        Radiological criteria for unrestricted use.        The data                    captured by RP-AA-                                                    228                                                                  Attachment will be useful when classifying this portion of the site by contamination potential.        The document identifies the potential for radiological impact to a specific site location from liquid sample line flushing.        The sample point and area of interest is located north of the T-                                39-1 Diesel Fuel Oil Overflow Collection Tank on the northwest side of the emergency diesel building.        Sample point coordinates are 567889.62 E 440733.03 N in the UTM reference system.              No contamination has been identified.
 
Page 243
: 41.                  SOIL RELOCATION FROM NORTH                              OF OCAB
 
This entry documents information                                            relevant to site characterization                                            and survey in accordance                    with
  &sect;20.1402 Radiological criteria for unrestricted use.        Soil and large landscape wall blocks were removed from three locations north of the OCAB building.        Approximately 862 m3 (1,127 yd3) of materials were moved when the project was completed in March 2019.                                                                                                                  The location for the materials was the north                      yard west of LLRWSF.        Future                      plans are to locate some or all of the                                            large landscape wall blocks to the intake and/or discharge structures for the Security modification.
 
Picture 2 -          Sampling point and area of interest.        Area of interest is shown by red shaded area.
The coordinates are 568094.28 E 4407395.23 N in the UTM reference system.
 
A review of this list and the &sect;50.75(g)(1) files indicate                      these materials were brought to the                                            Station for landscaping purposes.                  The large wall blocks are planned for reuse to support the intake structure modification project.
 
Page 244 Two samples were collected                                            and analyzed onsite by gamma spectroscopy.        Trace levels of 137Cs were identified along with NORM.        The cesium was much less than 1% of the NRC screening value.1        No other licensed radioactive material was identified.
* Sample                      6948                                                                                        3.04 x 10-2 pCi cm                                    -3
* Sample                      6949                                                                                        4.64 x 10-2 pCi cm                                    -3
: 42.                  2019                        SMALL SPILL ON ASPHALT OUTSIDE ORW CONTROL ROOM
 
This entry documents information                                            relevant to site characterization                                            and survey in accordance                    with
    &sect;20.1402                                                                                        Radiological criteria for unrestricted use.        The data                    captured by RP-AA-                                                    228                                                                  Attachment will be useful when classifying this portion of the site by contamination potential.        The document identifies the potential for radiological impact to a specific site location from liquid release to asphalt outside the ORW Control room doorway.                The incident occurred on 23 October 2019.
 
Picture                    3: Posted                                            contaminated                                              area                                          outside                                            the ORW Control Room doorway.
 
The                                                                    impacted                                            asphalt geographical                              coordinates are Zone                                                                                          18s, easting                                            567986.81                                          m, northing 4407459.10 m using the UTM system.
 
1 NUREG-                            1757                                                                                Volume 1 Table B.2
 
Page 245
: 43.                  STORAGE OF RB 119 FOOT ELEVATION SHIELD BLOCKS IN RCA YARD
 
Potentially contaminated shield blocks are being stored in the RCA yard along the north and east fence                        line.        The blocks are to be stored for a time when their ultimate disposition for disposal is decided and arranged.          Shield dust and core samples identified low  -level
 
60Co and 137Cs.                        The decontamination, removal, and storage plan required the following:
* loose                        surface                        contamination levels less than                                                                        1000                        dpm/100cm2 o                          blocks                          to be                                                painted                                                with RP approval when blocks cannot be                                                decontaminated less than 1000 dpm/100cm 2        after 16 person-                                                hours
* RAM tags with dose                        rates and                        loose                        surface                      contamination levels
* blocks                    wrapped in plastic and shrink wrap
* tarp placed                                                over wrapped                                                plugs to protect from the weather
 
Blocks are elevated                                                off the macadam.        The impacted                        asphalt geographical coordinates are Zone 18s, easting 568095.58 m, northing 4407512.05 m using the UTM system.
 
Picture                    4: Shield blocks along                                                                        the                                              eastern                        RCA boundary                    fence line.
 
Page 246
: 44.                  COMPLIANCE WITH REVISED &sect;&sect; 20.1406 AND                                                              20.1011
 
On 17 June 2011, the NRC promulgated the DPR that required licensees to establish operational practices to minimize site contamination and perform reasonable subsurface radiological surveys.        The goal of the DPR                              is that licensees have                        enough                                                                        funds to conduct site remediation to terminate their licenses.          Regulatory Guide 4.22, Decommissioning Planning during Operations, provides guidance for implementing the DPR.
 
Although the DPR does require subsurface surveys, it does not require the extensive site characterization                                                and compliance surveys that are required                        by decommissioning                        regulations and                                                                        described by MARSSIM.      Existing radiological environmental monitoring programs and subsurface (ground water) monitoring conducted by implementation    of NEI 07-07, Industry Ground Water Protection InitiativeFinal Guidance Document                                                                      are considered adequate to meet the DPR.
 
Oyster Creek has implemented and follows NEI 07-                                                              07 as reported in an EPRI self  -
assessment published in 2013 (EPRI Groundwater Protection Program, Groundwater Protection Initiative Self -Assessment, Exelon Oyster Creek Generating Station, Final Report, October 2013).        The radiological groundwater protection program requirements are contained in procedure EN  -AA-                                                        408-                                                                        4000.        Procedure EN-AA-                                                        408-4000 requires internal self-assessments of the radiological groundwater protection program at a minimum frequency of every five years to ensure the acceptance criteria of the NEI 07-                                                                  07 are assessed.        NRC Inspection Module 71124.07, Radiological Environmental Monitoring Program, also evaluates the groundwater program.
 
This update documents compliance with the DPR                              reporting requirements.
 
Page 247
: 45.                  STORAGE OF DRYWELL HEAD SEGEMENTS                              IN OUTDOOR RMA
 
Contaminated drywell head segments are being stored in and RMA recently established near the Redundant Fire Water Tank in the west protected area.            The segments are to be stored                                                for a time when                                                                        their ultimate disposition for disposal is decided and arranged.        The area is posted, segments are wrapped with external contamination levels less than 1000 dpm/100cm2, and the segments are covered to protect from the weather
 
The impacted                                                asphalt geographical coordinates are Zone 18s, easting                                                567852.77 m, northing 4407486.46 using the UTM system.
 
Picture 5: Drywell head segmentations near Redundant Fire                    Water Tank.
 
Page 248
: 46.                  ALPHA DETERMINATION
 
Restrictive annual intake limits for alpha emitting radionuclides and recent operating experience have driven the nuclear power industry to prudently decide to develop a standardized, graded approach to monitoring and characterizing                                            alpha activity.        Industry experience                      at decommissioned facilities with previous fuel defects has shown a higher degree of alpha source term between the time of operation                                          cessation                                            to license termination.        This document captures the characterization                                            of Oyster Creek areas and systems alpha source-term and past fuel defects for development of the LTP and as input to the DQO for FSS planning.
 
The                                                                    principal production                                            mode                                                                  for TRU                                                        in a nuclear power facility arises from neutron                                            activation of U-238, which is generally 95% or more of the uranium contained in power reactor fuel.        The activation of U-238 yields U-239 and subsequent capture reactions create a wide distribution and significant amount of both long and short-lived species of TRU.
 
Fuel cladding defects can produce persistent alpha contamination even when these defects occurred many fuel cycles earlier in the plant's history.              Fuel failures have occurred during operating cycles                                            causing                                            quantities of TRU                                                        to be                                            released                                            into the                                          reactor coolant system.        Once                      in the reactor coolant, the material was distributed throughout other systems and in some cases areas of Oyster Creek.
 
During cycle 10 off-gas significantly increased by almost a factor of five (5).        The I-131 to I-133 ratio also increased by a factor of two (2).        Forty-seven fuel bundles had cladding failures during fuel sipping                                            operations while the                                            reactor was in cold shutdown.        This event has some significance in that a primary barrier against fission product releases had been                                                                breached.        The plant operated with this condition for at least part of cycle 10.
 
Page 249 While transporting spent fuel in the SFP on June 15, 1995, a fuel bundle experienced structural failure.        Fuel moves were                      in progress in order to rearrange the fuel in the SFP.        As operators were attempting                                            to lower the                                          fuel bundle into its new location in                    the SPF, the lower tie                    plate and most of the fuel pins separated from the bundle, dropping approximately 7 to 8 feet into the intended fuel rack location.        The tie rods and upper tie plate of the fuel bundle were left suspended from the refueling grapple.        The fuel bundle was first placed in the reactor on 4/30/73.        This bundle was used over several core operating cycles during the 1970's and was finally removed to the SFP on 4/21/80 for storage.        The fuel channel was removed from the assembly on 4/3/84.
 
The original site alpha assessment performed in accordance with RP-AA-                                                  302 was performed in 2008.        A review of historical surveys and current surveys was performed to establish a baseline characterization.        The initial assessment has been updated to include smears collected and analyzed in components and areas that were both previously determined to be of higher for significant relative abundance of TRU or are suspect and not previously evaluated.        Additionally, alpha analyses are performed during routine surveys as required by RP-AA-                                                  302 based on the classification of the area or component.        Ratios were determined between gross beta-                    gamma results and gross alpha measurement results.        Levels were determined based on the ratios and risk of alpha contamination.        Radiation Protection calculation and position paper OC-16-008 documents the latest update                      to the                                            area and systems classification based                                          on data                      obtained                                                                  during refuel outage 1R26.        This action is required by RP-AA-                                                    302.
 
Oyster Creek ceased permanent operation 17 September 2018 at 12:33.      Accurate site characterization becomes more important to future decommissioning planning as Oyster Creek enters decommissioning.        Radiation Protection calculation and position paper OC                                            008 addresses the changes to current alpha characterizations and                                                                  classifications due                                                                to the differences in half-lives between the easy-to-detect beta-gamma emitters and the hard-to-detect alpha TRU emitters.
 
Page 250 In Level 1 Areas, the                                          relative abundance                    of alpha                                                                contamination                                            is minimal.        Internal exposure                    from the alpha emitters is not likely to exceed 10% of the total internal dose.      In Level 2 Areas, the relative abundance of alpha contamination is significant.        Alpha emitters are likely to contribute more than 10% of the internal dose.        Additional smears are counted to adequately evaluate the magnitude and extent of alpha                                                                  contamination in the area.        In Level 3 Areas, the relative abundance of alpha contamination is elevated.                                                            Internal exposure from the alpha emitters is likely to exceed 90% of the total internal dose based on the inhalation retention model.        All smears and all air samples should be counted for alpha contamination.              Use of lapels or other breathing zone personal air samplers as internal dosimeters is recommended.                                                            Also, alpha frisking of personnel is recommended when the beta-                    gamma to alpha activity ratio is below 50 to 1.
: 47.                  AREAS                                                                                      CURRENTLY AND                                                            FORMERLY DESIGNATED AS RESTRICTED                              AREAS PER 10 CFR 20.1003
* Site Protected                                            Area
* ISFSI Protected                                            Area
 
Page 251 OYSTER CREEK STATION HSA
 
10.3                                  Photo                          documentation                                                    Log
 
Page 252
 
12/1959                          Page      253 Artist                Rendition            Page      254 1968                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Page      255 6/1968                              Page      256 1972                                  Page      257 Early                1980s                      Page      258 1993                                  Page      259 1998                                  Page      260 2/2002                              Page      261 8/2006                              Page      262 7/2007                              Page      263 9/2010                              Page      264 11/2012                          Page      265 4/2013                              Page      266 9/2013                              Page      267 4/2016                              Page      268 10/2017                          Page      269 5/2018                              Page      270 5/2019                              Page      271}}

Latest revision as of 10:50, 4 October 2024

Enclosure 3: Oyster Creek Station, Historical Site Assessment (Hsa) Revision 2, November 2021
ML24214A039
Person / Time
Site: Oyster Creek
Issue date: 11/30/2021
From: Mccarthy J
Comprehensive Decommissioning International, Holtec Decommissioning International, SNC-Lavalin Nuclear
To:
Office of Nuclear Material Safety and Safeguards, Office of Nuclear Reactor Regulation
Shared Package
ML24214A209 List:
References
HDI-OC-24-018
Download: ML24214A039 (1)
v • d • e


Text

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML24214A039&oldid=3672011"