ML24114A126: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot insert)
 
(StriderTol Bot change)
 
Line 16: Line 16:


=Text=
=Text=
{{#Wiki_filter:WOLF CREEK
{{#Wiki_filter:}}
 
TABLE OF CONTENTS
 
CHAPTER 11.0
 
RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT
 
Section                                                Page
 
11.1 SOURCE TERMS                            11.1-1
 
11.1.1                                                  RADIOACTIVE CONCENTRATIONS AND RELEASES                              11.1-1 11.1.2 SHIELDING                                              11.1-1 11.1.3                                                  ACCIDENT ANALYSIS SOURCE TERMS                                                                                                                        11.1-1
 
App. 11.lA          PARAMETERS FOR CALCULATION OF SOURCE                                                            11.lA-1 TERMS FOR EXPECTED RADIOACTIVE CONCEN-TRATIONS AND RELEASES
 
11.2                                                                      LIQUID WASTE MANAGEMENT SYSTEMS                                                                                                              11.2-1
 
11.2.1 DESIGN BASES                                          11.2-1
 
11.2.1.1                              Safety Design Basis                                                                                                                                                                                                                                      11.2-1 11.2.1.2                              Power Generation Design Bases                                                                                                                                  11.2-1
 
11.2.2 SYSTEM DESCRIPTION                                11.2-1
 
11.2.2.1                              General Description                                                                                                                                                                                                                                      11.2-1 11.2.2.2 Component Description                                              11.2-6 11.2.2.3                              System Operation                                                                                                                                                                                                                                                                    11.2-9
 
11.2.3 RADIOACTIVE RELEASES                            11.2-13
 
11.2.3.1 Sources                                                                                11.2-13 11.2.3.2 Release Points                                                              11.2-13 11.2.3.3 Dilution Factors                                                          11.2-14 11.2.3.4 Estimated Doses                                                            11.2-14
 
11.2.4                                                  CALCULATED BASIS FOR LIQUID SOURCE TERMS                    11.2-14
 
11.2.5 SAFETY EVALUATION                                  11.2-15 11.2.6                                                  TESTS AND INSPECTION                                                                                                                                                                                                                            11.2-15 11.2.7 INSTRUMENTATION DESIGN                          11.2-15 11.
 
==2.8 REFERENCES==
11.2-15
 
11.3                                                                      GASEOUS WASTE MANAGEMENT SYSTEMS                                                                                                    11.3-1
 
11.3.1 DESIGN BASES                                          11.3-1
 
11.0-i                        Rev. 29 WOLF CREEK
 
TABLE OF CONTENTS (Continued)
 
Section                                                Page
 
11.3.1.1                                                                      Safety Design Basis                                                                                                                                                                                              11.3-1 11.3.1.2                                                                      Power Generation Design Bases                                                                                          11.3-1
 
11.3.2 SYSTEM DESCRIPTIONS          11.3-2
 
11.3.2.1 General Description                11.3-2 11.3.2.2                                                                      Component Description                                                                                                                                                                          11.3-4 11.3.2.3 System Operation                  11.3-6
 
11.3.3 RADIOACTIVE RELEASES          11.3-7
 
11.3.3.1 Sources                              11.3-7 11.3.3.2 Release Points                      11.3-8 11.3.3.3 Dilution Factors                  11.3-8 11.3.3.4 Estimated Doses                    11.3-8
 
11.3.4 SAFETY EVALUATION            11.3-9 11.3.5                                                                                          TESTS AND INSPECTIONS                                                                                                                                                                          11.3-9 11.3.6                                                                                          INSTRUMENTATION APPLICATION                                                                                                              11.3-9 11.
 
==3.7 REFERENCES==
11.3-12
 
11.4                                                                                                              SOLID WASTE MANAGEMENT SYSTEM                                                                                          11.4-1
 
11.4.1 DESIGN BASES                  11.4-1
 
11.4.1.1                                                                      Safety Design Bases                                                                                                                                                                                              11.4-1 11.4.1.2                                                                      Power Design Bases                                                                                                                                                                                                        11.4-1
 
11.4.2 SYSTEM DESCRIPTION            11.4-3
 
11.4.2.1 General Description                11.4-3 11.4.2.2 Component Description            11.4-4 11.4.2.3                                                                      System Operation                                                                                                                                                                                                                            11.4-5 11.4.2.4                                                                      Packaging, Storage, and Shipment                                                            11.4-9
 
11.4.3 SAFETY EVALUATION            11.4-10 11.4.4                                                                                          TESTS AND INSPECTIONS                                                                                                                                                                          11.4-11 11.4.5 INSTRUMENTATION APPLICATION  11.4-11
 
Appendix 11.4A          Interim Onsite Storage                                                                                                                                                                11.4A-1
 
11.5                                                                                                              PROCESS AND EFFLUENT RADIOLOGICAL MONITORING AND SAMPLING SYSTEMS                                                                      11.5-1
 
11.5.1 DESIGN BASES                  11.5-1
 
11.0-ii                      Rev. 29 WOLF CREEK
 
TABLE OF CONTENTS (Continued)
 
Section                                                Page
 
11.5.1.1                    Safety Design Bases                                                                                                                                                                                                                                                11.5-1 11.5.1.2                    Power Generation Design Bases                                                                                                                                            11.5-2 11.5.1.3                    Codes and Standards                                                                                                                                                                                                                                                11.5-3
 
11.5.2 SYSTEM DESCRIPTION                                          11.5-3
 
11.5.2.1 General Description                                                                          11.5-3 11.5.2.2                    Liquid Monitoring Systems                                                                                                                                                                                    11.5-6 11.5.2.3                    Airborne Monitoring Systems                                                                                                                                                                11.5-12 11.5.2.4 Safety Evaluation                                                                                11.5-18
 
11.5.3                                        EFFLUENT MONITORING AND SAMPLING                                                                                                              11.5-19 11.5.4                                        PROCESS MONITORING AND SAMPLING                                                                                                                        11.5-19
 
11.0-iii                      Rev. 29 WOLF CREEK
 
TABLE OF CONTENTS (Continued)
 
LIST OF TABLES
 
Number                            Title
 
11.1-1              Reactor Coolant and Secondary Coolant Specific Activities 0.12-Percent Fuel Defects
 
11.1-2              Annual Effluent Releases - Liquid
 
11.1-3              Comparison of the Design to Regulatory Positions Of Regulatory Guide 1.112, Revision 0, Dated April, 1976, Titled "Calculation of Releases of Radioactive Materials in Gaseous and Liquid Effluents from Light-Water-Cooled Power Reactors"
 
11.1-4              Reactor Coolant and Secondary Coolant Shielding Source Terms - 0.25 Percent Fuel Defects
 
11.1-5                                                                                                                                    Primary Coolant Activity Concentrations
 
11.1-6              Contained Sources of the Radioactive Waste Management Systems and Large Potentially Radioactive Outside Storage Tanks
 
11.lA-1            Plant Data for Source Term Calculations
 
11.lA-2            Parameters Used in the Calculation of Estimated Activity in Liquid Wastes
 
11.lA-3            Description of Major Sources of Gaseous Releases
 
11.lA-4            Characteristics of Release Points and Releases
 
11.2-1              Liquid Waste Processing System Equipment Principal Design Parameters
 
11.2-2              Tank Uncontrolled Release Protection Provisions
 
11.0-iv                      Rev. 34 WOLF CREEK
 
TABLE OF CONTENTS (Continued)
 
Number                            Title
 
11.2-3            Deleted
 
11.2-4            Deleted
 
11.2-5            Deleted
 
11.2-6            Deleted
 
11.2-7            Deleted
 
11.2-8            Deleted
 
11.2-9            Deleted
 
11.2-10            Deleted
 
11.2-11            Deleted
 
11.2-12            Liquid Waste Management System Instrumentation Principal Design Parameters
 
11.3-1            Gaseous Waste Processing System Major Component Description
 
11.3-2            Deleted
 
11.3-3            Deleted
 
11.3-4            Deleted
 
11.0-v                      Rev. 14 WOLF CREEK
 
TABLE  OF CONTENTS (Continued)
 
Number                          Title
 
11.3-5              Gaseous Waste Processing System Instrumentation Design Parameters
 
11.4-1              Design Comparison to Branch Technical Position ETSB 11-3 Revision 2, "Design Guidance for Solid Radioactive Waste Management System Installed in Light-Water-Cooled Nuclear Power Reactor Plants
 
11.4-2              Estimated Expected and Maximum Annual Activities of the Influents to the Solid Radwaste Solidification System, Curies (Historical)
 
11.4-3              Estimated Maximum Annual Quantities of Solid Radwaste (Historical)
 
11.4-4              Estimated Expected and Maximum Annual Activities of Solid Radwaste Shipped, Curies (Historical)
 
11.4-5              Solid Radwaste System - Component Description
 
11.4A                                                                                                        Interim On-Site Storage Facility
 
11.5-1              Liquid Process Radioactivity Monitors
 
11.5-2              Liquid Effluent Radioactivity Monitors
 
11.5-3              Airborne Process Radioactivity Monitors
 
11.5-4              Airborne Effluent Radioactivity Monitors
 
11.5-5              Power Supplies for Process and Effluent Monitors
 
11.0-vi                      Rev. 32 WOLF CREEK
 
CHAPTER 11 - LIST OF FIGURES
*Refer to Section 1.6 and Table 1.6-3. Controlled drawings were removed from the USAR at Revision 17 and are considered incorporated by reference.
 
Figure #                                                                              Sheet                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Title                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Drawing #*
11.1A-1                                                                                                                                0                                                                                                                                Liquid Waste Treatment Systems Block Diagram 11.1A-2 1 System Decontamination Factors 11.1A-2 2 System Decontamination Factors 11.1A-2 3 System Decontamination Factors 11.1A-2 3A System Decontamination Factors 11.1A-2 4 System Decontamination Factors 11.1A-2 4A Deleted 11.1A-2 5 System Decontamination Factors 11.1A-2 6 System Decontamination Factors 11.1A-2 7 System Decontamination Factors 11.1A-3 0 Potential Gaseous Release 11.2-1                                                                                                                                                          1                                                                                                                                Liquid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            M-12HB01 11.2-1                                                                                                                                                          2                                                                                                                                Liquid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            M-12HB02 11.2-1                                                                                                                                                          3                                                                                                                                Liquid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            M-12HB03 11.2-1                                                                                                                                                          4                                                                                                                                Liquid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            M-12HB04 11.2-1                                                                                                                                                          5                                                                                                                                Radioactive Liquid Release Flow Diagram 11.3-1                                                                                                                                                          1                                                                                                                                Gaseous Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        M-12HA01 11.3-1                                                                                                                                                          2                                                                                                                                Gaseous Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        M-12HA02 11.3-1                                                                                                                                                          3                                                                                                                                Gaseous Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        M-12HA03 11.3-2 0 Deleted 11.3-3                                                                                                                                                          0                                                                                                                                Compressor Package Instruments 11.3-4                                                                                                                                                          0                                                                                                                                Hydrogen Recombiner Instruments 11.4-1                                                                                                                                                          1                                                                                                                                Solid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              M-12HC01 11.4-1                                                                                                                                                          2                                                                                                                                Solid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              M-12HC02 11.4-1                                                                                                                                                          3                                                                                                                                Solid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              M-12HC03 11.4-1                                                                                                                                                          4                                                                                                                                Solid Radwaste System                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              M-12HC04 11.4-2 0 Deleted
 
11.0-vii    Rev.31 WOLF CREEK
 
CHAPTER 11.0
 
RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT
 
11.1  SOURCE TERMS
 
This section presents the design bases for determining the source terms for radioactive releases from the plant, for shielding within the plant, and for accident analysis performed in Chapter 15.0. The source terms used for releases, shielding, and accident analyses are based on 0.12, 0.25, and 1.0 percent fuel defects, respectively.
 
Actual release data is contained in Annual Radioactive Effluent Release Reports filed with the NRC in accordance with Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) requirements.
 
11.1.1  RADIOACTIVE CONCENTRATIONS AND RELEASES
 
Reactor coolant and secondary coolant specific activities for an assumed 0.12-percent fuel defects and an assumed 100 pounds per day primary-to-secondary leakage are listed in Table 11.1-1. The basis for calculating these sources is Regulatory Guide 1.112. Compliance with Regulatory Guide 1.112 is discussed in Table 11.1-3. Appendix 11.1A provides a description of the input used.
 
The decontamination factors applied are based on Regulatory Guide 1.112. A description of liquid leakage rates, process paths, and associated component activity levels is contained in Section 11.2 and Appendix 11.1A. A description of gaseous leakage rates, process paths, and associated activity levels is contained in Appendix 11.1A and Sections 11.3 and 9.4. In-plant airborne activity concentrations and other data regarding the ventilation systems are provided in Sections 12.3 and 12.4.
 
11.1.2  SHIELDING
 
Reactor coolant and secondary coolant source terms used for shielding are based on 0.25-percent fuel defects. The source terms and the parameters used to calculate the source terms are given in Table 11.1-4 and Appendix 11.1A, respectively. Table 11.1-6 provides the isotopic composition of the contained sources for radioactive waste management systems and for large, potentially radioactive outside storage tanks.
 
11.1.3  ACCIDENT ANALYSIS SOURCE TERMS
 
Chapter 15.0 provides a complete discussion and a listing of the source terms for each accident analyzed.
 
11.1-1    Rev. 34 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-1 Specific Activities - 0.125% Fuel Defects(1)Reactor Coolant and Secondary Coolant
 
Class 1      Reactor Coolant Secondary Coolant
                /g109Ci/gm    /g109Ci/gm Kr-83m 6.93E-02 2.40E-06 Kr-85m 2.83E-01 8.88E-06 Kr-85 1.18E+00 3.70E-05 Kr-87 1.84E-01 5.77E-06 Kr-88 5.33E-01 1.67E-05 Kr-89 1.51E-02 4.64E-07 Xe-131m 4.26E-01 1.34E-05 Xe-133 3.63E+01 1.14E-03 Xe-133m 6.71E-01 2.17E-05 Xe-135m 7.55E-02 1.08E-05 Xe-135 1.23E+00 4.00E-05 Xe-137 2.80E-02 8.62E-07 Xe-138 1.02E-01 3.19E-06 Total noble gas                                                                                                                    4.11E+01 1.30E-03 Class 2 Br-83 1.36E-02 2.48E-05 Br-84 7.28E-03 5.48E-06 Br-85 8.57E-04 7.50E-08 I-130 4.47E-03 1.20E-05 I-131 3.50E-01 1.06E-03 I-132 3.93E-01 7.47E-04 I-133 6.16E-01 1.74E-03 I-134 9.40E-02 1.03E-04 I-135 3.60E-01 8.81E-04 Total halogens                                                                                                                                1.84E+00                                                                                                                                                                                                          4.75E-03
 
Rev. 16 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-1 (Sheet 2)
Specific Activities - 0.125% Fuel Defects(1)Reactor Coolant and Secondary Coolant
 
Class 3                Reactor Coolant          Secondary Coolant
                            µCi/gm                    µCi/gm Rb-86                    3.56E-03                1.96E-05 Rb-88                    6.70E-01                3.40E-04 Rb-89                    3.07E-02                1.35E-05 Cs-134                    2.93E-01                1.62E-03 Cs-136                    3.52E-01                1.93E-03 Cs-137                    2.42E-01                1.34E-03 Cs-138                    1.57E-01                1.34E-04 Total Cs, Rb              1.75E+00                5.40E-03 Class 4 N-16                      1.31E+02                3.12E-10 Water activation product Class 5 H-3                      3.50E+00                2.19E+00 Tritium Class 6 Cr-51                    1.90E-03                5.83E-06 Mn-54                    3.10E-04                9.53E-07 Fe-55                    1.60E-03                4.92E-06 Fe-59                    1.00E-03                3.07E-06 Co-58                    1.60E-02                4.92E-05 Co-60                    2.00E-03                6.15E-06 Sr-89                    6.39E-04                3.55E-06 Sr-90                    2.38E-05                1.31E-07 Sr-91                    8.42E-04                3.55E-06 Y-90                      1.85E-04                4.92E-07 Sr-92                    6.48E-06                2.27E-08 Y-91m                    4.94E-04                1.87E-06 Y-91                      7.14E-05                2.23E-07
 
Rev. 13 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-1 (Sheet 3)
Specific Activities - 0.125% Fuel Defects(1)Reactor Coolant and Secondary Coolant
 
Class 6                Reactor Coolant          Secondary Coolant
                            µCi/gm                    µCi/gm Y-93                      5.46E-05                1.45E-07 Zr-95                      8.15E-05                2.50E-07 Nb-95                      8.17E-05                2.51E-07 Mo-99                      1.02E-01                3.07E-04 Tc-99m                    9.43E-02                2.85E-04 Ru-103                    6.69E-05                2.05E-07 Ru-106                    2.06E-05                6.34E-08 Rh-103m                    6.64E-05                2.05E-07 Rh-106                    2.06E-05                3.21E-10 Ag-110m                    1.64E-04                5.03E-07 Te-125m                    7.40E-05                2.27E-07 Te-127m                    3.69E-04                1.13E-06 Te-127                    1.63E-03                4.42E-06 Te-129m                    1.29E-03                3.95E-06 Te-129                    1.70E-03                3.64E-06 Te-131m                    3.19E-03                9.30E-06 Te-131                    1.79E-03                2.45E-06 Te-132                    3.74E-02                1.13E-04 Te-134                    4.62E-03                4.27E-06 Ba-137m                    2.29E-01                1.25E-03 Ba-140                    5.17E-04                1.58E-06 La-140                    1.69E-04                5.60E-07 Ce-141                    7.92E-05                2.43E-07 Ce-143                    6.91E-05                2.03E-07 Ce-144                    5.87E-05                1.80E-07 Pr-143                    7.67E-05                2.36E-07 Pr-144                    5.87E-05                1.80E-07 Total other isotopes      5.05E-01                2.07E-03 Note (3)
(1)  Refer to Table 11.1A-1 for assumptions.
(2)  For the secondary side, the noble gas activities are for the steamphase;  all other activities are for the steam generator water (3)  Lower blowdown rates result in higher secondary system activities.activities.
 
A 60-gpm blowdown will result in a total of 5.85E-2 µCi/gm (excluding noble gases, N-16, and tritium) in the steam generator.
A maximum blowdown rate was used in this table.
Rev. 13
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-3
 
COMPARISON OF THE DESIGN TO REGULATORY POSITIONS OF REGULATORY GUIDE 1.112, REVISION 0, DATED APRIL, 1976, TITLED "CALCULATION OF RELEASES OF RADIOACTIVE MATERIALS IN GASEOUS AND LIQUID EFFLUENTS FROM LIGHT-WATER-COOLED POWER REACTORS"
 
Regulatory Guide 1.112 Position                  WCGS
: 1. Each application for a per-      1. Inplant control meas-mit to construct a nuclear power      ures to maintain radioactive reactor should include in-plant      releases as low as is rea-control measures to maintain          sonably achievable have been releases of radioactive materials    incorporated in the design.
in liquid and gaseous effluents to the environment as low as is reasonably achievable in accor-dance with the requirements of Paragraph 20.1(c) of 10 CFR Part 20 and of Paragraph 50.34a, Para-graph 50.36a, and Appendix I of 10 CFR Part 50. For gaseous effluents, such measures could include storage for decay of noble gases removed from the pri-mary coolant and charcoal adsor-bers or HEPA filters to remove radioiodine and radioactive par-ticulates released from building ventilation exhaust systems. For liquid effluents, such measures could include storage for decay, demineralization, reverse osmosis, and evaporation.
: 2. The method of calculation        2. Parameters of NUREG-described in NUREG-0016 and NUREG-    0017 are used as discussed 0017 and the parameters presented    in Appendix 11.lA. The in Chapter 2 of each report should    method of calculation des-be used to calculate the quanti-      cribed in NUREG-0017 has ties of radioactive materials in      been generally followed.
gaseous and liquid effluents from light-water-cooled nuclear power reactors.
: 3. If methods and parameters        3. Justification for used in calculating source terms      use of assumptions other are different from those given        than those used in NUREG-in NUREG-0016 and NUREG-0017,        0017 are provided in they should be described in detail    Appendix 11.lA.
and in the Environmental Report the basis for the methods and para-meters used should be provided.
 
Rev. 0 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-4
 
REACTOR COOLANT AND SECONDARY COOLANT SHIELDING SOURCE TERMS - 0.25 PERCENT FUEL DEFECTS(1)
 
Class 1                Reactor Coolant          Secondary Coolant
                          µCi/gm                    µCi/gm Kr-83m                    1.39E-01                  4.80E-06 Kr-85m                    5.66E-01                  1.78E-05 Kr-85                    2.35E+00                  7.40E-05 Kr-87                    3.68E-01                  1.15E-05 Kr-88                    1.07E+00                  3.35E-05 Kr-89                    3.03E-02                  9.28E-07 Xe-131m                  8.53E-01                  2.68E-05 Xe-133                    7.26E+01                  2.28E-03 Xe-133m                  1.34E+00                  4.33E-05 Xe-135m                  1.51E-01                  2.16E-05 Xe-135                    2.45E+00                  7.99E-05 Xe-137                    5.59E-02                  1.72E-06 Xe-138                    2.04E-01                  6.37E-06 Total noble gas          8.21E+01                  2.60E-03 Class 2 Br-83                    2.73E-02                  4.96E-05 Br-84                    1.46E-02                  1.10E-05 Br-85                    1.71E-03                  1.50E-07 I-130                    8.93E-03                  2.41E-05 I-131                    6.99E-01                  2.11E-03 I-132                    7.85E-01                  1.49E-03 I-133                    1.23E+00                  3.48E-03 I-134                    1.88E-01                  2.07E-04 I-135                    7.19E-01                  1.76E-03 Total halogens            3.68E+00                  9.14E-03
 
Rev. 13 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-4 (Sheet 2)
 
Reactor Coolant and Secondary Coolant Specific Activities - 0.25% Fuel Defects(1)
 
Class 3                Reactor Coolant          Secondary Coolant
                          µCi/gm                    µCi/gm Rb-86                    7.13E-03                  3.91E-05 Rb-88                    1.34E+00                  6.80E-04 Rb-89                    6.15E-02                  2.71E-05 Cs-134                    5.87E-01                  3.25E-03 Cs-136                    7.05E-01                  3.86E-03 Cs-137                    4.85E-01                  2.68E-03 Cs-138                    3.14E-01                  2.68E-04 Total Cs, Rb              3.50E+00                  1.08E-02 Class 4 N-16                      1.31E+02                  3.12E-10 Water activation product Class 5 H-3                      3.50E+00                  2.19E+00 Tritium Class 6 Cr-51                    1.90E-03                  5.83E-06 Mn-54                    3.10E-04                  9.53E-07 Fe-55                    1.60E-03                  4.92E-06 Fe-59                    1.00E-03                  3.07E-06 Co-58                    1.60E-02                  4.92E-05 Co-60                    2.00E-03                  6.15E-06 Sr-89                    1.28E-03                  7.10E-06 Sr-90                    4.76E-05                  2.63E-07 Sr-91                    1.68E-03                  7.10E-06 Y-90                      3.70E-04                  9.83E-07 Sr-92                    1.30E-05                  4.54E-08 Y-91m                    9.88E-04                  3.74E-06 Y-91                      1.43E-04                  4.47E-07
 
Rev. 13 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-4 (Sheet 3)
 
Reactor Coolant and Secondary Coolant Specific Activities - 0.25% Fuel Defects(1)
 
Class 6                  Reactor Coolant            Secondary Coolant
                              µCi/gm                    µCi/gm Y-93                        1.09E-04                    2.89E-07 Zr-95                      1.63E-04                    5.01E-07 Nb-95                      1.63E-04                    5.02E-07 Mo-99                      2.05E-01                    6.15E-04 Tc-99m                      1.89E-01                    5.69E-04 Ru-103                      1.34E-04                    4.11E-07 Ru-106                      4.13E-05                    1.27E-07 Rh-103m                    1.33E-04                    4.10E-07 Rh-106                      4.13E-05                    6.43E-10 Ag-110m                    3.28E-04                    1.01E-06 Te-125m                    1.48E-04                    4.55E-07 Te-127m                    7.38E-04                    2.27E-06 Te-127                      3.25E-03                    8.85E-06 Te-129m                    2.58E-03                    7.90E-06 Te-129                      3.40E-03                    7.28E-06 Te-131m                    6.37E-03                    1.86E-05 Te-131                      3.58E-03                    4.91E-06 Te-132                      7.48E-02                    2.25E-04 Te-134                      9.24E-03                    8.55E-06 Ba-137m                    4.58E-01                    2.51E-03 Ba-140                      1.03E-03                    3.17E-06 La-140                      3.38E-04                    1.12E-06 Ce-141                      1.58E-04                    4.86E-07 Ce-143                      1.38E-04                    4.05E-07 Ce-144                      1.17E-04                    3.61E-07 Pr-143                      1.53E-04                    4.71E-07 Pr-144                      1.17E-04                    3.61E-07 Total other isotopes        9.86E-01                    4.07E-03 Note (3)
 
(1)                        Refer to Table 11.1A-1 for assumptions.
(2)                        For the secondary side, the noble gas activities are for the steam phase;  all other activities are for the steam generator water activities.
(3)                        Lower blowdown rates result in higher secondary system activities. A 60-gpm blowdown will result in a total of 1.17E-1                                            µCi/gm (excluding noble gases, N-16, and tritium) in the steam generator. A maximum blowdown rate was used in this table.
 
Rev. 13 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1-5
 
Primary Coolant Activity Concentrations(1)
 
Nuclide                                                                                                                                          RCS Activity* (Ci/gram)                                                                                                                                                                    Nuclide                                                                                                                                          RCS Activity* (Ci/gram)
 
Br-83 9.86E-02 Sr-89 4.04E-03 Br-84 4.88E-02 Sr-90 2.59E-04 Br-85 5.75E-03 Y-90 7.34E-05 I-127 (grams)                                                                  1.24E-10                                            Y-91m                                                                                                                                                          3.01E-03 I-129 7.17E-08 Sr-91 5.60E-03 I-130 4.65E-02 Y-91 5.64E-04 I-132 3.39E+00 Sr-92 1.31E-03 1-134 7.30E-01 Y-92 1.13E-03 Kr-83m 4.62E-01 Y-93  3.82E-04 Kr-85m 1.83E+00 Zr-95 7.02E-04 Kr-85 1.00E+01 Nb-95 7.03E-04 Kr-87 1.19E+00 Mo-99 8.94E-01 Kr-88 3.29E+00 Tc-99m 8.22E-01 Kr-89 9.30E-02 Ru-103 7.43E-04 I-131 3.28E+00 Rh-103m 7.44E-04 Xe-131m 3.74E+00 Ru-106 3.25E-04 Xe-133m 5.54E+00 Ag-110m 3.34E-03 I-133 5.04E+00 Te-125m 6.03E-04 Xe-133 3.08E+02 Te-127m 4.49E-03 Xe-135m 6.15E-01 Te-127 1.52E-02 I-135 2.85E+00 Te-129m 1.46E-02 Xe-135 8.12E+00 Te-129 1.63E-02 Xe-137 2.18E-01 Te-131m 4.18E-02 Xe-138 7.59E-01 Te-131 1.63E-02 Rb-86 4.33E-02 Te-132 3.43E-01 Rb-88 4.08E+00 Te-134 3.51E-02 Rb-89 1.89E-01 Ba-140 4.55E-03 Cs-134 4.82E+00 La-140 1.53E-03 Cs-136 4.35E+00 Ce-141 6.94E-04 Cs-137 2.68E+00 Ce-143 5.46E-04 Cs-138 1.16E+00 Pr-143 6.46E-04 Ce-144 5.37E-04
* Results include a fuel management multiplier of 1.04 (1)            Refer to Table 11.1A-1 for assumptions.
 
Rev. 34 WOLF            CREEK
 
TABLE        11.1-6
 
CONTAINED        SOURCES        OF        THE        RADIOACTIVE        WASTE        MANAGEMENT        SYSTEMSAND        LARGE        POTENTIALLY        RADIOACTIVE        OUTSIDE        STORAGE        TANKS
 
Component:                Refueling        Water                                                                                              Diameter,        ft:                40.0 Location:                        Outside                                                                                                                                                                Height,        ft:                                34.5                                                                Source        volume,        gal        (1):                133,600Storage        Tank
 
Class        1            Inventory        (2)Ci    Concentration        (3)Ci/gm    Class        5  Inventory        (2)Ci    Concentration(3)
                                                                                                                                      µCi      /gm
 
Kr-83m                            NEG                        NEG                    H-3                3.79E+03                    2.5E+0 Kr-85m                            NEG                        NEG Kr-85                            NEG                        NEG Kr-87                            NEG                        NEG                    Class        6 Kr-88                            NEG                        NEG Kr-89                            NEG                        NEG                    Cr-51              3.47E-05                    2.29E-08 Xe-131m                          NEG                        NEG                    Mn-54              6.99E-06                    4.62E-09 Xe-133m                          NEG                        NEG                    Fe-55              3.66E-05                    2.42E-08 Xe-133                            NEG                        NEG                    Fe-59              1.99E-05                    1.32E-08 Xe-135m                          NEG                        NEG                    Co-58              3.36E-04                    2.22E-07 Xe-135                            NEG                        NEG                    Co-60              4.58E-05                    3.03E-08 Xe-137                            NEG                        NEG                    Sr-89              5.92E-05                    9.78E-09 Xe-138                            NEG                        NEG                    Sr-90              1.92E-06                    3.17E-10 Sr-91                  NEG                        NEG Total        noble        gas    NEG                        NEG                    Y-89m              5.33E-09                      NEG Y-90                1.76E-05                    2.90E-10 Class        2                                                                      Y-91m                  NEG                        NEG Y-91                1.17E-05                    1.93E-09 Br-83                            NGE                        NGE                    Y-93                  NEG                        NEG Br-84                            NGE                        NGE                    Zr-95              1.25E-06                    8.27E-10 Br-85                            NGE                        NGE                    Nb-95m              1.06E-06                    7.01E-10 I-130                            NGE                        NGE                    Nb-95              1.31E-06                    8.65E-10 I-131                        2.34E-02                    3.87E-06                  Mo-99              1.59E-03                    2.62E-07 I-132                        3.57E-04                    5.89E-08                  Tc-99m                NEG                        NEG I-133                        4.55E-05                    7.52E-09                  Ru-103              8.81E-07                    5.82E-10 I-134                            NEG                        NEG                    Ru-106              2.26E-07                    1.49E-10 I-135                            NEG                        NEG                    Rh-103m                NEG                        NEG Rh-106                NEG                        NEG Te-125m            5.97E-07                    3.95E-10 Total        halogens        2.38E-02                    3.94E-06                  Te-127m            6.07E-06                    4.01E-09 Te-127              6.09E-06                    4.03E-09 Class        3                                                                      Te-129m            2.67E-05                    1.76E-08 Te-129              1.71E-05                    1.13E-08 Rb-86                        3.38E-05                    5.59E-09                  Te-131m            3.41E-08                    2.25E-10 Rb-88                            NEG                        NEG                    Te-131              6.22E-08                    4.11E-11 Cs-134                        1.39E-02                    2.30E-06                  Te-132              8.65E-05                    5.72E-08 Cs-136                        4.45E-03                    7.35E-07                  Ba-137m            9.55E-03                    1.58E-06 Cs-137                        1.01E-02                    1.67E-06                  Ba-140              2.56E-05                    4.22E-09 La-140              2.90E-05                    4.78E-09 Total        Cs,        Rb    2.85E-02                    4.71E-07                  Ce-141              1.10E-05                    1.82E-09 Ce-143              7.26E-08                    1.20E-11 Class        4                                                                      Ce-144              6.19E-06                    1.02E-09 Pr-143              6.52E-07                    1.08E-09 N-16                              NEG                        NEG                    Pr-144              6.20E-06                    1.02E-09
 
Total        other      1.19E-02                    2.29E-06 isotopes
 
Notes:
 
(1)                For        liquid        vessels,        this        is        based(3)                Source        is        based        on        0.25        percent on        at        least        80        percent        of        vesselfuel        defects usable        volume
 
(2)                Source        is        based        on        1.0        percentfuel        defectsNEG        -        negligible
 
Rev.        14 WOLF            CREEK
 
TABLE        11.1-6        (Sheet        2)
 
Component:        Boron        Recycle        Holdup Diameter,        ft:        21 Location:        Radwaste        BuildingTankAorB    Height,        ft:        31    Source        Volume,        gal        (1):        44,800
 
Inventory        (2)  Concentration        (3)                Inventory        (2)  Concentration(3)
Class        1              Ci                    µCi        /gm      Class        5    Ci                      µCi        /gm
 
Kr-83m                5.02E-01              7.40E-04                  H-3            5.92E+02              3.50E+00 Kr-85m                4.93E+00              7.27E-03 Kr-85                1.59E+03              2.35E+00                  Tritium Kr-87                9.06E-01              1.34E-03 Kr-88                5.80E+00              8.56E-03                  Class        6 Kr-89                3.10E-03              4.57E-06 Xe-131m              3.35E+02              4.94E-01                  Cr-51          5.48E-03              3.23E-05 Xe-133m              1.40E+02              2.06E-01                  Mn-54          1.12E-03              6.62E-06 Xe-133                1.68E+04              2.47E+01                  Fe-55          5.88E-03              3.47E-05 Xe-135m              1.06E-01              1.56E-04                  Fe-59          3.16E-03              1.86E-05 Xe-135                4.40E+01              6.49E-02                  Co-58          5.36E-02              3.16E-04 Xe-137                6.97E-03              1.03E-05                  Co-60          7.38E-03              4.35E-05 Xe-138                9.38E-02              1.38E-04                  Sr-89          1.65E-02              2.44E-05 Sr-90          7.04E-04              1.04E-06 Total        noble        gas1.89E+04      2.78E+01                  Y-90          5.15E-03              7.59E-06 Sr-91          5.23E-06              7.71E-09 Y-91M          3.79E-05              5.59E-08 Class        2                                                        Y-91          1.87E-03              2.76E-06 Sr-92          1.26E-05              1.86E-08 Br-83                2.88E-03              4.25E-06                  Y-92          4.76E-05              7.02E-08 Br-84                3.40E-04              5.01E-07                  Y-93          4.73E-05              6.97E-08 Br-85                3.61E-06              5.32E-09                  Zr-95          2.17E-03              3.20E-06 I-129                2.18E-07              3.22E-10                  Nb-95          2.39E-03              3.52E-06 I-130                4.89E-03              7.20E-06                  Mo-99          5.72E-01              8.43E-04 I-131                4.96E+00              7.32E-03                  Tc-99M        5.26E-01              7.75E-04 I-132                7.90E-02              1.16E-04                  Ru-103        1.66E-03              2.45E-06 I-133                1.13E+00              1.66E-03                  Rh-103M        5.28E-06              7.78E-09 I-134                7.25E-03              1.07E-05                  Ru-106        6.00E-04              8.84E-07 I-135                2.09E-01              3.08E-04                  Rh-106        1.46E-08              2.15E-11 Ag-110M        4.72E-03              6.96E-06 Total        halogens 6.39E+00              9.43E-03                  Te-125M        1.94E-03              2.86E-06 Te-127M        1.02E-02              1.51E-05 Te-127        1.10E-02              1.63E-05 Class        3                                                        Te-129M        3.10E-02              4.57E-05 Te-129        1.98E-02              2.91E-05 Rb-86                8.92E-01              1.32E-03                  Te-131M        8.13E-03              1.20E-05 Rb-88                6.01E+00              8.86E-03                  Te-131        6.35E-05              9.36E-08 Rb-89                1.12E-02              1.64E-05                  Te-132        2.45E-01              3.61E-04 Cs-134                1.05E+02              1.54E-01                  Te-134        2.75E-04              4.06E-07 Cs-136                7.65E+01              1.13E-01                  Ba-137M        8.25E+01              1.22E-01 Cs-137                8.72E+01              1.29E-01                  Ba-140        9.16E-03              1.35E-05 Cs-138                8.64E-02              1.27E-04                  La-140        9.09E-03              1.34E-05 Ce-141        1.89E-03              2.79E-06 Total        Cs,        Rb2.75E+02          4.06E-01                  Ce-143        1.94E-04              2.86E-07 Pr-143        1.52E-03              2.23E-06 Class        4                                                        Ce-144        1.69E-03              2.50E-06 Pr-144        1.69E-03              2.50E-06 N-16                  NEG                  NEG      Total        other        isotopes8.41E+01        1.24E-01
 
Notes:
(1)                                    Tank        liquid        usable        volume        is        44800        gal.
(2)                                    Based        on        1.00%        fuel        defects.
(3)                                    Based        on        0.25%        fuel        defects.
 
Rev.        14 WOLF            CREEK
 
TABLE        11.1-6        (Sheet        3)
 
Component:                Spent        Resin        StorageDiameter,        ft:                7 Location:                        Radwaste        BuildingTank        (Primary)Height,        ft:                        10.7Source        volume,        ft3        (1):                280
 
Inventory        (2)  Concentration        (3)                    Inventory        (2)    Concentration(3)
Class        1                  Ci                    Ci        /gm        Class        5    Ci                        µCi        /gm
 
Kr-83m                        NEG                      NEG                  H-3                  NEG                      NEG Kr-85m                        NEG                      NEG Kr-85                        NEG                      NEG Kr-87                        NEG                      NEG                  Class        6 Kr-88                        NEG                      NEG Kr-89                        NEG                      NEG                  Cr-51            2.99E+01                3.90E+00 Xe-131m                      NEG                      NEG                  Mn-54            2.91E+01                3.80E+00 Xe-133m                      NEG                      NEG                  Fe-55            1.93E+02                2.52E+01 Xe-133                        NEG                      NEG                  Fe-59            2.49E+01                3.26E+00 Xe-135m                      NEG                      NEG                  Co-58            6.10E+02                7.98E+01 Xe-135                        NEG                      NEG                  Co-60            2.56E+02                3.34E+01 Xe-137                        NEG                      NEG                  Sr-89            9.80E+00                2.67E+00 Xe-138                        NEG                      NEG                  Sr-90            1.35E+00                3.67E-01 Sr-91                NEG                      NEG Total        noble        gas NEG                      NEG                  Y-90              1.33E+00                3.62E-01 Y-91m                NEG                      NEG Class        2                                                              Y-91              2.18E+00                5.93E-01 Y-93                NEG                      NEG Br-83                        NEG                      NEG                  Zr-95            2.12E+00                2.77E-01 Br-84                        NEG                      NEG                  Nb-95m            2.11E+00                2.76E-01 Br-85                        NEG                      NEG                  Nb-95            3.00E+00                3.92E-01 I-130                      5.80E-01                1.57E-01                Mo-99            1.36E+02                3.71E+01 I-131                      1.17E+03                3.16E+02                Tc-99m              NEG                      NEG I-132                      5.20E+01                7.51E+00                Ru-103            9.98E-01                1.31E-01 I-133                      1.76E+02                4.80E+01                Ru-106            9.89E-01                1.29E-01 I-134                      9.08E-01                2.47E-01                Rh-103m              NEG                      NEG I-135                      2.83E+01                7.73E+00                Rh-106              NEG                      NEG Te-125m          9.18E-01                1.20E-01 Total        halogens      1.43E+03                3.80E+02                Te-127m          1.50E+01                1.96E+00 Te-127            1.52E+01                1.99E+00 Class        3                                                              Te-129m          2.69E+01                3.51E+00 Te-129            1.72E+01                2.25E+00 Rb-86                      7.91E-01                2.15E-01                Te-131m          1.83E+00                2.39E-01 Rb-88                      1.39E+00                3.80E-01                Te-131              NEG                      NEG Cs-134                    1.78E+03                4.85E+02                Te-132            5.15E+01                6.74E+00 Cs-136                    8.91E+01                2.43E+01                Ba-137m          1.40E+03                3.81E+02 Cs-137                    1.48E+03                4.03E+02                Ba-140            1.63E+00                4.44E-01 La-140            1.77E+00                4.82E-01 Total        Cs,        Rb 3.35E+03                9.13E+02                Ce-141            1.28E+00                3.48E-01 Ce-143              NEG                      NEG Class        4                                                              Ce-144            3.00E+00                8.15E-01 Pr-143            4.25E-01                1.16E-01 N-16                          NEG                      NEG                  Pr-144            3.00E+00                8.15E-01
 
Total        other        isotopes2.89E+03                5.93E+02
 
Notes:
 
(1)    For        liquid        vessels,        this        is        based(3)  Source        is        based        on        0.25        percent on        80        percent        of        vessel        usable        fuel        defects.
volume.
(4)    Liquid        activities        are        obtained        by        multi-(2)    Source        is        based        on        0.12        percent        fuelplying        inventory        and        concentration        by        .001.
defects        and        1        year        accumulated        activity.
 
Rev.        14 WOLF            CREEK
 
TABLE        11.1-6        (Sheet        4)
 
Component:        Secondary        Liquid        Waste        SystemDiameter,        ft:        12 Drain        Collector        Tank        A        or        B Location:        Turbine        Building                  Height,        ft:22.75      Source        volume,        gal        (1):                12,600
 
Class        1        Inventory        (2)CiConcentration        (3)Ci        /gmClass        5Inventory        (2)CiConcentration(3)
                                                                                                                    µCi        /gm
 
Kr-83m                      NEG                    NEG                  H-3              1.66E-01                3.49E-03 Kr-85m                      NEG                    NEG Kr-85                        NEG                    NEG Kr-87                        NEG                    NEG                  Class        6 Kr-88                        NEG                    NEG Kr-89                        NEG                    NEG                  Cr-51            1.89E-09                3.98E-11 Xe-131m                      NEG                    NEG                  Mn-54            4.28E-10                8.99E-12 Xe-133m                      NEG                    NEG                  Fe-55            1.72E-09                3.60E-11 Xe-133                      NEG                    NEG                  Fe-59            1.27E-09                2.67E-11 Xe-135m                      NEG                    NEG                  Co-58            1.70E-08                3.57E-10 Xe-135                      NEG                    NEG                  Co-60            1.93E-09                4.05E-11 Xe-137                      NEG                    NEG                  Sr-89            3.54E-09                1.86E-11 Xe-138                      NEG                    NEG                  Sr-90            7.13E-11                3.75E-13 Sr-91            1.36E-09                7.13E-12 Total        noble        gasNEG                    NEG                  Y-90            2.58E-11                1.36E-13 Y-91m            9.21E-10                4.84E-12 Class        2                                                          Y-91            5.51E-10                2.90E-12 Y-93            7.00E-11                3.68E-13 Br-83                    1.68E-08              8.83E-11                Zr-95            8.53E-11                1.79E-12 Br-84                    9.95E-10              5.23E-12                Nb-95m          1.24E-11                2.61E-13 Br-85                        NEG                    NEG                  Nb-95            8.47E-11                1.78E-12 I-130                    4.44E-08              2.34E-10                Mo-99            5.97E-07                3.14E-09 I-131                    1.49E-05              7.85E-08                Tc-99m              NEG                    NEG I-132                    4.58E-07              2.68E-09                Ru-103          4.23E-11                8.89E-13 I-133                    1.17E-05              6.17E-08                Ru-106          8.54E-12                1.79E-13 I-134                    3.87E-08              2.03E-10                Rh-103m            NEG                    NEG I-135                    2.26E-06              1.19E-08                Rh-106              NEG                    NEG Te-125m          2.13E-11                4.47E-13 Total        halogens    2.94E-05              1.55E-07                Te-127m          2.13E-10                4.48E-12 Te-127          3.84E-10                8.06E-12 Class        3                                                          Te-129m          1.27E-09                2.66E-11 Te-129          8.71E-10                1.83E-11 Rb-86                    7.52E-10              3.95E-12                Te-131m          1.47E-09                3.08E-11 Rb-88                    2.91E-09              1.53E-11                Te-131          2.75E-10                5.77E-12 Cs-134                    2.28E-07              1.20E-09                Te-132          1.84E-08                3.86E-10 Cs-136                    1.13E-07              5.94E-10                Ba-137m          1.56E-07                8.21E-10 Cs-137                    1.65E-07              8.66E-10                Ba-140          1.72E-09                9.02E-12 La-140          1.44E-09                7.56E-12 Total        Cs,        Rb5.10E-07              2.68E-09                Ce-141          7.04E-10                3.70E-12 Ce-143          1.26E-10                6.63E-13 Class        4                                                          Ce-144          3.57E-10                1.88E-12 Pr-143          3.50E-10                1.84E-12 N-16                        NEG                    NEG                  Pr-144          3.61E-10                1.90E-12
 
Total        other        isotopes8.12E-07              5.01E-09
 
Notes:
 
(1)    For        liquid        vessels,        this        is        based(3)Source        is        based        on        0.25        percent on        84        percent        of        vessel        usable    fuel        defects.
Volume.                                                      NEG    -                negligible
 
(2)    Source        is        based        on        1.0        percent fuel        defects.
 
Rev.        14 WOLF            CREEK
 
APPENDIX        11.1A
 
PARAMETERS        FOR        CALCULATION        OF        SOURCE        TERMS        FOR        EXPECTED RADIOACTIVE        CONCENTRATIONS        AND        RELEASES
 
11.1A.1                  Regulatory        Guide        1.112        provides        guidelines        for        developing radioactive        source        terms.                  The        following        parameters        and models        are        used        to        calculate        radioactive        source        terms        for the        evaluation        of        radioactive        waste        treatment        systems        in determining        the        impact        of        radioactive        effluents        on        the environment.
 
Figure        11.1A-1        shows        a        block        diagram        of        liquid        releases, and        Table        11.1A-2        and        Figure        11.1A-2        provide        the        volume, radioactivity        level,        and        decontamination        factors        (DF)        for each        liquid        path.
 
Figure        11.1A-3        shows        a        block        diagram        of        gaseous        releases, and        Tables        11.1A-3        and        11.1A-4        provide        the        volume, radioactivity        level,        and        DF        for        each        gaseous        path.
 
11.1A.2                  The        basic        plant        data        for        the        source        term        calculations        are provided        in        Table        11.1A-1.
 
Table        11.1A-5        provides        summary        GALE        Code        input        data.
 
The        following        sections        discuss        the        detailed        design        of waste        systems:
: a.                  Chemical        and        volume        control                                                                              9.3.4
: b.                  Gaseous        radwaste                                                                                                                                                                                            11.3
: c.                  Liquid        radwaste                                                                                                                                                                                                      11.2
: d.                  Boron        recycle                                                                                                                                                                                                                          9.3.6
: e.                  Secondary        liquid        waste                                                                                                                                10.4.10
: f.                  Steam        generator        blowdown                                                                                                            10.4.8
 
The        plant        ventilation        systems        are        discussed        in        Section 9.4.
 
11.1A-1                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        14 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1A-1 PLANT DATA FOR SOURCE TERM CALCULATIONS
 
I.        Reactor Power, MWt                                                              3565 x 1.02 = 3636 II.      Fuel Data
: a.                                      Number of fuel assemblies                            193
: b.                                      Uranium mass, MTU                                  87.8
: c.                                      Enrichment, w/o                                      5.0
: d.                                      Operation time, days                                510
: e.                                      Fuel with defects, %                      1.0, 0.25, 0.125 III.      Plant Parameters
: a.                                      Reactor coolant average temperature, °F            593.2
: b.                                      System pressure, psia                              2250
: c.                                      Letdown rate, gpm                                    75
: d.                                      Mixed bed demineralizer volume, ft33                  30
: e.                                      Cation demineralizer volume, ft                      30
: f.                                      Cation demineralizer effective flow, gpm            7.5
: g.                                      Volume control tankLiquid volume, ft3                200
 
3 Vapor volume, ft                                                          200 Pressure, nominal, psig                                                115-1250-30
: h.                                      Chemical and volume control systemTemperature,                                      °FSee Figure 11.1A-2 parameter                                                            (Sheet 1) and Table11.1A-2
: i.                                      Boron recycle system parameters        (Sheet 2) and TableSee Figure 11.1A-2 11.1A-2 IV.      Secondary System Parameters
: a.                                      Steam flow rate, 107 lbs/hr                        1.592
: b.                                      Secondary side water, 105 lbs                      3.82
: c.                                      Steam fraction in the secondary                    0.08
: d.                                      Moisture carryover fraction from the steam generator0.25
: e.                                      Primary to secondary leak rte, gpm                    1
: f.                                      Steam generator blowdown rate, gpm                  360
 
Rev. 13 WOLF CREEK
 
TABLE 11.1A-1 (Sheet 2)
 
V.                                    Liquid Waste Processing Systems
: 1.                          Liquid radwaste system design parameters                      See Figure 11.1A-2 (Sheets 3,4,5) and Table 11.1A-2
: 2.                          Secondary liquid waste system design                            See Figure 11.1A-2 parameters                                                                                                                          (Sheet 7) and Table 11.1A-2
 
VI.                        Gaseous Waste Processing System
 
Gaseous radwaste system design parameters                                                                        See Figure 11.1A-3 and Tables 11.1A-3
                                                                                                                                                                            & 4
 
VII.              Ventilation and Exhaust Systems
 
HVAC system design parameters                                                                                                                                                                                                          See Figure 11.1A-3 and Tables 11.1A-3
                                                                                                                                                                            & 4
 
Rev. 31
 
                                                                                                            ~LF      CREEK
 
(7.5gpmJ                                                  Divert to
                                                                                                                                                    ~cycle  System      (1.840    gpd 0    1.0 PCA) 2                                                            Ve ntto Ga ~seous    Radwaste System letdown                                                                                                                                              Return to (76 11Pn1 @ 1.0 PCA)                                                                                                                                  Reactor Coolant System
 
12ECONT/!MINATIO~                  FACTQB&
Cesium &                    Other Iodine                Rubidium                  Nuclides
: 1.                                              Mixed Bad  Deminaralizars                  10                        2                      10
: 2.      Cation Bed Damineralizer*                                                              1                      10                        10
: 3.                                                  Reactor Coolant Filter                    1                        1                                                                                                                                                                                                                                                                    1
 
4,      Volume Control Tank      (a)
 
System OF                                                                            10                      '20                        102
 
(a)                              For noble gases, a value of 0.25 Is built into    the  GALE code for  the  y    parameter for    the  case of continuous        VCT pi.R'ging.
 
OPDATED          SAFETY WOLP  CREEK ANALYSIS          REPORT
 
FISURE          11.1A-2 Rev.        0                                    SYSTEM          DECONTAMINATION FACTORS (SHEET              1)
          .)                                                                                                ~                                                                                                    _)
 
WOLF    CREEK
 
Laundry & Hot Showers                ____ ..                    1                                                                                                                                                                                                                  2 I ' (
* Plant Discharge (450gpd)
(Built GALE code) into the
                                                        -  .r
 
DECONTAMINATION FACTORS Cesium&                  Other
                                                                                                                          --Iodine              Rubidium                  Nuclides
: 1.                                                  Laundry and    Hot Shower    Tank
: 2.                                                  Laundry and  Hot Shower Filter            1                        1                        1 1                        1                        1
 
System DF          <NOTE          1)                                                  1                        1                        1
 
Decay Times*
L + H.S. Tank Collection Time T c "'~ 0.4 x.!~*ooo*=        8.9 days                  '0.4 x 10,000 ... 0.7 day                                                                                              Liquid Radwaste
* Tp*          5,:760                                                                                                          Laundry Train                        REV.8
                              .                                                                                                                                                                                                                                        . UPDATED SAFETY WOLF CREEK ANALYSIS REPORT
*The GALE coda does not usa thasa decay credit factors.
 
FIGURE      11.1A-2 1.>  VOLUMES            ARE              EXTREMELY    CONSERVATIVE.                                                                                      SYSTEM        DECONTAMINATION FACTORS LAUNDRY          IS    PROCESSED              OFFSITE.
NO    CONTAMINATED INFLUENTS                            ARE      NORMALLY                                                                                                    CSHEET    5)
RECEIVED          BY    THE              L 8c HST.
  ~                                                                                                      ~
 
LowTDS                                                                  1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            2 -                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            -WOLF CREEK (12,857          gpd}                ..                                              1
 
                                                                            ~
* 11                                                              -                                                                                                                                                                                                                                                                              12 -..
 
                                                                                                                ~                                                              13                                                                    -                                              --          Secondary                  Cycle 9                    -
                                                                                                                          ~
HighTDS                                                              3                                  ~                                                  -                                                                                        10 (4.286      gpd}                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    6                                                                                                                            7 ...... Pia ntDischarge
 
I                                i*~.-**                                    -                                            ~                                                                                            -
                                              -                                                                  I                                              !.@*
Secondary                                                                                I Side    Floor                                                                                                                      4 5 I                                                                                                                                              -
* Plant      Discharge Drains                                                                                    -*
( 7200 .                                        gpd)                                                                                      DECONTAMINATION                                              FACTORS
 
Cesium              &                        Other Iodine                                  Rubidium                                      Nuclides
: 1.                                          Low TDS Collector    Tank
: 2.                                            Low TDS Filter                                                                                                          1                                        1                                              1
: 3.                                                High TDS Collector Tank
: 4.          Oil      Interceptor
: 5.          SLW Drain Collector                                    Tank
: 6.          SLW            Filter                                                                                                                                    1                                        1                                              1
: 7.          SLW Evaporator                  (available      only    for      high TDS)                                                                        1o3                                      1o4                                          1o4
: 8.          SLW Charcoal                          Adsorber
: 9.          SLW Demineralizer                                    (C)
* 10(1o2)                                  10(2)                                        10(1o2)
: 10.          SLW Monitor          Tank      (Low TDS)
System OF-                      High TDS                                                                                                            1o4                                      1o5                                          UP LowTDS                                                                                                              1o2                                        2                                          1o2                                                        Secondary                    Liquid 11.. SL W Rodlotton t.tonltor RE *95                                                                                                                                                                                                                                                                          Waste System
                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      )    Rev.              5 t2.        Wostewoter                          Treatment                      F'ocllity WOLF            CREEK
: 13.        Lime            Sludge              Pond                                                                                                                                                                                                                      UPDATED                  SAFETY                ANALYSIS                  REPORT
 
(a)        Processing                  will be subject        to chemistry              requirements.                                                                                                                                                                                    FIGURE                    11.1A-2 (b)                  No credit        is taken        for collection                          and      processing          times.
(c)        Second              number                indicates                Low  TDS  DF.
SYSTEM                    DECONTAMINATION                                                FACTORS
 
SHEET                    7          (
 
Wolf Creek
 
11.2  LIQUID WASTE MANAGEMENT SYSTEMS
 
Several systems within the plant serve to control, collect, process, handle, store, recycle, and dispose of liquid radioactive waste generated as a result of normal plant operation, including anticipated operational occurrences. This section discusses the design and operating features and performance of the liquid radwaste system and the performance of other liquid waste management systems which are discussed in other sections.
 
11.2.1  DESIGN BASES
 
11.2.1.1  Safety Design Basis
 
Except for two containment penetrations and the component cooling water side of the reactor coolant drain tank heat exchanger, the liquid radwaste system (LRWS) is not a safety-related system.
 
SAFETY DESIGN BASIS ONE - The containment isolation valves in the LRWS are selected, tested, and located in accordance with the requirements of 10 CFR 50, Appendix A, GDC-56, and 10 CFR 50, Appendix J, Type C testing.
 
11.2.1.2  Power Generation Design Bases
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS ONE - The LRWS, in conjunction with other liquid waste management systems, is designed to meet the requirements of the discharge concentration limits of 10 CFR 20 and the ALARA dose objective of 10 CFR 50, Appendix I.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS TWO - The LRWS uses design and fabrication codes consistent with quality group D (augmented), as assigned by Regulatory Guide 1.143, for radioactive waste management systems.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS THREE - Liquid effluent discharge paths are monitored for radioactivity and isolated upon detection of unacceptable radioactivity.
 
11.2.2  SYSTEM DESCRIPTION
 
11.2.2.1  General Description
 
This section describes the design and operating features of the LRWS. The performance of the LRWS, in conjunction with other liquid waste management systems, is discussed in Section 11.2.3. Detailed descriptions of other liquid waste management systems are provided in the following sections:
 
11.2-1                    Rev. 13 Wolf Creek
: a. Boron recycle                      9.3.6
: b. Steam generator blowdown          10.4.8
: c. CVCS boron thermal regeneration and purification                    9.3.4
: d. Secondary liquid waste            10.4.10
 
The piping and instrumentation diagram for the LRWS is shown in Figure 11.2-1.
 
The LRWS collects and processes radioactive or potentially radioactive waste water. The LRWS consists of two subsystems designated as drain channel A and drain channel B. Drain channel A is for processing water which could be recycled and drain channel B is for processing water which would normally be discharged. Equipment drains and waste streams are segregated to prevent the intermixing of the liquid wastes. Tritiated waters (CRW), potentially radioactive nontritiated waste (DRW), and detergent waste (SRW) are discussed in Section 9.3.3. A drain system is also provided inside the containment to collect drainage and leakage and transfer it to an appropriate tank.
 
Operating experience has shown that operating dose rates and overall release of radioactivity to the environment are minimized by not recycling triatiated water to the Reactor Makeup Water Storage Tank (RMWST). This method of operation eliminates the potential for contamination of secondary systems while degassing the Reactor Makeup Water System (BL) water in the Demineralized Water Makeup Storage and Transfer System (AN).
 
The various waste streams are processed as follows:
 
BORON RECYCLE SYSTEM - The bulk of the radioactive liquid discharged from the reactor coolant system is processed by the Boron Recycle System as described in Section 9.3.6. This water is transferred from a Recycle Holdup Tank to the LRWS for processing by the Liquid Radwaste Processing Skid as indicated in Figure 11.1A-2.
 
TRITIATED WASTES - These consist of reactor coolant which has been exposed to the atmosphere and has become aerated. This waste consists of equipment drains, leakoffs, and overflows from tritiated systems (e.g., CVCS and reactor coolant samples which have not been chemically contaminated). This waste is typically collected in the floor and equipment drain system, transferred to the waste holdup tank and processed in the Liquid Radwaste Processing skid prior to entering the waste evaporator condensate tank, waste monitor tanks or secondary liquid waste monitor tanks. The processed wastes are analyzed for chemical and radioactive content in the waste evaporator condensate tank, waste monitor tanks (WMTs) or secondary liquid waste monitor tanks prior to being discharged.
 
11.2-2 Rev. 22 Wolf Creek
 
HIGH LEVEL CHEMICAL WASTE - High level chemical waste consists of plant samples which have been chemically contaminated and decontamination solutions used in the decontamination tanks located in the hot machine shop. These wastes are collected in the chemical drain tank. The contents are received and sampled by chemistry to ensure that no highly contaminated chemical solutions are allowed to enter the floor drain system. This is done by analyzing for conductivity and PH.  (If an abnormal parameter exists the contents are drained in small quantities to the floor drain system to allow for dilution).
 
The chemical drain tank contents are processed by draining its contents to the Floor Drain Tanks for dilution then processed by the LRPS.
 
CONTROLLED ACCESS AREA FLOOR DRAINAGE - Controlled access area floor drain wastes are miscellaneous liquid wastes collected by the floor drain system within the radiologically controlled areas of the plant. The controlled access areas are radiation zones B through E and include the containment, auxiliary building, fuel building, radwaste building, hot machine shop, and the access control areas of the control building.
 
Floor drainage consists of miscellaneous leakage from systems within the above areas. Generally, the amount of highly radioactive reactor coolant leakage into the drain system is very small. The bulk of the water originates as leakage from nonradioactive or slightly radioactive systems, such as the service water and component cooling water systems. In addition to system leakage, the floor drain systems collect decontamination water used for area washdowns, spent fuel cask decontamination, and laboratory equipment decontamination and rinses. Highly  contaminated chemical solutions are not allowed to enter the floor drain system in large volumes, and, therefore, are directed to the chemical drain tank for processing. During maintenance, equipment drains from nontritiated systems are directed to the floor drain system. Large volumes of component cooling water are not drained to the floor drain system to prevent contamination of the LRWS by corrosion inhibitors.
 
The floor drain tanks are processed through the liquid radwaste demineralizer skid. The FDT may contain chemical contaminants, mild decontamination solutions, organics, etc. Filtration and ion exchange are capable of providing the required purity for environmental discharge. Relatively small volumes of exchange media are consumed in comparison to the volumes of solidified concentrates generated by evaporator bottoms processing. Since the processed water is not recycled, it is not necessary to deaerate for discharge to the environment.
 
11.2-3 Rev. 22 Wolf Creek
 
The liquid waste charcoal adsorber (LWCA) should be used only if the presence of organics is detected. If the waste in the FDT has a low level of dissolved solids, an activity of less than 10-5 mCi/cc, and the operator intends to discharge, the floor drain tank filter, liquid waste charcoal adsorber, waste evaporator condensate filter, and waste monitor tank demineralizer in series may be used to process the waste effectively. This method of processing can also be employed when abnormally large volumes of floor drain wastes are to be processed. When the effluent has not been processed, it should be directed to an aerated waste monitor tank.
 
A second floor drain tank is available to allow one tank to be isolated and sampled prior to feeding the processing system while the other tank is available to receive wastes. The second floor drain tank also provides greater system storage volumes which will minimize inventory problems by providing greater surge capacity during periods of abnormal waste generation or equipment outages.
 
When processing floor drain waste it is highly desirable to operate with a known influent quality to ensure optimum system performance. This is normally accomplished by isolating the floor drain tank to be processed and withdrawing a sample to determine its chemical properties. The operator selects the appropriate process equipment.
 
If the sample indicates relatively clean waste (less than 25 ppm TDS without organic or boric acid contamination), it can be effectively processed through the demineralizer train. Waste is processed with the Liquid Radwaste Processing Skid. With known influent chemistry, the optimum process can be selected.
 
LAUNDRY AND PERSONNEL DECONTAMINATION WASTE - Laundry waste is generated by the radioactive contamination of protective clothing and gear. The use of vendor provided laundry services is employed to process laundry waste. The hot shower in the access control area is used only for personnel decontamination; consequently, its use should be infrequent.
 
The washing machine water supplies have been disconnected. Dryers, washing machines and the washing machine hot water heater tank have been removed.
Therefore, no laundry can be performed on site and no laundry water will be generated for processing through Radwaste Systems.
 
11.2-4 Rev. 31 Wolf Creek
 
The waste from personnel decontamination is collected in the chemical and detergent waste systems detergent drain tank and then transferred to the laundry and hot shower tank. Also, they may be transferred to the monitor tanks for discharge. Suspended solids are removed by strainers and filters located at the beginning of the processing train. The Laundry and Hot Shower Tank (LHST) contents are normally not reprocessed due to the small amount of water that would be recycled. The system generates low volumes due to contaminated laundry being processed offsite through vender services.
 
All tanks which contain or may contain concentrations of radioactivity have provisions to prevent the uncontrolled release of the fluid. Table 11.2-2 indicates the provisions made for each tank.
 
The system is designed to handle the occurrence of equipment faults of moderate frequency such as:
: a. Malfunction in the LWPS
 
Malfunction in this system could include such things as pump or valve failures or evaporator failure. Because of pump standardization throughout the system, a spare pump can be used to replace most pumps in the system.
There is sufficient surge capacity in the system to accommodate waste until the failures can be fixed and normal plant operation resumed.
 
11.2-5                    Rev. 27 Wolf Creek
: b. Excessive leakage in reactor coolant system equipment
 
The system is designed to handle a 1-gpm reactor coolant leak in addition to the expected leakage of 50 lb/day (Ref. 1) during normal operation, which is discussed in Section 5.2.5. Operation of the system is almost the same for normal operation, except that the load on the system is increased. A 1-gpm leak into the reactor coolant drain tank is handled automatically. If the 1-gpm leak enters the waste holdup tank, operation is the same as normal, except for the increased load on the system. Abnormal liquid volumes of reactor coolant resulting from excessive reactor coolant or auxiliary building equipment leakage (in excess of 1 gpm) can also be accommodated by the floor drain tank and processed by the LWPS.
: c. Excessive leakage in the auxiliary system equipment
 
Leakage of this type could include water from steam side leaks and fan cooler leaks inside the containment which are collected in the containment sump and sent to the floor drain tank. Other sources could be component cooling water leaks, service water leaks, and secondary side leaks. This water enters the floor drain tank and is processed and discharged as during normal operation.
 
11.2.2.2  Component Description
 
Codes and standards applicable to the LRWS are listed in Tables 3.2-1 and 11.2-
: 1. The LRWS is designed and constructed in accordance with quality group D (augmented). The LRWS is housed within a seismically designed building.
Regulatory Guide 1.143 is complied with to the extent specified in Table 3.2-5.
 
REACTOR COOLANT DRAIN TANK PUMPS - Due to the relative inaccessability of the containment and the loop drain requirements, two pumps are provided. One pump provides sufficient flow for normal tank operation with one pump for standby.
 
WASTE EVAPORATOR FEED PUMP - One standard pump is used. The waste evaporator feed pump supplies feed to the evaporator and the liquid radwaste demineralizer skid (LRDS). The pump is shut off when low level is reached in the waste holdup tank.
 
11.2-6                    Rev. 14 Wolf Creek
 
WASTE EVAPORATOR CONDENSATE TANK PUMP - The waste evaporator condensate tank pump is a transfer pump. One standard pump is used to transfer the contents of the waste condensate tank to the waste monitor tanks.
 
CHEMICAL DRAIN TANK PUMP - One standard pump is used to recirculate the liquid back to the chemical drain tank for mixing prior to sampling.
 
LAUNDRY AND HOT SHOWER TANK PUMP - One standard pump is used to transfer the water to the waste monitor tank.
 
FLOOR DRAIN TANK PUMPS - Two standard pumps are available to transfer the contents of the floor drain tanks to the waste monitor tank. The pumps are cross-connected to the pump from either floor drain tank. The pumps can also be used to supply the LRDS.
 
WASTE MONITOR TANK PUMPS - One standard pump is to be used for each tank to discharge water from the plant site or for recycle if further processing is required. The pump may also be used for circulating the water in the waste monitor tank in order to obtain uniform tank contents and hence a representative sample before discharge. The pump can be throttled to achieve the desired discharge rate.
 
REACTOR COOLANT DRAIN TANK HEAT EXCHANGER - The reactor coolant drain tank heat exchanger is a U-tube type with one shell pass and four tube passes. Although the heat exchanger is normally used in conjunction with the reactor coolant drain tank, it can also cool the pressurizer relief tank from 200 to 120&deg;F in less than 8 hours.
 
REACTOR COOLANT DRAIN TANK - One tank is provided to collect leakoff type drains inside the containment at a central collection point for further disposition through a single penetration via the reactor coolant drain tank pumps.
 
Only water which can be directed to the recycle holdup tanks enters the reactor coolant drain tank. The tank is provided with a hydrogen or nitrogen cover gas. The water must be compatible with reactor coolant.
 
Sources of water entering the reactor coolant drain tank include the reactor vessel flange leakoff, reactor coolant pump number two seal leakoffs, and the excess letdown heat exchanger flow. No continuous leakage is expected from the reactor vessel flange during operation.
 
11.2-7                        Rev. 29 Wolf Creek
 
The tank maintains a constant level to minimize the amount of gas sent to the gaseous waste processing system and also to minimize the amount of hydrogen or nitrogen required. The level is maintained by using a proportional control valve in the discharge line. This valve operates, on a signal from a level controller, to maintain a constant level by discharging normally to the recycle system. The remainder of the flow is recirculated to the tank.
 
WASTE HOLDUP TANK - One atmospheric pressure tank is provided outside the containment to collect equipment drainage, pump seal leakoffs, recycle holdup tank overflows, and other water from tritiated, aerated sources.
 
WASTE EVAPORATOR CONDENSATE TANK - One tank originally used to collect condensate from the waste evaporator which has been abandoned in place. This tank is now used for temporary water storage during outages or whenever a large surge of non-recyclable water occurs. The tanks damaged diaphragm has been removed.
 
CHEMICAL DRAIN TANK - One tank is provided to collect chemically contaminated tritiated water from the laboratories.
 
LAUNDRY AND HOT SHOWER TANK - One atmospheric pressure tank is used to collect laundry and hot shower drainage.
 
FLOOR DRAIN TANKS - Two atmospheric pressure tanks are used to collect floor drainage from the reactor plant operations.
 
WASTE MONITOR TANKS - The two atmospheric waste monitor tanks are provided for monitoring liquid discharges from the plant site. Each tank is sized to hold a volume large enough such that sampling requirements are minimized, thus minimizing laboratory effluent.
 
WASTE EVAPORATOR REAGENT TANK - One tank is used for adding chemicals to the plant for such things as cleaning of the waste evaporator tubes.
 
WASTE EVAPORATOR CONDENSATE DEMINERALIZER - One mixed bed demineralizer with nonregenerative hydrogen-hydroxide resin is provided to remove ionic contaminants from the waste condensate.
 
WASTE MONITOR TANK DEMINERALIZER - One mixed bed demineralizer with nonregenerative hydrogen-hydroxide resin is provided to remove trace contaminants from the water in the floor drain tank.
 
FILTERS - The filters provided are of a disposable-type cartridge.
 
11.2-8                    Rev. 29 Wolf Creek
 
The methods employed to change filters and screens are dependent on activity levels. Filters are valved out of service, drained to the appropriate tank, and vented locally. If the radiation level of the filter is low enough, it is changed manually. Filter handling is discussed in Section 11.4.
 
STRAINERS - Strainers are provided in the discharge of the laundry and hot shower pump and the floor drain tank pumps to remove large particulate matter and thus prevent clogging of the downstream lines and filters.
 
WASTE EVAPORATOR - The waste evaporator is abandoned in place.
 
LIQUID RADWASTE PROCESSING SKID (LRPS)-  The LRPS consists of a vendor supplied skid containing a chemical injection system, filtration unit and a series of demineralizer vessels. Based on the chemical and/or isotopic analysis of the waste stream, the processing skid may use every component available, or bypass those components not needed. The processes include filtration, reverse osmosis, and/or demineralization. Filtration removes large complex radioactive isotopes not easily removed by ion exchange from plant radioactive wastewater.
Reverse osmosis only allows water and selected ions to pass through a membrane.
Demineralization provides filtration and selective ion exchange. Following filtration, the radioactive contaminants or other solids left in solution are removed by reverse osmosis or demineralization.
 
11.2.2.3  System Operation
 
The LRWS operation is manually initiated, except for some functions of the reactor coolant drain subsystem. The system includes adequate control equipment to protect the system components and instrumentation and alarm functions to provide operator information to ensure proper system operation.
All pumps in the system have low level shutoffs, and all filters, strainers, and demineralizers have differential pressure indication to indicate fouling.
 
Operation of the LRWS is essentially the same during all phases of normal reactor plant operation; the only differences are in the load on the system.
The following sections discuss the operation of the system in performing its various functions. In this discussion, the term "normal operation" should be taken to mean all phases of operation, except operation under emergency or accident conditions. The LRWS is not regarded as a safety-related system.
 
REACTOR COOLANT DRAIN TANK SUBSYSTEM OPERATION - Normal operation of the reactor coolant drain subsystem is automatic and requires no operator action.
The system can be put in the manual mode, if desired. The leakage rate of reactor coolant pump No. 2 seal leakoffs, reactor vessel flange leakoffs, and discharges from the excess letdown heat exchanger into the reactor coolant drain tank (RCDT) can be estimated by putting the system
 
11.2-9 Rev. 22 Wolf Creek
 
in the manual mode, stopping operation of the reactor coolant drain tank pump, and watching the rate of level change. The reactor coolant drain tank pump normally discharges to the boron recycle system. These drains can also be processed in the waste holdup tank. The level in the RCDT is maintained by running one RCDT pump continuously and using a proportional control valve (LCV-1003) in the discharge line. This valve operates on a signal from the RCDT level controller to limit the flow out of the subsystem. The remainder of the flow is recirculated to the RCDT. The RCDT heat exchanger is sized to maintain the RCDT contents at or below 170&deg;F, assuming an in-leakage of 10 gpm at 600&deg;F.
 
A venting system is provided to prevent wide pressure variations in the RCDT.
Hydrogen or nitrogen cover gas is supplied from the service gas system and is automatically maintained between 2 and 6 psig by pressure-regulating valves.
PCV-7155 maintains a minimum tank pressure by admitting hydrogen or nitrogen, while PCV-7152 maintains maximum tank pressure by venting the RCDT to the gaseous radwaste system. The hydrogen is supplied from no more than two 194 SCF bottles, to limit the amount of hydrogen gas which might be accidentally released to the containment atmosphere. The RCDT vents to the gaseous radwaste system to limit any releases of radioactive gases.
 
The reactor coolant drain subsystem may also be used in the pressurizer relief tank (PRT) cooling mode of operation. In this mode, the level control valve in the discharge line to the recycle evaporator feed demineralizers (LCV-1003),
the isolation valve at the discharge of the reactor coolant drain tank (HV-7127) and the isolation valve in the reactor coolant drain tank recirculation line (HV-7144) are all closed. The PRT contents are circulated through the reactor coolant drain tank heat exchanger, via valve BB-HV-8031 and the reactor coolant drain tank pumps, prior to returning to the PRT via valve BB-HV-7141.
In this mode of operation, the RCDT heat exchanger is capable of cooling the PRT contents from 200&deg;F to 120&deg;F in less than 8 hours. As an alternative to returning the cooled fluid to the PRT, the fluid may be directly transferred to the recycle holdup tanks in the boron recycle system. In any and all cases of PRT cooling, the PRT is vented to less than 50 psig to prevent overpressurization of the RCDT subsystem.
 
The reactor coolant drain subsystem may be used to drain the reactor coolant loops by first venting the reactor coolant system, then connecting the spool piece in the RCDT pump suction piping. The design objective of this mode of operation is to drain the RCS to the midpoint of the reactor vessel nozzles in less than 8 hours with both RCDT pumps running. In this mode, valve HV-7144 is
 
11.2-10    Rev. 15 Wolf Creek
 
closed and, in order to maximize flow capability, the RCDT discharge level control valve (LCV-1003) may be bypassed during RCS draining operations. If automatic RCDT level control is desired, then the flow path through LCV-1003 may be used.
 
The reactor coolant drain subsystem may be used to drain down portions of the refueling pool which cannot be drained by the residual heat removal pumps. In this mode of operation, the RCDT heat exchanger may be bypassed and the RCDT level control valve (LCV-1003) may be bypassed to maximize flow through the fuel pool cooling and cleanup system to the refueling water storage tank. An alternate drain line is provided from the refueling pool to the containment sump to route decontamination chemicals away from the RCDT subsystem and minimize the possibility of contaminating any systems downstream of the RCDT pumps.
 
DRAIN CHANNEL "A" SUBSYSTEM OPERATION - Waste is accumulated in the waste holdup tank until a sufficient quantity exists to warrant processing. The Waste Holdup Tank contents are normally processed for discharge by the Liquid Radwaste Processing Skid. Processed effluent is not returned to the RMWS.
Demineralized LRWS effluent is discharged.
 
WASTE EVAPORATOR OPERATION - The waste evaporator is abandoned in place.
 
11.2-11    Rev. 19
 
Wolf Creek
 
DRAIN CHANNEL "B" SUBSYSTEM OPERATION - Normally, one floor drain tank is aligned to receive the discharge from the floor and equipment drain system, while the other tank is being used to supply waste to the processing system.
This procedure allows the waste to be sampled and pH adjusted prior to processing to ensure optimum system performance.
 
If the waste in the floor drain tank has a low total dissolved solids content
(<25 ppm), an activity of less than 10-5 mCi/cc, and does not contain significant organics, it may be processed using the liquid waste charcoal adsorber and waste monitor tank demineralizer in series, and directed to waste monitor tanks.
 
Any planned releases from the system must be weighted with all other unit radioactive liquid releases to ensure that the local releases do not exceed the ODCM limits at the boundary of the restricted area.
 
LAUNDRY SUBSYSTEM OPERATION - Waste from the personnel decontamination shower is directed by gravity drain to the detergent drain tank located in the basement of the control building. This waste is pumped to the LHST where it is sampled, prior to being processed. If discharge of the LHST contents is desired and the tank contents are found to be of acceptable quality for discharge, the fluid may be transferred to the Secondary Liquid Waste Monitor Tanks or Waste Monitor Tank "B" by way of the Laundry and Hot Shower Tank Basket Strainer and Filter.
 
The vendor provided laundry services for contaminated laundry is employed.
This helps prevent the spread of highly contaminated particles throughout the laundry water system.
 
The laundry water stored in the laundry water storage tank may also be directed to the LHST for reprocessing or to the waste monitor tank "B" or one of the secondary liquid waste monitor tanks. Any planned releases from this system must be weighed with all other radioactive liquid releases to ensure total releases do not exceed the ODCM limits at the boundary of the restricted area.
 
The LRWS is operated so that the waste discharges are segregated. Waste monitor tank "B" is normally aligned for laundry water while waste monitor tank "A" is normally aligned for demineralized floor drains. Laundry water is normally low radioactivity waste, and does not require treatment other than the removal of organics. Provision is made to demineralize the laundry water, via the waste monitor tank demineralizer, prior to discharge, if necessary.
 
11.2-12    Rev. 31 Wolf Creek
 
Floor drain wastes are relatively dirty and may contain moderately high radioactivity. Treatment of floor drain wastes prior to discharge consists of options for Ozone Injection, Ultra Filtration, Reverse Osmosis and demineralization. These options are provided using the (ZERO) liquid waste processing components.
 
The chemical drain tank (CDT) receives chemically contaminated tritiated water from the plant sample stations, and chemically contaminated decontamination wastes. Contents of the tank are sampled as process initiation levels are reached then drained to the FDT subsystem to dilute any high conductivity prior to being processed by the liquid waste process system. A high level alarm is provided from the CDT for operator information.
 
11.2.3  RADIOACTIVE RELEASES
 
This section describes the estimated liquid release from the plant for normal operation and anticipated operational occurrences.
 
11.2.3.1  Sources
 
Section 11.1 and Appendix 11.1A provide the bases for determining the contained sources inventory and the normal releases.
 
A survey has been performed of liquid discharges from different Westinghouse pressurized water reactor plants. The results are presented in Table 11.2-17 of Reference 2. The data includes radionuclides released on an unidentified basis, and are all within the permissible concentration for the release of liquid containing all unidentified radionuclide mixtures.
 
11.2.3.2  Release points
 
Radioactive plant wastes are treated inside the power block, where the majority of radioactive material is concentrated for offsite disposal. Water containing small concentrations of radioactivity is discharged from the power block to the environment as plant effluent. The effluent normally discharges from the plant into the circulating water discharge piping, which dilutes the power block effluent and conveys it to the cooling lake. The point of discharge into the cooling lake for these effluents is at the circulating water discharge structure (See Figure 11.2-1). Three other potential discharge points to the cooling lake are directly from the lime sludge pond, the oily waste separator, and the Technical Support Center. The Technical Support Center decontamination shower would only be used by E-Plan personnel if access control and rad waste showers were unavailable. These three pathways have no dilution. Further discussion of concentrations of radioactivity in the cooling lake from normal operational releases is provided in Section 11.2.3.3. A discussion of concentrations of radioactivity in the cooling lake from accidental release of liquid effluents is discussed in Section 2.4.12.
 
11.2-13    Rev. 23 Wolf Creek
 
This low level radioactive liquid effluent is stored in the power block in the primary and secondary waste monitor tanks (two each, four total) and the steam generator blowdown surge tank. Each of these tanks feeds into the liquid radwaste discharge line, which is connected to the circulating water discharge piping (See Figure 11.2-2). Tank discharge is initiated manually in all cases.
 
The minimum flow of dilution water which conveys the power block radioactive effluent to the cooling lake is 5,000 gpm. In the event that the dilution flow is less than 5,000 gpm, release of radioactive power block effluent is prohibited and is terminated through automatic controls at a point inside the power block.
 
Circulating water pumps and service water pumps provide dilution to discharge from the power block. The release of radioactive effluent from the power block is automatically terminated when no Circulating Water Pumps are in service.
Minimum dilution flow necessary for the discharge of radioactive effluents is established through administrative controls to ensure compliance with Federal discharge limits.
 
11.2.3.3  Dilution Factors
 
Liquid radioactive releases are normally diluted by cooling water with a flow rate of 1114 cfs and service water with a flow rate of 90 cfs for a total discharge of 1204 cfs. This is the normal dilution assumed for dose calculations to the maximum individual interacting with the cooling lake environment.
 
11.2.3.4 Estimated Doses
 
Preoperational estimates of doses from liquid effluents were shown to be in conformance with 10CFR50, Appendix I requirements. Actual dose from liquid effluents during plant operation are calculated using the approved methodology presented in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM). The ODCM describes the methods used for calculating concentration of radioactive material in the environment and the estimated potential offsite doses associated with liquid and gaseous effluents. The ODCM also specifies controls for release of liquid and gaseous effluents to ensure compliance with NRC regulations.
 
11.2.4  CALCULATIONAL BASIS FOR LIQUID SOURCE TERMS
 
The Wolf Creek Generating Station, Unit No. 1 uses the mixed bed demineralizer option shown in Item 5 of Figure 11.1A-2 (Sheet 2). The original GALE code input and annual liquid effluent releases are shown in Tables 11.2-10 and 11.2-11 respectively.
 
11.2-14    Rev. 23 Wolf Creek
 
11.2.5  SAFETY EVALUATION
 
Except for two associated containment penetrations and the CCW pressure boundary integrity at the reactor coolant drain tank, the LRWS is not a safety-related system.
 
SAFETY EVALUATION ONE - Sections 6.2.4 and 6.2.6 provide the safety evaluation for the system containment isolation arrangement and testability.
 
11.2.6  TESTS AND INSPECTION
 
Preoperational testing is discussed in Chapter 14.0.
 
The operability, performance, and structural and leaktight integrity of all system components are demonstrated by continuous operation.
 
11.2.7  INSTRUMENTATION DESIGN
 
The system instrumentation is described in Table 11.2-12 and shown on Figure 11.2-1.
 
The instrumentation readout is located mainly on the waste processing system panel in the radwaste building. Some instruments are read locally.
 
All alarms are shown separately on the waste processing system panel and further relayed to one common waste processing system annunciator on the main control board.
 
The waste processing system pumps are protected against loss of suction pressure by a control setpoint on the level instrumentation for the respective vessels feeding the pumps. The reactor coolant drain tank pumps and the spent resin sluice pump are, in addition, interlocked with flow rate instrumentation and stop operating when the delivery flows reach minimum setpoints.
 
Differential pressure indicators with local readout are provided for filters, strainers, and demineralizers.
 
11.
 
==2.8  REFERENCES==
: 1. NUREG-0017, "Calculation of Releases of Radioactive Materials in Gaseous and Liquid Effluents from Pressurized Water Reactors" (PWR-GALE Code), NRC, April 1976, pg. 6-1.
: 2.  "Appendix D to RESAR-3S, Liquid Waste Management System,"
WCAP 8665, March 1976.
 
11.2-15    Rev. 23 Wolf Creek
: 3. Attachment to Concluding Statement of Position of the Regulatory Staff. Public Rule-making Hearing on: Numerical Guides for Design Objectives and Limiting Conditions for Operation to Meet the Criterion "As Low as Practicable" for Radioactive Material in Light-Water-Cooled Nuclear Power Stations, USAEC, Docket No. RM-50-2, February 20, 1974.
: 4. Fletcher, J. F., and W. L. Dotson (compilers). HERMES-A Digital Computer Code for Estimating Regional Radiological Effects from the Nuclear Power Industry, USAEC. Report HEDL-TME-71-168, Hanford Engineering Development Laboratory, 1971.
: 5. Final Environmental Statement Concerning Proposed Rule Making Action: Numerical Guides for Design Objectives and Limiting Conditions for Operation to Meet the Criterion "As Low as Practicable:"  for Radioactive Material in Light-Water-Cooled, Nuclear Power Reactor Effluents, USAEC Report WASH-1258, Washington, D.C., July 1973.
: 6. Lyon, R. J., Shearin, R. L., 1976, EPA-520 Radionuclide Accumulation in a Reactor Cooling Lake: USEPA, Office of Radiation Programs.
: 7. Regulatory Guide 1.109, Calculation of Annual Doses to Man from Routine Releases of Reactor Effluents for the Purpose of Evaluating Compliance with 10 CFR 50, Appendix I, Office of Standards Development.
: 8. Regulatory Guide 1.113, Estimating Aquatic Dispersion of Effluents from Accidental and Routine Reactor Releases for the Purpose of Implementing Appendix I, Office of Standards Development.
: 9. Simpson, D. B., McGill, B. L., 1980, NUREG/CR-1276 User's Manual for LADTAP II Computer Program: U.S.N.R.C. and Oak Ridge National Laboratory.
 
11.2-16 Rev. 23 WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1
 
LIQUID WASTE PROCESSING SYSTEM EQUIPMENT PRINCIPAL DESIGN PARAMETERS
 
Reactor Coolant Drain Tank Pumps
 
Number                                  2
 
Type                                    Horizontal centrifugal
 
Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm
 
Point l                            100
 
Point 2                            150
 
Design head, ft
 
Point 1                            260
 
Point 2                            250
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS
 
Waste Evaporator Feed Pump
 
Number                                  l
 
Type                                    Canned centrifugal
 
Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm
 
Point 1                            35
 
Point 2                            100
 
Design head, ft
 
Point l                            250
 
Point 2                            200
 
Rev. 16
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 2)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        MS
 
Waste Evaporator Condensate Pump Number                                  1
 
Type                                    Canned centrifugal
 
Design pressure, psig                  150 Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm
 
Point 1                              35 Point 2                              100
 
Design head, ft
 
Point 1                              250 Point 2                              230
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS Chemical Drain Tank Pump
 
Number                                  1
 
Type                                    Canned centrifugal Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm Point 1                              35
 
Point 2                              100
 
Design head, ft Point l                              250
 
Point 2                              230
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 3)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS
 
Laundry and Hot Shower Tank Pump Number                                  l
 
Type                                    Horizontal centrifugal
 
Design pressure, psig                  150 Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm
 
Point 1                              35 Point 2                              100
 
Design head, ft
 
Point 1                              250 Point 2                              230
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS Floor Drain Tank Pumps
 
Number                                  2
 
Type                                    Horizontal centrifugal Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm Point 1                              35
 
Point 2                              100
 
Design head, ft Point l                              250
 
Point 2                              230
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 4)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS
 
Waste Monitor Tank Pumps Number                                  2
 
Type                                    Canned centrifugal
 
Design pressure, psig                  150 Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm
 
Point 1                              35 Point 2                              100
 
Design head, ft
 
Point 1                              250 Point 2                              230
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS Laundry Water Storage Tank Pump
 
Number                                  1
 
Type                                    Inline centrifugal Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm                        35 Design head, ft                        81
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            MS
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 5)
 
Reactor Coolant Drain Tank Heat Exchanger
 
Number                                  1
 
Type                                    U-tube Estimated UA, Btu/hr-F                  70,000
 
Design flow, lb/hr
 
Shell                                112,000 Tube                                44,600 (See *)
 
Temperature in, F
 
Shell                                105 Tube                                180 (See *)
 
Temperature out, F
 
Shell                                125 Tube                                130
 
Material
 
Shell                                Carbon steel Tube                                Stainless steel
 
Design code
 
Shell side                          ASME Section III Tube side                            ASME Section VIII
* At Operating temp. 170 &deg; F, Flow is 55,581 #/hr
 
Reactor Coolant Drain Tank
 
Number                                  1
 
Type                                    Horizontal
 
Usable volume, gal                      350
 
Design pressure, psig*                  100
 
Design temperature, F                  250
 
*External design pressure is 60 psig.
 
Rev. 16
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 6)
 
Material                                Stainless steel Design code (1)                        ASME Section VIII
 
Waste Holdup Tank
 
Number                                  l Type                                    Vertical
 
Usable volume, gal                      10,000
 
Design pressure                        Atmospheric Design temperature, F                  200
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII (no code stamp)
 
Waste Evaporator Condensate Tank Number                                  1
 
Type                                    Vertical
 
Usable volume, gal                      5,000 Design pressure, psig                  +0.433
 
Design temperature, F                  200
 
Material                                Stainless steel Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
Chemical Drain Tank
 
Number                                  1
 
Type                                    Vertical Usable volume, gal                      600
 
Design pressure, psig                  +0.5
 
Design temperature, F                  200 Material                                Stainless steel
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 7)
 
Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
Laundry and Hot Shower Tank
 
Number                                  1
 
Type                                    Vertical Usable volume, gal                      10,000
 
Design pressure, psig                  +0.5
 
Design temperature, F                  200 Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
 
Floor Drain Tanks
 
Number                                  2 Type                                    Vertical
 
Usable volume, gal                      10,000
 
Design pressure, psig                  +0.5 Design temperature, F                  200
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
 
Laundry Water Storage Tank Number                                  l
 
Type                                    Vertical
 
Usable volume, gal                      10,000 Design pressure                        Atmospheric
 
Design temperature, F                  200
 
Material                                Stainless steel Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 8)
 
Waste Monitor Tanks
 
Number                                  2
 
Type                                    Vertical Usable volume, gal                      5,000
 
Design pressure, psig                  +0.5
 
Design temperature, F                  200 terial                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII (no code stamp)
 
Waste Evaporator Reagent Tank
 
Number                                  1 Type                                    Vertical
 
Usable volume, gal                      5
 
Design pressure, psig                  150 Design temperature, F                  200
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII Waste Evaporator Condensate Demineralizer
 
Number                                  1
 
Type                                    Flushable Design pressure, psig                  300
 
Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        120 Resin volume, ft3 max.                  39
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 9)
 
Waste Monitor Tank Demineralizer
 
Number                                  l
 
Type                                    Flushable Design pressure, psig                  300
 
Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        120 Resin volume, ft3 max.                  39
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII Liquid Waste Charcoal Adsorber
 
Number                                  1
 
Type                                    Flushable Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow rate, gpm                  35 Charcoal volume, ft3                    42
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII Laundry and Hot Shower Charcoal Adsorber
 
Number                                  1
 
Type                                    Flushable Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow rate, (gpm) avg./max.      4/10 Charcoal volume, ft3                    10
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII
 
Rev. 0
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 10)
 
Waste Evaporator Feed Filter
 
Number                                  l
 
Design pressure, psig                  300 Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        250
 
P at design flow, unfouled, psi        5 Particle Retention                      (see note 2 of Table 9.3-13)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII Waste Evaporator Condensate Filter (FHB10)*
 
Number                                  l
 
Design pressure, psig                  300 Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        250
 
P at design flow, unfouled, psi        5 Particle retention                      (See Note 2 of Table 9.3-13)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII Laundry and Hot Shower Tank Filter (FHB07)*
 
Number                                  l
 
Design pressure, psig                  300 Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        250
 
P at design flow, unfouled, psi        5 Particle retention                      (See Note 2 of Table 9.3-13)
 
*See comments on Sheet 2 of Table 9.3-13.
 
Rev. 11
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 11)
 
Material                                Stainless steel Design code (1)                        ASME Section VIII
 
Waste Monitor Tank Filter (FHB08)*
 
Number                                  l Design pressure, psig                  300
 
Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        250
 
P at design flow, unfouled, psi        5
 
Particle retention                      (See Note 2 of Table 9.3-13)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII
 
Floor Drain Tank Filter (FHB06)*
 
Number                                  1
 
Design pressure, psig                  300
 
Design temperature, F                  250
 
Design flow, gpm                        250
 
P at design flow, unfouled, psi        5
 
Particle retention                      (See Note 2 of Table 9.3-13)
 
Material                                Stainless steel
 
Design code (1)                        ASME Section VIII
 
Rev. 10
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 12)
Liquid Radwaste Demineralizer Skid
 
Number                                  1 Design flow rate, gpm                  50
 
Nominal Design pressure, PSIG Maximum        150
 
Design temperature, F Maximum        150
 
Material                              MS Design code                          ASME Section VIII
 
Laundry and Hot Shower Tank Strainer
 
Number                                  l Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm                        35
 
P at design flow, unfouled, psi        0.2
 
Basket perforation size, inch          1/16
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII
 
Floor Drain Tank Strainer
 
Number                                  1
 
Design pressure, psig                  150
 
Design temperature, F                  200
 
Design flow, gpm                        35
 
P at design flow, unfouled, psi        0.2
 
Basket perforation size, inch          1/16
 
Material                                Stainless steel
 
Design code                            ASME Section VIII
 
Rev. 8
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-1 (Sheet 13)
 
Waste Evaporator (2)
 
Number                                  1
 
Steam design pressure, psig            50 Design feed flow, gpm                  15
 
Feed concentration, boron, ppm          10-2,500
 
Bottoms concentration, boron, ppm      7,200-21,000 Material (for concentrates)          Incoloy 825 (or equivalent)
 
Design code                          ASME Section VIII/TEMA C
 
(1)  Table indicates that the required code is based on its safety-related importance as dictated by service and functional requirements and by the consequences of their failure. Note that the equipment may be supplied to a higher principal construction code than required.
 
(2)            Equipment is abandoned in place.
 
Rev. 19
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-3 (Historical Information)
 
CALCULATED LIQUID EFFLUENT DISCHARGE CONCENTRATIONS FROM ROUTINE OPERATION
 
pCi/1 Release      Circulating      Cooling Isotopea          Ci/yr          Waterb          Lakec          LeRoyd
 
1H      3      4.10+002        2.38+004        2.34+004        7.38E+002 24CR    51      9.00-005        1.62-004        7.83-005        2.47E-006 25MN    54      1.20-004        1.22-003        1.11-003        3.50E-005 26FE    55      9.00-005        2.39-003        2.30-003        7.26E-005 26FE    59      5.00-005        1.17-004        7.02-005        2.22E-006 27CO    58      1.30-003        4.09-003        2.88-003        9.09E-005 27CO    60      9.80-004        4.07-002        3.98-002        1.26E-003 35BR    83      3.00-005        2.79-005        9.40-008        2.97E-009 42MO    99      1.80-003        1.84-003        1.67-004        5.27E-006 43TC    99M      1.70-003        1.60-003        1.33-005        4.20E-007 52TE    129M      7.00-005        1.39-004        7.42-005        2.34E-006 53I      131      9.50-002        1.12-001        2.40-002        7.57E-004 52TE    132      6.10-004        6.30-004        6.19-005        1.95E-006 53I      132      1.70-003        1.58-003        5.11-006        1.61E-007 53I      133      3.00-002        2.87-002        8.23-004        2.60E-005 55CS    134      8.10-003        1.79-001        1.71-001        5.40E-003 53I      135      5.20-003        4.89-003        4.55-005        1.44E-006 55CS    136      2.10-003        2.81-003        8.54-004        2.70E-005 55CS    137      7.30-003        5.03-001        4.96-001        1.57E-002 40ZR    95      1.40-004        4.14-004        2.84-004        8.96E-006 41NB    95      2.00-004        4.06-004        2.20-004        6.94E-006 37RB    86      2.00-005        3.03-005        1.17-005        3.69E-007 44RU    103      2.00-005        4.35-005        2.49-005        7.86E-007 44RU    106      2.40-004        2.90-003        2.68-003        8.46E-005 47AG    110M      4.00-005        3.46-004        3.09-004        9.75E-006 58CE    144      5.20-004        4.98-003        4.50-003        1.42E-004 38SR    89      2.00-005        5.12-005        3.26-005        1.03E-006 52TE    127M      1.00-005        4.32-005        3.39-005        1.07E-006 52TE    127      2.00-005        1.88-005        2.46-007        7.76E-009 52TE    129      5.00-005        4.65-005        7.49-008        2.36E-009 53I      130      1.00-004        9.49-005        1.63-006        5.14E-008 52TE    131M      3.00-005        2.90-005        1.18-006        3.72E-008 93NP    239      2.00-005        2.01-005        1.47-006        4.64E-008
 
aM = Metastable
 
bBased solely on dilution by the circulating water discharge and buildup of radionuclides over 40 year plant life.
 
cBased on dilution by the circulating water discharge and buildup of radionuclides in the cooling lake over 40 year plant life.
 
dConcentration of radionuclides at the LeRoy water works intake.
Based on dilution by circulating water discharge and build-up of radionuclides in the cooling lake over 40 year plant life and additional dilution in the Neosho River.
 
Rev. 19
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-4 (Historical Information)
 
BIOACCUMULATION FACTORS (pCi/kg per pCi/liter)
 
FRESHWATER                      SALTWATER ELEMENT      FISH        INVERTEBRATE        FISH        INVERTEBRTATE
 
H      9.0E-01        9.0E-01          9.0E-01        9.3E-01 C      4.6E 03        9.1E 03          1.8E 03        1.4E 03 NA      1.0E 02        2.0E 02          6.7E-02        1.9E-01 P      1.0E 05        2.0E 04          2.9E 04        3.0E 04 CR      2.0E 02        2.0E 03          4.0E 02        2.0E 03 MN      4.0E 02        9.0E 04          5.5E 02        4.0E 02 FE      1.0E 02        3.2E 03          3.0E 03        2.0E 04 CO      5.0E 01        2.0E 02          1.0E 02        1.0E 03 NI      1.0E 02        1.0E 02          1.0E 02        2.5E 02 CU      5.0E 01        4.0E 02          6.7E 02        1.7E 03 ZN      2.0E 03        1.0E 04          2.0E 03        5.0E 04 BR      4.2E 02        3.3E 02          1.5E-02        3.1E 00 RB      2.0E 03        1.0E 03          8.3E 00        1.7E 01 SR      3.0E 01        1.0E 02          2.0E 00        2.0E 01 Y      2.5E 01        1.0E 03          2.5E 01        1.0E 03 ZR      3.3E 00        6.7E 00          2.0E 02        8.0E 01 NB      3.0E 04        1.0E 02          3.0E 04        1.0E 02 MO      1.0E 01        1.0E 01          1.0E 01        1.0E 01 TC      1.5E 01        5.0E 00          1.0E 01        5.0E 01 RU      1.0E 01        3.0E 02          3.0E 00        1.0E 03 RH      1.0E 01        3.0E 02          1.0E 01        2.0E 03 TE      4.0E 02        6.1E 03          1.0E 01        1.0E 02 I      1.5E 01        5.0E 00          1.0E 01        5.0E 01 CS      2.0E 03        1.0E 03          4.0E 01        2.5E 01 BA      4.0E 00        2.0E 02          1.0E 01        1.0E 02 LA      2.5E 01        1.0E 03          2.5E 01        1.0E 03 CE      1.0E 00        1.0E 03          1.0E 01        6.0E 02 PR      2.5E 01        1.0E 03          2.5E 01        1.0E 03 ND      2.5E 01        1.0E 03          2.5E 01        1.0E 03 W      1.2E 03        1.0E 01          3.0E 01        3.0E 01 NP      1.0E 01        4.0E 02          1.0E 01        1.0E 01
 
*Regulatory Guide 1.109
 
Rev. 19
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.2-9 (Historical Information)
 
APPENDIX I CONFORMANCE
 
==SUMMARY==
TABLE FOR LIQUID EFFLUENTS
 
Type of Dose Design                                                                Calculated                                        Point of Dose Liquid Effluents                                        Objectivea Doseb Evaluation Dose to total body                    3 mrem/yr                                          2.51 mrem/yr b Point of from all pathways                                            per site                                                                                                                                                                                                                        Discharge, Cooling Lake Dose to any organ                              10 mrem/yr                                3.63 mrem/yr c                                Same as above from all pathways                              per site
 
aAppendix I design objectives from Sections II.A, II.B, II.C, and II. D (by Annex, RM50-2) of Appendix I, 10CFR Part 50; considers doses to maximum individual.
 
bMaximum dose to an individual from all liquid pathways.
 
cMaximum dose to a teen liver from all liquid pathways.
 
Rev. 19
 
r .. --.. *-- c . ~."    -*- --------'---..        ~---  .. ----... -.r*~-    *:-.--.-,...,.. --_,..-~--*. :------*---.---.---r*--. -:
 
I                                                              WOLF    ~cEK                                                                  I o                                                                                                                                              I I
I
 
I            I cnrr* &: I . SITE  UNDERGROUND PIPING
 
z*      '
en      I
 
RADIOACTIVE LIQUID  RELEASE
 
                                                                      ~6''
144"  CIRCULATING WATER            <AND SERVICE
* WATER  DISCHARGE>
 
CIRCULATING  WATER DISCHARGE  STRUCTURE
 
42" WARMING  LINE~              WARMING  LINE TO
            . ..                                                CIRCULATING  WATER  SCREENHOUSE r                                                                                                                    REV. 12
 
I.                                                                                                                WOLF  Cl\\BBK UPDATED    SAFETY  ANALYSIS  REPORT    ..
FIGURE  11.2-1              I RADIOACTIVE FLOW LIQUID DIAGRAM RELEASE
 
- -. - .. -  , -- -. -'---~ .. - ----  " - -------    . ----  ----.  -  . -- . --                      .. -. ---. -" ---. ~ ---.. --.. -....... -~s~~~ ~~ . J WOLF CREEK
 
11.3  GASEOUS WASTE MANAGEMENT SYSTEMS
 
The gaseous radwaste system (GRWS) and the plant ventilation exhaust systems control, collect, process, store, and dispose of gaseous radioactive wastes generated as a result of normal operation, including anticipated operational occurrences. This section discusses the design, operating features, and performance of the GRWS and the performance of the ventilation systems. The plant ventilation exhaust systems accommodate other potential release paths for gaseous radioactivity due to miscellaneous leakages, aerated vents from systems containing radioactive fluids, and the removal of noncondensables from the secondary system. Systems which handle these gases are not normally considered gaseous waste systems and are discussed in detail in other sections. These systems are included here to the extent that they represent potential release paths for gaseous radioactivity.
 
11.3.1  DESIGN BASES
 
11.3.1.1  Safety Design Basis
 
The GRWS and other gaseous waste management systems serve no safety-related function.
 
11.3.1.2  Power Generation Design Bases
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS ONE - The GRWS and the ventilation exhaust systems are designed to meet the requirements of the discharge concentration limits of 10 CFR 20 and the as low as reasonably achievable dose objective of 10 CFR 50, Appendix I.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS TWO - The GRWS includes design features to preclude the possibility of an explosion where a potential for an explosive mixture exists.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS THREE - The GRWS uses design and fabrication codes consistent with quality group D (augmented), as assigned by Regulatory Guide 1.143 for radioactive waste management systems.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS FOUR - The ventilation exhaust system complies with Regulatory Guide 1.140 to the extent specified in Table 9.4-3.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS FIVE - Gaseous effluent discharge paths are monitored for radioactivity.
 
11.3-1                      Rev. 13 WOLF CREEK
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS SIX - The Radwaste Building (including the Waste Bale Drumming Area) is equipped with a monitored ventilation system which ensures that the potential release pathways are controlled and monitored as per 10 CFR 50, Appendix A, in case of a breach of container.
 
11.3.2  SYSTEM DESCRIPTIONS
 
11.3.2.1  General Description
 
This section describes the design and operating features of the GRWS. The performance of the GRWS and other plant gaseous waste management systems with respect to the release of radioactive gases is discussed in Section 11.3.3.
Detailed descriptions of the plant ventilation systems and main condenser evacuation system are presented in Sections 9.4 and 10.4.2, respectively.
 
The piping and instrumentation diagram for the GRWS is shown in Figure 11.3-1.
 
The main flow path in the GRWS is a closed loop comprised of two waste gas compressors, two catalytic hydrogen recombiners, six gas decay tanks for normal power service, and two gas decay tanks for service at shutdown and startup.
The system also includes a gas decay tank drain collection tank, drain pump, four gas traps to handle normal operating drains from the system, and a waste gas drain filter to permit maintenance and handle normal operating drains from the system. All of the equipment is located in the radwaste building.
 
The closed loop has nitrogen for a carrier gas. The primary influents to the GRWS are combined with hydrogen as the stripping or carrier gas. The hydrogen that is introduced to the system is recombined with oxygen, and the resulting water is removed from the system. As a result, the bulk of all influent gases is removed, leaving trace amounts of inert gases, such as helium and radioactive noble gases to build up.
 
The primary source of the radioactive gas is via the purge of the volume control tank with hydrogen, as described in Section 9.3.4. The operation of the GRWS serves to reduce the fission gas concentration in the reactor coolant system which, in turn, reduces the escape of fission gases from the reactor coolant system during maintenance operations or through equipment leakage.
Smaller quantities are received, via the vent
 
11.3-2                      Rev. 11 WOLF CREEK
 
connections, from the reactor coolant drain tank, the pressurizer relief tank, and the recycle holdup tanks.
 
Since hydrogen is continuously removed in the recombiner, this gas does not build up within the system. The largest contributor to the nonradioactive gas accumulation is helium generated by a B10 (n,a)Li7 reaction in the reactor core. The second largest contributors are impurities in the bulk hydrogen and oxygen supplies. Stable and long-lived isotopes of fission gases also contribute small quantities to the system gas volume accumulation.
 
Operation of the system is such that fission gases are distributed throughout the six normal operation gas decay tanks. Separation of the GRWS gaseous inventory in several tanks assures that the allowable site boundary dose will not be exceeded in the event of a gas decay tank rupture. Radiological consequences of such a postulated rupture are discussed in Section 15.7.1.
 
The GRWS also provides the capacity for indefinite holdup of gases generated during reactor shutdown. Nitrogen gas from previous shutdowns is contained in the shutdown gas decay tank for use in stripping hydrogen from the reactor coolant system. The shutdown tank is normally at low pressure and is used to accept relief valve discharges from the normal operation gas decay tanks.
 
For all buildings where there is potential airborne radioactivity, the ventilation systems are designed to control the release. Where applicable, each building has a vent collection system for tanks and other equipment which contain air or aerated liquids. The condenser evacuation system discharge is filtered and discharged to the unit vent in addition to the discharges from the reactor building, auxiliary building, and fuel building. The radwaste building, which houses the GRWS, has its own release vent. The turbine building has an open ventilation system, and the steam packing exhaust discharges outside the turbine building.
 
The vent collection systems receive the discharge of vents from tanks and other equipment in the radwaste and auxiliary buildings which contain air or aerated liquids. These components contain only a very small amount of fission product gases. Prior to release via the radwaste or auxiliary building ventilation system, the gases are monitored, as described in Section 11.5, and passed through a prefilter, HEPA filter, charcoal filter, and another
 
11.3-3 Rev. 14 WOLF CREEK
 
HEPA filter in series which reduce any airborne particulate radioactivity to negligible levels and provide a decontamination factor of at least 10 for radioactive iodines and 100 for particulates. Expected efficiencies for iodine removal are better than 99 percent for elemental iodine and 95 percent for organic iodine at 70-percent relative humidity. However, for gaseous effluent release calculations, 70-percent efficiency is conservatively used for radioiodine isotopes.
 
Although plant operating procedures, equipment inspection, and preventive maintenance are performed during plant operations to minimize equipment malfunction, overall radioactive release limits have been established as a basis for controlling plant discharges during operation with the occurrence of a combination of equipment faults of moderate frequency. These faults include operation with fuel defects in combination with steam generator tube leaks and malfunction of liquid or gaseous waste processing systems or excessive leakage in reactor coolant system equipment or auxiliary system equipment. Operational occurrences such as these can result in the discharge of radioactive gases from various plant systems. These unscheduled discharges may be from plant systems which are not normally considered gas processing systems or from a gas decay tank after a 90-day holdup period. These potential sources are tabulated in Table 11.1-2. The bases for assumed releases, the factors which tend to mitigate the release of radioactivity, and the release paths are given in Appendix 11.1A.
 
A further discussion of the gaseous releases from the plant is provided in Section 11.3.3.
 
11.3.2.2  Component Description
 
Codes and standards applicable to the GRWS are listed in Tables 3.2-1 and 11.3-
: 1. The GRWS is designed and constructed in accordance with quality group D (augmented). The GRWS is seismically designed to the requirements of Reg. Guide 1.143, as discussed in Table 3.2-5. The GRWS is housed within a building also seismically designed to the requirements of Reg. Guide 1.143. The GRWS design complies with Regulatory Guide 1.143, as specified in Table 3.2-5.
 
WASTE GAS COMPRESSOR - The waste gas compressor is a water-sealed centrifugal displacement unit which maintains continuous circulation of nitrogen around the waste gas loop. The compressor is provided with a mechanical shaft seal to minimize water leakage. The compressor moisture separator normal water level is maintained to keep the shaft immersed at all times.
 
11.3-4                                                                                                                                                                                                                                      Rev. 0 WOLF CREEK
 
Two waste gas compressor packages are provided. One compressor is normally used, and the other compressor is on standby. The packages are self-contained and skid-mounted. Construction is primarily of carbon steel.
 
CATALYTIC HYDROGEN RECOMBINER - The catalytic recombiner disposes of hydrogen brought into the GRWS. This is accomplished by adding a controlled amount of oxygen to the recombiner which reacts with the hydrogen as the gas flows through a catalyst bed. The control system for the recombiner is designed to preclude the possibility of a hydrogen explosion. This is further discussed in Section 11.3.6.
 
Two hydrogen recombiner packages are provided. One recombiner is normally used, and the other is on standby. The packages are self-contained and skid-mounted. The recombiner is located in the system where the hydrogen concentration and pressure are optimum with respect to hydrogen removal.
 
DECAY TANK - Eight gas decay tanks are provided, six for normal power operation and two for service at shutdown and startup. The tanks are of the vertical-cylindrical type and are constructed of carbon steel.
 
MISCELLANEOUS COMPONENTS - The gas decay drain collection tank provides a collection point for condensation drained from the gas decay tanks, recombiners, and gas compressors.
 
All control valves, with the exception of those on the recombiner, are provided with bellow seals to minimize the leakage of radioactive gases through the valve bonnet and stem. Valves on the recombiner package are provided with leakoffs. The leakoff port was removed and capped on the Feed Gas Pressure Control Valve for SHA01A A Hydrogen recombiner skid. This leak off line remains intact for the B Hydrogen Gas Recombiner skid.
 
Relief valves have soft seats and are exposed to pressures which are normally less than two-thirds of the relief valve set pressure. The relief valves of the major components discharge to the shutdown tanks. This permits decay and controlled disposal of all discharges less than about 3,000 scf. The relief valves are designed to relieve full flow from both waste gas compressors.
 
To maintain leakage from the system at the lowest practicable level, diaphragm-type manual valves are used throughout the waste gas system. For low temperature, low pressure service valves with a synthetic rubber-type diaphragm are used. This application includes all parts of the system, except the recombiners. Because of the high temperature that may exist in the recombiner, globe type valves with a metal diaphragm seal in the stem are used. There should be no measurable stem leakage from either type of valve.
 
11.3-5                      Rev. 26 WOLF CREEK
 
The gas decay tank drain pump directs water from the gas decay drain collection tank (due to condensation or maintenance) to the waste holdup tank or recycle holdup tanks. It is used when there is insufficient pressure in the gas system to drive the fluid. All parts of the pump in contact with the drain water are of austenitic stainless steel. The pump is a canned-motor type.
 
The waste gas drain filter is a disposable cartridge filter provided to prevent particulate matter, including rust, from entering the LRWS and BRS. Parts of the filter in contact with the drain water are of austenitic stainless steel.
 
The waste gas traps are designed to prevent gases from leaving the GRWS. There are four gas traps - two in the gas decay tank drain line and one each in the recombiner drain lines and compressor drain lines.
 
The component description for the ventilation systems is provided in Section 9.4.
 
11.3.2.3  System Operation
 
Operation of the ventilation systems is described in Section 9.4. The following is a description of the GRWS.
 
NORMAL OPERATION - During normal power operation, nitrogen gas, with contained fission gases, is circulated around the GRWS loop by one of the two compressors. Fresh hydrogen gas is introduced into the volume control tank where it is mixed with fission gases stripped from the reactor coolant by the action of the volume control tank letdown line spray nozzle. The gas is vented from the volume control tank into the circulating nitrogen in the waste gas system, at the compressor suction. Normal operational mode of the system is dependent on the reactor coolant system (RCS) gas concentration and the RCS status. A purge of the Volume Control Tank is performed as directed by Chemistry. During a VCT purge using the same Gas Decay Tank is advantageous.
However, switching GDTs may be required, depending on the high operating pressure parameters of the system.
 
The resulting mixture of nitrogen, hydrogen, and fission gases is pumped by one of the compressors to one of the two catalytic hydrogen recombiners where enough oxygen is added to react with and reduce the hydrogen to a low residual level. Water vapor formed in the recombiner by the hydrogen and oxygen reaction is condensed and removed, and the cooled gas stream (now composed primarily of nitrogen, helium, and fission gases) is discharged from the recombiner, routed through a gas decay tank, and sent back to the compressor suction to complete the loop circuit.
 
Only one gas decay tank is valved into the waste gas loop at any time. By switching tanks when tank pressure nears the upper operating parameters, this will allow for more decay time for the gases stored in the tanks. This practice will result in fewer radioactive curies released.
 
11.3-6                      Rev. 11 WOLF CREEK
 
If it has been determined that excessive nitrogen buildup is occurring within the system or when other occurrences require it, one tank can be valved out of service and allowed to decay for a period of 90 days, and then discharged.
 
STARTUP - At plant startup, the system is first flushed free of air and filled with nitrogen at atmospheric pressure. One compressor, one recombiner, and one shutdown decay tank are in service. The reactor is at the cold shutdown condition. Fresh hydrogen is charged into the volume control tank, and the volume control tank vent gas mixes with the circulating nitrogen in the GRWS.
This circulating mixture enters the compressor suction, passes through the recombiner and shutdown gas decay tank, and returns to the compressor suction.
When the reactor coolant system hydrogen concentration is within operating specifications, the shutdown gas decay tank is isolated and the gas flow directed to one of the gas decay tanks provided for normal power operation.
Gases accumulated in the shutdown tank will be retained for reuse during hydrogen stripping from the reactor coolant system during subsequent shutdown operations.
 
SHUTDOWN AND DEGASSING OF THE REACTOR COOLANT SYSTEM - Plant shutdown operations are essentially startup operations in reverse sequence. The volume control tank hydrogen purge is maintained until after the reactor is shut down and coolant fission gas concentrations have been reduced to specified level.
During this operation, hydrogen purge flow may be increased to speed up coolant degassing. The gas decay tank in service for normal power operation is valved out, and a nitrogen purge from the shutdown tank to the volume control tank is begun. The shutdown tank is placed in the process loop at the compressor discharge so that the gas mixture from the volume control tank vents to the compressor suction and passes through the shutdown tank and to the recombiner where hydrogen is removed and returned to the compressor suction. The nitrogen purge continues until the reactor coolant hydrogen concentration reaches the required level. Degassing is then complete, and the reactor coolant system may be opened for maintenance or refueling.
 
11.3.3  RADIOACTIVE RELEASES
 
This section describes the estimated gaseous release from the plant for normal operation and anticipated operational occurrences.
 
11.3.3.1  Sources
 
Section 11.1 and Appendix 11.1A provide the bases for determining the contained source inventory and the normal releases.
 
11.3-7                      Rev. 0 WOLF CREEK
 
11.3.3.2  Release Points
 
Potential release paths for gaseous radioactivity are illustrated schematically in Appendix 11.1A. The general location of potential gaseous radioactivity release points is depicted in Figure 1.2-1. A description of potential release points for radioactive gaseous effluents is given in Appendix 11.1A, along with the physical characteristics of the gaseous effluent streams. Release points from the gaseous waste processing systems are shown on Figure 11.1A-3.
 
11.3.3.3  Dilution Factors
 
The annual average dilution factors used in evaluating the release of gaseous radioactive effluents are derived and justified in Section 2.3.
 
11.3.3.4  Estimated Doses
 
The GASPAR computer code, which calculates doses due to normal gaseous effluents in accordance with Regulatory Guide 1.109, was used to determine the doses listed herein. This code was validated and verification is maintained on file.
 
The doses due to normal gaseous effluents from WCGS are listed in Tables 11.3-2, 3 and 4. Doses attributable to radioactive iodines and particulates at the controlling sector Exclusion-Restricted Area boundary are contained within Table 11.3-3 (Hypothetical Worst Case). Doses from iodines and particulates at the controlling residence are contained within Table 11.3-4 (Controlling Existing Resident). Table 11.3-2 contains doses from noble gases at the Exclusion-Restricted Area boundary.
 
The doses in these tables were calculated assuming intermittent purge operation. Intermittent purge mode release rates were taken from Section 11.1.
The values of the dispersion and deposition coefficients, X/Q (non-decayed),
X/Q (depleted and non-decayed) and D/Q used in the calculations were taken from Section 2.3 and Table 2.3-75. A comparison of the half lives of the radionuclides released to the time needed for released nuclides to disperse to any point within the 5-mile radius of interest shows that the effect of decay during this dispersion period is negligible. Thus, the values for X/Q (decayed) and X/Q (decayed and depleted) were taken to be equivalent to the corresponding X/Q (non-decayed) and X/Q (depleted and non-decayed) values.
 
11.3-8                      Rev. 31 WOLF CREEK
 
A survey of the area within a five-mile radius of the site was conducted during June 1980 and was used to determine the pathways present at the controlling locations. A 1986 survey of the same area indicates the pathways present at the controlling locations are still the same. X/Qs for the controlling locations were used in calculating doses from iodines and particulates as well as noble gases.
 
The total doses for Table 11.3-3 and 11.3-4 were calculated by summing the doses from each pathway present. It was conservatively assumed that all age groups were present at each controlling location.
 
Doses due to noble gases and radioactive iodines and particulates in no case exceed 10 CFR 50 Appendix I limits.
 
Actual doses from gaseous effluent during plant operation will be calculated using the approved methodology presented in the Offsite Dose Calculation Manual.
 
11.3.4  SAFETY EVALUATION
 
The GRWS serves no safety-related function.
 
11.3.5  TESTS AND INSPECTIONS
 
Preoperational testing is described in Chapter 14.0.
 
The operability, performance, and structural and leaktight integrity of all system components are demonstrated by continuous operation.
 
11.3.6  INSTRUMENTATION APPLICATION
 
The GRWS instrumentation, as described in Table 11.3-5, is designed to facilitate automatic operation and remote control of the system and to provide continuous indication of system parameters.
 
The instrumentation readout is located mainly on the waste processing system panel in the radwaste building. Some instruments are read where the equipment is located. Alarms are shown separately on the waste processing system panel and further relayed to one common waste processing system annunciator on the main control board of the plant. Where suitable, instrument lines are provided with diaphragm seals to prevent fission gas outleakage through the instrument.
Figure 11.3-3 shows the location of the instruments on the compressor package.
 
11.3-9                      Rev. 5 WOLF CREEK
 
The compressors are interlocked with the seal water inventory in the moisture separators and trip off on either high or low moisture separator level. During normal operation, the proper seal water inventory is maintained automatically.
 
Figure 11.3-4 indicates the location of the instruments on the recombiner installation.
 
The catalytic recombiner system is designed for automatic operation with a minimum of operation attention. Each package includes two online gas analyzers, one to measure hydrogen and oxygen in and one to measure hydrogen and oxygen out. The analyzers are the primary means of recombiner control.
Each of these online gas analyzers is independently controlled. In the event that these analyzers are declared inoperable, operation of the system may continue provided grab samples are taken and analyzed at least once per 24 hours. With both oxygen channels or both the inlet oxygen and inlet hydrogen channels inoperable, oxygen supply is suspended to the recombiner. Addition of waste gas to the system may continue provided grab samples are taken and analyzed at least once per 4 hours during degassing operations and at least once per 24 hours during other operations.
 
The GRWS is designed to operate with hydrogen concentrations above 4 percent by volume. Flammable mixtures of gases in the system are prevented by monitoring and controlling the oxygen concentration to appropriate levels. The setpoints for oxygen concentration in the catalyst bed inlet stream are 3 percent for the hi-alarm and 3.5 percent for the hi-hi alarm and isolation of the oxygen supply. The setpoint for oxygen concentration downstream of the catalyst bed is 60 ppm oxygen for the hi-hi alarm and isolation of inlet oxygen supply.
Thus the oxygen supply to the recombiner would be terminated before the concentration in the GRWS would reach levels favorable for hydrogen flammability.
 
Since the GRWS is designed to operate with hydrogen concentrations up to 6 percent by volume, up to 3 percent oxygen is necessary for operation of the catalytic recombiner. Termination of oxygen feed at 2 percent as suggested by regulatory guidance is inappropriate. Further, since the minimum oxygen concentration necessary to support combustion at 4 percent by volume hydrogen concentrations is 5 percent, the hi-alarm setpoint of 3 percent provides sufficient margin (i.e., 60 percent of the limit) to flammability.
 
A multipoint temperature recorder monitors temperatures at several locations in the recombiner packages.
 
The process gas flow rate is measured by an orifice located upstream of the recombiner preheater. Local pressure gauges indicate pressure at the recombiner inlet and oxygen supply pressure.
 
The following controls and alarms are incorporated to maintain the gas composition outside the range of flammable and explosive mixtures:
 
11.3-10    Rev. 21 WOLF CREEK
: a. If the recombiner feed concentration exceeds 6 percent by volume, a high-hydrogen alarm sounds to warn that all hydrogen entering the recombiner is not reacted. This alarm is followed by a second alarm indicating high hydrogen in the recombiner discharge. These alarms warn of a possible hydrogen accumulation in the system.
: b. If the hydrogen concentration in the recombiner feed reaches 9 percent by volume, a high-high hydrogen alarm sounds, the oxygen feed is terminated, and the volume control tank hydrogen purge flow is terminated. These controls limit the possible accumulation of hydrogen in the GRWS to 3 percent by volume.
: c. If the oxygen concentration in the recombiner feed reaches 3 percent by volume, an alarm sounds and oxygen feed flow is limited so that no further increase in flow is possible. This control maintains the system oxygen concentration at 3 percent or less, which is below the flammable limit for hydrogen-oxygen mixtures.
: d. If the oxygen concentration in the recombiner feed reaches 3.5 percent by volume, an alarm sounds and the oxygen feed flow is terminated.
: e. If hydrogen in the recombiner discharge exceeds 0.25 percent by volume, an alarm sounds. This alarm warns of high hydrogen feed, possible catalyst failure, or loss of oxygen feed.
: f. If oxygen in the recombiner discharge exceeds 60 ppm, an alarm sounds and oxygen feed is terminated. This control prevents any accumulation of oxygen in the system in case of hydrogen recombiner malfunction.
: g. On low flow through the recombiner, oxygen feed is terminated. This control prevents an accumulation of oxygen following system malfunction.
: h. High discharge temperature from the cooler-condenser (downstream from the reactor) terminates oxygen feed.
This protects against loss of cooling water flow in the cooler-condenser.
 
11.3-11    Rev. 10 WOLF CREEK
: i. High temperature indication by any one of six thermocouples in the catalyst bed limits oxygen feed so that no further increase is possible.
: j. High temperature indication at the recombiner reactor discharge terminates oxygen feed to the recombiner.
 
11.
 
==3.7  REFERENCES==
 
Published References
: 1. Eckerman, K.F. and Lash, D G, 1978, GASPAR version marked "revised 8/19/77": U S Nuclear Regulatory Commission, Radiological Assessment Branch.
: 2. Eckerman, K.F., Congel, F.J., Roecklein, A.K. and Pasciak, W.J., 1980, NUREG-0597 Users Guide to GASPAR Code:  U.S.
Nuclear Regulatory Commission, Radiological Assessment Branch.
 
Personal References
 
1    Warminski, N C, 1979, Horticulture agent for the Sedgwick County Extension Office of the Kansas State University Cooperative Extension Service, Wichita, Kansas, telephone conversation (25, 26 January), written communication (29 January).
 
11.3-12    Rev. 10 WOLF            CREEK
 
TABLE            11.3-1
 
GASEOUS            WASTE            PROCESSING            SYSTEM MAJOR            COMPONENT            DESCRIPTION
 
Water            Gas            Compressors
 
Type                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    Centrifugal Quantity                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        2 Design            pressure,            psig                                                                                                                                                                                                                                    150 Design            temperature,            F                                                                                                                                                                                                                                    180 Operating            temperature,            F                                                                                                                                                                        70            to            130 Design            suction            pressure,            N2            at 130            F,            psig                                                                                                                                                                                                                                                                                                0.5 Design            discharge            pressure,            psig                                                                                                            110 Design            flow,            N2            at            130            F,            scfm                                                                                                                                    40 Material                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Carbon            steel Design            code            (1)                                                                                                                                                                                                                                                ASME            VIII/D            (augmented)
Seismic            design                                                                                                                                                                                    In            accordance            with            Table            3.2-1
 
Gas            Decay            Tanks
 
Type                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Vertical Quantity                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        8 Design            pressure,            psig                                                                                                                                                                                                                                    150 Design            temperature,            F                                                                                                                                                                                                                                    180 Volume,            each,            ft3                                                                                                                                                                                                                                                                                    600 Material            of            construction                                                                                                                                                Carbon            steel Design            code            (1)                                                                                                                                                                                                                                                ASME            VIII/D            (augmented)
Seismic            design                                                                                                                                                                        In            accordance            with            Table            3.2-1
 
Recombiners
 
Type                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Catalytic Quantity                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        2 Design            pressure,            psig                                                                                                                                                                                                                                    150 Design            temperature,            F                                                                                                                                                                                                                                    (2)
Design            flow            rate,            scfm                                                                                                                                                                                                                                    50 Operating            discharge            pressure,            psig                                                                                    20 Operating            discharge            temperature,            F                                                70            to            140 Material            of            construction                                                                                                                                                Stainless            steel Design            code            (1)                                                                                                                                                                                                                                                ASME            VIII/D            (augmented)
Seismic            design                                                                                                                                                                        In            accordance            with            Table            3.2-1
 
(1)                        Table            indicates            the            required            code            based            on                        its                        safety-related            importance            as            dictated            by            service            and            functional requirements            and            by            the            consequences            of                        their                        failure.
Note                        that                        the                        equipment                        may                        be            supplied            to            a            higher principal            construction            code            than            required.
 
(2)                        Varies            by            component                        in                        the                        recombiner                        package,                                    but exceeds            operating            temperatures            by            100            F.
 
Rev.            0 WOLF        CREEK
 
TABLE        11.3-2
 
Deleted        Table
 
Rev.        14 WOLF            CREEK
 
TABLE        11.3-3
 
Deleted        Table
 
Rev.        14
 
c*                                                        c*                                                        (
 
                                                            ~F  CREEK
 
TO  RECOMBIHER
 
COMPRESSOR tROM VOLUME  CONTROL  TANK
 
MOISTURE SEPARATOR
 
T - TEMPERATURE MEASUREMENT SEAL WATER      P
* PRESSURE MEASUREMEHT COOlER                              RETURN          L -                          LEVEl MEASUREMENT
 
OPDA'l"BD  SAF~TY WOLF CREEK ANAL'fSlS REPORT
 
FIGURE    U. 3-3 Rev. 0 COMPRESSOR    PACKAG~  INSTRUMENTS WOlF  CREEK OXYGEN
 
HEATER                                                    CATALYTIC FROM  GAS                                                                                          REACTOR
 
COMPRESSOR
 
TO  GAS ANALYZER
 
PHASE SEPARATOR                                COOLER/CONDENSOR
 
TO  GAS DECAY  TAHK TO  GAS                                              T -                                TEMPERATURE MEASUREMENT ANALYZER                                              P -  PRESSURE MEASUREMENT F - FLOW  MEASUREMENT
 
WOLF    CRBBB:
UPDA~ED    SAFE~Y    ANALYSIS      REPORT FIGURE                        11. 3-L.f HYDROGEN      RECOHBINER      INSTRUMENTS
 
Rev.21 WOLF CREEK
 
11.4  SOLID WASTE MANAGEMENT SYSTEM
 
The solid radwaste system (SRS) is designed to meet the functional requirements of the solid waste management system. The SRS is designed to collect, process, and package low-level radioactive wastes (LLW) generated as a result of normal plant operation, including anticipated operational occurrences, and to store this packaged waste until it is shipped offsite to a waste processor for treatment and/or disposal or to a licensed burial site. The process and effluent radiological and sampling systems are described in Section 11.5.
 
11.4.1  DESIGN BASES
 
11.4.1.1  Safety Design Bases
 
The SRS performs no function related to the safe shutdown of the plant, and its failure does not adversely affect any safety-related system or component; therefore, the SRS has no safety design bases.
 
11.4.1.2  Power Design Bases
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS ONE - The SRS is designed to meet the following objectives:
: a. Provide remote transfer and hold-up capability for spent radioactive resins from the chemical and volume control system, fuel pool cooling and cleanup system, boron recycle system, liquid radwaste system, steam generator blowdown system, and secondary liquid waste system and for spent radioactive activated charcoal from the liquid radwaste system and the secondary liquid waste system.
: b. Provide a means to semiremotely remove and transfer the spent filter cartridges from the filter vessels to the solid radwaste processing system in a manner which minimizes radiation exposure to operating personnel and the spread of contamination.
: c. Provide a means for compacting and packaging miscellaneous dry radioactive materials, such as paper, rags, and contaminated clothing.
: d. Provide a means for dewatering primary and secondary resin storage and shipment offsite.
 
11.4-1                        Rev. 18 WOLF CREEK
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS TWO - The SRS is designed and constructed in accordance with Regulatory Guide 1.143, as described in Table 3.2-5, and Branch Technical Position ETSB 11-3, as described in Table 11.4-1. The seismic design classification of the radwaste building, which houses the solid waste management system, and the seismic design and quality group classification for the system components and piping are provided in Section 3.2.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS THREE - The SRS design parameters are based on the radionuclide concentrations and volumes consistent with reactor operating experience for similar designs and with the source terms of Section 11.1.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS FOUR - Collection, packaging, and storage of radioactive wastes are to be performed so as to maintain any potential radiation exposure to plant personnel during system operation or during maintenance to "as low as is reasonably achievable" (ALARA) levels, in accordance with the intent of Regulatory Guide 8.8 in order to maintain personnel exposures well below 10 CFR 20 requirements. Design features incorporated to maintain ALARA criteria include remote system operation, remotely actuated flushing, and equipment layout permitting the shielding of components containing radioactive materials. Additionally, access to the solid waste processing and storage areas is controlled to minimize personnel exposure.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS FIVE - The onsite storage facilities for solid wastes have a capacity for temporary storage of solid wastes resulting from approximately 5 years of plant operation. Temporary onsite storage and shipping offsite of solid radwaste do not present a radiation hazard to persons onsite or offsite, for either normal conditions or extreme environmental conditions, such as tornados, floods, or seismic events. Greater detail on interim on-site storage is provided in section 11.4.A.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS SIX - The SRS is designed to meet the requirements of General Design Criterion 60 of 10 CFR 50, Appendix A.
Packaging and shipment of radioactive wastes is performed in accordance with the requirements of 10 CFR 61, 10 CFR 71, 49 CFR 173, and applicable state regulations.
 
POWER GENERATION DESIGN BASIS SEVEN - Temporary storage, on a concrete slab or within a building addition located West of the IOS facility and South of the Radwaste Building provides temporary indoor/outdoor storage of large waste material which becomes activated during reactor operation. Each stored item will be unique, therefore procedures for storing items outdoors will be determined on a case by case basis.
 
11.4-2                        Rev. 13 WOLF CREEK
 
11.4.2  SYSTEM DESCRIPTION
 
11.4.2.1  General Description
 
The SRS consists of the following subsystems which are illustrated in the piping and instrumentation diagrams provided in Figure 11.4-1:
: a. Dry waste system
: b. Resin handling system
: c. Filter handling system
: d. Waste disposal system
 
The activity of the influents to the SRS is dependent on the activities of the various fluid systems, such as the boron recycle system, secondary liquid waste system, liquid waste management system, chemical and volume control system, fuel pool cooling and cleanup system, floor and equipment drain system, and the steam generator blowdown system. Reactor coolant system activities and the decontamination factors for the systems given above also determine theinfluent activities to the solid radwaste system.
 
Table 11.4-2 lists the estimated expected and maximum activities of waste to be processed on an annual basis and their physical form and source. The isotopic makeup and curie content of the expected influents to the SRS are given in Table 11.4-2. The estimated maximum annual quantities of solid radwaste generation are presented in Table 11.4-3. The estimated annual expected and maximum curie and isotopic content is presented in Table 11.4-4, for each waste category. Packaged waste volumes are based on the following:
: a. Waste content volume in Table 11.4-3, when based on packaging in 55-gallon and solidified with concrete, are:
 
(1)  3.5 ft3 primary spent resin, primary charcoal, and primary evaporator bottoms per drum
 
(2)  4.8 ft3 secondary spent resin and charcoal per drum
 
(3)  5.3 ft3 secondary evaporator bottoms
 
(4)  4.0 ft3 chemical waste per drum
 
(5)  1 filter cartridge per drum
 
(6)  7.5 ft3 shipped volume per drum (including cement
: b. Disposal volumes are based on packaging in the following typical containers:
 
11.4-3                        Rev. 8 WOLF CREEK
 
Waste Stream Container Type Container Volume Primary Resin                                                                                                                                  PL8-120                                                                                                                                                                                              120.3 cuft Secondary Resin                                                                                                              PL14-215                                                                                                                                                                                    205.8 cuft Filters                                                                                                                                                                                              PL6-80                                                                                                                                                                                                          83.4 cuft DAW                                                                                                                                                                                                                                      85 Gallon Drum                                                                                                                          11.6 cuft 79 Gallon Drum                                                                                                                          10.8 cuft 55 Gallon Drum                                                                                                                          7.5 cuft B-25 Box                                                                                                                                                                                      96  cuft
 
Section 11.1 and Appendix 11.1A provided the bases for determination of liquid source terms which are used to calculate the solid waste source terms  The sources presented in Tables 11.4-2 and 11.4-4 are conservatively based on Section 11.1, Appendix 11.1A and the following additional information:
: a. As a basis for the activities given in Table 11.4-4, 30 days decay is assumed.
: b. The miscellaneous dry and compacted waste volume will reflect the historical increases since the issuance of Case 6 in Table 2-49 of WASH-1258, July 1973.
 
11.4.2.2  Component Description
 
Codes and standards applicable to the SRS are listed in Tables 3.2-1 and 11.4-
: 5. The SRS is housed within a seismically designed building. Regulatory Guide 1.143 is complied with to the extent specified in Table 3.2-5.
 
SRS component parameters are presented in Table 11.4-5. The following is a functional description of the major system components:
 
SPENT RESIN STORAGE TANK (PRIMARY) - Provides for storage and decay of the spent resins from the demineralizers in the chemical and volume control system, fuel pool cooling and cleanup system, boron recycle system, and liquid radwaste system.
 
SPENT RESIN STORAGE TANK (SECONDARY) - Provides for storage and decay of the spent resins and spent activated charcoal from the demineralizers and charcoal adsorbers in the steam generator blowdown system, secondary liquid waste system, and charcoal adsorbers in the liquid radwaste system.
 
EVAPORATOR BOTTOMS TANK (PRIMARY) - Provides for storage, decay, sampling, and chemistry control of the concentrated wastes from the liquid radwaste system.
 
EVAPORATOR BOTTOMS TANK (SECONDARY) - Provides for storage, decay, sampling, and chemistry control of the concentrated wastes from the secondary liquid waste system.
 
11.4-4                        Rev. 14 WOLF CREEK
 
SPENT RESIN SLUICE PUMPS (PRIMARY AND SECONDARY) - Provides the motive flow to transfer spent resin or spent activated charcoal from the various demineralizers or adsorbers to the appropriate spent resin storage tank.
 
EVAPORATOR BOTTOMS TANK PUMPS (PRIMARY AND SECONDARY) - Are available to transfer the concentrated liquid wastes from the evaporator bottoms tanks to the solid radwaste disposal station.
 
ACID ADDITION TANK AND METERING PUMP - Provides chemistry control to the chemical drain tank, and floor drain tank.
 
CAUSTIC ADDITION TANK AND METERING PUMP - Provides chemistry control to the chemical drain tank, floor drain tank, waste holdup tank, evaporator bottoms tank (primary), and evaporator bottoms tank (secondary).
 
RESIN CHARGING TANKS - Provides remote means of gravity sluicing clean resin and activated charcoal into the demineralizer and adsorber units.
 
WASTE DISPOSAL STATION - The waste disposal station provides the capability to transfer primary/secondary spent resins and evaporator bottoms, and liquid radwaste demineralizer skid spent resins, to a HIC for storage/shipping. A return header provides a path for decanted water to be returned to the liquid radwaste system or the Secondary Spent Resin Storage Tank or the Primary Spent Resin Storage Tank. The waste disposal station also provides necessary interface support requirements for mobile vendor processing systems.
 
RADWASTE BRIDGE CRANE - A crane, remotely operated from the solid radwaste control console, which provides the means of moving containers to the processing area, from the processing area to the solid waste storage area, and from the solid waste storage area to the shipping area. The crane is equipped with a television camera system to facilitate the remote handling operation.
 
DRY WASTE COMPACTORS - Hydraulic power mechanical ram devices that are used to reduce the volume of compressible dry wastes by a factor of approximately five.
They are designed with exhaust fan and filter to control the airborne dust during dry waste compaction operations.
 
11.4.2.3  System Operation
 
11.4.2.3.1  Waste Disposal System
 
The waste disposal station provides the capability to transfer primary/secondary spent resins and evaporator bottoms, and liquid radwaste demineralizer skid spent resins, to a HIC for storage/shipping. A return header provides a path for decanted water to be returned to the liquid radwaste system or the Secondary Spent Resin Storage Tank or the Primary Spent Resin Storage Tank. The waste disposal station also provides necessary interface support requirements for mobile vendor processing systems.
 
11.4-5                          Rev. 14 WOLF CREEK
 
Evaporator concentrates are stored in either the evaporator bottoms tank (primary) or the evaporator bottoms tank (secondary). Each tank is provided with a mixer, and the piping system contains a relatively high flow pump for recirculation of the tank's contents to maintain the concentrates in the homogeneous state. Each tank is supplied with external strip heaters, and all piping that can contain the concentrated waste is heat traced to preclude crystallization and eventual plugging within the piping system.
 
Spent resins are stored in either the primary or secondary resin storage tank.
Each tank is supplied with nitrogen gas for sluicing the spent resin to the waste disposal station. Spent resin from the liquid radwaste demineralizer skid is also sluiced to the waste disposal station using Reactor make-up water or the associated system pump. Spent resins are normally sluiced into a High Integrity Container (HIC) for disposal. Resins are dewatered in accordance with the Process Control Program using approved procedures.
 
The waste disposal station area consists of a segmented concrete shield with nine inch walls, capable of containing the largest anticipated HIC, 60 inch diameter and 73 inch height, with 630 curies of activitie without disturbing normal operations.
 
The waste disposal station utilizes the necessary system controls to prevent improper system operation to preclude the spillage of waste. Because of these system design features, waste spillage is not anticipated although provisions are made for processing waste spillage. A drain system is provided in the waste disposal station for handling waste spillage. Provisions are also contained in the drain system to feed waste to a mobile vendor solidification system/mobile vendor resin dewatering system.
 
11.4.2.3.2  Dry Waste System
 
Low-level dry wastes are collected in drums at appropriate locations throughout the plant, as dictated by the volume of these wastes generated during operation or maintenance. Dry wastes, which can be compressed by a factor of five to minimize the volume, may be compacted in 55-gallon drums with a dry waste compactor. Compactors are located in the radwaste building and the auxiliary building. The dry waste compactors have an integral shroud which directs any airborne dusts created by the compaction operation through an exhaust fan and filter, and then to the respective building's ventilation system.
 
The filled drums are sealed and moved to the storage area in the radwaste building, or other designated areas, where they are stored until shipment offsite.
 
11.4-6                        Rev. 11 WOLF CREEK
 
Dry wastes can also be processed/compacted offsite by contractor as part of the shipment and waste disposal contract. The low level dry waste collected can be placed in a NRC/DOT approved waste container (e.g., sea van) which is shipped offsite when filled. The container is placed outside the radwaste building within the radiological controlled area.
 
Large components and equipment which have been activated during reactor operation and which are not amenable to solidification or compaction are handled either by qualified plant personnel or by outside contractors specializing in radioactive materials handling, and are packaged in shipping casks or appropriate shipping packages of an appropriate size.
 
Dry noncompressible radwaste (such as hoses, buckets, etc.) will be packaged in approved containers and shipped as Low Specific Activity (LSA) or Type A waste.
 
11.4.2.3.3  Resin Handling System
 
The resin handling system provides the capability for remote removal of spent radioactive resin and activated charcoal from the demineralizer and charcoal adsorber vessels in the chemical and volume control system, fuel pool cooling and cleanup system, boron recycle system, liquid radwaste system, steam generator blowdown system, and secondary liquid waste system and to transfer them to the associated spent resin storage tank.
 
In the resin transfer mode, the spent resin sluice pumps take suction from the storage tank via a screened connection on the tank and pump water through the respective vessel to first backflush the resin and then sluice the resin to the spent resin storage tank. Positive indication that the resin has been sluiced to the spent resin storage tank is provided by an ultrasonic density element located in the spent resin sluice header. Alternate Sluice water may be provided by the Reactor Makeup Water system, if the sluice pumps are inoperable.
 
The spent resin storage tank (primary), which accepts resins from the reactor purification systems, is capable of accommodating at least 60 days' waste generation at normal generation rates. The spent resin storage tank (secondary), which accepts spent resin and spent activated charcoal from the remaining vessels, is capable of accommodating at least 30-days' waste generation at normal generation rates.
 
Spent resin and spent activated charcoal are transferred from the spent resin storage tanks to the waste disposal station by pressurizing the storage tank with nitrogen and supplying sluice water at the outlet nozzle on the tank.
Positive indication that resin has been transferred is provided by a local camera, monitoring at the container entry at the solid radwaste disposal station. Upon completion of the resin transfer, the tank is vented to the radwaste building ventilation system.
 
The empty demineralizer or charcoal adsorber vessels are filled with clean resin or activated charcoal by gravity sluicing from the resin charging tank into the associated vessels. The filling operations are performed remotely from the vessels being filled.
 
11.4-7    Rev. 10 WOLF CREEK
 
11.4.2.3.4  Filter Handling System
 
The filter handling system is a semiremote system which provides the capability to remove spent radioactive cartridge filters from their filter housings and to transport them to the solid radwaste processing area in the radwaste building.
 
The system, requires the operator to be in the proximity of the filters; however, they are protected by distance which minimizes operator exposure.
 
The filter handling system consists of long handled tools for removal of the filter housing top and assemblies. As necessary, shielded transport casks are used for transport and storage of the filter assembly.
 
The steps required by the operator for the removal of the filters are as follows:
: a. Using a monorail hoist, the shield plug above the filter housing is removed and set aside. Any time the plug hole is uncovered, the operators must take care to stay well away from the proximity of the hole, to avoid exposure. This necessitates that the monorail hoist be operated with a remote pendant controller.
: b. Using long-handled tools the operator loosens the housing head bolts and flips them back out of the way.
: c. With another tool, he engages the housing head and flips it back out of the way.
: d.                The filter is lifted part way out of the housing and allowed to drip until it has decayed to an acceptable level. It is placed into a shielded cask or shielded storage location.
: e. A new cartridge is installed in the filter housing, either by reversing the previous sequence or, if filter housing radiation levels permit, by manually loading and securing the head.
 
11.4.2.3.5  Mixed Waste Handling System
 
Mixed waste (MW) is defined as radioactive waste that has hazardous characteristics or components as defined by 40 CFR 260/261. MW (liquid and solid) is collected in the plant and placed in the appropriate containers.
 
The MW will be processed (if required) and shipped for disposal. Radioactive content of the MWSF will be limited to prevent exceeding the limits in 10 CFR 20 and 10 CFR 50 Appendix I during normal operation, including anticipated operational occurrences.
 
11.4-8                        Rev. 32 WOLF CREEK
 
11.4.2.4  Packaging, Storage, and Shipment
 
Solidified radwaste, or waste meeting the no free standing water criteria of Branch Technical Position ETSB 11-3 (i.e., dewatered), shall be stored in the Waste Bale Drumming Area. These wastes satisfy all applicable transportation and disposal requirements.
 
Wet radioactive waste, defined as any waste which does not meet receiving burial site free liquid requirements may be temporarily stored in the Waste Bale Drumming Area. Wet waste storage containers are designed to withstand the corrosive nature of the wet waste for the expected duration of the storage.
Temporarily stored wet waste will be processed (i.e., dewatered) or shipped to a waste processor for treatment prior to disposal.
 
DRY ACTIVE WASTE (DAW) - includes contaminated trash (paper, cloth, plastic, etc.)
 
SOLIDIFIED/DEWATERED WASTES - includes resin, filter cartridges and filter sludges transferred into HICs, and dewatered to less than 1% free standing water.
 
UNCOMPACTIBLE CONTAMINATED WASTE - other wastes not suitable for packaging in drums or HICs may be packaged in LSA boxes (B-25 or equivalent) or packaged into modular storage containers and stored on the temporary outdoor storage slab.
 
Spent resins, evaporator bottoms, spent charcoal, spent filter cartridges, and solid compactable waste such as contaminated paper, rags, and clothing are packaged in approved containers in accordance with 10CFR61 and shipped in accordance with applicable NRC (10CFR71) and DOT (49CFR173) regulations.
 
The 55-gallon drums used in the solid radwaste system meet the requirements of DOT approved containers.
 
Packaged solid radwaste is stored in the Waste Bale Drumming Area of the existing radwaste building prior to shipment offsite. The NRC/DOT approved waste container (e.g., sea van) is placed outside the radwaste building within the radiological controlled area prior to shipment offsite for processing.
 
The radwaste building storage areas have the ability to store 1,450 fifty-five gallon drums. However, other container sizes and storage configuration may be used.
 
Containers with radwaste are inventoried and their location recorded prior to being placed in storage.
 
Primary radwaste normally consists of:
 
          - Spent resins, primary
          - Filter cartridges, primary
 
Secondary waste normally consists of:
 
          - Spent resins, secondary
          - Filter cartridges, secondary
          - Dry and compacted wastes
          - Chemical wastes
 
11.4-9                          Rev. 18 WOLF CREEK
 
Of the secondary waste, it is possible that most or all of it will be surveyed and released, rather than stored as radioactive waste.
 
Refer to Table 11.4-3 for Estimated Maximum Annual Quantities of Solid Radwaste.
 
11.4.3  SAFETY EVALUATION
 
Packaged solid radwastes containing, or potentially containing, significant quantities of radioactivity (i.e., spent resins, evaporator bottoms, are in a form that is highly resistant to release and spread of radioactivity during an extreme environmental event, such as a tornado or earthquake. This configuration provides, in effect, a double barrier against the release of radioactivity.
 
The containers that require radiation shielding are stored in the waste bale drum area which is resistant to tornados as described in Section 11.4-A. The containers with significant quantities of radioactivity remain in place during any extreme environmental event. The drums or other approved containers for the storage of dry active waste (DAW) have a low specific activity. See Section 11.4A for further details.
 
The packaged radwaste storage areas protect the containers from rainfall and corrosion. As described in Chapter 2.0, flooding is not a potential concern in grade-level buildings at the Wolf Creek site.
 
Although compacted and solidified wastes are expected to be stored onsite for some period of time prior to shipment, normally no credit other than 30-day decay is taken for radioactive decay realized by such storage when filling containers for shipping in accordance with 49 CFR 173 dose limitations. That is, once filled, containers can normally be shipped immediately, with the proper shielding, without exceeding Department of Transportation radiation limits. If 49 CFR 173 dose limitations cannot be met with the available shielding, however, the applicable containers are stored in the shielded storage area until the doses are acceptable for shipping in accordance with Department of Transportation requirements.
 
The normal onsite residence time for low level solid radwaste prior to shipping, such as dry compacted waste, steam generator blowdown spent resins, evaporator bottoms, spent charcoal, and ranges from several days to a few months. The normal onsite residence time for primary solid radwaste prior to shipping, such as primary spent resins and spent filter cartridges from the primary system, ranges from a few months to a few years. Onsite residence time is based on the initial activity of the container, the time required to have sufficient containers to completely load a transporting vehicle, the thickness of the shields available, the number of containers which can be stored in the available shipping casks, the availability of a transporting vehicle, and the availability of ultimate disposal facilities.
 
11.4-10    Rev. 30 WOLF CREEK
 
Solid radwaste is shipped from the site in Department of Transportation-approved containers by Department of Transportation-approved carriers.
Containers with any significant surface dose rate are moved remotely from the shielded storage areas to the transporting vehicle.
 
Radiation measurements made at the time of shipment of any radioactive waste material ensure that all shipments leave the site well within prescribed limits. Similarly, external contamination measurements are made to detect any potential release of radioactive material from the container prior to shipment.
 
Mixed waste will be stored in liquid and solid form in the MWSF. The total Curie content of the MWSF will be restricted accordingly to maintain doses to the maximally exposed individual during an extreme environmental event (e.g.
fire, tornado, etc.) below the applicable limits in 10 CFR 20 and 10 CFR 50.67.
 
11.4.4  TESTS AND INSPECTIONS
 
The SRS is in intermittent use throughout normal reactor operation. Periodic visual inspection and preventive maintenance are conducted using normal industry practice. Refer to Chapter 14.0 for information on preoperational and startup testing.
 
11.4.5  INSTRUMENTATION APPLICATION
 
Two control panels are provided for the equipment in the SRS which contains or processes potentially radioactive fluids or slurries. One control panel is located in the radwaste building control room and contains the instrumentation for the equipment which interfaces the influent systems (i.e., evaporator bottoms tank - primary, evaporator bottoms tank - secondary, spent resin storage tank - primary, and spent resin storage tank - secondary) and for the equipment used for process control (i.e., acid addition tank, acid addition metering pump, caustic addition tank, and caustic addition metering pump).
 
The second control panel (radwaste crane control panel) is located in a separate room in close proximity to the solid radwaste processing area. The control panel contains all instrumentation, including television monitors, required for remote operations. Pertinent instruments and controls for the transferring of the wastes from the tanks containing the wastes are duplicated on this panel so that the solid radwaste system operator can transfer the waste from these tanks to the waste disposal station.
 
11.4-11    Rev. 34
 
WOLF                                                                              CREEK
 
TABLE              11.4-2
 
ESTIMATED                                                                                                    EXPECTED                                                                                        AND                MAXIMUM                  ANNUAL                                                                                                                                                            ACTIVITIES                                                                                                              OF                                THE INFLUENTS                                                                                                  TO                              THE                                        SOLID                                                            RADWASTE                                                                                          SOLIDIFICATION                                                                                                                                                      SYSTEM,                                                                                CURIES                                                                              (Note                  1}
(This                  Table                    is          considered                          historical)
Spent                                                            Resins                    and                                                                                                                                                                                                                                                                                                    And                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      Evaporator                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        Dry              and Filter                  Cartridges                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Bottoms                                                                                            Chemical                                                                                                                                                                                                                                                                                  Charcoal                                                                                                                Compacted Isotope                                                                                                                                                                                      (Primary}                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Tsecondary}                                                                                                          --                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          Filters
 
Cr-51                                                                                                                                                                                    3.0E+1                                                                                                                                                                                                                                          2.0E-2                                                                                                                                                                                                        9.8E-1                                                                                                                                                            3.3E-4                                                                                2.3E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Mn-54                                                                                                                                                                                                  2.9E+1                                                                                                                                                                                                                                                            6. OE-3                                                                                                                                                                          4.5E-1                                                                                                                                                              3.2E-4                                                                                1. 4E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG Fe-55                                                                                                                                                                                              1.9E+2                                                                                                                                                                                                                                                            2.5E-2                                                                                                                                                                          2.6E+O                                                                                                                                                                        1.4E-3                                                                                                                  B.SE-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Fe-59                                                                                                                                                                                              2.5E+1                                                                                                                                                                                                                                                            1.5E-2                                                                                                                                                                                                              7.4E-1                                                                                                                                                            3.7E-4                                                                                1.9E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG co-58                                                                                                                                                                                              6.1E+2                                                                                                                                                                                                                                                            2.2E-1                                                                                                                                                                                                            1.5E+1                                                                                                                                                              7.1E-3                                                                                  4.3E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Co-60                                                                                                                                                                                    2.6E+2                                                                                                                                                                                                                                                              2.8E-2                                                                                                                                                                                    3.2E+O                                                                                                                                                                        1.7E-3                                                                                  1.1E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Br-83                                                              (1}                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                        1.7E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                        1.1E-5                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Br-84                                                              (1}                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                        l.OE-5                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Rb-86                                                            (1}                                                                                            7.9E-1                                                                                                                                                                                                                                                              8.2E-4                                                                                                                                                                                                                3.2E-2                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG RB-88                                                            (1}                                                                                                                      1.4E+O                                                                                                                                                                                                                                          3.0E-4                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG                                                                                          1.1E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG Sr-89                                                                                        (1}                                                                                          9.8E+O                                                                                                                                                                                                                                        5.1E-3                                                                                                                                                                                                                2.8E-1                                                                                                                                                              1.4E-4                                                                                7.3E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Sr-90                                                                                        (1}                                                                                        1.4E+O                                                                                                                                                                                                                                          1.2E-4                                                                                                                                                                                                              1.7E-2                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Sr-91                                                                                          (1}                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                          1.5E-4                                                                                                                                                                                                            3.6E-3                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Y-90                                                                                          (1}                                                                                        1.3E+O                                                                                                                                                                                                                                          1.1E-4                                                                                                                                                                                                              1.6E-2                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Y-91m                                                              (1}                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                          9.9E-5                                                                                                                                                                                                              2.4E-3                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG Y-91                                                                        (1}                                                                                                            2.2E+O                                                                                                                                                                                                                                          8.3E-4                                                                                                                                                                                                              5.9E-2                                                                                                                                                              2.4E-5                                                                                1.6E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Zr-95                                                          (1}                                                                                                                        2.1E+O                                                                                                                                                                                                                                          1.1E-3                                                                                                                                                                                                              2.6E-2                                                                                                                                                              3.3E-5                                                                                                                      1.SE-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Nb-95                                                                (1}                                                                                                                    3.0E+O                                                                                                                                                                                                                                          1.2E-3                                                                                                                                                                                                        S.OE-2                                                                                                                                                                        5.7E-5                                                                                                                2.0E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Nb-95m                                              (1}                                                                                                                                    2.1E+O                                                                                                                                                                                                                                          9.0E-4                                                                                                                                                                                                        2.6E-2                                                                                                                                                              3.4E-5                                                                                                                          1.SE-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Mo-99                                                                (1}                                                                                            1.4E+2                                                                                                                                                                                                                                                              1. 7E-1                                                                                                                                                                                                        4.4E+O                                                                                                                                                                          1.1E-3                                                                                  1. OE-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Ru-103                                                                                          (1}                                                                                        1.0E+O                                                                                                                                                                                                                                          4.9E-4                                                                                                                                                                                                              1.3E-2                                                                                                                                                              1.1E-5                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Ru-106                                                                                          (1}                                                                                          l.OE+O                                                                                                                                                                                                                                        1. 2E-4                                                                                                                                                                                                            7.1E-3                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-125m                              (1}                                                                                              9.2E-1                                                                                                                                                                                                                                                          2.6E-4                                                                                                                                                                                                              1.2E-2                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-127m                            (1}                                                                                            1.5E+1                                                                                                                                                                                                                                                          2.8E-3                                                                                                                                                                                                                                                  l.SE-1                                                                                                                                                                        1.1E-4                                                                                9.4E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Te-127                                          (1}                                                                                            1.5E+1                                                                                                                                                                                                                                                                                    3.0E-3                                                                                                                                                                                                          1. SE-1                                                                                                                                                                      1.1E-4                                                                                  9.5E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Te-129m                            (1}                                                                                            2.7E+1                                                                                                                                                                                                                                                            1.4E-2                                                                                                                                                                                                            4.1E-1                                                                                                                                                              2.8E-4                                                                                  2.1E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG Te-129                                            (1}                                                                                              1.7E+1                                                                                                                                                                                                                                                                                    9.0E-3                                                                                                                                                                                                        2.6E-1                                                                                                                                                              1. BE-4                                                                              1.3E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Te-131m                              (1}                                                                                                                                                    1.8E+O                                                                                                                                                                                                                                          2.0E-3                                                                                                                                                                                                          2.7E-2                                                                                                                                                                1.2E-5                                                                                1.4E-            5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG Te-131                                              (1}                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                        3.7E-4                                                                                                                                                                                                            4.8E-3                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Te-132                                            (1}                                                                                            5.2E+1                                                                                                                                                                                                                                                                                    S.OE-2                                                                                                                                                                                                        8.1E-1                                                                                                                                                            3.1E-4                                                                              3.9E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-130                                                                                          (1}                                                                                        S.BE-1                                                                                                                                                                                                                                          S.OE-4                                                                                                                                                                                                          1.6E-2                                                                                                                                                            3.1E-5                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-131                                                            (1}                                                                                            1. 2El+3                                                                                                                                                                                                                                                                  l.OE+O                                                                                                                                                                                                        4.3E+1                                                                                                                                                              7.2E-2                                                                                  9.8E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-132                                                              (1}                                                                                              5.2E+l                                                                                                                                                                                                                                                                  S.SE-2                                                                                                                                                                                                          8.7E-1                                                                                                                                                                        S.BE-4                                                                                                                4.4E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG I-133                                                            (1}                                                                                              1.BE+2                                                                                                                                                                                                                                                              1.6E-1                                                                                                                                                                                                            5.5E+0                                                                                                                                                                          9.8E-3                                                                                  1.5E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG
 
Rev.                        32                                                            I WOLF            CREEK
 
TABLE              11.4-2    (Sheet        2)
(This                  Table                    is            considered                            historical)
 
Spent        Resins                      and  Spent        Resins                    And    Evaporator                      Evaporator                                                                                                      Dry              and Filter                  Cartridges            Filter                    Cartridges        Bottoms                      *Bottoms                        Chemical                                                Charcoal                Compacted Isotope                              !Primary)                      ~-----!secondary)----                              (Primary)                      (Secondary!                                                                          Filters                      Nrui.t.e.
 
I-134                (1)            9.1E-1                                        3.9E-4                                      NEG                            2.4E-5                    NEG                                                          NEG I-135                (1)            2.8E+1                                        2.3E-2                                  6.1E-1                            1.4E-3                  2.4E-4                                                          NEG Cs-134              (1)            1.8E+3                                        3.9E-1                                  3.9E+1                            2.0E-2                  1.3E-2                                                          NEG cs-136              (1)            8.9E+1                                        1. OE-1                                  3.3E+O                            8.6E-4                  7.6E-4                                                          NEG cs-137              (1)            1.5E+3                                        2.9E-1                                  3.0E+1                            1.6E-2                  l. OE-2                                                        NEG Ba-137m              (1)            1.4E+3                                        2.7E-1                                  2.8E+1                            4.0E-2                  9.6E-3                                                          NEG Ba-140              (1)            1.6E+0                                        1.6E-3                                  5.6E-2                            1.4E-5                1. 3E-5                                                          NEG La-140              (1)            1.8E+0                                        1.7E-3                                  6.1E-2                            1.6E-            5    1.4E-5                                                          NEG Ce-141              (1)            1.3E+0                                          9.2E-4                                  4.1E-2                            1.8E-5                  l.OE-5                                                          NEG Ce-144              (1)            3.0E+0                                        6.0E-4                                  4.7E-2                            3.1E-5                  1.5E-5                                                          NEG Pr-143              (1)            4.3E-1                                        3.4E-4                                  1.5E-2                                NEG                    NEG                                                          NEG Pr-144              (1)            3.0E+0                                        6.0E-4                                  4.7E-2                            5.2E-3                1. 5E-5                                                          NEG
 
Total                                7.7E+3                                        2.9E+O                                  1.8E+2                            1.8E-1                  5.5E-2                                                          NEG                <5.0E+0
 
(1)                              Consistent                              with              Section                        11.1,                      the                maximum              activities                            would                  be obtained                          by          multiplying                                  the            Curie                  Value                  given                      for              the              indicated isotopes                        by          a                  factor                    of              2.
 
(2)                            The              demineralizer                                      skid                resins,                          which                    discharge                              to          the                solid                  radwaste                          system,                            consists                        of              activities                                from                  evaporator                            bottoms (primary)        ,  evaporator                              bottoms                                  (secondary)                                and            non                hazardous                          chemical                            waste.
 
Rev.                      32 I WOLF  CREEK
 
TABLE  11.4-3
 
ESTIMATED MAXIMUM ANNUAL QUANTITIES OF SOLID RADWASTE (This Table is considered historical)
 
Influent    Volume to Solid Source                        Radwaste System                                                                                                                                                                                                            Comments
 
Spent  Resins
 
Primary  920 ft3                                                                                                                                                                                                              2 CVCS mixed, 1 CVCS cation,  1 BTRS,    1 fuel pool cleanup,  1 waste monitor,      1 waste evaporator condensate,  2 recycle evaporator feed, and  1 recycle    evaporator condensate  demineralizer beds. A conservative factor of 2 is applied.
 
Secondary*                                                                                2,000 ft3                                                                                                                                                                    24 steam generator  blow-down demineralizer  beds, 1 secondary liquid waste demi neralizer bed, 1 LRW charcoal adsorber  bed, 1 SLW charcoal adsorber bed, and 1 laundry  and hot shower  charcoal adsorber  bed.
 
Liquid Radwaste                                                                                154 ft3 Demineralizer    Skid
 
Evaporator  Bottoms
 
Primary                                                                                                                                        1,474        ft3                                                                                                                                                                      This includes 400 gpd from the waste holdup tank, 1140 gpd from the floor drain tank, 184 gpd
 
shim bleed, and 30 gpd reactor coolant drain tank (see Appen  dix 11.1A}. Average  boric acid concentration  of reactor coolant assumed to be 1100  ppm.
Evaporator    concentrates to 10 weight  percent boric  acid.
 
Rev. 32 WOLF            CREEK
 
TABLE                11.4-3            (Sheet            2)
(This                  Table                    is          considered                          historical)
 
Influent                            Volume to      Solid Source                                    Radwaste                  System                                                                        Comments
 
Secondary*                                                    22,026                          ft3                                              Includes                7,200            gpd                  from turbine                          building                            floor drains                        and                    l                        condensate demineralizer                                        vessel regeneration                                        every                        2 days,                              17,940                      gallon HTDS waste                    per                regeneration, and        50      weight                        percent evaporator                                bottoms.
 
Filter                        Cartridges
 
Primary                                                      239                  cartridges/                                                Annual                              filter                          change-year                            (167                    ft3)                    out              numbers                          based                    on operational                                      average of                like                  systems:
FBG04A/B-20,                        FBGOS-1 FBG06-5,                                    FBG07-1, FBM03A/B-26          I                                      FEC01A/B-2 FEC02-l,                                      FHA01-1, FHB06-73*,                -FHB10-76              I FHBll-012,                                          FHC01-3          I FHD01-1,                                    FHD02-1, FHD03-l,                                    FHD04-1, FHDOS-1,                FHD06-1, FHD07-1,                                    FHD08-l, FHE04-2,                FHEOS-5, FHE06-3.
 
Secondary*                                                    72                  cartridges                                                  Annual                              filter                          change-out              numbers                            based                    on operational                                      averages                            of like                  systems:
FHB07 -7 I                FHB08 -14  I FHC02-3,                                    FHF04A/B-24 FHFOS-24.
 
Chemical                            Wastes                        240        ft3                                                                    1,000            gallons                          per            year chemically                                contaminated reactor                          coolant                              sample and                two                decontamination tank                    changeouts                                  per              year.
 
Rev.                            32 I WOLF            CREEK
 
TABLE                11.4-3            (Sheet            3)
(This                  Table                    is          considered                          historical)
 
Influent                              Volume to      Solid Source                                    Radwaste                  System                                                                          Comments
 
Dry                and                Compacted
 
Waste                                                          10,000              ft3                                                          Volume                          is          based on            data                      from                    operating plants                        and                    NRC                  Question 360.1(11.4).
* Normally                          does                  not                        require                          disposal                            as                solid                  radwaste
 
Rev.                              32 I WOLF                                                                                              CREEK
 
TABLE              11.4-4
 
ESTIMATED              GENERATION                                                                                                                                                                                                                                          OF                                    EXPECTED                                                                                                        AND                  MAXIMUM                                                                                                                              ANNUAL ACTIVITIES                                                                                                                                                                                                                    OF                                    SOLID                                                                        RADWASTE                                                                                                                    (CURIES)
(This                Table                  is          considerld Annua                                          Ra            1oact1ve                      Ef                              uent                      Re              ease              Report h~$tori~al.                                                                                                                                                                                                                                                                                                  trtual                                                                                                  cufies                                                                                                release~                                                                                                                          are              documented                          in
 
Spent                                                                        Resins                  and                                                                                                                                                                                Spent                                                                        Resins                    And                                                                            Evaporator                                                                      Evaporator                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              Charcoal                                                                                                                                          Dry              and
                                                                                                                                                      ---<-J?i*Tmary) Filter                                                                                      Cartridges __________ Filter                    Cartridges                                                                    Bottoms                                                                                                                                Bottoms ---                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              Chemical                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            Compacted Isotope                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    (Secondary)                                                                                                                                                                                                        -(Primary)                                                                                                            ---(Secondary)                                                                                                                                                                                                                                                      Wastes                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      waste
 
cr-51                                                                                                                                                                                              1.4E+1                                                                                                                                                                                                                                                            9.4E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                              4.7E-1                                                                                                                                                                                                        1.6E-4                                                                                                                                      1.1E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG Mn-54                                                                                                                                                                                                  2.7E+1                                                                                                                                                                                                                                                              5.6E-3                                                                                                                                                                                                                4.2E-1                                                                                                                                                              3.0E-4                                                                                1.4E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG Fe-55                                                                                                                                                                                                                    1. 9E+2                                                                                                                                                                                                                                                            2.4E-2                                                                                                                                                                                                              2.5E+O                                                                                                                                                                l.4E-3                                                                                    8.3E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                          NEG Fe-59                                                                                                                                                                                                1.6E+1                                                                                                                                                                                                                                                            9.5E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                        4.7E-1                                                                                                                                                                                                        2.3E-4                                                                                1.2E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG Co-58                                                                                                                                                                                                                        4.6E+2                                                                                                                                                                                                                                                              1.6E-1                                                                                                                                                                                                          1.2E+1                                                                                                                                                              5.3E-3                                                                                  3.2E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Co-60                                                                                                                                                                                                                        2.5E+2                                                                                                                                                                                                                                                              2.8E-2                                                                                                                                                                                                              3.2E+O                                                                                                                                                                1.7E-3                                                                                  1.1E-3                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG Br-83                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Br-84                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Rb-86                                                            (1)                                                                                            2.6E-1                                                                                                                                                                                                                                                            2.7E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                  l.OE-2                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Rb-88                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Sr-89                                                                                                            (1)                                                                                            6.5E+0                                                                                                                                                                                                                                                            3.4E-3                                                                                                                                                                                                                1.9E-1                                                                                                                                                                                                                                                                        9.0E-5                                                                                                                                      4.9E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Sr-90                                                                                                            (1)                                                                                            1.4E+O                                                                                                                                                                                                                                                              1.2E-4                                                                                                                                                                                                            1. 7E-2                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Sr-91                                                                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Y-90                                                                                                              (1)                                                                                            1.3E+O                                                                                                                                                                                                                                                              1.2E-4                                                                                                                                                                                                              1.6E-2                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Y-91m                                                          (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Y-91                                                                        (1)                                                                                            1.5E+0                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      S.BE-4                                                                                                                                                                                                                                            4.2E-2                                                                                                                                                                1. 7E-5                                                                            1.1E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG zr-95                                                        (1)                                                                                            1.5E+O                                                                                                                                                                                                                                                              7.8E-4                                                                                                                                                                                                              1.9E-2                                                                                                                                                              2.4E-5                                                                                1. 1E-                                                                                                                                                                                                                                                                              5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG Nb-95                                                          (1)                                                                                            3.4E+0                                                                                                                                                                                                                                                              1.5E-3                                                                                                                                                                                                              4.9E-2                                                                                                                                                                6.7E-5                                                                              2.3E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Nb-95m                                            (1)                                                                                              1.6E+0                                                                                                                                                                                                                                                            8.3E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              2.0E-2                                                                                                                                                                                                        9.5E-4                                                                                1.2E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG Mo-99                                                            (1)                                                                                                                                                        7.4E-2                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Ru-103                                                (1)                                                                                              5.9E-1                                                                                                                                                                                                                                                            2.9E-4                                                                                                                                                                                                                7.7E-3                                                                                                                                                                                                                                                                          NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Ru-106                                                                                                          (1)                                                                                              9.4E-1                                                                                                                                                                                                                                                            1.1E-4                                                                                                                                                                                                                6.7E-3                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-125m                            (1)                                                                                            6.4E-1                                                                                                                                                                                                                                                            1.8E-4                                                                                                                                                                                                              8.4E-3                                                                                                                                                                                                                                                                          NEG                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-127m                            (1)                                                                                              1.2E+1                                                                                                                                                                                                                                                              2. 4E-3                                                                                                                                                                                                              1.3E-1                                                                                                                                                                9.3E-5                                                                                7.8E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-127                                          (1)                                                                                            1.2E+1                                                                                                                                                                                                                                                            2.4E-3                                                                                                                                                                                                                1.3E-1                                                                                                                                                                9.4E-5                                                                              7.8E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-129m                            (1)                                                                                            1.5E+1                                                                                                                                                                                                                                                            7.6E-3                                                                                                                                                                                                                2.2E-1                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      1.SE-4                                                                                                                                    1.1E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-129                                            (1)                                                                                              9.4E+O                                                                                                                                                                                                                                                            4.9E-3                                                                                                                                                                                                              1.4E-1                                                                                                                                                              9.7E-5                                                                                7.3E-5                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-131m                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-131                                          (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG Te-132                                            (1)                                                                                            8.6E-2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-130                                                                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-131                                                        (1)                                                                                            8.9E+1                                                                                                                                                                                                                                                            7.6E-2                                                                                                                                                                                                              3.3E+O                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              S.SE-3                                                                                                                                      7.4E-4                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-132                                                          (1)                                                                                            8.7E-2                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                            NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-133                                                            (1)                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-134                                                          (1)                                                                                                                                                                          NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                        NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                  NEG                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG I-135                                                          (1)                                                                                                                                                                          NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                      NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                    NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                NEG
 
Rev.                      32                                                                          I WOLF                                      CREEK
 
TABLE              11.4-4                                                      (Sheet                              2)
(This                Table                  is          considered                        hi$torical.                                                  Actual                    curies                    released                      are              documented                          in Annual                    Rad1oact1ve                            Effluent                      Release                    Report)
 
Spent                            Resins                    and                                                          Spent                            Resins                    And                                                                            Evaporator                                                  Evaporator                                                                                                                                                                                                                                                                                          Dry              and Filter                  Cartridges                                                                                      Filter                  Cartridges                                                                  Bottoms                                                                                          Bottoms                                                                      Chemical                                                                                                                                            Charcoal                                                    Compacted Isotope                                                                                              Primary>---~                                                                              --                        (Secondary)                                                                                  (Primary)                                                                (Secondary)                                                                            wastes                                                                                                                                          Filters                                                                          waste
 
Cs-134                                              (1)                                                                            1.7E+3                                                                                                                                                                                                                                                              3.8E-1                                                                                                                                                                                                            3.8E+1 1. 9E-2 1.3E-2        NEG cs-136                                                            (1)                                                                          1.BE+1                                                                                                                                                                                                                                                            2.1E-2                                                                                                                                                                                                              6.7E-1 1.7E-4 1.5E-4 NEG Cs-137                                              (1)                                                                          1.5E+3                                                                                                                                                                                                                                                              2.9E-1                                                                                                                                                                                                            3.0E+1 1.6E-2 1.0E-2            NEG Ba-l37m                                            (1)                                                                            1. 4E+3                                                                                                                                                                                                                                                            2.7E-1                                                                                                                                                                                                          2.8E+1 4.0E-2 9.6E-3                NEG Ba-140                                                            (1)                                                                          3.2E-1                                                                                                                                                                                                                                                            3.0E-4                                                                                                                                                                                                              1.1E-2 NEG NEG      NEG La-140                                                            (1)                                                                          3.7E-1                                                                                                                                                                                                                                                            3.5E-4                                                                                                                                                                                                              1. 3E-        2 NEG NEG NEG Ce-141                                              (1)                                                                            6.8E-1                                                                                                                                                                                                                                                          4.9E-4                                                                                                                                                                                                              2.2E-2 1.0E-5 NEG                NEG Ce-144                                              (1)                                                                          2.8E+0                                                                                                                                                                                                                                                            5.6E-4                                                                                                                                                                                                              4.4E-2 2.9E-5 1.4E-5            NEG Pr-143                                                            (1)                        9.2E-0                                                                                                                              NEG                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                    NEG NEG NEG                                                    NEG Pr-144                                                            (1)                                                                          2.8E+0                                                                                                                                                                                                                                                              5.6E-4                                                                                                                                                                                                            4.4E-2 4.8E-3 1.4E-5 NEG
 
Total                                                                                                                                                                                              5.8E+3                1.3E+O                                                                                                  1.2E+2                                                                                  9.9E-2                                                      3.9E-2                                                                                                                                                              NEG                                                <5.0E+O
 
(1)                    Consistent                                                  with                      Section                                      11.1,                          the                maximum              activities                              would                  be obtained                        by          multiplying                                the                                                              Curie                            value                  given                  for              the                  indicated isotopes                      by            a                  factor                    of              2.
 
(2)                            The              demineralizer                                      skid                  resins,                            which                    discharge                              to            the                  solid                  radwaste                          system, consists                        of              activities                                    from                  evaporator                              bottoms                                  (primary),                              evaporator                              bottoms (secondary)                              and              non                hazardous                          chemical                          wastes.
 
Rev.                        32              I WOLF CREEK
 
TABLE 11.4-5
 
SOLID RADWASTE SYSTEM - COMPONENT DESCRIPTION
 
Evaporator Bottoms Tank (Primary)
 
Quantity                            l Capacity (usable), gal              1,000 Design pressure,  psig                15 Design temperature,&deg;F                250 Material                            SB-424,  Incoloy 825 Design Code                          ASME Sec. VIII
 
Evaporator Bottoms Tank (Secondary)
 
Quantity                            1 Capacity (usable), gal              2,500 Design pressure,  psig                15 Design temperature,&deg;F                250 Material                            SB-424,  Incoloy 825 Design code                          ASME Sec. VIII Spent Resin Storage Tank (Primary)
 
Quantity                            l Capacity (usable), ft3              350 Design pressure,  psig                150 Design temperature,&deg;F                200 Material                              Austenitic stainless steel Design code(1)                      ASME Sec. VIII
 
Spent Resin Storage Tank (Secondary)
 
Quantity                            l Capacity (usable), gal              4,200 Design pressure,  psig                150 Design temperature,&deg;F                200 Material                              Austenitic stainless steel Design code                          ASME Sec. VIII
 
Spent Resin Sluice Pump (Primary)
 
Quantity                            1 Type                                Canned centrifugal Design pressure  psig                150 Design temperature,&deg;F                200 Design flow,  gpm Rated                                140 Runout                              250
 
Rev. 0 WOLF CREEK
 
TABLE 11.4-5 (Sheet 2)
 
Design head, ft Rated                                250 Runout                              210 Material                              Austenitic stainless steel Design code(1)                      Manufacturers standard (MS)
 
Spent Resin Sluice Pump (Secondary)
 
Quantity                            1 Type                                Vertical inline centrifugal Design pressure,  psig                300 Design temperature,&deg;F                140 Design flow,  gpm                    225 Design head, ft                      250 Material                              Austenitic stainless steel Design code                          MS
 
Evaporator Bottoms Tank Pump (Primary)
Quantity                            1 Type                                Vertical inline centrifugal Design pressure,  psig                300 Design temperature,&deg;F                220 Design flow,  gpm                    225 Design head, ft                      50 Material                            Alloy 20 Design code                          MS
 
Evaporator Bottoms Tank Pump (Secondary)
 
Quantity                            1 Type                                Vertical inline centrifugal Design pressure,  psig                300 Design temperature,&deg;F                220 Design flow,  gpm                    225 Design head, ft                      50 Material                            Alloy 20 Design code                          MS
 
Acid Addition Tank
 
Quantity                            1 Capacity (usable), gal              250 Design pressure,  psig                10 Design temperature,&deg;F                150 Material                            Carbon steel Design code                          ASME Sec. VIII
 
Rev. 0 WOLF CREEK
 
TABLE 11.4-5 (Sheet 3)
 
Caustic Addition Tank
 
Quantity                            1 Capacity (usable), gal              550 Design pressure,  psig                10 Design temperature,&deg;F                150 Material                              Austenitic stainless steel Design code                          ASME Sec. VIII
 
Acid Addition Metering Pump
 
Quantity                            l Type                                Positive displacement diaphragm Design pressure,  psig                220 Design temperature,&deg;F                104 Design flow,  gph                    25 Design head, psi                    45 Material                            Alloy 20  S.S.
Design code                          MS Contained solution                  3% H2SO4
 
Caustic Addition Metering Pump
 
Quantity                            1 Type                                Positive displacement diaphragm Design pressure,  psig                110 Design temperature,&deg;F                104 Design flow,  gph                    60 Design head, psi                    45 Material                            Alloy 20  S.S Design code                          MS Contained solution                  50%  NaOH
 
Resin Charging Tank (CVCS)
 
Quantity                            1 Type                                Vertical, conical bottom, on wheels Capacity (usable), gal              325 Design pressure,  psig                ATM Design temperature,&deg;F                120 Material                              Austenitic stainless steel Design code                          ASME Sec. VIII
 
Rev. 0 WOLF CREEK
 
TABLE 11.4-5 (Sheet 4)
 
Resin Charging Tank (Radwaste)
 
Quantity                            l Type                                Vertical, conical bottom, on wheels Capacity (usable), gal              325 Design pressure,  psig                Atmospheric Design temperature,&deg;F                120 Material                              Austenitic stainless steel Design code                          ASME Sec. VIII
 
Spent Resin Sluice Filter (Primary) (FHC01)
* Quantity                            1 Design pressure,  psig                300 Design temperature,&deg;F                250 Design flow,  gpm                    250 P @ design flow, psi                5 Particle Retention                  (See Note 2 of Table 9.3-13)
Material                              Austenitic stainless steel Design code(1)                      ASME Sec. VIII
 
Spent Resin Sluice Filter (Secondary) (FHC02)
* Quantity                            1 Design pressure,  psig                150 Design temperature,&deg;F                250 Design flow,  gpm                    225 P @ design flow, psi                5 Particle Retention                  (See Note 2 of Table 9.3-13)
Material                              Austenitic stainless steel Design code                          ASME Section VIII
 
*See comments on Sheet 2 of Table 9.3-13.
 
Dry Waste Compactors
 
Quantity                            2 Type                                Hydraulic press Design code                          MS
 
Rev. 10 WOLF CREEK
 
TABLE 11.4-5 (Sheet 5)
 
Solid Radwaste Bridge Crane Quantity                          1 Capacity, tons                      9.3 TV cameras, quantity              4
 
(1) Table indicates the required code based on its safety-related importance as dictated by service and functional requirements and by the consequences of their failure.
Note that the actual equipment may be supplied to a higher principal construction code than required.
 
Rev. 8 This            figure            has            been            deleted
 
Rev. 8 W OLF CREEK UPDATED SAFETY ANALYSES REPORT
 
FIGURE 11.4-2 DRUMMING PROCESS OPERATION SCHEMATIC WOLF CREEK
 
APPENDIX 11.4A
 
INTERIM ON-SITE STORAGE FACILITY
 
11.4A.1 Introduction
 
In order to permit plant operation in the event that a permanent disposal site is unavailable, it is necessary to store waste on-site. This supplemental storage is provided by the Interim On-Site Storage (IOS) Facility. The existing waste bale drum structure, which is South of the Radwaste Building, will be used as the IOS facility.
 
Supplemental storage, on a concrete slab or within a building addition located West of the IOS facility and South of the Radwaste Building, provides indoor/outdoor storage of equipment and/or waste which becomes activated during reactor operation.
 
In addition to the radwaste addition building, supplemental storage of items is permitted in the RCA yard, north laydown area, and the Owens Corning building.
In all supplemental storage locations additional restrictions limiting the radioactive content are provided in station procedures to prevent exceeding the limits of 10 CFR 20 and 10 CFR 50 Appendix I during normal operation, including anticipated operational occurrences.
 
11.4A.2 Design Objectives
 
The design of the IOS facility provides storage for solid waste produced at WCGS based on five years of processed waste (i.e. resins and sludges, including filter cartridges) and, due to storage capacity limitations, three and one half years of Dry Active Waste (DAW) generated as a result of normal operation of WCGS. The values contained in Table 11.4A-4, "Estimated Capacity and Radwaste Container Distribution for the IOS Facility", serve as the basis for the design storage capacity.
 
11.4A.3                                        Description of Containers
 
Containers used for packaging of radioactive material, and stored in the IOS, shall meet the applicable DOT requirements for quantity and form or the current burial site regulations for disposal (HIC) when placed in storage. Typical containers expected to be stored in the IOS facility are detailed in Table 11.4A-4. All containers are designed to reduce the occurrence of uncontrolled releases of radioactive materials due to handling, transportation, and storage.
All containers are designed with materials compatible with the stored waste to prevent significant container corrosion.
 
11.4A.4                                        Description of Stored Wastes
 
Solidified radwaste, or waste meeting the no free standing water criteria of Branch Technical Position ETSB 11-3 (i.e. dewatered), shall be stored in the IOS facility. These wastes satisfy all applicable transportation and disposal requirements.
 
Wet radioactive waste, defined as any waste which does not meet receiving burial site free liquid requirements may be temporarily stored in the IOS facility.
 
11.4A.4.1                    Dry Active Waste (DAW)
 
This includes contaminated trash (paper, cloth, plastic, etc.) super compacted into drums, typically by an off-site vendor. The exposure rate from these containers is low (2 mrem/hr to about 100 mrem/hr with a majority less than 10 mrem/hr).
 
11.4A-1    Rev. 32 WOLF CREEK
 
11.4A.4.2 Solidified/Dewatered Wastes
 
Resin, filter cartridges and filter sludges will be transferred into HICs, and dewatered to less than 1% free standing water. Tables 11.1-6 (Sheet 1) to 11.1-6 (Sheet 4) and 11.4-4 provide normal activity concentrations in the input streams.
 
11.4A.4.3                    Uncompactible Contaminated Waste
 
Other wastes not suitable for packaging in drums or HICs may be packaged in LSA boxes (B-25 or equivalent) and stored in the IOS facility, or packaged in modular storage containers and stored on the temporary outdoor storage slab.
 
11.4A.5 Design Concepts
 
11.4A.5.1 Storage areas
 
The wastes will be stored in four separate storage areas as identified in Table 11.4A-4 and Figures 11.4A-1 and 2.
: a.                              High and Low Level Storage Areas Two separate areas containing all three forms of waste (i.e. super compacted DAW in drums, solidifed/dewatered waste in HICs, and uncompactible waste in LSA boxes).
: b.                              DAW Storage Areas Two separate areas, adjacent to the high and low level storage areas, containing super compacted DAW in drums.
 
The storage areas act as a protective barrier to:
: a.                              Protect the waste containers from weather effects.
: b.                              Prevent an uncontrolled release of radioactive material to the environment.
: c.                              Provide shielding for radiation emitted by the waste.
 
11.4A.5.2                    Handling and Storage Operations
 
Inventory data including batch number, container number, date of storage, and other necessary data shall be maintained. The design includes an index system that allows specific identification of container locations so that administrative controls may be used to effectively inventory stored wastes.
 
Containers to be stored in the IOS facility are first visually inspected and checked for surface contamination. No damaged containers will be sent to the IOS facility.
Details of the IOS facility layout are shown in Figures 11.4A-1 and 2. The actual waste container configuration may deviate from the above description based on changing waste processing/storage needs. Upon retrieval of containers from storage for transport and permanent disposal, each container is swipe tested.
 
11.4A.5.3 Personnel Exposure
 
As required by 10CFR20, occupational exposures shall be kept as low as reasonably achievable (ALARA). During waste handling operations, only employees required to handle the shipment, perform maintenance activities, or perform inspections are allowed in the areas of the IOS facility for the time needed to perform their task.
 
All operations in the IOS facility are controlled by plant radiation protection personnel to assure that all employees are monitored, confirm that dose limits are not exceeded, and ensure that good working practices are being followed. All operations are conducted in accordance with written procedures.
 
11.4A-2    Rev. 34 WOLF CREEK
 
To reduce the possible exposure of personnel during inspection and maintenance, the following concepts have been incorporated in the design of the IOS facility:
: a.                              The IOS facility and equipment are designed to require minimum maintenance activities in high radiation storage areas.
: b.                              Containers are handled by a remote-controlled crane carrying CCTV cameras and lights.
: c.                              Inspection of the storage areas in the IOS facility is to be accomplished using CCTV from the solidification control panel room.
: d.                              Access to the bridge crane and its cables is provided over the truck bay area to reduce exposure to maintenance personnel. Additional portable shielding may be used as necessary.
: e.                              Additional portable shields may be used as necessary.
 
11.4A.5.4                    Provision for Liquid Drainage
 
The IOS facility is provided with an internal drainage system consisting of trenches and stainless steel piping which route potentially contaminated water to a radwaste sump. The drainage is then pumped to the liquid radwaste system, and processed prior to discharging. Walls and curbs are utilized to confine any potentially contaminated water inside the building. The IOS facility is also provided with exterior storm drains to prevent water from entering the storage areas.  (see Section 9.3)
 
11.4A.5.5                    Structural and Architectural
 
The IOS facility is a non-nuclear safety non-seismic Category I structure. The finished floors in the storage areas are constructed with minimal slope in order to accommodate drum stacking, and covered with an easily decontaminable material. The roof of the storage building consists of built up roofing and rigid insulation on a metal deck.
 
11.4A.5.6 Shielding
 
Shielding evaluations were performed utilizing the waste stream distribution, historical generation, isotopic activities, and storage configurations as described in Tables 11.4A-1, 2, 3A - 3D, and 4, and Figures 11.4A-1 and 2. The storage configuration provides adequate shielding for five years of radioactive waste. The concrete walls provide shielding primarily for the outer layers of containers. Consideration was given for a self-shielding effect due to the large number of containers in the storage areas (i.e. containers with high exposure rates will, to the extent possible, be placed in the center of the storage areas using containers with lower exposure rates for shielding). The roof, made of built up roofing and rigid insulation on a metal deck, provides shielding equivalent to approximately 0.25 inches of steel. Additional portable container shields may be used as necessary.
 
Maximum anticipated dose rates outside of the IOS are shown in Tables 11.4A-5A and 5B. Maximum anticipated dose rates along the south RCA boundary are shown in Table 11.4A-6. The dose rates are also shown in Figures 11.4A-3, 11.4A-3A and 11.4A-3B.
 
11.4A-3    Rev. 18 WOLF CREEK
 
11.4A.5.7                    Design Basis Events
 
11.4A.5.7.1 Fire Protection
 
Fire protection is accomplished through the use of non-combustible construction materials, local fire extinguishers, and local hose stations. Fire/smoke detection devices, which alarm locally, and in the main control room, are provided throughout the IOS facility. The only combustible material in the IOS facility is DAW and HIC liner material (high density, cross linked polyethylene).
 
11.4A.5.7.2 Flood Protection
 
The topography of the site is such that flooding from natural causes is not a design basis event for above grade buildings. (see Section 2.0)
 
11.4A.5.7.3 Wind Protection
 
The IOS is a reinforced structure designed for a wind velocity of 100 miles/hr.
This velocity corresponds to a recurrence time of 100 years.
 
11.4A.5.7.4 Tornado Protection
 
The storage areas and stored waste have been evaluated with respect to a tornado, and it has been determined that the design is such that there will be no adverse affects from a tornado for the following reasons.
 
a)              All waste is stored in a form that is resistant to the release and spread of radioactivity.
 
b)              Waste with high activity levels will be stored in tornado resistant rooms (i.e. rooms that have three foot thick reinforced walls which are 16'-9" high) in containers that, due to their weight, will remain in place during a tornado.
 
c)              Waste with low activity levels will be stored in non-tornado resistant rooms (i.e. rooms that have only one foot thick reinforced masonry block walls which are 14' high). However, the waste that will be stored in the non-tornado resistant rooms will have low activity levels (i.e., 2 mrem/hr to 100 mrem/hr, with the majority less than 10 mrem/hr).
 
d)              The non-tornado resistant rooms, although they themselves do not provide resistance to a tornado, are protected from a tornado by surrounding structures. The rooms are located in the Waste Bale Drumming Area which is designed to withstand 100 mph winds. Also, most tornadoes come from the southwest, and the rooms will be shielded by three foot thick 16'-9" high walls on the west, a concrete segmented shield on the south, and the Radwaste Building on the north.
 
e)              If, in the unlikely event that most of the waste stored in the non-tornado resistant rooms were dispersed during a tornado, the released activity levels would remain below the 2.5 rem whole body or 30 rem thyroid dose limit allowed by GL 81-38.
 
f)              In the unlikely event a tornado missile were to enter one of these rooms, and penetrate a container, the missile would tend to plug its own hole, minimizing any potential for release of radioactivity.
Liquid waste will be contained by the curbs and floor drain system.
 
11.4A-4    Rev. 18 WOLF CREEK
 
Based on these reasons, the storage of radwaste as allowed per this modification does not present a radiation hazard with respect to a tornado. In the unlikely event of waste container failure or dispersal due to a tornado, plant procedures will provide instructions on handling and repackaging/reprocessing of the waste on a case by case basis. In case of a unique failure not anticipated in plant procedures, WCGS Engineering and Technical personnel would evaluate the situation and determine the best course of action based on the specific conditions.
 
11.4A.5.7.5 Seismic Event
 
In the unlikely event of waste container failure due to a seismic event, plant procedures will provide instructions on handling and repackaging/reprocessing of the waste on a case by case basis. A failure due to a seismic event would in all likelihood result in the failed container remaining within the IOS facility. In case of a unique failure not anticipated in plant procedures, WCGS Engineering and Technical personnel would evaluate the situation and determine the best course of action based on the specific conditions. In no case would the method of resolution fail to meet shipping and burial criteria, or result in any radioactive release to the environment.
 
11.4A.5.7.6 Waste Container Failure
 
In the unlikely event of waste container failure after final packaging, during storage, or prior to shipment, plant procedures will provide instructions on handling and repackaging/ reprocessing of the waste on a case by case basis. A failure within the IOS facility would in all likelihood result in the failed container remaining within the IOS facility. In case of a unique failure not anticipated in plant procedures, WCGS Engineering and Technical personnel would evaluate the situation and determine the best course of action based on the specific conditions. In no case would the method of resolution fail to meet shipping and burial criteria, or result in any radioactive release to the environment.
 
11.4A.5.8 HVAC Systems
 
The IOS facility is maintained at a negative pressure by the Radwaste Building ventilation system. This is accomplished by an interlock that requires an exhaust fan in operation, prior to starting a supply fan. Also, two exhaust fans are provided with interlocks to ensure that upon the loss of one fan, the other will automatically start. All exhaust air is monitored and filtered prior to release.  (see Section 9.4.5)
 
11.4A.5.9 Bridge Crane
 
11.4A.5.9.1 Crane Description
 
The bridge crane has a rated capacity of 9-1/3 tons. The crane has the capability to handle all containers (i.e. HICs, LSA boxes, and drums). The drum grab has the capability to recover fallen drums. The crane carries TV cameras and lighting for storage, handling and inspection of containers, and may perform other tasks in the storage and truck bay areas as required.
 
There are two motors on the crane, one high speed and one low speed for bridge, trolley and hoist movement. The redundant motors can be used to move the crane in the event one motor fails. In the event of other problems, a cable can be manually attached for crane retrieval.
 
11.4A-5    Rev.13 WOLF CREEK
 
11.4A.5.9.2 Crane Control
 
The solid radwaste control console is equipped so that radwaste movements may be accomplished by remotely controlling the bridge crane. The crane system is designed for precise placement of drums, HICs or LSA boxes, and for lifting and placement of the cask transportation lid. The bridge and trolley are accurately positioned by the use of a CCTV monitoring system and an overhead index system. It will have sufficient range to move HICs from the solid radwaste disposal station to the storage areas, and unload drums and boxes from the trucks and move them to their storage areas.
 
11.4A.5.9.3 CCTV System
 
The CCTV includes cameras mounted on the bridge crane. Monitors are installed in the solidification control panel room. They are equipped with manual control capabilities to adjust the pan and tilt for the cameras. The cameras on the crane are fixed focus and adjusted locally to get a close view of any container for inspection purposes, the two surveillance cameras have pan and tilt capabilities.
 
11.4A.5.10 Lighting
 
Fixed lights are provided throughout the IOS facility. These lights provide illumination for all IOS activities, including inspections.
 
11.4A.5.11 Security The IOS facility is surrounded by a chain link fence bounding the RCA. Access to the IOS facility is controlled to minimize personnel exposure.
 
11.4A.6 Monitoring Operations
 
11.4A.6.1 Containers
 
Before the radioactive waste containers are placed in storage, the activity level of each container is determined. Radiological monitoring of the storage containers is performed using portable equipment. Swipe testing and analysis capability is provided in the truck bay area.
 
11.4A.6.2 Storage Areas
 
The IOS facility includes provision for remote monitoring of the storage areas through closed circuit television (CCTV) so that the condition of any stored container can be observed. In order to maximize visual inspection in the storage areas for the longest period of time, drums will initially be stacked in every other row, to the extent practicable.
 
Area radiation monitors are installed, one in the corridor across from the radwaste control room and another in a truck bay area near the personnel entrance. If predetermined radiation setpoints are exceeded, alarms sound both locally and in the main control room. Additional radiation monitoring is performed by the plant radiation protection group using portable equipment as necessary.
 
11.4A-6    Rev.19 WOLF CREEK
 
11.4A.6.3 Offsite
 
The IOS facility is designed to ensure that the annual dose to the public is a small fraction of the 25 mrem/yr allowed from all sources of the Uranium cycle, as per 40CFR190. Exposure levels are monitored at the RCA boundary fence using RDD dosimeters. Table 11.4A-7 details anticipated dose rates at the restricted area boundary.
 
All potential pathways for the release of radioactivity to the environment are controlled and monitored. In particular, water from potentially contaminated drains is processed in the liquid radwaste system, and air from the IOS facility is processed in the Radwaste Building exhaust system. Both systems sample and analyze for radioactivity prior to release to the environment. (see Section 11.5)
 
Since the normal operation of the IOS facility is not expected to produce any radioactive discharge or otherwise hazardous effluents, no significant effects on environmental air or water quality are expected. Offsite environmental surveillance is implemented through the environmental monitoring program.
 
11.4A-7    Rev. 25 TABLE 11.4A-1
 
ISOTOPIC DISTRIBUTION OF RADWASTE (PERCENT ABUNDANCE)
 
NUCLIDE                                HALF-LIFE                    *** RESINS, FILTERS & EVAP ***                                                                                DAW (DAYS)                                          CLASS A                                        CLASS B                  CLASS C                                                                              -------
 
Mn-54 312.7 1.43  3.94 1.80      1.45 Fe-55 2.7* 57.35 21.70 41.00    59.70 Co-57 270.9 0.00  0.43  0.00      0.11 Co-58 70.8 2.28 22.70  25.60    1.69 Co-60 5.27* 12.67 11.70 6.60      24.90 Ni-59 75000* 0.00    0.17 0.00          0.00 Ni-63 100.1*        15.07 16.20 12.60      7.37 Ag-110m 249.85  0.00      0.00    1.90              0.24 H-3 12.28*      0.88 0.00 3.40    0.02 C-14 5730* 0.17  0.54 0.50      0.00 Nb-95 35.06 0.00  0.10 1.60      1.73 Cs-134 2.062* 4.02    9.07 0.30          1.02 Cs-137 30.17* 6.07    12.50 0.50          1.46 Ce-144 284.3  0.00    0.00 0.10          0.34 Sb-125 2.77*        0.00 0.76 0.00    0.00 Cm243/44 28.5* 0.002 0.00 0.00      0.00 Sr-95 24.4**      0.00 0.00 0.00    0.00 Zr-95 64.02 0.00  0.15 2.40      0.00 SR-90 28.6* 0.00  0.01 0.00      0.00 Cr-51 27.7 0.00 0.00 1.70    0.00
 
BASED ON CHARACTERIZATION OF WASTE SAMPLES FROM PLANT OPERATIONS DURING 1988 TO 1991 AND RADMAN COMPUTER CODE.
DAW ISOTOPIC DISTRIBUTION IS BASED ON RADMAN COMPUTER CODE.
* HALF-LIFE IN YEARS
**  HALF-LIFE IN SECONDS
 
Rev. 8 TABLE 11.4A-2
 
AVERAGE ANNUAL ACTIVITY OF RADWASTE (RESINS/FILTERS)
(1988 TO 1991)
 
                                    *********** WASTE CLASS **********
 
TYPE/        ***** CLASS A *****      ***** CLASS B *****  ***** CLASS C *****
PERIOD        VOLUME    ACTIVITY      VOLUME    ACTIVITY  VOLUME    ACTIVITY (ft3)      (mCi)                                    (ft3)      (mCi)              (ft3)                                  (mCi)
======        ======    ========      ======    ========  ======    ========
 
120.3    5.31E+05        120.3    5.05E+05    84.3    1.72E+04 120.3    6.29E+05        120.3    2.56E+05 120.3    1.11E+05        205.8    2.31E+05 1988 TO        411.6    3.46E+01        120.3    1.94E+05 1991        411.6    1.06E+02        120.3    2.07E+05 205.8    2.64E+05 205.8    8.00E+03 388.2    1.30E+00 83.4    8.91E+02 83.4    8.53E+02 83.4    7.80E+03 83.4    2.12E+03 205.8    4.65E-02
 
TOTAL      2523.3    1.55E+06        687      1.39E+06    84.3    1.72E+04 ANNUAL AVE    630.8    3.89E+05        171.8    3.48E+05    21.1    4.30E+03 mCi/Cuft                6.16E+02                  2.03E+03              2.04E+02
 
PROJECTED VOL. CUFT.      710                        200                  80
 
EST'D Ci/Yr                                                                                                        4.37E+02                                                                                                                              4.06E+02                                                                                                        1.63E+01
 
Rev. 8
 
TABLE 11.4A-4
 
Estimated Capacity and Radwaste Container Distribution for the IOS Facility
 
AREA      DIMENSIONS            WASTE                  5 Yr CAPACITY*
ACTIVITY (Inside)            TYPE        CONTAINERS      (cuft)
(CURIE)
 
HLSA              30' x 20'9"  Primary      20 PL8-120      2,406 2,480                            Resin
 
LLSA              30' x 46'
 
SECTION 5                    Resin/      5 PL6-80          417 228                            Filter
 
SECTION 6                  Sec Resin      6 PL14-215      1,235 182
 
SECTION 7                    DAW        36 B25-boxes    3,456 6
 
SECTION 8                    DAW        162 Drums        1,782 5
 
DRUM AREA 'A'    5'5" x 32'11"  DAW        147 Drums        1,617 4
 
DRUM AREA 'B'  15'5" x 17'10"  DAW        72 Drums          792 2
 
TOTAL              60' x 100'                31 HICS        11,705 2,907 including Truck Bay: 36 boxes and 381 drums
* Volume is based on the Following anticipated usage and waste configuration as shown in Figure 11.4A-1.
 
WASTE  CONTAINER  CONTAINER STREAM  TYPE  VOLUME
 
PRIMARY RESIN                      PL8-120                                                                                  120.3 cuft SECONDARY RESIN                      PL14-215                                                                        205.8 cuft FILTERS  PL6-80  83.4 cuft DAW                                                                        85 Gal.Drum                                                    11  cuft 79 Gal.Drum                                                    11  cuft 55 Gal.Drum  7.5 cuft B-25 Box                                                                        96  cuft
 
Rev. 8
 
TABLE 11.4A-7 TOTAL OFFSITE DOSE AT THE UNRESTRICTED AREA (Exclusion Area Boundary, EAB, is 1200 meters from Center of Containment)
 
Dose at the EAB Source/EAB direction                  Hourly Dose      Annual Dose (mrem/hr)                                                              (mrem/yr) 5 Year Storage
 
West Side
 
High Level Storage                1.5160E-06 Low Level Storage 5                1.1515E-07 Low Level Storage 6                5.4731E-08
 
5 yr Storage Dose At West EAB      1.6859E-06          0.0148
 
South Side
 
High Level Storage                7.7607E-07 Low Level Storage 5                8.0440E-07 Low Level Storage 6                1.7227E-07
 
5 yr Storage Dose At South EAB    1.7527E-06          0.0154
 
East Side
 
High Level Storage                1.7690E-06 Low Level Storage 5                1.1512E-07 Low Level Storage 6                6.1442E-08
 
5 yr Storage Dose At East EAB      1.9456E-06          0.0171
 
3 Year Storage
 
West Side
 
High Level Storage                4.9940E-07 Low Level Storage 5                4.2856E-08 Low Level Storage 6                3.8725E-08
 
3 yr Storage Dose At West EAB      5.8097E-07          0.0051
 
South Side
 
High Level Storage                5.4989E-07 Low Level Storage 5                5.3937E-07 Low Level Storage 6                5.9423E-08
 
3 yr Storage Dose At South EAB        1.1486E-06          0.0101 Rev. 13 TABLE 11.4A-7  (Sheet 2)
TOTAL OFFSITE DOSE AT THE UNRESTRICTED AREA (Exclusion Area Boundary, EAB, is 1200 meters from Center of Containment - Continued)
 
Dose at the EAB Source/EAB direction                  Hourly Dose      Annual Dose (mrem/hr)                                                              (mrem/yr)
 
East Side
 
High Level Storage                8.9247E-07 Low Level Storage 5                9.6958E-08 Low Level Storage 6                4.3531E-08
 
3 yr Storage Dose At East EAB      1.0330E-06          0.0091
 
2 Year Storage
 
High Level Storage                8.3118E-07 Low Level Storage 5                2.3780E-08 Low Level Storage 6                2.7916E-08
 
2 yr Storage Dose At West EAB      8.8288E-07          .0077
 
South Side
 
High Level Storage                4.0898E-07 Low Level Storage 5                4.1932E-07 Low Level Storage 6                2.7141E-08
 
3 yr Storage Dose At South EAB    8.5544E-07          .0075
 
East Side High Level Storage                4.5226E-07 Low Level Storage 5                8.8748E-08 Low Level Storage 6                3.1376E-08
 
2 yr Storage Dose At East EAB      5.7238E-07          0.0050
 
NOTE: Low Level Storage Sections are described by Figure 11.4A-1.
 
Rev. 13 c                                                                                c
 
LOW      LEVEL STORAGE          AREA
 
HIGH      LEVEL STORAGE              AREA
 
WEST      WALL
 
SECTION      7
(.36          825 BOXES)
 
SECTION      6
                                                                        <6  PL14-215,
 
SECTION      8 C162  DRUMS>
 
J'
 
0                , c z                )> r 0
~-<              ~                              t f'1
--iO            0                      l{J    !
~"~'~c  "TJ    (I)
(II-i                                    I      I ...........
G)      ~:e                    l_ __ ,
--io    c      mo o"TJ    ::u    -tr
::;u    1"'1    -<.,
~  --i O:J:    :::    ~&#xa3; f'Tl(TI  ~      f:f;l                    EAST                    WALL
.,_      )>      -(A
~  z    I      (/)
o--i            Vi
-ITI                                                                                                                          DRUM                      AREA "8"
!: ::u          ;:o
--i -            f'1
-< ~            ,                            DRUM                      AREA II A" 0
                ;:o
                -t  ,.., ;:o 00 WOLF  CREEK
 
8
 
      ~---.!--
w I      t      I  <(
I      I      I  "
      +----+-        ..L  0:: 0 I      I      I  1-I      I      I  (/)
I      I  ...J I      I      I B      t----r-        w I  >
I  w 1  _J I
i  3:
                      ..L I  0 I  ..J
 
TRUCK      BAY
 
REV. a UPDATED  SAFETY WOLf CREEK ANJIL YSIS REPORT
 
fiGURE  11.4A-2
 
STORAGE    CONfiGURATION    OF  THE INTERIM  ONSITE  STORAGE FACILITY WOLF' CR&#xa3;&#xa3;1<
I
-------------~--~~-~-~-~---~-~~--~-----~ I                                    I I
 
I I      w I
I      ~
I      5 I      ...
 
I      "'
I      ~
                                                                                      ~
2 i
                                                                                      ... .l e ..
                                                                                      ~
 
I      "'
I      ~ 1111:
o~~                              I      w
* I ~                    1 I    &sect; I
                                                    '-J.*                      I
 
I                      I
                                                    ..  !
* VI I      ' a:::
I
                                                    \\-~'                      I      I t      w
                                                                                    ~~ -!
i
 
I I
 
--~-      _, *    ._ ______ _, I                                              I I                                I
 
I
    ~-----r-----~-~-----~----------------,-
 
Rev.13 WOLF    CREEK UPDATED                    SAFETY ANALYSIS REPORT Figure                    11.4A-3
 
TOTAL UP DOSE TO THE                RCA RATES OUTSIDE BOUNDARY THE lOS I
                            *---~~-*~-~---~-~----------------------~~ I                                                                                I 1 '                                                                              I
* j II!    I    *
                                                                                                                    ~            0
 
I r-:    I                          I t
                                                                                                                    \\j_                                f            I I                          *            ...
I            Cit
 
(!)                                                                                                    I
                                                      ...a~                                                                                                        ~ ....
 
LaJO
::)-l u.s                                                                                                          I CD                                                                                                      .... ....
J!
i D                                                                  .,. J
                                                                                                                                                                    ~ c I
I w VI i s~
 
                          ----'                                                                  I                                                    I I                                            I                                                    1
                                  ------r-------------~----------------,-
 
Rev.13 WOLF        CREEK UPDATED            SAFETY          ANALYSIS            REPORT Figure                      11.4A-3A
 
TOTAL        DOSE        RATES        OUTSIDE          THE UP    TO    THE                RCA BOUNDARY
 
1
                                                                                                **---- ---  --1
 
WOLF CR&#xa3;!1<
I
                ------~~~~----~-------~~----~-----~------*                            t 1                                            i I
1 I
I I
I
                                                                                      ' I I
I      !
e
 
___ _,I                                t                            I
 
I                        I                            1
                      ------~----------~--~---~-----------~,-
 
Rev.13 WOLF  CREEK UPDATED    SAFETY  ANALYSIS    REPORT Figure                11.4A-38
 
TOTAL UP DOSE TO THE              RCA RATES OUTSIDE BOUNDARY THE lOS
 
WOLF            CREEK
 
11.5                  PROCESS        AND        EFFLUENT        RADIOLOGICAL        MONITORING        AND        SAMPLING SYSTEMS
 
The        function        of        the        process        and        effluent        radiological        monitoring        systems        is        to monitor,        record,        and        control        the        release        of        radioactive        materials        that        may        be generated        during        normal        operation,        anticipated        operational        occurrences,        and postulated        accidents.
 
The        process        and        effluent        radioactivity        monitoring        systems        furnish        information to        operations        personnel        concerning        radioactivity        levels        in        principal        plant process        streams        and        atmospheres.                  The        monitoring        systems        indicate        and        alarm excessive        radioactivity        levels        (GDC-63).                  They        initiate        operation        of        standby systems,        provide        inputs        to        the        ventilation        and        liquid        discharge        isolation systems,        and        record        the        rate        of        release        of        radioactive        materials        to        the environs,        as        outlined        in        Regulatory        Guide        1.21        and        GDCs        60        and        64.                  The        systems consist        of        permanently        installed,        continuous-monitoring        devices        together        with        a program        and        provisions        for        specific        sample        collections        and        laboratory        analyses.
 
11.5.1                  DESIGN        BASES
 
The        principal        objectives        and        criteria        of        the        process        and        effluent        radiological monitoring        systems        are        provided        below.
 
11.5.1.1                  Safety        Design        Bases
 
SAFETY        DESIGN        BASES        -        The        control        room        ventilation        monitors,        the        containment atmosphere        monitors,        the        containment        purge        monitors,        and        the        fuel        building exhaust        monitors        are        designed        to        activate        engineered        safety        features        systems        in the        event        that        airborne        radioactivity        in        excess        of        allowable        limits        exists.
Additional        design        bases        are        stated        in        the        following        sections:
: a.                            Containment        purge        isolation        system,        Sections        6.2.4, 7.3.2,        9.4.6,        and        12.3.4.
: b.                            Fuel        building        ventilation        isolation,        Sections        7.3.3, 9.4.2,        and        12.3.4.
: c.                            Control        room        intake        isolation,        Sections        6.4.1,        7.3.4, 9.4.1,        and        12.3.4.
 
These        radioactivity        monitors        are        protection        system        elements        and        are        designed        in accordance        with        IEEE        Standard        279.
 
The        safety        evaluation        of        these        systems        is        discussed        in        Section        7.3.
 
11.5-1                                                                                                                                                                                                                Rev.        0 WOLF            CREEK
 
These        monitors        also        serve        for        in-plant        worker        protection,        and        this        function        is discussed        in        Section        12.3.4.                  Compliance        with        Regulatory        Guide        1.97        is discussed        in        Appendix        7A.
 
11.5.1.2                  Power        Generation        Design        Bases
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        ONE        -        The        process        and        effluent        radioactivity monitors        operate        continuously        during        both        intermittent        and        continuous discharges        of        potentially        radioactive        plant        effluents,        in        compliance        with Regulatory        Guide        1.21.                  The        monitors        verify        that        the        most        restrictive anticipated        nuclides        are        at        concentrations        within        the        limits        specified        in        10 CFR        20        and        that        the        concentrations        are        low        enough        that        10        CFR        50,        Appendix        I, dose        guidelines        are        met        for        unrestricted        areas.
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        TWO        -        The        process        and        effluent        radioactivity monitors        alarm        and        automatically        terminate        the        release        of        effluents        when radionuclide        concentrations        exceed        the        limits        specified        (GDC-60).                  Where termination        of        releases        is        not        feasible,        the        monitors        provide        continuous indication        of        the        magnitude        of        the        activity        released.
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        THREE        -        The        radwaste        process        system        monitors measure        radioactivity        in        process        streams        to        aid        personnel        in        the        treatment        of radioactive        fluids        prior        to        recycle        or        discharge        (GDC-63).
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        FOUR        -        The        process        and        effluent        radioactivity monitors        monitor        the        containment        atmosphere,        spaces        containing        components        for recirculation        of        LOCA        fluids,        and        effluent        discharge        paths        for        radioactivity that        may        be        released        from        postulated        accidents,        as        required        by        GDC-64.
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        FIVE        -        The        process        and        effluent        monitors        indicate the        existence        and,        to        the        extent        possible,        the        magnitude        of        reactor        coolant        and reactor        auxiliary        system        leakage        to        the        containment        atmosphere,        cooling        water systems,        or        the        secondary        side        of        the        steam        generators.
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        SIX        -        The        process        and        effluent        radioactivity monitors        provide        alarm        and        automatic        termination        of        the        transfer        of radioactivity        fluids        to        storage        facilities        in        zone        A        areas,        defined        in        Section 12.4.1.1.
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        SEVEN        -        Process        radioactivity        monitors        provide alarm        and        gross        indication        of        the        extent        of        any        failed        fuel        within        the        primary system.
 
11.5-2                                                                                                                                                                                                                Rev.        7 WOLF            CREEK
 
POWER        GENERATION        DESIGN        BASIS        EIGHT        -        The        effluent        radioactivity        monitors provide        sufficient        radioactivity        release        data        to        prepare        the        reports        required by        Regulatory        Guide        1.21.
 
11.5.1.3                  Codes        and        Standards
 
Codes        and        standards        applicable        to        the        process        and        effluent        radioactivity monitors        are        indicated        in        Table        3.2-1.                  The        monitors        listed        in        Section        11.5.1.1 are        designed        as        protection        system        elements.
 
11.5.2                  SYSTEM        DESCRIPTION
 
11.5.2.1                  General        Description
 
11.5.2.1.1                  Data        Collection
 
The        process        and        effluent        radiological        monitoring        systems        consist        of        liquid        and airborne        radioactivity        monitors        with        the        attendant        controls,        alarms,        pumps, valves,        and        indicators        required        to        meet        the        design        bases.                  Each        monitor consists        of        the        detector        assembly        and        a        local        microprocessor.                  The        local microprocessor        processes        the        detector        assembly        signal        in        digital        form,        computes average        radioactivity        levels,        stores        data,        performs        alarm        or        control        functions, and        transmits        the        digital        signal        to        the        control        room        microprocessor.                  Signal transmission        is        accomplished        via        redundant        data        highways.                  A        single        fault        in either        data        highway        would        not        prevent        the        control        room        microprocessor        from receiving        the        data.
 
The        local        microprocessors        for        monitors        which        perform        safety        functions        (control room        ventilation,        fuel        building        ventilation,        containment        atmosphere,        and containment        purge        monitors,        refer        to        Section        12.3.4)        are        wired        directly        to individual        indicators        located        on        the        seismic        Category        I        radioactivity monitoring        system        cabinets        in        the        control        room.                  The        input        from        the        safety-related        channels        to        the        daisy-chain        loop        is        an        isolated        signal        to        ensure        that the        safety-related        signals        are        not        affected        by        signals        or        conditions        existing in        the        nonsafety        portion        of        the        system.
 
The        control        room        microprocessor        provides        controls        and        indication        for        the radioactivity        monitoring        system.                  Indication        is        via        a        CRT        located        in        the control        room.                  The        signals        from        each        monitor        may        also        be        recorded        on        a        system printer.
 
11.5.2.1.2                  Alarms
 
Each        monitor        channel        is        provided        with        a        three-level        alarm        system.        One        alarm setpoint        is        below        the        background        counting        rate        and        serves        as        a        circuit        failure alarm.                  The        other        two-alarm        setpoints        provide        sequential        alarms        on        increasing radioactivity        levels.        Loss
 
11.5-3                                                                                                                                                                                                                                              Rev.        0 WOLF            CREEK
 
of        power        causes        an        alarm        on        all        three-alarm        circuits.                  The        alarms        must        be manually        reset        and        can        be        reset        only        after        the        alarm        condition        is        corrected.
 
11.5.2.1.3                  Check        Sources
 
Each        monitor        is        provided        with        a        check        source,        operated        from        the        control        room, which        simulates        a        radioactive        sample        in        the        detector        assembly        for        operational and        gross        calibration        checks.
 
11.5.2.1.4                  Power        Supplies
 
All        Class        IE        radioactivity        monitoring        systems        are        powered        from        Class        IE        motor control        centers.                  The        power        supplies        for        all        of        the        monitors        are        given        in        Table 11.5-5.
 
11.5.2.1.5                  Calibration        and        Maintenance
 
The        radioactivity        monitors        are        calibrated        by        the        manufacturer        for        at        least        the principal        radionuclides        listed        in        Tables        11.5-1        through        11.5-4.                  The manufacturer's        calibration        standards        are        traceable        to        National        Institute        of Standards        and        Technology        primary        calibration        standard        sources        and        are        accurate to        at        least        5        percent.                  The        source        detector        geometry        during        this        primary calibration        is        identical        to        the        sample        detector        geometry.                  Secondary        standards counted        in        reproducible        geometry        during        the        primary        calibration        are        supplied with        each        continuous        monitor.                  Each        continuous        monitor        is        calibrated        at        a frequency        established        by        station        procedures.
 
The        count        rate        response        of        each        continuous        monitor        to        remotely        positionable check        sources        is        recorded        by        the        manufacturer        after        the        primary        calibration.
This        count        rate        response        and        background        count        rate        is        checked        at        intervals specified        by        plant        procedures        during        reactor        operation.
 
Surveillance        is        performed        in        accordance        with        Technical        Specifications        or        the ODCM.
 
Any        fluid        released        to        the        environment        is        analyzed        for        radioactivity        prior        to release.                  If,        at        any        time,        a        monitor        requires        maintenance        or        decontamination, the        process        flow        is        terminated        or        periodic        grab        sampling        with        laboratory analysis        is        implemented.
 
11.5-4                                                                                                                                                                                                                                              Rev.        13 WOLF            CREEK
 
This        does        not        impair        system        integrity        since        the        detector        is        off-line        and        not installed        in        the        stream.
 
11.5.2.1.6                  Sensitivities
 
Each        effluent        monitoring        system        is        able        to        detect        a        minimum        concentration within        the        release        limits        established        in        the        Technical        Specifications.
 
Due        to        sensitivity        considerations,        monitors        are        located        at        the        effluent        release points.                  Dilution        factors        between        the        release        point        and        the        site        boundary        are considered        in        complying        with        the        limitations        of        10        CFR        50,        Appendix        I.                  Tables 11.5-1        through        11.5-4        provide        the        detailed        sensitivity        selection        criteria        for the        process        and        effluent        monitors.
 
11.5.2.1.7                  Monitor        Locations
 
The        location        of        each        process        and        effluent        radioactivity        monitor        is        shown        on        the radiation        zone        drawings,        Figure        12.3-2.                  The        monitors        are        located        in        low background        areas,        near        the        systems        being        monitored,        to        minimize        background        and sampling        interferences.
 
11.5.2.1.8                  Ranges        and        Setpoints
 
The        ranges        of        the        various        process        monitors        are        based        on        the        expected        activity levels        in        the        system        being        monitored.                  The        bases        for        their        setpoints        are determined        by        the        need        for        process        control        and        to        alert        the        operators        of leakage        of        radioactivity        into        normally        nonradioactive        systems.
 
The        ranges        of        the        various        effluent        monitors        are        based        on        the        ability        to        detect radioactivity        concentrations        at        the        effluent        release        point        which        might        result in        site        boundary        doses        in        excess        of        10        CFR        50        Appendix        I        levels        to        those        from postulated        accidents.                  The        Hi        alarm        is        administratively        established        at        a        point sufficiently        below        the        Hi-Hi        alarm        so        as        to        provide        additional        assurance        that Technical        Specification        limits        are        not        exceeded.                  The        Hi-Hi        alarm        is established        to        ensure        that        Technical        Specification        limits        are        not        exceeded.
(See        Offsite        Dose        Calculation        Manual.)
 
The        ranges        and        setpoints        for        the        process        and        effluent        monitors        are        provided        in Tables        11.5-1        through        11.5-4.
 
11.5-5                                                                                                                                                                                                                Rev.        14 WOLF            CREEK
 
11.5.2.1.9                  Expected        System        Parameters
 
The        expected        ranges        of        system        parameters,        such        as        flow,        composition,        and concentrations,        are        summarized        in        Tables        11.5-1        through        11.5-4.                  Detailed information        on        the        individual        systems        can        be        found        in        other        sections        of        the USAR,        principally        Chapters        9.0        and        11.0.
 
11.5.2.2                  Liquid        Monitoring        Systems
 
11.5.2.2.1                  Selection        Criteria        for        Liquid        Monitors
 
The        liquid        monitors        consist        of        fixed-volume,        off-line,        leadshielded        sample chambers        through        which        the        liquid        samples        flow.                  A        NaI(Tl)        gamma        scintillation detector        is        located        within        each        sample        chamber        to        detect        the        activity        level.
The        detector        assemblies        monitor        gross        gamma        activity        in        the        range        of        10 -7          to 10-2        mCi/ml.                  These        range        apply        to        all        liquid        monitors        except        O-SJ-RE-01                  The controlling        isotope        for        the        liquid        monitors        is        Cs-137.                  Minimum        detectable concentrations        are        listed        in        Tables        11.5-1        and        11.5-2.
 
A        manually        operated        isolation        valve        at        the        sample        chamber        inlet        is        provided        to permit        purging        of        the        sample        chamber        to        facilitate        background        activity        checks.
A        source        of        noncontaminated        water        is        provided        for        decontamination        purposes.
 
Sample        chambers        in        which        permanent        contamination        interferes        with        measurement can        readily        be        replaced.                  Liquid        monitor        alarms        are        annunciated        in        the        control room        on        the        plant        annunciator,        the        NPIS        computer,        and        the        radiation        monitoring system        CRT        (RM-11).                  The        NPIS        computer        located        in        the        TSC        provides        a        visual display        of        alarm        status.                  The        RM-11        in        the        control        room        provides        audible        and visual        alarm        indication.
 
The        liquid        radioactivity        monitors        are        located        to        comply        with        the        design        bases.
The        specific        sample        points        are        selected        to        provide        representative        samples        of the        systems        monitored,        to        reduce        sample        transport        times,        and        to        limit        the amount        of        radioactivity        released        in        the        event        of        a        high        radioactivity        signal.
 
The        continuous        liquid        radioactivity        monitoring        systems        are        discussed        in        the following        sections.                  A        summary        of        the        functions        and        characteristics        of        each monitor        is        presented        in        Tables        11.5-1        and        11.5-2.
 
11.5-6                                                                                                                                                                                                                Rev.        14 WOLF            CREEK
 
11.5.2.2.2                  Liquid        Process        Radioactivity        Monitors
 
A        detailed        listing        of        liquid        process        monitor        parameters        is        given        in        Table        11.5-1.
 
11.5.2.2.2.1                  Component        Cooling        Water        Monitors
 
The        component        cooling        water        system        (CCWS)        is        discussed        in        Section        9.2.2.
 
The        CCWS        radioactivity        monitors,        0-EG-RE-9        and        0-EG-RE-10,        detect,        indicate, and        alarm        elevated        radiation        levels        in        the        CCWS.                  The        elevated        radiation        levels would        be        indicative        of        radioactive        leakage        into        the        CCWS        from        systems        and components        served        by        the        CCWS.                  Each        detector        assembly        receives        a        continuous sample        flow        when        an        associated        CCWS        pump        is        operating.                  The        CCWS        pumps        provide the        motive        force        for        the        sample        flow.                  Each        detector        sample        is        taken        from        the CCWS        upstream        of        the        CCW        heat        exchanger        and        the        sample        is        returned        to        the        CCWS downstream        of        the        heat        exchanger.                  The        alert        alarm        provides        indication        of radioactive        inleakage        to        the        system.                  A        high        alarm        is        provided        to        indicate increasing        radioactivity        levels        and        to        close        the        component        cooling        water        surge tank        air        vent        and        makeup        water        valves.
 
11.5.2.2.2.2                  Steam        Generator        Liquid        Radioactivity        Monitor
 
The        steam        generator        liquid        sample        system        is        discussed        in        Section        9.3.2.
 
The        steam        generator        liquid        radioactivity        monitor,        0-SJ-RE-2,continuously monitors        the        blowdown        from        the        steam        generators,        either        individually        or collectively,        to        detect,        indicate,        and        alarm        primary-to-secondary        system        leaks in        the        steam        generators.        This        monitor        closes        the        steam        generator        blowdown isolation        valves        on        high        radiation        to        prevent        the        discharge        of        radioactive fluid        and        to        limit        radioactive        contamination        of        the        blowdown        demineralizers.
The        monitor        also        provides        backup        information        and        verification        of        the        condenser air        removal        system        gaseous        radioactivity        monitor        (Section        11.5.2.3.2.1).                  The fixed-volume        detector        assembly        receives        a        continuous        flow        from        the        steam generator        liquid        sample        header        which        samples        the        tube        sheet        area        near        the minimum        water        level        of        the        steam        generators.                  The        sample        point        is        located downstream        of        the        sample        system        heat        exchanger        to        provide        conditioning        and pressure        reduction        of        the        radioactivity        monitor        sample.                  The        radioactivity alarms        provide        indication        of        primary-to-secondary        leakage        in        the        steam generator.
 
11.5-7                                                                                                                                                                                                                Rev.        11 WOLF            CREEK
 
11.5.2.2.2.3                  Steam        Generator        Blowdown        Processing        System        Radio-activity        Monitor
 
The        steam        generator        blowdown        processing        system        is        discussed        in        Section        10.4.8.
 
The        steam        generator        blowdown        process        radioactivity        monitor,        0-BM-RE-25, continuously        monitors        the        fluid        entering        the        steam        generator        blowdown        filters to        detect,        alarm,        and        indicate        excessive        radioactivity        levels        in        the        blowdown system.                  The        steam        generator        blowdown        process        radioactivity        monitor        acts        to terminate        blowdown        from        the        steam        generators        to        prevent        discharge        of radioactive        fluid        and        to        limit        radioactive        contamination        of        the        blowdown demineralizers.                  The        monitor        provides        backup        information        for        the        steam generator        liquid        radioactivity        monitor        (Section        11.5.2.2.2.2)        and        the        condenser air        removal        gaseous        radioactivity        monitor        (Section        11.5.2.3.2.1)        for        the detection        of        a        primary-to-secondary        leakage        in        the        steam        generator.                  The        fixed-volume        detector        assembly        receives        a        continuous        flow        from        the        discharge        of        the blowdown        system        heat        exchangers        and        returns        the        sample        to        the        system.                  The sample        location        provides        an        unfiltered        sample        at        temperatures        within        the        limits of        the        detector.                  The        high        radioactivity        alarm        closes        the        steam        generator blowdown        isolation        valves        and        the        blowdown        system        discharge        valve        to        terminate blowdown        and        prevent        discharge        of        radioactivity        from        the        steam        generators.
 
11.5.2.2.2.4                  Boron        Recycle        System        Distillate        Radioactivity Monitor
 
The        boron        recycle        system        is        discussed        in        Section        9.3.6.
 
The        boron        recycle        radioactivity        monitor,        0-HE-RE-16,        is        permanently        out        of service        and        no        longer        used
 
11.5-8                                                                                                                                                                                                                Rev.        14 WOLF            CREEK
 
11.5.2.2.2.5                  Chemical        and        Volume        Control        System        Letdown        Monitor
 
The        chemical        and        volume        control        system        (CVCS)        is        discussed        in        Section        9.3.4.
 
The        CVCS        letdown        radioactivity        monitor,        0-SJ-RE-01,        acts        as        a        gross        failed        fuel detector.                  The        fixed-volume        detector        assembly        continuously        monitors        the        CVCS letdown        sample        line        which        extracts        a        sample        upstream        of        the        CVCS        letdown demineralizers.                  The        radiation        alarms        alert        the        operator        to        an        abnormal increase        in        gross        gamma        activity        in        the        CVCS        letdown        system.                  Determination        of the        cause        can        be        made        by        laboratory        analysis.                  The        sample        location        provides        an unfiltered        sample        prior        to        demineralization.                  The        arrangement        and        location        of the        sample        line        provide        sufficient        delay        in        transport        to        allow        decay        of nitrogen-16,        which        could        cause        erroneously        high        readings.
 
11.5.2.2.2.6                  Auxiliary        Steam        System        Condensate        Recovery        Monitor
 
The        auxiliary        steam        system        is        discussed        in        Section        9.5.9.
 
The        auxiliary        steam        condensate        recovery        radioactivity        monitor,        0-FB-RE-50, detects        radioactive        contamination        from        the        potentially        radioactive        systems which        discharge        to        the        auxiliary        steam        condensate        recovery        tank.                  The        fixed-volume        detector        assembly        continuously        monitors        the        discharge        of        the        auxiliary steam        condensate        transfer        pumps.                  The        radioactivity        alarms        alert        the        operator to        possible        contamination,        isolates        auxiliary        steam        supply        to        the        radwaste building        and        trips        the        auxiliary        steam        condensate        transfer        pumps.                  The        source of        the        contamination        can        be        determined        by        selective        isolation        of        the potentially        radioactive        systems.                  The        sample        location        ensures        that        all potentially        radioactive        sources        are        monitored.
 
11.5-9                                                                                                                                                                                                                                              Rev.        14 WOLF            CREEK
 
11.5.2.2.3                  Liquid        Effluent        Radioactivity        Monitors
 
A        detailed        listing        of        the        liquid        effluent        monitor        parameters        is        given        in        Table 11.5-2.
 
11.5.2.2.3.1                  Steam        Generator        Blowdown        Discharge        Radioactivity Monitor
 
The        steam        generator        blowdown        system        is        discussed        in        Section        10.4.8.
 
The        steam        generator        blowdown        discharge        radioactivity        monitor,        0-BM-RE-52, continuously        monitors        the        blowdown        discharge        pump        outlet        to        detect radioactivity        due        to        system        demineralizer        break-through        and        to        provide        backup to        the        steam        generator        blowdown        process        radioactivity        monitor        (Section 11.5.2.1.2.3)        to        prevent        discharge        of        radioactive        fluid.                  The        sample        point        is located        on        the        discharge        of        the        pump        in        order        to        monitor        discharge        or        recycled blowdown        fluid        and        upstream        of        the        discharge        isolation        valve        to        limit        the radioactivity        released.
 
The        high        radioactivity        alarm        acts        to        close        the        blowdown        isolationvalves        and        the blowdown        discharge        valve.
 
A        weekly        laboratory        isotopic        analysis        is        made        for        any        liquid        discharged,        in conformance        with        Regulatory        Guide        1.21.
 
11.5.2.2.3.2                  Liquid        Radwaste        Discharge        Monitor
 
The        liquid        radwaste        system        is        discussed        in        Section        11.2.
The        liquid        radwaste        radiation        monitor,        0-HB-RE-18,        continuously        monitors        the discharge        of        the        liquid        radwaste        processing        system        to        prevent        the        discharge        of radioactive        fluid        to        the        environs.                  The        fixed-volume        detector        assembly continuously        monitors        the        system        discharge        line        upstream        of        the        discharge valve.                  The        high        radioactivity        alarm        closes        the        liquid        radwaste        system discharge        valve        to        terminate        discharge.                  The        sample        point        is        located        to        ensure that        all        potentially        radioactive        fluids        from        the        liquid        radwaste        processing system        are        monitored        prior        to        discharge.        Laboratory        isotopic        analyses        are        made of        each        batch        prior        to        discharge,        as        required        by        Regulatory        Guide        1.21        and        the plant        Technical        Specifications.
 
11.5-10                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        8 WOLF            CREEK
 
11.5.2.2.3.3                  Secondary        Liquid        Waste        System        Monitor
 
The        secondary        liquid        waste        system        is        discussed        in        Section        10.4.10.
The        secondary        liquid        waste        system        discharge        radioactivity        monitor,        0-HF-RE-45, monitors        secondary        liquid        waste        system        effluents        prior        to        discharge        to        the environs.        The        fixed-volume        detector        assembly        continuously        monitors        the discharge        line        upstream        of        the        discharge        isolation        valve.        The        high radioactivity        alarm        closes        the        secondary        liquid        waste        system        discharge        valve        to prevent        the        discharge        of        radioactive        fluid.        The        sample        location        ensures        that all        potentially        radioactive        sources        from        the        system        are        monitored        prior        to discharge.        Laboratory        isotopic        analyses        are        made        of        each        batch        prior        to discharge,        in        accordance        with        Regulatory        Guide        1.21.
 
11.5.2.2.3.4                  Turbine        Building        Drain        Monitor
 
The        turbine        building        drain        effluent        radioactivity        monitor,        0-LE-RE-59,        is provided        to        monitor        turbine        building        liquid        effluents        prior        to        release        to        the environs.                  The        fixed-volume        detector        assembly        continuously        monitors        the        drain effluent        line        upstream        of        the        drain        line        isolation        valve.                  The        high radioactivity        alarm        closes        the        drain        line        isolation        valve        to        prevent        the release        of        radioactive        fluids.                  The        sample        location        ensures        that        all potentially        radioactive        turbine        building        liquid        effluents        are        monitored        prior to        discharge.                  A        weekly        isotopic        analysis        is        made        in        the        laboratory,        in conformance        with        Regulatory        Guide        1.21.
 
11.5.2.2.3.5                  Wastewater        Treatment        System        Monitor
 
Radioactivity        monitor        HF-RE-95        monitors        the        discharge        from        the        high        and        low        TDS collection        drain        tanks        to        the        Wastewater        Treatment        System.                  The        fixed        volume detector        assembly        continuously        monitors        the        discharge        line        upstream        of        the discharge        isolation        valve.                  The        high        radioactivity        setpoint        will        close        the discharge        isolation        valve        automatically        to        terminate        the        release        of        radioactive fluid.                  This        discharge        is        normally        not        radioactive        and        would        remain        so        unless        a primary        to        secondary        steam        generator        tube        leak        would        occur.                  Such        a        tube        leak and        resultant        radioactivity        release        from        the        primary        system        would        first        be detected        in        the        steam        generator        liquid        radiation        monitor        (SJ-RE-02)        steam generator        blowdown        process        radiation        monitor        (BM-RE-25)        steam        generator discharge        radiation        monitor        (BM-RE-52)        and/or        condenser        air        discharge        monitor (GE-RE-92).
 
11.5-11                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        8 WOLF            CREEK
 
11.5.2.3                  Airborne        Monitoring        Systems
 
11.5.2.3.1                  Selection        Criteria        for        Airborne        Monitors
 
11.5.2.3.1.1                  Introduction
 
The        type        of        fixed        instrumentation        used        for        monitoring        airborne        radioactivity        is offline.                  The        offline        system        extracts        a        sample        from        the        process        stream        and transports        that        sample        to        the        radioactivity        monitoring        system,        which        contains the        specified        equipment        to        detect        particulates,        halogens,        and/or        noble        gases.
 
11.5.2.3.1.2                  Sampling        Criteria
 
The        sampling        system        for        the        particulate/halogen/noble        gas        monitors        is        designed and        installed        to        meet        the        intent        of        ANSI        N13.1-1969        .        Systems        whose        sensitivity is        dependent        upon        sample        flow        employ        isokinetic        nozzles        and        suitable        control        of flow        rate.
 
11.5.2.3.1.3                  Detection        Criteria
 
Since        both        radioactive        particulates        and        radioactive        noble        gases        are        beta emitters,        beta        sensitive        scintillation        detectors        are        used        to        sense radioactivity        in        order        to        minimize        the        effects        due        to        background        radiation        and, consequently,        obtain        a        lower        minimum        detectable        concentration.
 
Where        spectrometric        analysis        is        required        (such        as        in        iodine        monitoring)        an NaI(Tl),        gamma        scintillation        detector        assembly        is        employed.
 
11.5.2.3.1.4                  Instrumentation        Criteria
 
Instrumentation        necessary        to        indicate,        alarm,        and        perform        control        functions        is provided        to        complete        the        monitoring        system.
 
Since        radioactive        concentrations        may        vary        substantially,        wide        range        instruments are        utilized.                  All        airborne        radiation        monitors        include        provisions        for        obtaining a        grab        sample        for        laboratory        isotopic        analysis.                  The        particulate        and        charcoal filters        can        readily        be        removed        for        periodic        isotopic        laboratory        analyses,        as required        by        the        Technical        Specifications.
 
The        airborne        particulate        monitors        each        consist        of        a        fixed        filter        upon        which radioactive        particulate        matter        is        deposited.                  The        fixed        filter        is        located        in front        of        a        beta        scintillation        detector        coupled        to        a        photomultiplier        tube.
 
Each        airborne        iodine        monitor        consists        of        a        charcoal        cartridge        upon        which        iodine is        adsorbed.                  The        air        sample        is        prefiltered        to        remove        particulates.                  The charcoal        cartridge        is        located        in        front        of        a        gamma        scintillation        detector coupled        to        a        photomultiplier        tube.
 
11.5-12                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        4 WOLF            CREEK
 
Each        airborne        noble        gas        monitor        consists        of        a        fixed-volume        sample        chamber through        which        prefiltered        sample        air        is        passed.                  A        beta        scintillation        detector is        located        within        the        sample        chamber        to        detect        the        activity        level        of        the        air sample.
 
All        of        the        detectors        and        sample        chambers        are        enclosed        in        heavily        shielded        lead pigs.                  Two        motor-operated        valves        operated        locally        are        provided        to        permit        air-purging        of        the        sample        chamber        to        facilitate        background        activity        checks.
 
The        sensitivities        and        alarm        setpoints        are        given        in        Tables        11.5-3        and        11.5-4.
The        alert-alarm        points        are        based        on        the        methodologies        presented        in        the        ODCM.
 
11.5.2.3.2                  Airborne        Process        Radioactivity        Monitors
 
A        detailed        listing        of        airborne        process        monitor        parameters        is        given        in        Table 11.5-3.
 
11.5.2.3.2.1                  Condenser        Air        Discharge        Monitor
 
The        condenser        air        discharge        monitor,        0-GE-RE-92,        is        provided        to        detect, indicate,        and        alarm        gaseous        activity        in        the        condenser        air        removal        system exhaust.                  The        condenser        air        discharge        monitor        closes        the        steam        generator blowdown        isolation        valves        on        high        radiation        to        prevent        discharge        of        radioactive fluid        and        to        limit        radioactive        contamination        of        the        blowdown        demineralizers.
The        monitor        is        also        equipped        with        particulate        and        iodine        filters        which        are removed        and        analyzed        in        the        laboratory.                  This        monitor        provides        backup        to        the steam        generator        liquid        and        the        steam        generator        blowdown        processing        radiation monitors        for        detection        of        primary-to-secondary        leaks        in        the        steam        generator.
The        condenser        air        removal        system        removes        noncondensable        gases        which        would        be present        if        a        primary-to-secondary        leak        occurred.                  Particulate        and        iodines        would also        be        removed        by        entrainment        in        the        air        discharged.
 
The        monitor        is        provided        with        a        nozzle        to        extract        a        representative        sample        from the        exhaust        duct.                  A        sample        cooler        is        provided        to        dry        the        sample        prior        to entering        the        sample        filters        or        the        fixed-volume        gaseous        detector        assembly        to preclude        damage        to        the        filters        or        to        the        detector.                  The        sample        point        is        located upstream        of        the        condenser        air        removal        system        filters.
 
The        radiation        alarms        alert        the        operator        to        the        presence        of        gaseous        activity        and the        possibility        of        steam        generator        tube        leakage.
 
11.5-13                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        7 WOLF            CREEK
 
11.5.2.3.2.2                  Containment        Atmosphere        Radioactivity        Monitors
 
The        containment        atmosphere        radioactivity        monitors,        0-GT-RE-31        and        0-GT-RE-32, continuously        monitor        the        containment        atmosphere        for        particulate,        iodine,        and gaseous        radioactivity.                  They        isolate        the        containment        purge        system        on        high gaseous        activity        via        the        ESFAS.        See        Sections        7.3.2        and        9.4.6        for        further discussion        of        this        function.                  These        monitors        also        serve        for        reactor        coolant pressure        boundary        leakage        detection        (See        Section        5.2.5        for        a        detailed description        of        this        function)        and        for        personnel        protection        (see        Section        12.3.4 for        a        detailed        description        of        this        function).                  The        containment        atmosphere radioactivity        monitors        provide        backup        indication        for        the        containment        purge monitors.                  These        seismic        Category        I        monitors        are        completely        redundant.
 
Samples        are        extracted        from        the        operating        deck        level        (El.        2047'-6")        through sample        lines        which        penetrate        the        containment.                  The        monitors        are        located        as close        as        possible        to        the        containment        penetrations        to        minimize        the        length        of        the sample        tubing        and        the        effects        of        sample        plate        out.                  The        sample        points        are located        in        areas        which        ensure        that        representative        samples        are        obtained.                  Each sample        passes        through        the        penetration,        then        through        the        fixed        filter (particulate),        charcoal        filter        (iodine),        and        fixed-volume        gaseous        detector assemblies.                  After        passing        through        the        pumping        system,        the        sample        is        discharged back        to        the        containment        through        a        separate        penetration.
 
Indication        is        provided        for        each        monitor        on        individual        indicators        on        the radioactivity        monitoring        system        control        panel        and,        through        isolated        signals,        on the        radioactivity        monitoring        system        CRT        in        the        control        room.
 
11.5.2.3.2.3                  Containment        Purge        System        Radioactivity        Monitors
 
The        containment        purge        system        radioactivity        monitors,        0-GT-RE-22        and        0-GT-RE-33, continuously        monitor        the        containment        purge        exhaust        duct        during        purge        operations for        particulate,        iodine,        and        gaseous        radioactivity.                  The        purpose        of        these monitors        is        to        isolate        the        containment        purge        system        on        high        gaseous        activity via        the        ESFAS.        See        Sections        7.3.2        and        9.4.6        for        additional        information concerning        this        function.                  These        monitors        also        serve        as        backup        indication        for personnel        protection        (see        Section        12.3.4)        and        reactor        coolant        pressure        boundary leakage        detection        (see        Section        5.2.5)        for        the        containment        atmosphere radioactivity        monitors.
 
These        seismic        Category        I        monitors        are        completely        redundant.
 
The        sample        points        are        located        outside        the        containment        between        the        containment isolation        dampers        and        the        containment        purge        filter        adsorber        unit.
 
11.5-14                                                                                                                                                                        Rev.        0 WOLF CREEK
 
Each monitor is provided with two isokinetic nozzles to ensure that representative samples are obtained for both normal purge and minipurge flow rates. Isokinetic nozzle selection is accomplished by sample selector valves which automatically align the correct nozzle to the monitor based on operation of the minipurge and normal purge exhaust systems. The sample is extracted through the selected nozzle and then passed through the selector valve, the fixed filter (particulate), charcoal filter (iodine), and fixed-volume gaseous detectors. The sample then passes through the pumping system and is discharged back to the duct.
 
Indication is provided for each monitor on individual indicators on the radioactivity monitoring system control panel and, through isolated signals, on the radioactivity monitoring system CRT in the control room.
 
11.5.2.3.2.4  Containment High Range Radiation Monitors
 
The containment digital high range radiation monitor (DHRRM) system includes two redundant monitors, 0-GT-RE-59 and 0-GT-RE-60, to detect and indicate radiation levels in the containment over a range from 30 rads/hr to 108 rads/hr. The DHRRM also provides an alarm function.
 
Each DHRRM subsystem consists of a gamma radiation detector, a microprocessor, junction box, and control/display module. The subsystems are safety related and designed and qualified to IEEE 323-1974 for the normal and accident environments for their installed locations. The subsystems are also designed and qualified to be seismic Category I. The detector locations are indicated on Figure 12.3-2, Sheet 4. Detectors are mounted on the inside surface of the containment wall at El. 2052'-0" for GT-RE-60 and at El. 2073'-0" for GT-RE-59.
The DHRRM subsystems are also connected to the process and effluent radiation monitoring system (optically isolated) for readout on the CRT (SPO-56A) in the control room.
 
11.5.2.3.2.5  Auxiliary/Fuel Building Ventilation Exhaust Radioactivity Monitor
 
The Auxiliary/Fuel building ventilation exhaust radiation monitors 0-GG-RE-27 and 0-GG-RE-28, continuously monitor for particulate, iodine, and gaseous radioactivity in the Auxiliary/Fuel building ventilation exhaust system. In the event of a fuel handling accident, these monitors function to isolate the normal ventilation and start up the emergency ventilation system on high gaseous activity via the ESFAS. Sections 7.3.3 and 9.4.2 have additional information about this function. These monitors have an additional function to alert workers to high airborne radioactivity in the fuel building. This latter function is discussed in Section 12.3.4.
 
11.5-15    Rev. 34 WOLF            CREEK
 
These        seismic        Category        I        monitors        are        completely        redundant.
 
During        normal        operation,        each        monitor        extracts        a        sample        from        the        normal        exhaust duct        through        individual        isokinetic        nozzles        and        sample        selector        valves.                  This normal        sample        point        is        upstream        of        the        fuel        building        normal        exhaust        filter adsorber        unit.
 
When        the        emergency        ventilation        system        is        in        use,        the        capability        is        provided from        the        control        room        to        transfer        the        sample        points        via        sample        selector        valves to        isokinetic        nozzles        located        in        the        fuel        building        emergency        exhaust        system upstream        of        the        emergency        exhaust        filter        adsorber        units,        with        one        monitor aligned        to        each        emergency        exhaust        duct.
 
Indication        is        provided        by        individual        indicators        on        the        radioactivity        monitoring system        control        panel        and,        through        isolated        signals,        by        the        radioactivity monitoring        system        CRT        in        the        control        room.
 
11.5.2.3.2.6                  Control        Room        Ventilation        Radioactivity        Monitor
 
The        control        room        ventilation        radioactivity        monitors,        0-GK-RE-04        and        0-GK-RE-05, continuously        monitor        the        supply        air        of        the        normal        heating,        ventilation,        and air-conditioning        system        for        particulate,        iodine,        and        gaseous        radioactivity        to provide        protection        for        the        control        room        operators.                  These        monitors        function automatically        to        switch        the        control        room        from        the        normal        to        the        emergency ventilation        system        on        high        gaseous        activity        via        the        ESFAS.                  See        Sections        6.4, 7.3.4,        and        9.4.1        for        more        details.                  These        monitors        also        function        to        alert        the operators        to        high        airborne        radioactivity        in        the        control        room        ventilation supply.                  This        function        is        described        in        Section        12.3.4.
 
These        seismic        Category        I        monitors        are        completely        redundant.
 
Samples        are        extracted        through        individual        isokinetic        nozzles,        and        flow        through the        fixed        filter        (particulate),        charcoal        filter        (iodine),        and        fixed-volume gaseous        detector        assemblies        prior        to        passing        through        the        pumping        system        for discharge.
 
Indication        for        these        monitors        is        provided        on        individual        indicators        on        the radioactivity        monitoring        system        control        panel        and,        through        isolated        signals,        on the        radioactivity        monitoring        system        CRT        in        the        control        room.
 
11.5.2.3.3                  Airborne        Effluent        Radioactivity        Monitors
 
A        detailed        listing        of        airborne        effluent        monitor        parameters        is        given        in        Table 11.5-4.
 
11.5-16                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        8 WOLF            CREEK
 
11.5.2.3.3.1                  Unit        Vent        Radioactivity        Monitor
 
The        unit        vent        radioactivity        monitor,        0-GT-RE-21,        continuously        monitors        the effluent        from        the        unit        vent        for        particulate,        iodine        (halogen),        and        gaseous radioactivity.                  The        unit        vent,        via        ventilation        exhaust        systems,        continuously purges        various        tanks        and        sumps        normally        containing        low-level        radioactive aerated        liquids        that        can        potentially        generate        airborne        activity.
 
The        exhaust        systems        which        supply        air        to        the        unit        vent        are        from        the        fuel building,        auxiliary        building,        the        access        control        area,        the        containment        purge, and        the        condenser        air        discharge.
 
All        of        these        systems        are        filtered        before        they        exhaust        to        the        unit        vent.                  The unit        vent        monitor        measures        actual        plant        effluents        and        not        inplant concentrations.                  Thus,        the        system        continuously        monitors        downstream        of        the        last point        of        potential        radioactivity        entry.        The        monitoring        system        consists        of        an off-line,        three-way        airborne        radioactivity        monitor.                  An        isokinetic        sampling probe        is        located        downstream        of        the        last        point        of        potential        radioactivity        entry for        sample        collection.
 
The        Alert        alarms        are        set        below        the        High        alarms        to        act        as        precautionary warnings.                  The        High        alarm        is        set        to        ensure        that        Technical        Specification        limits are        not        exceeded.                  (See        Offsite        Dose        Calculation        Manual.)                  Refer        to        Table        11.5-4        for        the        alert        and        high        alarm        setpoints,        the        range,        and        the        sensitivity.
 
Portions        of        the        sample        tubing        located        outside        the        building        are        adequately protected        and        routed        to        prevent        the        accumulation        and        freezing        of        condensate.
The        sample        extracted        by        the        isokinetic        nozzle        is        passed        through        the        fixed filter        (particulate),        charcoal        filter        (iodine),        and        fixed-volume        (gaseous) detector        assemblies        and        then        through        the        pumping        system        for        discharge        back        to the        unit        vent.
 
Indication        is        provided        on        the        radioactivity        monitoring        system        CRT        in        the control        room.                  This        monitor        provides        a        signal        to        the        radioactive        release        report generation        system        described        in        Section        11.5.2.1.1.
 
11.5.2.3.3.2                  Radwaste        Building        Ventilation        Effluent        Radioactivity Monitor
 
The        radwaste        building        ventilation        effluent        radiation        monitor,        0-GH-RE-10, continuously        monitors        for        particulate,        halogen,        and        gaseous        radioactivity        in the        effluent        duct        downstream        of        the        exhaust        filter        and        fans.                  The        sample        point is        located        downstream        of        the        last        possible        point        of        radioactive        influent, including        the
 
11.5-17                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        0 WOLF            CREEK
 
waste        gas        decay        tank        discharge        line.                  The        flow        path        provides        ventilation exhaust        for        all        parts        of        the        building        structure        and        components        within        the building        and        provides        a        discharge        path        for        the        waste        gas        decay        tank        release line.                  These        components        represent        potential        sources        for        the        release        of        gaseous and        air        particulate        and        iodine        activities        in        addition        to        the        drainage        sumps, tanks,        and        equipment        purged        by        the        waste        processing        system.
 
The        monitoring        system        consists        of        a        fixed        filter        particulate        monitor,        an        iodine monitor,        and        gaseous        activity        monitor.
 
The        sample        is        extracted        through        an        isokinetic        nozzle        to        ensure        that        a representative        sample        of        the        air        is        obtained        prior        to        release        to        the environment.                  After        passing        through        the        fixed        filter        (particulate),        charcoal filter        (halogen),        and        fixed-volume        (noble        gas)        detector        assemblies        and        the pumping        system,        the        sample        is        discharged        back        to        the        exhaust        duct.
 
The        sensitivities        and        alarm        setpoints        are        given        in        Table        11.5-4.        The        Alert alarm        is        set        below        the        High        alarm        to        act        as        a        precautionary        warning.                  The        High alarm        is        set        to        ensure        that        Technical        Specification        limits        are        not        exceeded.
(See        Offsite        Dose        Calculation        Manual.)
 
Indication        of        this        monitor        is        provided        on        the        radiation        monitoring        system        CRT in        the        control        room.                  This        monitor        provides        a        signal        to        the        NPIS        computer        in the        TSC        computer        room,        (see        Section        11.5.2.1.1).
 
This        monitor        isolates        the        waste        gas        decay        tank        discharge        line        if        the radioactivity        release        rate        is        above        the        preset        limit        when        the        waste        gas discharge        valve        has        been        deliberately        or        inadvertently        opened.
 
11.5.2.4                  Safety        Evaluation
 
The        control        room        ventilation        monitors,        the        containment        atmosphere        monitors,        the containment        purge        monitors,        the        containment        LOCA        atmosphere        monitors,        and        the fuel        building        exhaust        monitors        are        redundant,        independent,        seismic        Category        I, with        Class        IE        power        supplies.                  The        control        room        and        fuel        building        monitors        will automatically        switch        from        the        normal        to        the        emergency        ventilation        systems        on high        gaseous        activity        via        the        ESFAS.                  The        containment        atmosphere        and containment        purge        monitors        will        automatically        isolate        the        containment        purge        and stop        the        fans        on        high        gaseous        activity        via        the        ESFAS.
 
11.5-18                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        14 WOLF            CREEK
 
11.5.3                  EFFLUENT        MONITORING        AND        SAMPLING
 
All        potentially        radioactive        effluent        discharge        paths        are        continuously        monitored for        gross        radiation        level.                  Liquid        releases        are        monitored        for        gross        gamma.
Airborne        releases        are        monitored        for        gross        beta        activity        (particulates        and        noble gases)        and        gross        gamma        (iodines).
 
An        isotopic        analysis        is        performed        on        samples        obtained        from        each        continuous effluent        release        path        and        per        batch        for        each        batch        type        effluent        release        path in        order        to        verify        the        adequacy        of        effluent        processing        to        meet        the        discharge limits        to        unrestricted        areas.        This        effluent        sampling        program        is        of        such        a comprehensive        nature        as        to        provide        the        information        for        the        effluent        measuring and        reporting        programs        required        by        10        CFR        50        Part        36A        and        Appendix        I        and Regulatory        Guide        1.21        in        annual        reports        to        the        NRC.                  The        effluent        release        data is        compiled        and        the        annual        effluent        report        is        generated.
 
By        a        combination        of        the        installed        equipment        described        previously        in        Section 11.5        and        the        installed        equipment        described        in        Section        12.3.4,        along        with portable        equipment        described        in        Section        12.5,        and        the        Emergency        Plan,        the requirements        of        General        Design        Criterion        64        to        monitor        normal        operations, anticipated        operational        occurrences,        and        postulated        accidents        are        met.
 
11.5.4                  PROCESS        MONITORING        AND        SAMPLING
 
All        potentially        significant        radioactive        systems        which        lead        to        effluent discharge        paths        are        equipped        with        a        control        system        to        automatically        isolate        the discharge        on        indication        of        a        high        radioactivity        level.                  These        include        the containment        purge        system,        the        fuel        building        ventilation        system,        and        the        gaseous and        liquid        radwaste        systems.                  Batch        releases        are        sampled        and        analyzed        prior        to discharge,        in        addition        to        the        continuous        effluent        monitoring.
 
By        means        of        the        continuous        radioactivity        monitors        mentioned        above        and        their associated        control        valves,        and        due        to        the        extensive        sampling        program        described in        the        Environmental        Report,        General        Design        Criterion        60        and        the        Radiological Effluent        Technical        Specifications        are        met        with        regard        to        the        control        of releases        of        radioactivity        to        the        environment.
 
Process        monitoring        is        accomplished        by        continuous        radioactivity        monitors discussed        in        Sections        11.5.2.2.2        and        11.5.2.3.2.                  By        means        of        the        continuous radioactivity        monitors,        GDC-63        is        met        with        regard        to        monitoring        radioactivity levels        in        the        radioactive        waste        process        systems.
 
11.5-19                                                                                                                                                                                                                                    Rev.        7
 
WOLF CREEK
 
TABLE 11.5-5
 
POWER SUPPLIES FOR PROCESS AND EFFLUENT MONITORS
 
Liquid Process Radioactivity Monitors (non-IE)
 
Normal              Restored After Monitor Name                  Power              Loss of Offsite and Number                    Supply              Power
 
Component cooling water      Non-IE MCCs              No 0-EG-RE-9 0-EG-RE-10
 
Steam generator              Non-IE MCCS              No liquid radioactivity 0-SJ-RE-2
 
Steam generator              Non-IE MCCs              No blowdown processing system 0-BM-RE-25
 
Boron recycle                Non-IE MCCs              No system distillate 0-HE-RE-16
 
CVCS letdown                  Non-IE MCCs              No 0-SJ-RE-01
 
Auxiliary steam              Non-IE MCCs              No system liquid condensate recovery 0-FB-RE-50
 
Rev. 8 WOLF CREEK
 
TABLE 11.5-5 (Sheet 2)
Liquid Effluent Radioactivity Monitors (Non-IE)
Normal              Restored After Monitor Name                  Power              Loss of Offsite and Number                    Supply              Power Secondary liquid              Non-IE MCCS              No waste system 0-HF-RE-45 Wastewater treatment          Non-IE MCCS              No system influent 1-HF-RE-95 Liquid radwaste              Non-IE MCCs              No discharge 0-HB-RE-18 Turbine building              Non-IE MCCs              No drain 0-LE-RE-59 Steam generator              Non-IE MCCs              No blowdown discharge 0-BM-RE-52 Airborne Process Radioactivity Monitors (Class IE)
Containment                  Class IE MCCs            Yes atmosphere 0-GT-RE-31 0-GT-RE-32 Containment                  Class IE MCCs            Yes purge system 0-GT-RE-22 0-GT-RE-33 Containment high              Class IE MCCs            Yes activity monitors 0-GT-RE-59 0-GT-RE-60 Fuel building                Class IE MCCs            Yes exhaust 0-GG-RE-27 0-GG-RE-28 Control room                  Class IE MCCs            Yes air supply 0-GK-RE-04 0-GK-RE-05 Rev. 4 WOLF CREEK
 
TABLE 11.5-5 (Sheet 3)
 
Airborne Process Radioactivity Monitor (Non-IE)
 
Normal              Restored After Monitor Name                  Power              Loss of Offsite and Number                    Supply              Power
 
Condenser air                Non-IE MCC              No discharge 0-GE-RE-92
 
Airborne Effluent Radioactivity Monitors (Non-IE)
 
Plant unit                    Non-IE MCCs              No vent 0-GT-RE-21
 
Radwaste building            Non-IE MCCs              No exhaust 0-GH-RE-10
 
Rev. 0}}

Latest revision as of 17:01, 4 October 2024

Redacted Updated Safety Analysis Report (WCGS Usar), Revision 37, Chapter 11, Radioactive Waste Management
ML24114A126
Person / Time
Site: Wolf Creek Wolf Creek Nuclear Operating Corporation icon.png
Issue date: 04/15/2024
From:
Wolf Creek
To:
Office of Nuclear Reactor Regulation
References
000347
Download: ML24114A126 (1)
v • d • e


Text

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML24114A126&oldid=3677567"