ML20207E436: Difference between revisions

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#REDIRECT [[IR 05000285/1986020]]
{{Adams
| number = ML20207E436
| issue date = 12/10/1986
| title = Insp Rept 50-285/86-20 on 860707-11.No Violations or Deviations Noted.Major Areas Inspected:Emergency Response Facilities & Implementation of Requirements of Suppl 1 to NUREG-0737
| author name = Terc N, Yandell L
| author affiliation = NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION IV)
| addressee name =
| addressee affiliation =
| docket = 05000285
| license number =
| contact person =
| case reference number = RTR-NUREG-0737, RTR-NUREG-737
| document report number = 50-285-86-20, NUDOCS 8701020179
| package number = ML20207E402
| document type = INSPECTION REPORT, NRC-GENERATED, INSPECTION REPORT, UTILITY, TEXT-INSPECTION & AUDIT & I&E CIRCULARS
| page count = 59
}}
See also: [[see also::IR 05000285/1986020]]
 
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{{#Wiki_filter:.
  t >
                                            APPENDIX
                              U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION
                                            REGION IV
      NRC Inspection Report:    50-285/86-20              License:  DPR-40
      Docket: '50-285
      Licensee: Omaha Public Power District
                  1623 Harney Street
                  Omaha, Nebraska 68102
      Facility Name:    Fort Calhoun Station
      Inspection At:    Ft.'Calhoun,_ Nebraska
      Inspection Conduct % July 7-1 , 1986
                      (
                                          *                                  #
      Inspector:
                      N. M. Terc, Emergency Preparedness Speci    ist,    Date
                        Regional Team Leader
      Accompanying
        personnel:    J. B. Baird, NRC
                      C. A. Hackney, NRC
                      G. R. Bryan, PNL, Comex
                      P. J. Hof, PNL
                      M. K. Lindell, PNL
                      A. K. Loposer, PNL, Comex                          -
                      J. V. Ramsdell, PNL
                      G. A.-Stoetzel, PNL
      Approved:          -
                                  (1AA                                  12 /o/E
                      LY A. Yandell, Chief, Emergency Preparedness      Dat6  '
                        and Safeguards Programs Section
      Inspection Summary
      Inspection Conducted July 7-11, 1986 (Report 50-285/86-20)
      Areas Inspected:    An announced appraisal of the Emergency Response Facilities
      (ERFs) was conducted at Fort Calhoun Station on July 7-11, 1986, using IE
      Inspection Procedure 82212 to determine if the licensee had successfully
      implemented the requirements in Supplement 1 to NUREG-0737 and the regulations.
      The appraisal included the Technical Support Center (TSC), Control Room (CR)
        870102
        PDR    A  % $$$$$as PDR
          O
 
      m                  ,  : v:
      or
      1
                            , 1
Mt '                              '
          .
    c
                                      '
  :
                          ' x                                                  2
1: -"                  ,
                              ,
                                            ~
hi                                  response, Operational Support Center (OSC), Emergency Operations Facility (E0F),
3; ' -                              and the emergency data acquisition systems as well as the instrumentation,
3
                                    -supplies,- and equipment for these facilities.
                                        ~
              .
                            [ /Results: Within the ERFs inspected, no violations or deviations were
                                    : identified.1However, the NRC inspectors found 14 deficiencies and 7 unresolved
p              ,                    : items. -In addition, thel inspectors identified 22 improvement items that were
J.        _-
                                    .related orally to the licensee but were not included in this report.
                                                            -
                                                    4
                5
                    +                                              t
      s
                      *
                            -
    .m
a
                                          i
                  e
                              %
        k
                ,
                                                                                              --    w-, - , - --- , ,,- ,, ,,, --
 
                                                                                                                                                                      '
          - s                        -
                                                        : 7 ym .            m
            *
                ,!g'                                      E  i?.                  -
                                            :o
                                                  _                                                                                                                    ,
              ;
                  r    -
                                            i -
                                                                                            4
                                                                                                      ,
                                                                                  ,
  P
  1.,
                          -
                                            -
                                                                    *
  fr,                    '2 0 -                            r              ;j.
                  s,                      '
                                                                  j
  1                                                                                                                3
                                                '
                                                              @[ ' ~
  k ' .b,;
  ;
        .
                  v
                      ,
                                                        -
                                                                  '
                                                                      ~.
    [-                                                          ,                                        Table of Contents
                    -
                                                                                              For the Detailed ERF Evaluation
    3:
                                                            -
                    '
  ,
        -
                                    ''
                                    .
                                                                        '
                                                                                                                                                          Page Number-
  A
  .!,
                -                                    [1.0 . Technical Support-Center (TSC) . . . . . . . . . . . . . . . . . .                                8
                                                        t
                                                                                        '
    E                ,                              : 1.1 : Physical Faci li ties. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                                        -
                                                                                                                                                                8
  1:-                                                  .,                    _
                                                      1.1.1 . Design . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                                      .
                                                                                                                                                    .  .  .  .  8
    -
                                                    :;1.1.1.11 sSize. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                              .  .  . .  8
      ,
                  .
                                                      1.1.1.2 Layout. . . . . . '. . . . . . . . . . . . . . . . . .                                .  .  . .  8
                                                      11.1.1.3              Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  .  .  .  .  9
                                '
                                                    11.1.1.4                Structure 1  . ........................                                          9
          *
                                        --
                                                      1.1.1.5              Habitability / Environment. . . . . . . . . . . . . . . . . .                    10
                                  4                  ^1.1.1.6              Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      11
  1
                                                      1.1.2 L-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .                                  12
                              '
                                                      1.1.2.1              Radiation Protection. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .L12
- ,                                                  T1.1.2.2              : Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      13
                                                ,
                                                    -1.1.2.3            ,
                                                                            Protective _ Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                    13
                              .4                    ~1.1.3 Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .                                    14 '
                                                      1.1.3.1              Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      14
0                                                      1.'1. 3. 2 : Records /Drawi ngs. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                              15
                                                      1.1.3.3
~
              ,                                                            -Support Supplies. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      16
                                                      1.1.3.4              Powe r Supply. . . - . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                    16
                    ,
                                  4
                                                      1.2 -Information Management . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                                  17
                                                      1. 2.1 Variables Provided                . . . . . . . . .        .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .  17
                                                    11.2.1.1                Reg. Guide 1.97    Variables . . . .        .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .  17
                                                    .1.2.1.2 Other-Variables                  . . . . . . . . .        .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  19
,
                                                    :1.2.1.3 Relationship to                  Functional Needs.        .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .  20
'                                                                                                                                                                      ,
                                                      1.2.2 ' Data Acquisition . . . . .                  .  . .  . .  .  .  . .  . .  . . .  .  .  .  .    20
                                              '
                                                      1.2.2.1 Data Collection Methods                    .  .  .  .  . .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  20
                                                      1.2.2.2 Time Resolution . . . .                    .  .  .  .  . .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  21
J                                                      1.2.2.3              Isolation . . . . . . .      .  .  .  .  . .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .    22
                                                      1.2.3 Data Communications. . . . . . . . .                        .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .    23
                                                      1.2.3.1              Capacity. . . . . . . . . . . . .          .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .    23
                                                      1.2.3.2              Error Detection . . . . . . . . .          .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .    24
                                                      1.2.3.3              Transmission between ERFs . . . .          .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .    24
                                                      1.2.4 Data Analysis. . . . . . . . . . . . . . . . .                            .  . . .  .  . .  .    25
                                                      1.2.4.1 Reactor Technical Support . . . . . . . . .                            .  . . .  .  . .  .    25
                                                      1.2.4.2 Dose Assessment . . . . . . . . . . . . . .                            .  . . .  .  .~.    .  26
;                                                      1.2.4.3 . Central Processor Capability. . . . . . . .                          .  . . .  .  . .  .    31
!-
,
.
1
 
L
  .r    1,-
i
'
                                                        4
If
            :1.2.5 Data Storage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          32
              1.2.5.1 Storage Capabilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          32
      '
              1.2.6 System Reliability and Validity. . . . . . . . . . . . . . . .          32
              1.2.6.1    Validation and Verification . . . . . . . . . . . . . . . .        32
              1.2.6.2    Computer Based Systems. . . . . . . . . . . . . . . . . . .        33
              1.2.6.3  . Manual Systems. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      33
              1.2.7 On Shift Dose Assessment . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          34
            -1.2.7.1    Dose Assessment Proficiency . . . . . . . . . . . . . . . .        34
              1.2.7.2    Dose Assessment Technical Adequacy. . . . . . . . . . . . .        34
              1.3 Functional Capabilities and Walkthroughs . . . . . . . . . . . .          35
              1.3.1 Operations. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        .    35
              1.3.1.1    Organization. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                              .
                                                                                            35
              1.3.1.2    Staffing. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        35
              1.3.1.3    Acti vati on. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      36
              1.3.1.4    Communication Interfaces. . . . . . . . . . . . . . . . . .        36
            '1.3.1.5    Of fsite Interfaces. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      36
              1.3.1.6    Transfer of Responsibilities. . . . . . . . . . . . . . . .        37
              1.3.2 Control'~ Room Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        38
              1.3.2.1  ' Technical Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      38
              1.3.2.2    Wal kth roughs. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      38
            .2.0 -Operational Support Center (OSC) . . . . . . . . . . . . . .      2
                                                                                        . 39
              2.1 Physical . Facili ties. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      39
              2.1.1 Design . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          39
              2.1.1.1 Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          39
              P.1.1.2    Alternate OSC Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . .      39
              2.1.1.3    Size, Layout, and Environment . . . . . . . . . . . . . . .        39
              2.1.1.4'  Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      40
            -2.1.2 Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .        40
            -2.1.2.1 Radiation Monitoring. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          40
              2.1.2.2    Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      41
              2.1.2.3    Protective Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      42
              2.1.3 Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .        42
              2.1.3.1    Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      42
            -2.1.3.2    Support Supplies. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      42
              2.2 Functional Capabilities and Walkthroughs . . . . . . . . . . . .        43
              2.2.1 Operations . . . . . . . . . . . ...............43
              2.2.1.1 Staffing. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          43
              2.2.1.2    Acti vati o n. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .    43
              2.2.1.3    Onsite Interface. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      44
                                                                    .
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                                                                                              . _ _                - _ . - _ _ _ __.
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  L                            2.2.2 '0SC Functions. . .:. ... . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                                .                            44'
  C'        -
                              '2.212.1?  Coordination, Assignment, Proficiency, and Walkthroughs . . . "44
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                    ,,        L3.0t'Emergench Operations Facility (EOF). . . . . .-. . . . . . . . .                          44
                                3.1 Physical; Facilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        44
                                3.1.1 Design.. . . . ._. . . . . . . . . . .    .  .  .  .  .    .  . . . . . . . 44
L                              3.1.1.1 ' Size. . . . . . . . . . . . . . . .    .  .  .  .  .    .  . . . . . .            44
                              13.1;1.2.    Layout. . .-. . . . ._. . . . . . .
                                                        .
                                                                                .  .  .  .  .    .  . . . . . .            45
                              .3.1.1.3 . Location. . . ... . . . . . . . . .      .  .  .  . .    .  . . . . . .            45
                                3.1.1.4 -Structure . . . . . . . . . . . . .    .  .  .  .  .    .  . . . . . .            46
                                3.1.1. 5 - Habitability / Environment. . . . . . . . . . . . . . . . . .                      46
        ,
                                3.1.1.6 Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46
                                    ~
                              ~3.1.2 ' Rad'iological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .                      47
                                3.1.2.1  -Radiation Monitoring. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
                                3.1.2.2'  Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
                            .
                                3.1.2.3    Protective Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
  L                            3.1.3' Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .                        48
  L
                                3.1. 3.1 - Communications . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        48
                                3.1.3.2
              '
                                          Records / Drawings . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      49
    ,
                                3.1.3.3    . Support Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      49
                                ~
                                3.2''Information Management . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        49
          .
                                3.2.1 Variables. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          49
                                3.2.1.1- Reg Guide 1.97, Revision 2, Variables . . . . . . . . . . . 49
                                3.2.1.2 'Other Variables . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
                                3.2.1.3 Relationship to Functional Needs . . . . . . . . . . . . .                            50
                                3.2.2' Data Acquisition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
            -
                              .3.2.2.1-    Data Collection Methods . . . . . . . . . . . ... . . . . .                        50
                              J3.2.2.2  -Time Resolution . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
        5                      3.2.2.3.  Isolation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                                3.2.3 ' Data Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                                3.2.3.1    Capacity. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                                3.2.3.2    Error Detection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                                3.2.-3.3  Transmission between ERFs . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                              -3.2.4 Data Analysis. . . .    . . . . . .  . . . .  .  .  .  .    .  .  . . . . .            50
                                3.2.4.1 Reactor Technical    Support . .  .  . . .  .  .  .  .    .  . .  . . . .            51
                                3.2.4.2    Dose Assessment .  . . . . . .  . . . .  .  .  .  .    .  .  . .  . . .          51
                                3.2.4.3 Central Processor    Capability.  . . . .  .  .  .  .    .  .  . . . . .            51
                                3.2.5 Data Storage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          51
                                3.2.5.1 Storage Capabilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          51
                                3.2.6 System Reliability . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          51
                                                                                                                                      .
 
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                                ,
L 0,                              .>          3'2.6.1- : Validation and Verification . . . . . . . . . . . . . . .
                                                .                                                                                      . 51
fipM-
                      "              '
                                            - 3. 2. 6. 2 " " Comp' uter Based Systems. . . . . : . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                              .
                                                                                                                                          51
634            ,
                                            : 3. 2. 6. 3 ' . Manual Sys tems . . . . . . . . - . - . . . . . . . . . . . . . .            51
                '
                                            - 3.31 Functional Capabilities and Walkthroughs . .. . . . . . . . . . .                      51
                  ;.              '
                                        :
7
                                            ' 3. 3.1 ' Operati ons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  51
                                              3.~3.1.11 1. Organ i zati on. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                51
                                            73.3.1.2 ; Staffing. . . . .-. . . . . . . . . . . .                    .  .  . . . . . . . 52
  ug                ,
                                    '
                                            .3:3.1.3 : Activation. . . . . . . . . . . . . . . .                    .  .  . . . . . . . 52
    '
                                              3.3.1-4.      Communication Interfaces. . . . . . . . .              .  .  . . . . . . . 52
                          '
                            .
                                            ;3.3.1.5        Offsite Interfaces. . . . . . . . . . . .              .  .  . . . . . . . 52
          -
                                            : 3. 3.1. 6    Transfer of Responsibilities. . . . . . .              .  .  . . . . . . . 52
                j;
g0,                                          3.3.2 TSC Support. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        53
4?                    ;c                  '3.3.2.1      : Technical Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  53
      T'                                      3.3.2.2        Logistic Support. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  53
  4,
        -
              -
                                              3.3.2.3        Implementation'of Mitigating Actions. . . . . . . . . . . .                  53
                            ,,
  [                      .
                                              3.3.3 EOF Functions. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        54
                                              3.3.3.~1      Notification / Communication. . . . . . . . . . . . . . . . .                54
r~              .
                      .
                      '                    ~ 3.'3.3.2      Dose Assessment .  . . . . .  . . . . . . . . . . . . . . . .              55
                                              3.3.3.3-      Protective Action Decisionmaking. . . . . . . . . . . . . .                  55
                '
                              ,              3.3.3.4        Coordination of Radiological and Environmental Assessment .                  55
          >
                                          ''3.3.3.5~        Wa l kth rough s . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .            56
B                  -
                                              4. 0 L Unresol ved Items . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                    57
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T-
                                                          ~
                                              5.0~-Exit Interview . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                      57
  is - -                                      Acronyms and Initialisms
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        4
  (
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                  A
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                                                                                            -----
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                                                                        7
                                                                                                  1
                                                                                                  1
                                                                                                  '
                                                                    : DETAILS
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                                                                                                  l
  -
  ,                    .1..      hersonsContacted-
      '
                              *R.'. Andrews,: Division Manager, Nuclear Production
                              *D. Bloemendaal, Consultant - Hydronuclear-Services
  '      .
                    '
                              '*C, Brunnert, Superviser, Operations, Quality Assurance
                  -
                                D. ; Burns. Electrical Maintenance Foreman
                              *A._Christensen, Health. Physicist-
                                .M. Christensen, Health Physicist-
                                S. Crites, Senior Designer.
                        -
                                M. Ellis,-I & C Supervisor
              '
                              *J. Fisicaro,. Supervisor, Nuclear & Regulatory Industry
            =
                              *F. Franco, Manager,-Emergency Preparedness                        ,
                              ~ *S. _Gambhir, Section Manager
                                W. Gartner, Senior Electrical Engineer
                              *J. Gasper, Manager, Administrative Services
                                G. Gates, Plant Manager
                                    .
                                                                ~
                                S. Gebers, Radiation Protection Training Instructor
                                S. Hahn,- Communications Engineer
                                T. Heng,-Senior Engineer
                              *K.-Holthaus, Manager, Reactor & Computer Technical Services
                              *R. Jaworski, 'Section Manager, Technical Services
                                B. Johnston, Programmer Analyst'
                                      .
                                J. Kecy, Supervisor, Reactor Performance Analyst
                              *T. McIvor, Supervisor, Technical Services
          >
                              *R. Mehaffey, Supervisor, Electrical Engineering
                                J. Mixan,.I & C Technician
                              *K. Morris, Division Manager, Quality Assurance
                              *D.- Munderloh, Senior Engineer, Nuclear Affairs
                              *C.      Norris, Supervisor, Radiation Services
                                A. Richards, Manager, Quality Assurance
'
r                              *G      Hrh, h nk:r, Chemistry & Health Physics
                                F. Rutar, Senior Engineer, Technical Services
                                'J. Spilker, Operations Supervisor
                              *J. Tesarek, Reactor Engineer
                                M. Wilson, Assistant Analyst
                                M. Yttri, Prograrcer Analyst
                              * Denotes those present during exit interview.
              -
1
i
 
              ,~                    -
                                                ,
p~W-
g                      -
                                - 2;
                                                    .
                                                        .
                                                            .
                                                              .;
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h'',,                                                                              a
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'
                      ]
                                        p'
                                                          '
                                  fl.04 Technical ~SupportCenter(TSC)
        '
                                      l 1.1 Physical Facilities
  P                              ' ; 1.~ 1.1 :    Desian
                          ''
                                      11.1.1.1t TSizi
    ;
      &                        1
                                          * '
                                                    TheNRCLinspectorsreviewedtheTSCsizeagainst10CFR50.47(b)(8)
      ,                V                          and Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.2.1. The inspectors examined
                                                    the conceptual design, the. Emergency Plan, and EPIPs, and toured the
                    ,
                                                  -facility.'
                  _
                                -                'The NRC inspectors determined that the TSC was sited in a building
          >
                                                    located immediately north of the Auxiliary Building. There were
  W            ,
                                                    three rooms within the building comprising the functional TSC. These
                                                    rooms (room 113, 4 persons assigned, 200 square feet; rooms 107/115,
              '
                                                    19 persons assigned, 1000 square feet;_ room 117, one person assigned,
      i                                            100 square feet): averaged just over.50' square feet per person of assign'ed
                                      '
                                                    occupancy:for-licensee and NRC personnel. In addition, there were
                                                  ; areas for records; storage (designated by EPIP-TSC-1-1 as part of the
    .
                                                  .OSC), sanitary' facilities ~, and building support (HVAC and electrical).
                                                    Workstations provided adequate floor space and horizontal workspace
  .                                              'to support the' tasks performed by each of the individuals assigned to
                                      ~.
                                                    the1TSC. Each piece of. operational equipment (CRTs, PCs, printers)
                                                iwas'' accessible for corrective or preventive maintenance or
  H                                                replacement. The NRC inspectors noted that' circulation space within
                                                  .the TSC was. limited when the area-just inside the door leading to
                                                    room 114.was'being;used as a briefing area for OSC teams.
                    :                          +
          ,
                                                    Ba' sed on the above, the NRC inspectors concluded that the size of the
                      -
                                                    TSC appeared to be adequate.
  7                          .              .
                                                      .          ,
                                        1.1.1.2    Layout
                .
                                                    The'NRC'inspectorsreviewedtheTSClayoutagainst10CFR50.47(b)(8)
                                                    and Supplement 1~to NUREG-0737, items 8.2.1.c and k. The NRC
                                                    inspectors examined the conceptual design, the Emergency Plan, and
                                                    EPIPs, and toured the facility.
                                                    The NRC. inspectors determined that the layout of the TSC provided for
            -
                                                    a single room (designated as rooms 107 and 115 in
                                                    Procedure EPIP-TSC-1-1) which constituted the focal location for
        '
                                                    emergency response activities. This room had areas for emergency
                                                  -assessment and radiological assessment that were separated from each
                                                    other by a management / communication area. This arrangement provided
                                                    physical separation of the two assessment areas without impeding
                                                    visual access of plant status boards by radiological assessment
                                                    personnel.    Other TSC personnel (NRC team and the Procedure / Training
                                                    Supervisor) were located in close proximity to this room on a
                                                  . corridor that loops around rooms 107/115. The location of doors to
 
                                                                                                                                            --  ----        --  -
  p ., ,                        ,            , -                                -
  .;_                                                                                        ,.g-                    .
                                                                                                                                              '
:              5 5 -];                                , ,          <
                                                                                                            '
                                                                                                                                '
'
    N~                    .b                    2 .,
                                                                            -
                                                                                    .
                                                                                                    -
                                                                                                                                                                    ~
%                  g;,]-                                                                  -
                                                                                                  .
                                                                                                        -            -
%
                ' -
                        ; {!j  1                                        >
                                                                                      ,
                                                                                              ,
                                                                                                                s                  g
a.
.                                                                ,
                                                                                                ,                      _- .c
                                          ,
                                                                                                      h -
  g                            yx      _.,I
                                                            .
                                                                                                                    ~
                          c            C
                                                              x'~
                                                                              :roomsi107/115.al16wed personnel.to move about' freely without-
  h@                        '
                                ~
                                                                            Ldisrupting; activities inLunrelated work areas.- Each individual or-
pCW                                                          >
                                                                        'l team was located within an_ adequate distance of other. individuals        -
?              L                                                          swith'whom interaction ~'aust'take place.i                                    -
          W,                                    ~
                                                              ''
                                                                            ,          .._
                                                                                                      ...;.- - v .:
                                                                                Based.onithe above, the NRC inspectors concluded that th'e TSC layout
                                                                  '
  -
                                    s              -
  b g'                                    ,                                . appeared to be adequate.
                  ,
          ,
          Iq.
                                                                                                                        ''
                                              3                                                                  '
                              m                    1.1.1'.3                    Location-                                          .,
    2 y                              ,                                                            ,            .
                                                                                                                            ..
                #                            '
                                                      ,
                                                                            ;The'inspectorsireviewed the TSC location with' respect to the control    -
  T-                                                                          room, the OSC, and the' EOF.,:The TSC was located within the site,
                                                                            / protected area'on,the north side-of the' plant. 'The south wall of the
                                                                                                                              ~        ~                  ~
                    #
                        qe                                                  (TSC.was shared ~as the' north' wall of theLauxiliary building. A
  m ' "In                                          ~
                                                              . ,      ,. machine shop was'ontthe east. side of the TSC. The distance from the
                                                                        '
                                                                            '
  y~$                                          ,
                                                                    ,
                                                                                TSC.to ,the_ control-room could.be. traversed in approximately
              <                                      -                        2 minutes. -A major part of;the OSC was contiguous.to_the TSC; the              ,
  e"
                                                                                                          .
                  _.
                                    ,,                                        remainder of the OSC was: contiguous to the; control room. Although
L~                                                                            'these!1ocations' precluded face-to-face interaction between the TSC,
    s
                      '
                                                                            'the control. room,fand the_ EOF. located 17 miles distant, adequate-
                T                                -
                                                                            iinteraction was available through_ installed communications systems.
    4                                                                  j Face-to-face interaction between the TSC and part of the OSC was
                                                                            -available.                                            -      -
    -                                                                      ~ Based on the above,;the inspectors concluded that the TSC location
            "
                              _
                                                                                appeared to be adequate.
                f                              L1.1.1.4.-Structure
                                  ~
            ,
                                                                                The NRC inspectors reviewed the TSC structure using the documentation
                                                                            :provided in Omaha Public Power District letter dated June 1, 1981,
      ~
                ,
                                      '
                                                                                which forwarded, as Attachment 1, " Design Description for Technical
  e                                                                            Support Center,. Fort Calhoun Station, Unit No. 1," (Sections 2.1 and
                                                                                4.1),'and in the plant microfilm library, microfilm CART 1176, page
                        ,                                                  s  on frame 851, " Gilbert Associates Design Calculations."
                  ',
                                                                            . Additionally, the NRC inspectors examined the TSC structural.
                                                                            ~ features.
                                                                            - The NRC inspectors determined that the TSC building was designed to
                                                                              ' meet the criteria of NUREG-0696; i.e., to withstand the most adverse
                                                                                conditions reasonably expected during the design life of the plant
                                                                                including adequate capabilities for (1) earthquakes, (2) high winds
      -
                                                                            --(other than tornadoes), and (3) floods. The TSC need not meet
                                  4
                                                                                seismic Category I criteria or be qualified as an engineered safety
                                                                                feature.
      -
                                                                                The NRC inspectors noted that the TSC was composed of the protected
                                .
                                                                '
                                                                                area and the equipment area, and that the protected area was manned
                                                                                during TSC activation. The TSC building was constructed of a heavy
    e                                                                          concrete mat with 1 foot thick reinforced concrete walls and
                          -4
              ,
        .?
 
  p% J
                      p.                      qyw                                                                ;
                                                                                                                      ~
                                                                                                                                ,
                                                                                                                                        ,        ,                -
                                                                                                                                          ' <'                                                            '
                                    .
                                          -
                                                                    at                          ,-    %,? ".
  y'
  ;        e( 4lj    f[. j o ;          ~
                                                      .;
                                                          ,
                                                                'y;              4
                                                                                                ' ,
                                                                                                        _i>
                                                                                                                        '
                                                                                                                          .                        <
              QQfl.
                                                                          *
                                                                                    '?                                                                  -
            g,  '
                                              y'    ^'
                                                                                -- c                          - - ,                  .
                                                                                                                                                  -
                                                                                                                                                        ;10 :        ,
                                                                                                                                                                                                            -
                                    y. .; g_ '' '                                                          >      -            6::
    k.
    -
                        m
                                  .,..
                                                  '
                                                    x
                                                                                        -
                                                                                                                      ,-
    '' ''
  ~
                                              ,          l'  ~
                                                                                          : ceiling'.' Portable flood barriers with inflatable boots, provided to
                              J                                              .q ; protect al1, exterior doors of(the:TSC to~a height of 4 feet above
                                            -                    ~-
                                                                              a ground 11evelfagainst flooding,1were designed for.a~100 year recurrence
  p. m'f J                                                                                ; frequency.-LThe building was constructed in accordance with the
                                                                                            '
  T                            9,                                                        -Uniform Building Code,;1976.
                          n                                                                                                  ..
  ";'                                      4 - -                                                CompuOrs?locatedin'theTSCwereprotectedagainstlossofoff-site
                                                                  " -                          power.by an; uninterrupted power. supply (UPS) which incorporated a
          m &.                      ,
          '1 '                                    -
                                                                                        160-cell; storage' battery and a dedicated diesel generator.
            A<                    .              ,                ,
                                                                                          . _ _
                                                                                                                    -
                                                                                          -. Based on the above, the inspectors concluded that the TSC structure
                                                        -
                                  ;                                                            appeared'to be adequate.                              '
  &[[F
  %m v                        "f              -1.1.1.52eHabitability/ Environment-                                                                          .                                                .
                                                                  _
                                                                                                                            .
                                                                                                                                      ..          c
                                    *              ~'
                                                                                        LThe NRC. inspector's. reviewed the design Enalysis of the TSC and held
                            -
                                                                                          ' discussions with the licensee representatives to determine if the TSC.
                                                                                              radiological controls. net.the requirements of-10 CFR 50.47(b)(8),
                                                            -
                                                                                        110 CFR:50.47(b)(11), and item 8.2.1 f. of Supplement 1 to NUREG-0737.
                                                                                              The5NRCinspectorsdeterminedthattheTSChadbeendesignedand
                                                                                                                                                                ~
                          -
          .
                                                                              .
                                                                                              constructed _to provideLhabitability which meets the 10 CFR Part 50,
        '
                                -                                                            Appendix A, Genera 1' Design Criterion 19 for facility control' rooms.
            ,                                                      .                    ~This is equivalent to the NUREG-0737, Supplement 1, requirement
                                                                                          -
                                                                                                                                                                                                                ,
        #                                    ,-                                                specified,in' item 8.2.1 f., which requires that TSC radiation
                                                    ~
                                                                                        -protection be provided which assures'that' radiation exposure not
          >
                                                                                        lexceed 5 rem who.le body, or its equivalent to any part of the body,
      '
                                                                                          .for the duration of an accident. The licensee's design evaluation
                                                                                                                                              ~
                            .                                                            . indicated that' doses to'the whole body-and thyroid of emergency
                                                    '
                                                                                              workers in the TSC'would not exceed 3.1 rem and 24.5 rem,
                    e                                                                          respectively, during a:30-day period following an accident. This is
                                                          ,
                                                                        '
                                                                                              achieved by 18 inches of concrete shielding by the walls and ceiling
  o            ,
                        '
                                                                                              and a filtered ventilation system. The protection analysis was based
                                ,
                                                                                        .on exposure from inleakage, plume immersion, direct radiation from
                    '#''                                                                      the containment, and' buildup on the charcoal filter as a result of a
                                                                                          -loss of coolant accident (LOCA) described in Regulatory Guide 1.4.                                                  .
  I+                                                                        -
                                                                                              The_NRC inspectors noted that protection from airborne radioactivity
                                      -
                                                                                . 'was provided by the TSC ventilation system which maintained the
          N''
                                                                                              nonequipment' area of the TSC at a positive pressure and passed the
                                                                                              building air through a prefilter, high efficiency particulate air
              ~
                          .
                                        ,
                                                                                              (HEPA) filter, and charcoal filter.                                  The HEPA and charcoal filter
                                                                                              removal efficiencies were initially tested in June 1981 and after
                                                                                        ; activation of the deluge system in June 1985. The NRC inspectors
                                                                                              noted that a special: procedure had been provided to verify flow rate
                                                                                              through-the unit and a monthly preventive maintenance schedule had
,
                                                                                              been set up. However, licensee representatives stated that no                                                      i
                                                                                              routine filter efficiency testing progrgm had been implemented, since
  .
                              ~
                                                                                              there were no technical specification requirements for this testing.
r
l'
  1
L,
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                              -w
                                                                      -
                                                - --_.. -._._._._._ ,_ , _ _ . _ . _.,. _ ._ _ _ ..~ ..._,__, -                                                            . ,_--..- _ ,_ . _ - - - - . -    -
                      4
 
, .
                                            11
            >The NRC inspectors considered this to be a programmatic deficiency,
            since the design analysis for meeting TSC habitability criteria
            depended on achieving iodine removal efficiencies per Regulatory
            Guide 1.52.
            Based.on the above, the NRC inspectors concluded that the following
            deficiency was identified in this area:
                    The licensee failed to establish a routine testing program for
                    the TSC atmospheric filtration system to adequately verify that
                    the design criterion filtration efficiency was being maintained.
                    (285/8620-01)
    1.1.'1.6 Display Interface
            The NRC inspectors reviewed the TSC display interface against the
            guidance in NUREG-0696.    The NRC inspectors examined the emergency
            plan and EPIPs, the system description, and the operating instructions
            and training guide for the Emergency Response Facility Computer
            Systern/ Safety Parameter Display System (ERFCS/SPDS), and inspected
            the facility and operated the Cathode Ray Tubes (CRTs).
            The NRC inspectors determined that Room 115 contained pre-formatted
            status boards for plant and radiological data, a chart of the
            nuclides, a plant electrical system diagram, a plume EPZ map, an
            organization chart, and an emergency classification matrix. There
            were four unformatted display areas: a tackboard, two chalkboards,
            and a marker board. In a nearby area there was a microfilm reader
            and printer. The NRC inspectors noted that each of the status boards
            in the TSC was readily visible and understandable to those personnel
            who needed to monitor the information, that each display could be
            updated in a timely manner, and that the number of display boards was
            adequate for the needs of the TSC.
            The NRC inspectors also noted that the TSC contained five terminals
            for the ERFCS/SPDS. This computer system provided a wide range of
            plant, radiological, and meteorological variables that could be
            accessed by personnel in the TSC. Data points in this system were
            labeled by variable name and units of measurement. Key variables
            relevant to TSC personnel were available on special display pages
            that were readily accessible even though they had not been integrated
            within the overall SPDS display menu.
            The inspectors determined that existing reference materials available
            within the TSC reference library (0 PPD OI-ERFCS-1-1) were well
            written and complete. However, they would be suitable for the expert
            user or computer programmer but not for the novice or infrequent
            user.
 
                                                                                                                                                            - - - ~ - - - -
  7;q';              y- >-                              -
  42                    .
Ew:. m
                                                                  '
                                                                                                                        >
                                            <
                                                            ,
                              '        #
                                                                                      -
  W                  _
                                      y                  .
                                                                    -
                                                                                        -                                                                                    .
  k                  ls                              -
                                                                                      -
                                                                                                                    12                                                        ;
      ,
            ,
                  ye                                                                                          '
                                                                                                                .                                                            ,
                Tl[
                                                                                , , .
                                                                                                                  ~
                                                                    ?The NRC inspectors determined that the TSC display interface was
                                                                        acceptable. .The data ~ required to fill.out the emergency assessment
                                                                                                        .
                                                                                                                        ~
                                                                    ;and radiological assessment-status boards were consolidated on two
                                                    ~
            . '                1
        *
                                  - .
                                                                        readily accessible display pages whose.page number was keyed to the
                                                      1
                            '
                                      .                              iforms: control number of the manual' data sheets.
                                                                                                          ~
                            ?                                        ~ Based'on the above,Lthe NRC inspectors concluded that the TSC display
                            ,
                                                                    . interface'. appeared to be adequate.                                                                    *
              ''
                                  T 1.1.2                          -Rid'iologicaliEquipment and Supplies' '
      1~            o
                                        21      .1~. 2.11 [Ridiation' Protiection -
  x
  7                                                                    The NRC: inspectors' reviewed the TSC radiation monitoring                                              i
                                                                        instrumentation, inventory, examined fixed and portable instruments,                                "
        4                                      3 -                    and' reviewed ten' selected; instrument calibration records ~to determine
        V                                                                                                                                                                    '
                                              '
                            -
                                                                      whether the radiological monitoring capabilities met the requirements
                                                                    .of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR-50.47(b)(11), Section IV.E.1 of
                                                                      Appendix E;to;Part 50, and item 8.2.1 f. of Supplement 1 to
                                                                      NUREG-0737.
                                          *
                                .
                                    ,
                                                  -
                                                                      The'NRC: inspectors noted that an area radiation monitor and a
                                                                                  -
      ,                  __
                                                                      particulate, noble gas, and iodine air monitor system were located in                                  1
                                                                      the TSC/OSC area to continuously monitor radiation and airborne
  A                                                                  radioactivity; levels in the TSC and OSC part of the TSC during an
  p'                                                                  . accident.' In addition, 1 low-range and 1 high-range portable dose
                                                                      rate monitors, 3 high volume air samplers, 2 sample counters and a
    '
                                                      ,
  ~
                                                        _
                                                                      radiciodine air sample counter would be provided for TSC/OSC                                            *
                ^
                                                                    ' habitability ~ surveys and monitoring in plant activities during an                                    '
                                        *
                                            ..                      , accident. 'In reviewing the monitoring responsibilities of the TSC
                                                                    .and OSC, the NRC= inspectors concluded that the number of dose rate
                        '
                                                                    ' instruments.provided was not adequate to support simultaneous TSC/0SC
          ,
                                                                      habitability surveys and onsite and in plant monitoring actions.
          s
          c                  3                                ' The NRC inspectors observed that various radiological' supplies and
  J                                                                  . equipment were maintained in the TSC.              The NRC inspectors conducted a
                                                                      review of the surveillance test (ST-RM-3) for operability and
        a-                                                            inventory of emergency plan supplies and equipment, and a sample of
<
                                                                    Eten calibration procedures and records for radiological
                                                                      instrumentation. The NRC inspectors concluded that calibration
'l                                                                    procedures and records were adequate. In addition, the NRC                                              :
                                                                      inspectors noted that calibration stickers and performance of                                          '
                                                                      operability tests for emergency equipment indicated that radiation
              '
i
                                                                      protection' equipment was being calibrated and maintained as stated in
4
                                                                      the Plan and procedures.
-
                                                                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that the following
,
                                                                      deficiency was identified in this area:
.
I
i
                                                                                                                                                                              -
!
                                                                                                                                                                              !
                  -            - _ , _ . , _ _ - , _ _ . - - - . , , - , _ _ , . - _ - _ _ _ _ . _ - - - - -
                                                                                                                                      - _ _ _ _ _ - _ - - - - ;
 
                                                                            Y 5 j;! '
                                                                                                                                                                                                                                      ~
  .: x
                  h                    w .      l            ~
                                                                          ..              .
                                                                                                                                  '
                                                                                                                                            '
                                                                                                                                              -
                                                                                                                                                        O
                                                                                                                                                        -
                                                                                                                            ~
                                                '                                                                -'
                                                    .;
                                                    '{_                                  " }Lb                          r.
  j
  y
            p-              aw y ,                                              jg                            ,
                                                                                                                        *
                                          , _ '                                "%                                              =
                                                                                                                                        -1v
  t              >
                      .        s ~c    e
                                              '
                                                                                  -
                                                                                            *
                                                                                                      -
                                                                                                                    ;                        m    :13:
  Kgg %'                                                            >
                                                                            7.
                                                                                                              '
                                                                                                                          .
                                                                                                                                                        u.
            ',                  .
                                                                                        -
                                                                                                    ,
                                                                                                        *
                                                                                                                n
  -r .                "n                                      7
  &
  7f ~^                          >
                                                                                *? kThe number 'of' portable dose rate survey instruments provided
                                                                          4 - lwere insufficient-to support the radiation monitoring functions
                                                ,
    y ,W
                                                                                    '
                                                                                                  (assigned =to-the TSC and OSC. 1(284/8620-02)
                                                                              "
                                      <<
  V:g. ; ~                                7.                .
                                                                        .
                                                                                                ~          1        _
                  3.,                                                          Personnel' Dosimeters
  + . p ' ,( 1 { 1                              ; c ,2. 2 . ,
      .
    '                                                      '
                                                                                The NRC inspectors reviewed the TSC radiation dosimeter inventory and-
                    ~
              .                ~.
,  t        ..3            E                                          '
                                                                              ; examined. selected self-reading dosimeter. calibration stickers to
                                                                              : determine-if the radiological monitoring capabilities met the
K                    M%,-
    7_~OA~                                              ,                      requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),'
                                                                              tSection.IV.E.1;of Appendix E to Part 50, and item 8.2.1 f. of
  h+                                                .-' _
D:/.                                                                            S.upplement 1.to NUREG-0737.'
          j                  s              ,
                                                                                      '
                                                                                                        __                                      _
                                                                              nThe NRC inspectors-noted that 20 thermoluminescent dosimeters (TLDs)
                                                  '
          1-
        :QV                                  '
                                                                                were provided to-supplement licensee's preassigned dosimeters. The
  <.f~                            ,
                                                                                NRC inspectors also noted that 20 (0-500 mrem) and 20 (0-50 rem)
                                                                                              -
          %                              <
                                                                              4 self-reading dosimeters were provided for the TSC/OSC. staff, with 5
      '
              ^~t%                                                          ..(0-100) ren,and 6 (0-500) arem dosimeters provided for the,TSC staff
  Cf                                        i                                  and rescue squad _ members, respectively. -The NRC inspectors observed
                                                                              'that-during the walkthrough in the TSC, a log'of self-reading
  V                                ,,
                                                                                                                                                                                      -                          ..
                                                                                dosimeter-issuance and personnel doses was maintained. ~However,'the
      ~
                      ,                                                                                                                                                                                                        -
          '%:                                                                e NRC inspectors reviewed.the self-reading dosimeter inventory for the
    i
                                                    ,
                                                                                TSC and determined that with the potential TSC/OSC occupancy of over
        +                              ,                                        50 people, the' dosimeters available in the TSC/OSC were not
                  ,                        'c                                sufficient in number. The NRC, inspectors suggested self-reading                                                                                  .
            e'                                                >
                                                                              ' dosimeters with.an intermediate range (e.g.,-0-5 rem) which could
                                                                              ; accumulate up to'the design doses with good accuracy of' readout and
                                        '                                                                                      -
  m                                                    .                                                                                                          -
  %                                                                    -
                                                                                without being recharged.'
      .-
                                                                                ;
  'Q.                                                                          The NRC inspectors' spot checked a sample of self-reading dosimeters
            n                                                    -
                                                                              'and noted that calibration stickers and the surveillance checklist
                                                                                verified that the dosimeters were calibrated and maintained as stated
                                                                              .in the Plan and procedures.
                                '
                                            '
                                                                                Based on the above, the NRC' inspectors concluded that the following
                                                                                deficiency was identified in this area:
-
                                                                                *
                                                                                                . The number of self reading pocket dosimeters was insufficient to
;                                                                                                  support radiation monitoring functions assigned to the TSC and
        -
                                ,                                                          ,      OSC.' (285/8620-03)
          .-                  n 1.1.2.3 . Protective Supplies-
n            /                                                          , The NRC inspectors reviewed the TSC dedicated radiological protective
                                                                            fsupplies inventory and. examined the contents of the TSC closet and
                ~
'                                                                                                                                                                                                                                      4
-                                                                            ' emergency kits to determine if the radiological control capabilities
                                                                                met the requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),
i:
                          '
                                .
                                          '
                                                                                Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50, and item 8.2.1 f. of
:                                                                              Supplement 1 to NUREG-0737.                                                                                                                            ,
                                                                                                                                                                                                                                        t
          '
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    ~
                                    -
L
                                                                                                                                                                                                                                        F
                        -
                            4                ,--,~,,-n-+,.~..,,,,_nn                                                                _ , , ,                ,-,,n,,  , . - - - - , ,  ,-.,m .n r----------..,,,--.,m---,e.,nn    v,
 
  $ 5+: ,                            _
                                                                        .
                                                                                      -
                                                                                              ,      .                      - <                ,
    ,
              ;,t                    w .                                        -
                                                                                                        ,
                                                                                                                                    .
                                                                                                                                              *
              $                        _
                                                        }w                                Y'                            *
                                                                                                                                .
                                                                                                                                                  l '
        g,                        ^ i [                                                                            <
                                                                                                                                      ,
                                                                                                                                            74
  y g.s. i                                      f
                                                                                    '
                                                                .
                                                                                                                              .
  f:e
  .. '                      e-              >
                                                u
                                                                              .
                                                                                        , ; ,
                                                                                                                  '
                                                                                                                        . .
                                                                                                                                        '
                                                                                                                                          .
                                                                                                                  . .
            '-
                                                                                                                      _
                                                            '
                                                                            ?The NRC inspectors: determined thatlthe licensee had provided .
  ' ' "
                            ;                    7~                          (respiratory protective equipment,Jprotective clothing, potassium-
                >
                              vc                ..                        . iodide tablets, and other protective and support supplies for the TSC
                                                                            .and.OSC.
                                      '
            "?                                                                .The NRC inspectors reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
                                                                            -inventory of. emergency plan supplies and equipment and verified that
    $%                ~
                                                                            ' protective-supplies were maintained as stated in the Plan ~and
                                                              ,
                                                                  ,
                                                                              procedures.
                                                                                              ~
      .
          3                                                                ' Based on the above, t.he NRC inspectors concluded that protective
    7fv                          g                                              supplies were adequate.-
                              r.                                                      ~
        .            .y                            1.1.-3                  .Non-Radiological ~ Equipment and Supplies
                  J                              .. .                .
                                                                                  . .
        s    .i                                  '1;1.3.1                    Communications                                                                                          i
        ..                                                                                                                                                                            !
                        '
                                  ,
                                          '
                                                  ,
                                                                              The NRC inspectors compared licensee communication equipment with
                                                          -
                                                                            -NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.g, which requires that the TSC
                                                                              provide reliable voice and data communications with the control room                                    :
                                                                            'and EOF and reliable voice communications with the OSC, NRC
            ^
                                                                              Operations. Centers,'and state and local operations centers. In
                      ,                                  ,                  ' addition, the NRC inspectors reviewed Section H of the Plan.
                                -
                                                                          JThe NRC inspectors-determined that the licensee had installed a local-
                                                                              private automatic branch' exchange.(PABX) in the TSC.                      The PABX could                ,
                                                                              be controlled by an attendant's console in the TSC and allowed
            1            ,                                                  emergency response personnel to communicate with the control room,
                                                                          <  0SC, EOF, and offsite' agencies. 'The NRC inspectors noted that the
                                                                              PABX system had a battery power source, and that it was linked to the
                                                                              security emergency generator in the event of a loss of offsite power.                                  !
                                                                            l Additionally, the PA8X' consisted ofLa. redundant computer system that
                                                                            Linterna11y checks the system.' The PABX system had telephone trunks
                                                                              going to offsite communication systems. The NRC inspectors
                                                                          ~
            -
                                                                              determined that there.were 28 telephone lines available from the TSC,                                    ,
                                                                              of which two:had'been made available to the NRC for their use during
            "
                                                                              an emergency. ' Additionally, the NRC inspectors determined that the
                                                                              licensee had installed the NRC ENS telephone and licensee owned
                                                                              microwave communications.and a dedicated Conference Operations
                                                                              Network (COP) system for communicating with the control room, E0F,
i-                                                                            and offsite agencies.
                                                                              The NRC-inspectors reviewed the licensee's Conference Health Physics
                                                                            . network and noted that this communication system was dedicated to                                        .
                                                                              coordinating radiological information between the TSC, E0F, and
                                            ~
E
      ,
                                                                              offsite agencies.
          >
                    ,                                                        The NRC inspectors noted that the licensee verified full use of the
,
                                                                          :TSC communication system during the recent emergency exercise
                                                                          . conducted June 25, 1986, and that after the exercise, the emergency
                .
    M
  "
                  P
                                  .,-t-
                              W                                    y                          - w,,,,-,y.y-w,-m                -                    '
                                                                                                                                                              '
                                                                                                                                                                        ""-7TN''P 58-*
 
  K                , +p                                                    ~.                    ; x
                                                                                                                                                          ~
                                                                                        ,                                                                                                            l
  wy                        -                                                              -
  h%W ;,?gi ",;                                                                                            '
q%                                                        w,                                                                                                            .
                                                                                                                                                                                                        :
  +AQ ' "2 4i,                                            g M'                                            ,
                                                                                                                                                                                                        I
                                              #                            '^
  '&                            a .a .          l) '      *                                                      ,
                                                                                                                                                  '
                                                                %                ',.                                                              '15
  ' p 7f\p '                                                                                                                                  ,
  -l ; ' p;
                                                        ,                            -                                    -
                          -                                                                                      '                        9.
                                                                    ,
        :%.
  p                      (              '
                                              .
                                                                    "
                                                                              ipreparedness staff informed.the communications department of any                                                        ,
          1
                              ,      c                                      (correctiveactionsidentifiedbytheNRC. Corrective' action on such
    '.                _m                                  ,                    -items was sinitiated by'the communication department and verified by.
                              Ly                                              Ethe. emergency. preparedness group. .The NRC inspectors determined that
      .              .
                              N-                                              'the' licensee performed communication tests -as required in their                                                      .
  p-                              ,
                                    ~
                                                                                  proceduresf and:that communication. tests were being conducted monthly.                                              !
  19 C  '                                                  '
                                                                                  In" addition,. dose. assessment computer program and hardware were
                y i-y >
                      z
                                                                            Echecked ~ quarterly:or whenever program changes were made.                                                            .
                                                                                                                                                                                                      .
                                                      _
                                                                                                                                                                                                      ,
                  ,
                                                                  i ,The:TSC emergency communications equipment had either battery power
                                                                                  generator backup,;or both,          ,
  J[                                                                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that this area                                                      .
W 4                                                                              appeared to-be adequate.
                                                                                                                                                        '
                                              ,
                                                                                                  ,
                    '                                                                                              '
        e                                        1.1,3.2                      . Records / Drawings'                                                  '
                                '                    '
                                                                              JTheNRClinspectbrsreviewedTSC.recordsanddrawingsagainstthe
          s ,                                                          1    -requirements lof;Supplementl'ofNUREG-0737. In addition, the NRC                                                        r
  ,-                                                                        linspectors reviewed the following FCS/0 PPD procedures: G-47,
                                                                                "
            5                                    '
                                                                        ,        Control Room: Drawings";;G-62, " Control of Vendor Manuals"; and
          ><
                    ,R.                                                ,
                                                                              <GSEP A-9,." Document Control Procedures". The inspectors observed the
                                                                              .
                .
                                                            -
                                                                            , document storage area in-the TSC.-          '
                                                                                                                        +
                                                                                    .
                                                                                            .    ;
                                                                                                                                    -          .                                                      ,
        ,
                g;;                                                              The NRC inspectors determined that the master. file of documents was                                                  !
          ' ,
                          ,                                                  ' maintained by the111censee's main office in Omaha and that another                                                    '
                                                                                copy wa's" obtainable at several locations in FCS,~(e.g., TSC Rooms 115
                                                                    '
                        >
                                                                -
                                      ,
                                                                                and-118). .The NRC inspectors'noted that record indexing and status
                                                                                                    .
    #                                                                            information was available from an on-line computer system, and that
            ,
                                      ~
                                                                              -selected. drawings were available_in the TSC P&ID book or were stored
                                                                                on film. Vendor's manuals were separately maintained, but were
        '
                                                                                readily available:to the TSC. By procedure, the FCS control room
                                                                              : drawing stick was maintained current within 25 hours. The NRC
                                                                                inspectors noted that other drawings, including the TSC files, were
',
                                                                                maintained current'within 2 weeks by batch corrections to the film
                                                                                file. 'When a drawing'was-reproduced in the TSC, it was marked "for
    "'
                                                                                              .
                                                                                information." . Administrative procedures required the person using
o                                                                                the drawing to check status against the computer index prior to use.
                                                                                The NRC inspectors pulled one drawing and checked it against the                                                      ,
                                                  >
                                                                                index system; two vendor's manuals requested were also made                                                          '
                                                    .
                                                                                available.
;
                                                              ,
                                                                                Based on'the above, the NRC inspectors concluded that TSC plant
              -
                                                                                records (including drawings and vendors manuals) essential for
                                                                                evaluation of plant status under accident conditions appeared to be                                                  .
                                                                                adequate.                                                                                                            !
                            ,
    q.,
,
                                  4
    '
--,
          n
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                nr .    -,-->,,.-.4,-.mw..~,_                                                  .,,,,...._..x_              ....___,..--_m,.,...        - - - - . , , . ~ , , - - , _ - . - _ .
 
  wy                                7      g
                                                                                    -
                                                                                                ,
                                                                                                              ,
                                                                                                                ,        _
                                                                                                                                  =gg -                    ,
(bp $m' " ,(; y-                      w. w -
                                                  , .
                                                              - -
                                                                                  <
                                                                                        '
                                                                                              ,
                                                                                                                      ,
                                                                                                                                        ,
                                                                                                                                            ,
pg                                                    y                                                                .-
A%u                                                      ::
                                                                                                                  ','
                                                                                                                        '
6
                                                                                          .
f,dAv            *        ,,.6
                          w,?~
                                                        's
                                                              ,
                                                                        ,
                                                                                                                    '
                                                                                                                                                    .16'
$q    g..                ,
                                                  '
                                                                                                .
                                                                                                                          ,
10                3
                                                                    ' '                                ~
                                                                                                                                              -
L ' tr?                              ,,:il ;1.3.3                                ;Suppostl Supplies. ~
                                                                                      ~
$,                              .
                                                                      '
                                                                                            . . . . . .
                                                                                                                                                -
                                                                                                                                                  ..
    7            m                            >
                                                                                  sThe NRC inspectors _ reviewed support supplies maintained in the TSC
M                                                                                jagainst;the= requirements of Supplement-1 of NUREG-0737,Litems 8.;2.1.h
                -
                                                                                        and'i and,specifically.against the inventory listing provided within
                                                                                                              ,
                      ,
                                      @:4                                        ' Surveillance Test ST-RM-3, " Emergency Plan Radiation Instruments and
    t~                              ,I[ .                          m ' Equipment."-
                  .
                                    e                                                              .
                                                                                                                  '
                                                                                                                            , .
  1
                                                                                                                                                          ~
                                                        -          -
                                                                                  LThe NRC.insp~ectors' determined that the inventory listing provided for
            >
                              7_                                                  ; calculators, pens, pencils, grease pencils, paper, clip boards, spare
  1                                      ~ ;c1.
                                                      '
                                                                                    ;"D" cell batteries, . masking tape, flashlights, and first aid kits. A'
                                                                                                      .
          M                                                                        isurveillance, test was required.to be performed monthly. The
  &iW,,
  *
                                                      '
                                                                                    . inspectors; reviewed the previous.6-month tests and concluded that the
                                                                                        system was adequate. to maintain the . inventory.
  u. :a                                                                <
  !          7
              ,1
                                                          ,'                      1The NRC inspectors reviewed other TSC supplies and noted that
                                                                                    ;isopleths were readily available, as were means for data trending, an
                                                .
                                    ,
                                                7                , ,                    adequate supply of computer paper, and a library of reference
    ~@<'                                ,
                                                  ; -                                  material which included RERP/EPIP. sets, a Technical Data Book, the
            7                    y  '
                                                                                      .INPO Emergency Resources Manual, 1982,.a copy of the Updated Safety
    ; ,
              -
                          ,
                                                          .
                                                                                    . Analysis Report (USAR), and a set of Technical Specifications.
                                      ,,
              m                    ,                              ,
                                                                                        Based on the above, the NRC inspectors concluded that support
                                                            ,_
                                                                                        supplies appeared to be adequate.
    ,
                        [                    l1.1.'3.41:.PowerSupply
  ~          '
                                                                                  'The NRC inspectors reviewed the TSC power supplies against the
                          ,~
                                  .
        >
                                                                                  . requirements of 10 CFR 50.47 B.8, 10 CFR 50.E IV E 9, Supplement 1 of
        <-
                                        '
                                                                                  :NUREG-0737, item 8.2.1.'a,.and the guidance of NUREG-0696,. Item 2.8.
          *
                                                                                        In addition, the NRC inspectors reviewed applicable sections of the
              -
                                                                                  'USAR, the Emergency Plan,.and station drawing 4778 293 206-001
      .
                    '
                              -                                                        '' Electrical, TSC One Line Diagram" and walked down the electrical
  v                      <                                                              system in company with the OPPD Supervisor of Electrical Generation
                                                    '
                                                                                        and the FCS Electrical Maintenance Foreman.
                                                                          ' ?The NRC inspectors determined thati the TSC was powered from both a
  !-
                                                                                        normal and an emergency power supply and that normal power consisted
                                                                                        of a double end feed from the 161 KV line to a single 13.8KV/480V
                                                                                        transformer which. fed through a series of switchgears to the TSC load
                                                                                        center (MPP-14). ' Emergency power was provided from a dedicated
                                                                                  ; diesel- generator. Power to MPP-14 was selected by an Automatic
                      , _                                                              Bus Transfer (ABT). The NRC inspectors noted that upon loss of
                                                                                        normal power, the diesel would receive an auto start and sequence
            -
                                          o.
                                                                                  4
                                                                                        signal; HVAC load breakers would fail open on undervoltage, while the
    "                                                                            .others would remain closed on the dead bus. On completion of the
g                                                                                  , start sequencing, the ABT switch would shift to the diesel output and
                                                                                        power would be restored to the TSC and HVAC breakers could be closed
                                                                                        manually. Since the ERF computer was provided with an UPS, it would
                      '
                                                                                        survive the dead bus transfer to emergency power. However, during
;.                                                                                      power sequencing, the TSC terminals and displays would lose power.
.
s a
                                                            4
          e          ,    ^wv.n            .y--            +,              _.,-%
                                                                                -
                                                                                                  -w,-,,3.-w.,                  e em e w e          e
 
                  , ._              _  _.
          - - v
1  .    .      a
  r
      *
                                                                      17
              '
                  .
                                J
c                                    Based.on the above,.the NRC inspectors concluded that the TSC was
                                    1provided with adequate normal and emergency power alternatives to
                                    - function- during a power l emergency.
      .
                        !1.2. Information~ Management
.
    ,
                        1.2.1      -Variables Provided
                        1. 2.~ 1.1 - Rec. Guide 1.97 Variables-
                                      The NRC inspectors conducted interviews and held discussions with
                                    . licensee personnel, conducted a TSC walk-through which included
                                    'several computer terminal demonstrations, and reviewed pertinent
-
                                      documentation, including OPPD letter dated April 1, 1985, " Fort
                                  .
                                    .Calhoun Station Compliance with Regulatory Guide 1.97, Revision 2,"
                                    .and NRC. letter dated June 18, 1986, "Conformance to Regulatory
                                    Guide 1.97, Revision 2."
                                    The NRC inspectors determined that, with the following exceptions,
                                    'all applicable Regulatory Guide 1.97 variables were available in the
                                    .TSC on the SPDS and/or the ERFCS:
                                    *
                                            The. Post Accident Sampling System (PASS) ion chromatograph was
                                            = the primary means of obtaining the RCS soluble boron
                                            -concentration, in lieu of a boronometer.
                                    *
                                            Analysis of primary coolant (gamma spectrum) was measured by
                                            PASS gross gamma detectors and gamma spectrum analysis of
                                            reactor coolant samples, in lieu of a radiation monitor on the
                                            letdown line.
                                            The Condensate Storage Tank Water Level was available on demand
                                            in the ontrol room, but had to be passed to the TSC from the
                                            control room by telephone or messenger.
                                    *
                                            Containment sump water temperature was not available.
                                            Justification was submitted in the OPPD letter of April 1, 1985,
                                            but was deemed insufficient by the NRC reply letter dated
                                            June 18, 1986, item 3.3.10.
                                    *
                                            Airborne radiohalogens and particulates, plant environs
                                            radiation, and plant environs radioactivity variables were
                                            obtained using portable instruments with results passed to the
                                            TSC via telephone or messenger.
                                            All variables listed under " Accident Sampling - Primary Coolant
                                            and Sump, and Containment Air" were obtained by PASS / grab
                                            sample, with the exception of dissolved oxygen and oxygen
                                            content. The licensee stated that this exception regarding
                                            dissolved oxygen and oxygen content had been accepted by the NRC
 
E              .
                    -
          ,    ...  ,
  ,_
        l  -
...
                                                      18                                      l
                                                                                                1
                            cincident to the-NRC review of NUREG 0737, Item II.B.3.  However,
                              the. letter granting the exception was not made available to the
                              NRC inspectors prior to departing following the exit meeting.
                      The NRC inspectors noted that the'.following Regulatory Guide 1.97
                        variables, although available.in the TSC on the SPDS and/or the
                        ERFCS, were not in full compliance with Regulatory Guide 1.97 for the
      .                reasons stated:
                              Coolant level-in the reactor deviated from Regulatory Guide 1.97
                                                -
                              in that the installed level measuring instrument did not cover
                              the full range of the reactor vessel.
                      *
    .-
                            ' Accumulator tank level and pressure instruments were not in
L
"
                              compliance with Regulatory Guide 1.97 in range and environmental
                              qualification.
                      *
                              Instrumentation for Component Cooling Water temperature and flow
                              to the ESF system was not environmentally qualified.
                              Justification for this deviation was submitted to the NRC by the
                              licensee, but was not accepted.
                      *
                              Wind direction instrumentation'provided by the licensee did not
                            -meet the accuracy requirements of Regulatory Guide 1.97, nor had
                              the licensee provided justification for this deviation.
                      Based on the above, the NRC inspectors identified the following
                      unresolved items in this area:
                      *-
                              Accumulator tank level and pressure instruments were not
                              environmentally qualified as required by Regulatory Guide 1.97.
                              The level instrument range was stated by the licensee as
                              0-100 percent,.but did not state whether this was percent of
                              tank volume or percent of instrument tap height. The pressure
                              instrument range was stated to be 0 - 300 PSIG, which was not in
                              compliance with Regulatory Guide 1.97. (285/8620-04)
                      *
                              Instrumentation to measure containment sump water temperature
                              was not available to satisfy the intent of Regulatory
                              Guide 1.97.    (285/8620-05)
                              Instrumentation for measuring temperature and flow of Component
                              Cooling Water to ESF system components was not environmentally
                              qualified in accordance with the provisions of 10 CFR 50.49 and
                              Regulatory Guide 1.97.    (285/8620-06)
                      *
                              An accuracy of 15 percent for wind direction measuring
                              instrumentation was not available. (285/8620-07)
!
 
                                                                                                                              -
  gm                                                                          ',
                                                                                          '
                                                                                                          ,      ..
    Q]8          ,
                                            ,        . ;."                      s
                                                                                              ,
                                                                                                +    l'
                                                                                                                    'Qy
[ ,9                            _e
                                - .
                                                  y              '
                                                                      .
                                                                                  -
                                                                                              m      >-
                                                                                                                ,      i
  k                        '
                                '
                                                      %                                            ,>;            r
  l
                                              .
                                                        '',              -
                                                                                    ._ ,
                                                                                      -
                                                                                            _
                                                                                                              <      ,
                                                                                                      c yg
                                                                        '
                          ,                                  <                          .
      ,      .        .                                                                                  ,.
                                                                                                    ,
      -
            ,          -
                                            -
                                                                                                    L;.
                                                  ,
          #                                                      *
                                  '
                                                          .-                The instrument forf measuring coolant level in the reactor did
                                                                            not have'a range from.the top of the core to the' top of the
                '
                                    ^ ;
                                                                          : reactor vessel. 'A continuous. display of this1information was
                      -
            .                                          ,
                                              ' '
                  .                                            .
                                                                          .not'availableiin accordance ,with Regulatory Guide 1.97. This
                                                                          . matter >1s~being' addressed hyithe NRC as part of their review of
                                                                            NUREG 0737/ Item II.F.2. '(285/8620-08)
                                                                    *
        '
                                                                            The licensee deviated frori Regulatory?G uide 1.97 with respect to
                                                                            post-accident sampling' capability inithat,the PASS did not have
                                      ,
                                                                            the capability for dissolved oxygen or oxygen content, as
                                                                            required by NUREG 0737, Itom II.B.3.          (285/8620-09)
                                          f2.1.2                  Other Variables
            '
                                                                  The NRC-inspectors reviewed Regulatory Guide 1.97 variables against
                    i                                              those available in the TSC as reported in 0 PPD _ letter of April 1,
                                                                            L
                                                                  1985, .." Fort Calhoun Station Compliance with Regulatory Guide 1.97,
          - --
                          .
                                                                  -Revision 2," and-as~ responded to in NRC letter of June 18, 1986,
                                                                  "Conformance to Regulatory Guide 1.97, Revision 2."
                                                                2The'NRC inspectors held discussions with two staff engineers, keyed
                                        -
                                                                  toward the' availability of~other variables in the TSC which could be
,                                                                -substituted for_any of the Regulatory Guide 1.97 variables not
                                        .-                        available. The.NRC inspectors determined that four such variables
          X                                                  'were not;available.- The licensee stated that two of these variables,
                              "
                                        '
                                                                .. dissolved oxygen and oxygen content, could be obtained using
a                                                              ; chemistry procedures. However, the NRC inspectors determined that
'                                    "-
                                                                ' there was no alternate variable which could adequately substitute for
                                                                  -the third unavailable variable,- that is, containment sump water
'
                                                                  temperature. The fourth' variable, coolant level in the reactor, was
                                                                . measured indirectly by ths reactor vessel level monitoring system
                                                                  which used the~ heated junction thermocouples and the SPDS.
                                                                  The NRC~ inspectors datermined1that five other variables were
,                                                                  available'in the TSC, but did not meet Regulatory Guide 1.37
                                                                  requirements for the. reasons described in Section 1.2.1.1 of this
                                                                  report. However, these variables did serve as substitutes for the
L                                                '
                                                                . corresponding Regulatory Guide 1.97 requirements. These variables
                                                                  were: Accumulator Tank level, Accumulator Tank pressure, Component
;                                                                  Cooling Water flow to ESF components, Component Cooling Water
l
                          ,
                                                      -
                                                                  temperature to ESF components, and Wind direction.
        4
                                                                  The NRC' inspectors noted that another variable available in the TSC
u                            .                                    was the offsite monitoring information frc,a field monitoring teams
;                                                                  via radio. Additionally, the TSC had access to the National Weather
                                                                  Service (NWS) via telephone to the Omaha airport, Eppley Field.
I                                                                  National Weather Advisory Service (NAWAS) information was available
                                                                  to the control room, and could be relayed to the TSC. The NRC
                                                                  inspectors noted that the TSC also had access to emergency vendor
                                                                                                                                              l
                                  .
                    s
    ,
    .                . -                - - -                          -                -
 
                                                                                                                                                                                                                                  ^ ^
                                                '
                                                              T ;Q                                      Y                              '
                                                                                                                                                                                                                                      },
Qq ;, -                                                                                            ,
by%;                                              ~
Mpf
      ;p y v_                                                                                              ;-                                                                                                                              -
p '                          d                                            - -
                                                                                                    ,            .
                                                                                                                      .' ,                                    -20
nk.}. uy:                                _', .                                                                  '
                                                                          '
                                                                                :                        ,                          .
                                                                                                                                                      ,
  >
                        a.                  -                                                                      *
            4            .;                    g.g                                        x
                                                                                                                        g,,                            '
pg                                                                            [assistactebytelephone,-andthatacopy~of-the'InstituteforNuclear
4f j';"                  C                ,"          *
                                                                                . Power _ Operations?(INPO) Emergency Resources. Manual'was'available for
                                                                                  reference'.- Evacuation time estimates were contained in the plan,
                                                                          1 SectioniJ,; Table J-4.-
  4
                  f          ." y        4
                                                            .
                                                                                                      ,                    .
                                                                                                                                            .            ..
          T                .                                                      Ba' sed lontheiabdveilthsNRCinspectors.concludedthattheadditional
                                      , -
                                                            , - fvariablesjprovided appeared 'to be adequate.
<  {1                                    ,11d2.1.3%?RelationshiptoFunctional'Needs~
                                                                                                              '
                                                                                                                                                                              .,
  e              s
                      '
                              ,
                                                                          3
                                                                                . . .        .
                                                                                                      .c                          .
                                                                                                                                                          -
                                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                      '
                                                                              sThe~NRC. inspectors reviewed the: adequacy of:TSC variable information
                .                3                                                against:the requirements of Supplement 1 to NUREG-0737,                            .
                                    ' *
        , c. 1            . .                      .-
                                                                              -items 8.2.1.a,;h; and'k.
                                                          .                  e
  p                  .
                                                            '
                                                                            :                            -                            ,.
                                                                                                                                                                          .
                              '
                                '
                                                        '
                                                                            7The NRC inspectors reviewed'0 PPD letter dated April.1, 1985, the
  g'                                    ..                                  slicensee's-report of compliance-with Regulatory Guide 1.97,
  ?                .
                                        '
                                                                            ' Revision
                                                                              ;                        2,1 requirements, the NRC letter of June 18, 1986, which
                                                                                . responded to the;0 PPD compliance report, and the availability of
            Y                                                          ,      : Regulatory Guide 1.97 and other variables within the TSC as
    -          '
                                    y'                                      ' documented in Sections 1- 2.1.1-and '1.2.1.2 of this report. .The NRC        .
            , <
                                                  +                            -inspectors: observed operation of the SPDS and ERFCS terminal display
            /                                                                    units, held discussions =with two staff engineers assigned cognizance
                  ''
                                                                                iover the Regulatory Guide' issue, and observed walkthroughs documented
        1;                      ,
                                      '
                                                                                Lin Sections 1.3.~2.2'and 3.3.3.5 of this report.
  m  '
                                                                                                  . .
                                                                                                                                  .
                                                                              .With the; exception of-the unresolved items documented in~
        -
                    ,                                                            Section 1.2.1.1.of this report, the variables available within the
  t'                                                    _                      :TSC' appeared to be adequate to determine reactor system integrity,'
  ?                            ,
                                                        '
                                                                                . heat' removal capabilities, containment integrity, vital auxiliary
                    Lc                o                                        isystem; status,. liquid and gaseous radiological waste status,' spent
                                                                                l fuel and in plant radiation levels, radioactive release path path
                                                                                rinformation' andlother information impacting the offsite dose
                                                                                                                ,
                                                                              _ projection process. During the review no shortfall of information
          n                                                                  'was noted.
              ,
                        ,
                                                                            _ Based on.the above, the NRC inspectors concluded that this area of
                            :c                                                ' relationship to functional nee 4 < ppeared to be adequate.
                                                                                                                                ~
          -
      ,                      o
                              ,            21.' 2. 2 :                          Data' Acquisition-
          #              ,              .
                                    ' * 2.2.1
'
                                                                              ' Data Co11ection Method
,- '                          ;
                              '
*
                      .
                                                                              LThe NRC inspectors determined that the ERFCS was a distributed
u                                                                                computer system purchased from Energy Incorporated (EI). This system
                                '.-
''
                                                                                wa found to be configured as two pairs. Each pair consisted of one
                  .                                                              computer operating in the active mode and one computer operating in
          '*
                                        ,
                                                                                the ' hot' standby mode. One pair was located in the TSC and was
                                                                                -referred to_as the HOST computer system. The second pair was located
                                                                                behind the control room and was referred to as the Data Acquisition
i-                                  ,                                    _ Subsystem (DAS).
.
t
                                    4+bw          www m        _ - , -          m-m-e-<.e-.  -a    w--  ,-,e-o...e,---,-me---        -,---+,.---=.wy          -a  r -e-      e v m--r-+-~=~ <- =*r --
                                                                                                                                                                                                            =m*w r- *- w t- -'--nw    ~7e  ""
 
  g              ,                    ,
                                                =@
                                                                                      %
                                                                                                          .
            k
                        ?        f,            v.l                                      ,        ?    bl      'Q-
                        y
                                                                                                                  -
                                                                                            -
                                                n;                                                                                      ,< ,
                                                                                                                                        _
                                                                            -                                ~      -
    pg                                                      ,
                                                                                        p                      y
            ^~
                                ' - gl                                                    n.          4'                    21'        ,
                                        e_                  . . .                              .
                                                                                                      ;      -        a
                                                                                                                                            '
  C                ;            ;C~                          9          ^
                                                                                      - V ' "," "pn                  '  P-
                                                                                                                                            *~
        p.; '                                                                          -
                                                                                                      td              db
      W                                                                                          J,L                  q
  '
    4# .            <~
                              '
                                          ,
                                                        '
                                                              ,            )The:HOSTcomputersystemcontrolledtheDAScceputersystemwhichin
                                                                                  turn' acquired plant sensor data (analog and digital) and Qualified
                                                                                                                                      ~
                    ,.
                                  -                    <
                                                                                : Safety. Parameter Disp 1ay; System (QSPDS) dual computer-system                    .
              ud                                                , . <          sdata:(class 1E).                    The HOST computer system consisted of two
                        .            $y                                      .-MDDCOMP'7870 computers and.various peripherals. -The DAS computer
                      .            .M                            ? ; system consisted of two MDDCOMP 7821 computers with three MODCOMP
V"                                                                ^
                                                                                MDDACS~III.multiplexers.for sensor input / output:and signal
[1                        -
                                                                                conditioning.$ The DAS computers were used to convert raw data into
@'.                                                                              floating point engineering units. 3                          >
            g'i            , @ ,,
                                                                                                    .                      . A4 .J
                                                                              :The'NRC' ins @pectors noted that the HOST-computer system received
                                      Me
                                                                                                                                ~
                                                                                meteorological data input as_well~as input from the DAS commiter
              y                      Mg                            '
                                                                      '
                                                                                ' systems. .All'operatorfinput/ output was controlled by the HOST ERFCS.
  .'fy                                  ;                                      TheHOST.wasialsojpsedforalldataarchiving.
            m.                                                        .                          _
                                                                                                            .7,w                  ..
        g                                                                      The'NRC inspectors? evaluated the111censee's compliance with
            &                                      '
                                                                                itemL8.2.1h of Supplement 1 to!NUREG-0737 in regards to the
                  -
                                                                              : methodology:by which sensor data inputs from onsite and offsite
                                                                              ' locations:were'receivedt                        *f.,
                            ~
                                                                                                                              .
                                                    >                        LTheNRCinspectors\reviewedtheHabareandSoftwareDescription
          -                                                                    Manuals provided to OPPD'by EI:esi.ed August-1985, ERFCS System
              '                                                              l Description ~II-10, Revision'2,iQSPDS Communications (QSP) Software
              s
                                '
                                                                              .. Design Document, LRevision L 0,- and ; Interface Requirements for                    .
                                                                                QSPDS/ERFCS Data, Communications, Revision 3.                  In addition, the NRC
                                                    y                            inspectors conducted interviews and held discussiotis with members of
n                                                                        '
                                                                                the licensee: engineering a'nd computer programming' staff.
      & @ % b;                                                                      .:        .l'      :s      .h ( OL
        r-                            .                                        The Meinspectors determined that data were collected by the active
              j                .
                                                        '
                                                                              .ERFCS HOST damputer by serial input from the. meteorological tower
                                                                                computer system and the active DAS computer system. The DAS received
                                        '
#^      '
                                  '
                                    .
                                                                      .
                                                                      ~ ~approximately:400 inputs ea'ch 'from analog and digital sources. This
                                                          ,
                                                                                numberuiricluded the QSPDS ' class 1E inputs. The system was expandable
;pN              t&                            .'
                                                                                to over 2000 inputs each from analog a'nd digital sources. All inputs
M                                        '
                                                                          . were direct except for the serial ASCII input from the dual QSPDS (a
t
                                                                                subset:of the Inadequate Core Cooling Instrumentation (ICCI) computer
'
                        ~y                                                      system).            The HOST received the DAS input over one of two high speed
                                                                                fiber optic' links.
                                                                              . Based on the above, the NRC inspectors concluded that data collection
                                                                                methods. appeared to be adequate.
          "                                  ~
    _
                                            - 1i 2.'2. 2                        Time Resolution
n
            g,                                                                ,The NRC inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.h
        <"                                                                      of Supplement 1 to NUREG-0737 in regards to the time resolution of
        #
                                                                                sensoi' data which are'available to the ERFCS. The NRC inspectors
                                                                                reviewed the OPPD ERFCS Software Overview prepared by EI; OPPD
                                                                                number 1283.                In addition, the NRC inspectors conducted an interview
7                                                ,
                                                                                and held; discussions with a system program analyst and received a
                                                                              - demonstration by Sirin the TSC.
                                                                                          .
p
I
      "
 
    g
                                                                                                                                                                                                                      __
                                          :                                              - -
                                                                                                                                ,
                s                    2.-      _'w                                                                                                        .
                                                                                                                                                                                                                    ,
      OM [
                                                                                                      '
                                              '
  .
                                                                            't 3. ,                      ,
                                                                                                                                                              ,
      37
    []( d;"
                        <
                          ~
                              ~N        _.-
                                                        ,s..
                                                                        '
                                                                                            4
                                                                                                "
    33$                                                      %'                                                                      . .            22-                                                                l
    g9 ~j';                                                                    <
                                                                                        '
                                                                                                    ,
                                                                                                                ~
      gyh a ,                              _ ,
                                                                      -2                  G
                  S n :%dw%                                                            +
                                                                                            1  The NRC inspectors determined that the maximum scan rate of user                                                          ,
                        m ~?                                            ?                  , selected-signals was 0.5-seconds / scan. Normal' sampling was                                                              t
    &4-                                                      U                            ~one'second/ scan for digitalfsignals and l'to 60 seconds / scan for
    Yf                              >>s-
                                      "
                                                                                          ianalog: signals.(depending-on sensor type).~. QSPDS signals were
                                                                                          . scanned'at-the: rat'e of'3' seconds /sc'an. The history and transient
                '                                                                  '
    ,
      A.                                              --
                                                                  .              _        : data 1 files.1 stored by the. system for'all points:was as follows:
                                                                                              -
                ,
                                ,
                                                                      ~
                                                                                                              u.
                                                          ~
                                      .
                                                s                                        (Tygg                      Duration.                Scan Rate-          Data Type (analog)
                                                                ,
                                                                    '
                                                                          .
                                                                                          a                ,.            .  .
    #3 '                          ,                                                      n General (                .22 hr                  :30 sec'                  raw binary
      ,,                          x                                                      7 Purpose'
        c                m
                                    ~
                                                                , ,
                                                                                                                                                                  '
                  '~ M. x ,%.[,                                                              Prevent-                : 3, min 1                  0.5 sec'              raw binary
                                                                                                                                                      ~
                                                    '
                                                                                                                                            ~ s30 sec                    engineering units
                                                                                                                                          '
    U
                                                                                    ~
                      ,
                                                                                                                        ;2 hr
    +.
                            .
                                        -
                                                m.                    f .                                        -      -
                                                                                                                                                                                                                        !
                              ,        s                  ,N                                Postevente                3 min:-          . :0.5-sec                    raw binary.
                      ,                    s                              ^
                                                                                              '
    ,
                                                              ,
                                                                                                                        /30~ min.                .
                                                                                                                                                    10 sec                engineering units
                                      %                      ,-
    a,                    y"                                                  ,                                          24.hr                'l min                    engineering units
                    ,      x4
                  -<                                                  ;              -
                                                                                                                        114 day                :10 min          -
                                                                                                                                                                        ' engineering units
            - ,                                                                                  .
                                                                                                                                    .
                            ,
    %<        '          '
                                                , ,
                                                  '
                                                                                          ; Based on the above,-the NRC inspectors concluded that time
                                                                                          > resolution methods. appeared to be adeq'uate.'                                                                              '
        _
                " '
                                  '",
                                            D1. 212. 3'                                        Isolation :
          -p                                        :
                                                                                '
                                                                                                        ,
                                                                                                                  .
                                                                                                                                  '
                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                        .  ,
                  _1
                                                                      -
                                                                                              The NRC in_spectors. reviewed the isolation provided between class 1E
                                                          , ,
                                                                                              systems: and the downstream non :1E ERFCS against the requirements and
              ;                              '
                                                                                            ~ standards.of GDC-24:and Supplement 1 of NUREG-0737, item 8.4.lc. The
                                                                                          .NRC inspectors examined the TSC, operated the ERFCS terminals and                                                            '
                                                                                            ' displays,1 inspected the computer mainframe room, and' reviewed
                                              ~
                            n
                                                              -
                                                                                          -applicable sections of the USAR and several letters on the general
                                                                                            -
                                                                                                                      i
                                                                                              subject'o_f= isolation. Key letters are i_dentified below.
          '
    *'                                                                                    'The ERFCS installation used several different devices to achieve
                                                                                              isolation-between the safety systems and the downstream nonsafety
                                                                                              related equipment. These isolations were evaluated by the licensee
,
                                                                                            Lin OPPD letter to the NRC dated December 7, 1984.                            By letter dated
            "
                                                                                              June.7, 1985, the NRC forwarded the safety evaluation report which
                                                                                          Lapproved-the use of certain isolators, including fiberoptic cables,
                          '
,
                                  -
                                                                                              but''noted that insufficient information had been provided to evaluate
.                                                                              - .nine particular type isolation devices used by OPPD. NRC directed
                                                                                              the licensee to submit additional information for confirmatory
                                                                                              review. By a series of letters and phone calls which culminated in a
                                                                                            . letter dated January 7, 1986, OPPD acknowledged the need to replace
.
I
                                                                                                                                                                              --,-.      - _ _ _ _ _ . _ - - _ _ .
 
                  .m
g]pk ; # f
                                                                  A                                        -
h '^                      s
                                                                        ~
                                                                                                                              .
    s                                                  ,                            T
                                                                                                                                  ;23
4 S'
                                      '
                                                                                                                                    .
                                                                                                                        ,
                                                                              ,
                                                                                                                                      .
                                                  .                                                          ,;
                    w _ 32                                                  ,-                          ;
                    u
                              ^
                                                      ''                          '?*        '
                        ,
                        I                                            those,isold.iondevicesandrequestedextensionofthecommitmentto
              (O'l
              W
                                              ,                    .the end-of:the 1987 refueling' outage.                                NRC granted that request by
      -
                                          .
                                                    -
                                                                  (letter' dated January,9,- 1986.                                        ,
                                                                                                                                                    -
                                                          '
                                        '                                                                                                      ~
  6                                                                :-Based on
                                                                  .
                                                                                              2
                                                                                                      the Ebove, the>following unresolved item was identified:
  w      '
                      ,                                                                                                  -
                                                                                                                                              ~
                                                                  ^*'
                              ,.
                                                            ,                    !Isdlat' ion between safety systems'and downstream nonsafety
              '_'                                                                  related equipment will not be completed until the end of the
                                                                                    1987 refuelingioutage. -(285/8620-10)~
  -            N                  _ fl. 2.~ 3                        Data Communications C                                                        ,
  3 *      ,
            .
                                    , '1.2.3.11 Cap'acity;
                                            .
                            '
                                            ,'                    4The NRC--inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.h
        -
                                                          '
                                                                      of. Supplement I to NUREG-0737 in regards to the data handling
  '
                                                                      capability of the data communication links. The NRC inspectors
                                                                  -reviewed.the:ERFCS System Description II-10, Revision 2 and Interface
  "?                a                                              _ Requirements for?QSPDS/ERFCS Data Communications, Revision 3. In
  9 ?                                                            : addition,s.the inspectors conducted interviews, held discussions with
        (  ~'
                                  -
                                                -
                                                    '
                                                                  Laembers of.the licensee engineering and programming staff, and
                                                                      examined the hardware associated with the_ERFCS in the TSC, CR, and
                                ;-                                  -the DAS behind the CR.
                ,
                                                                                                      ~
                                                                  :The:NRC inspectors determined that transmission of information was~-
      ,
            '
                      _                                        ' accomplished serially (except for the meteorological data which was
                                                                  . time multiplexed and transmitted as a frequency) and was compatible
      ,
                                                                    through a RS-232C. serial connection'at the user interfaces. A table
                                                                    of transmission rates between equipment at various locations was as
                                                                  -follows:
                                                                                                                          .To/From        Rate
                                                                    Equipment-                                            ERFCS HOST    (kilobaud)          e
                                                                                                                                                          Typ_e
                                                                    CRT monitors                                          Within TSC      9.6          Hardwire
                                                                    w/ function
F                ,
                                                                    boxes
                                                                    Matrix Printer.                                      Within TSC      4.8          Hardwire
                                                                    _CRT monitors'                                        CR              9.6          Hardwire
                                                                    w/ function boxes
                                                                ' Matrix Printer                                          CR              4.8          Hardwire
    '
                                                                    Line Printer                                          CR              19.2          Hardwire
:
                              -
                                                                    CRT monitors                                          E0F            4.8          Microwave
                                                                    w/ function boxes                                                                    and MODEM
                                            .
                                                                    DAS                                                  Behind CR      2,000        Fiberoptic
                                    _                          . . _ . _ - . _ _ . . . _ . _ _ . _ _ - . _ _ _ _ . . _ _ _
 
                                                                                                      -
    p-      .
                                  .
    g ;e        ,.
              '
        [
                <;
                                                            -24.
    L
    i).
    "                      '
                              . DAS to QSPDS-      .
                                                                          19.2            Fiberoptic
          .
                            ' Meteorological.      -TOWER              NA              Fiberoptic
    e~  4                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that the capacity of
                              the data communication lines appeared to be adequate.
  ,
                    1.2.3.2    Error Detection
    .
                            .The NRC inspectors evaluated data communications error detection
                            - capabilities against the requirements of item 8.2.1.h of Supplement 1
                              to'NUREG-0737.
                            cThe"NRC~ inspectors reviewed the QSPDS Communications (QSP) Software
                              Design Document, Revision 1.0 and ERFCS System Description II-10,
                              Revision 2. The NRC. inspectors conducted interviews and held
    L                          discussicns with members of the licensee engineering and programming
                              staff.
                              The NRC inspectors determined.that QSPDS data were transmitted with a
                              parity' check and a packet checksum (an exclusive OR of all ASCII data
                              bytes). DAS data were transmitted to/from the ERFCS HOST through a
                              communications controller in packets using MODULO 16 checksum. No
                            -error detection was performed between the user interface color
                              monitors and' function boxes. The CRT screens were updated at a three
                              second rate, so errors could be detected with reasonable quickness.
                              Based on the'above, the NRC inspectors concluded that data
                              communications error detection methods appeared to be adequate.
                    1.2.3.3    Transmission Between ERFs
                              The NRC inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.g
                              of Supplement 1 to NUREG-0737 in regards to transmission of
                              information between ERFs.
                              The NRC inspectors reviewed the ERFCS System Description II-10,
                              Revision 2 and the undated ERFCS training instruction handout sheets.
                              Additionally,'the NRC inspectors interviewed and held discussions
                              with the licensee engineering programming staff. The inspectors also
                              examined the CR, DAS location, TSC, and EOF to make observations and
                              get hands-on experience.
                              The NRC inspectors determined that data trar.4 mission between ERFs was
                              under the control rf the ERFCS active HOST computer system located in
                              the TSC.    Two pairs of data links were available so that loss of one
                              link did not prevent data from being received by the active or hot.
                              standby HOST if switchover occurred because of a failure,
f
 
          _.
                                                                                                                                  -
                                                                                                                                            ,
              ,
                                                                                '  -
% ;( . z,;                                    <
                                                                                  ,
  .  ,                        ,    *l              'w : ,
                                                                    a
    c          ,,.                      .,
                                              - > .
                                                      ,
                                                                      ~
        ,77                                                                                      25
    *
          .l;              f :, -                      ll -
            ^
                                      s
                              >
                                                                      ~q              3.
                        ' '
                    - , ,                      E
4 ,g                            -
                                                                  .
                                                                        . _ . ..
      q. - 4%~
  SjN                            "
                                                    s              The inspector'^noted
                                                                                      s    that the CR had four hardwired serial links,to
                                                                ^the TSC for full duplex operation with two operator consoles, one
    M
      M                    _'
                                            -
                                                          -
                                                                cline printer,.and.one dot matrix alarm printer. The TSC had six
                                                                    hardwired serial-links'to five operator consoles.and-one line
M. ., , Y                                    _.o.
                                                                ' printer.
              _                                                ;In addition, the NRC inspectors noted.that'the EOF utilized three
[' W                                            '
                                                                    channels ~over a microwave link for two operator consoles and one TI
                                                                                                        ~
        6                                1'        '
                                                                    Omni-800 dot matrix printer, and that multiple operator consoles.in
        i'                                                ' ioachtERF location ~ enhanced' reliability and provided additional
                                                                                                            .
                                                                4 resource tools for personnel during emergency conditions.
    .s    s                                                    :: Additionally,: the two CR and four of the TSC operator consoles.
?8  '4"
                                                                    contained one megabyte of memory each to hold graphic backgrounds for
                    ,
                                                                    typical user response tiseiof 1 to 2 seconds.'
        W-                                                        Based on the above, the NRC inspectors-concluded that the methods for
    :g ;
        &                                                      ' transmission between ERFs appeared to be' adequate.
                s
                                        ~IJ2.4              "    Data Analysis
      h'.                              fl.2.4.11 ~ Reactor Technical' Support
    im                                                          .The:NRC inspectors reviewed TSC reactor technical support against the
          ,
                                                                    requirement of 10 CFR-50.47(b)(4), 10 CFR 50 Appendix E,
                      ,
                                                                    paragraph IV.E.8, and item 8.~2.1.h'of Supplement 1 of NVREG-0737. The
                                                                tinspectors' examined the TSC, reviewed FCS 01-ERFCS-1 "ERF Computer
                                      *
                                                                    System"L(an operators ~ manual for that system),-operated the TSC ERFCS
                                                                ; equipment for approximately 2 hours,-and observed the-walkthroughs
                          a                                  "
                                                                    reported.in Section11.3.2.2 of this report.            '
,                                                                  The NRC inspectors observed that the primary source of reactor plant
                                                                    data in the TSC was the ERFCS~which included the SPDS. Using that
      -
          s                                                        system, the operator-may call up top and'sub level SPDS displays and
                  '
                                                                    other-ERFCS non SPDS data which may be displayed as real time
                                                                    information or in graphic form, usually as time trended data, but in
                                                                    selected instances, with one variable as a function of another.
                            -
                                                                    Boundary _and design values were displayed to assist the operator in      l
                                                                ' detection of deviations or excesses. For selected' systems, system
                                                                ~s tatus diagrams were available and included position and operating
m                                                                  status of key valves, motors, and pumps.
[
                        *
                                                                !Although the system was just declared operational on April 30, 1986,
;
                                          '
                                                                -the TSC user staff appeared to be conversant with system operation.
                                                                  Based on the above, the NRC inspectors concluded that reactor
                                                                    technical support within the TSC appeared to be adequate.                ;
'
                                                                                                                                              ,
                                                                                                                                              i
                          4
                                                                                                                                              i
                                                                                                                                              1
                                    -
                                                                                                                                              l
            .                                                                                                                                1
 
                                                                '
%                        4 3                1'-
                                                                                      '
              . .              W
                                      "
                    .
        :
                                                                                                                                              26
                                '
                  a;
          4
                                        - 1. 2.'4. 2 TDos'e Assessment
                                                      ''
  ,
                                        ~
                                                                        The'NRClinspe-tors reviewed licensee's dose assessment' capability
W_                                            -
                                                                        against requitasents in-10 CFR 50.47(b)(9) and Appendix E,
                                                                        Paragraph'IV.E.2, Supplement 1 to NUREG-0737,- item 8.2.1.h,-and
              ,                                                        Regulatory Guide 1.97. .-The NRC inspectors also reviewed the
    '
                                                                        Fort Calhoun. Station meteorological system for acceptability as part
                                                                    .of;the. emergency response-facilities required by Section 50.47(b)(8)
                                  ~
                                          ,                        .and-Appendix E, paragraph IV.E.2 of.10 CFR 50 and Regulatory
                                                                    -Guide 1.97, Revision 2. Criteria for evaluation were based on
                                                                    ;
                                                                        specifications set forth in Section 2.4 and Table 2 of Regulatory
    e '
                                            .
                                                                        Guide 1.97,-Regulatory Guide 1.23, and ANSI /ANS 2.5-1984, "American
            '
                          '
                                                                  , National: Standard for Determining Meteorological Information at
                          4
                                                                        Nuclear Power Stations."
                                                              '
                                                                      LThe'NRC inspectors;i~nterviewed licensee staff responsible for
                                                                        development ofLthe dose assessment program and.its associated
                                                                    -training. ;In addition, the inspectors reviewed FCS Emergency Plan
                <
                                                                      . Implementing Procedures (EPIPs) and other references describing the
                                                                        licensee's dose assessment program,'such as: EOF-6 "Onsite/Offsite
                  "
                        -
                                                            ' .. Dose' Assessment,":Section I of the emergency plan, the Emergency
      '
        -                                                              Assessment'of Gaseous and Effluents (EAGLE) computer code
                                                                    .(August 1984), the-EAGLE Program User's Guide and EAGLE Program
                                                                        Technical Manual, both dated December 1984. The NRC inspectors
                                                                        checked equipment used to perform dose assessment-and had the
              ,                                                        licensee perform sample calculations using the EAGLE Program. In
                      -
                                    '
                                                                        conducting the meteorological portion of the review,'the inspectors
                                                                    .~ examined the' meteorological measurement site, examined the instrument
                                                                        installation, reviewed instrumentation maintenance and calibration
                              >                                    . records, interviewed an I&C technician responsible'for instrument
.
'
                                                                      maintenance and calibration, interviewed the data analyst who
                                                                    - processes-the meteorological data and maintains the meteorological
            '
                            .
            *
                                                                    ' data' base, and monitored the performance of the instrumentation
                                                                        during~several periods.
                                                                    'The NRC inspectors determined that.the licensee had a computer
                                                                    . program designated EAGLE and'a manual method for calculating doses.
                                                                        The manual method was the primary method used in the control room and
                                                                      was available as a backup method in the TSC and EOF. For several
                                                                      windspeeds, the manual method was based on graphs of dose rate versus
                                                                        gross counts per minute (cpm) readings on process monitors. These
                                                                        graphs were generated using the EAGLE program. Inputs into the
                                                                        manual method included information pertaining to: meterological
                                                                        data, stack flow rate, process monitor readings, and duration of
                                                                        release. 'Results of a sample problem calculated using the manual
, -
                                                                        method and the EAGLE Program were adequate.
                                                                        The NRC inspectors noted that the EAGLE program was written for the
                                                                        licensee by a consultant and the user could calculate doses using
          _.                                    _ _ _ _ . . _ .                _ _ _ _ _ . _ - _ _ -- _ , . _ _ _ . _ . _ - . . _ _ . _ ._.    __.
 
  ._.-_...
                                                                        -
                                                                              .      +                              ~                                                - .,                -        .- -.                  -- - -              _
                -
    .9F"                                  w $- 5
        :{.g q y                                            4%                                                                                                        . r
        C/ M.                _
    yi!J 4                      y                            -
                                                                                  '
                                                                                          (                            _(                  ,                                                                                                    '!
            +
                          . .-      c:I                        o ''
                                                                                                                                                              '27.
      ~                                                                                                                          .                            .
Qwm
m                  m-
                                3                    - -                            -
                                                                                                                                    .
g',                                  .
                                                                ,
                                                                      'x
                                                                          m.                                  ,
                                                                                                                                                    e
4  :                >?: : T ^:            .          u                    ,                    >.
                              i
              g-M                        7 P.                                        ..                                                        ,
            "'
                7                                                ;
                                                                        ?a either a straight.line Gaussian atmospheric dispersion model or a                                                                                                        4
        ;
                        -
                                                s                                  -segmented plume. atmospheric dispersion model. The program was run on
                                                                                  ;the' licensee's mainframe' IBM computer located in the corporate office
  &c      *
                  "f                                          *
                                                                                  Efrom a Tektronix 4105; terminal in the TSC. Major features of the
                                                                                  1model included. ground-level-or' elevated release, plume rise, building
                                            '
                u,                                          s
g# %g N 2'                                                                          wake effects, dry-deposition, radioactive decay during plume. transit,
                        &                  .
                                                                      W a default-radionuclide' mix, a tabular' option (e.g,, comparison of
                                      A                          p 7 dose. projections with field team readings), and-a graphics option
$1  V                .                              t
                                                                  >
                                                                                J(e.g/,: plume trajectory plots).
We_          '
                  +
                                              .
                                                      q
                                                            s
                                                                          ,
                                                                                :The NRC inspectors noted that during the TSC-walkthrough, the
4                                                                                ' licensee performed dose calculations every 15 minutes per                ~
7',c                                                                      , ' procedure EOF-6,Susing the straight-line Gaussian option. Interviews
;yE                    -~l-                                      +            .with: licensee s_taff revealed that the more sophisticated segmented
                                                                                  ' plume option'was never used during drills or exercises because-
        g                                                              '
                                                                                    results were.not.in agreement with models used by the state of
                                                                                                                                            ~
        S"                <
                                                                                    Nebraska. "The NRC inspectors noted that the segmented plume model
  1                                                                              'would'be more appropriate for continuing assessments in the TSC and
M. 5S                              >
                                                              ,                  .E0F. fThesinspectors also.noted-that the tabular and graphics option
                                                                                                    .
                  '
                                                                                  .of'the-EAGLE program were never used because requirements to perform                                      ~
                                                                                  ~ dose calculations every 15 minutes:(even..if conditions remained
j@T    y~ W ''
                          +
                                                                              , stable) did notiallow time enough to use these options.
p
V4                                                                                The' inspectors determined that there was no s'pecific procedure
    "
              w                    ,                                              dedicated to source term determination. .Such procedures were
                '
                                                                                    embodied in TSC-8, " Core Damage Assessment Procedure," and in E0F-6,
                                  *
y,                        ,# 7
                                          -                    -
                                                                                  :"Onsite/Offsite Dose Assessment.": The core" damage' assessment
h                            '
                                      :b,
                                                                                    procedure was' based on Combustion Engineering Owner.'s Group (CE0G)
                                                                                    Task"467- Report, '.' Comprehensive Procedure for Core Damage
  %*                                                ,              .              Assessment," and employed four basic methods: . hydrogen in
                                                                                                                                                                                                                                                    '
J"_                                                                                containment,: PASS, radiation in containment, and core exit    . '
                                                                                    thermocouples.
                  '
      *
                                      'a                                          NheNRC'inspectorsnotedthattheEAGLEprogramconsideredthree
                                                                                                                                                                        ~
              -                                  4        ,
                                                                                ' release points: ' Auxiliary Building stack (which included Auxiliary
    4                                                                              Building, ventilation exhaust, containment atmosphere purge exhaust,
                                                        ,                          containment hydrogen purge exhaust, waste gas released from Radwaste
  ,                        ,                                                    . Dispos'al System, and condenser off gas), Condenser / Main Steam, and
  "'                                    i                                        Containment Leakage. Gross source release rates were divided within
          -                                              -
                                                                                  itbe model into noble gases, iodines, and particulates.
                                      ot^
        j-                                                                        For. ventilation stack releases the following monitors were specified:
                                                '
;                                                                                  Noble Gas:                                                  RM-062 (if on scale)
  "                                    >
                                                                                                                                                RM-052 (if RM-062 out of service)
                                                                                                                                                RM-063 L,M,H (if RM-060 off scale high or out of
          -W                                                                                                                                      service)
.
          '
                    .            _
                                                                                    For airborne releases from the main steam line, RM-064 was used. For
," ' .
                                    '
                                                                                    assessment'of airborne releases from containment design leakage, the
                                                                                    highest reading area radiation monitor was used.
        s
              4
      ' .
        .                                                                    -          . . _ _ _ _ . _ . . . . . _ - . _ _ _ _ , - _ . - . _ .                  .,.m      ,, . . _ - . __    __,_.._.-.m__,-__,-__.,,.,_,.
                                                                                                                                                                                                  _                                . _ _ _ _ _ ,
 
  g ;x ,:w                                      ,
                                                        ''
                                                              ,                    ,,
                                                                                          =
                                                                                                                                a                              -
                                                                                                                                                                    .
                                                                                                                                                                      '
jyvi..s                                                a            -
                                                                                - -
                                                                                      '
                                                                                                                                    -
                                                                                                                                                                '
'
    Q                  '
                                                      y
                                                                                              *
@$                                                                          e
      M'                        -
                                        >
                                                ~
                                                                                                                                            128:
[' Q;                                              .                                                                                                      - ,
                                                                                                                      '
                                                                        . , .
    by                                  ',
                                                                            The:NRClinspectorsnoted'thatthe'monitordatareadings-incountsper
          3,f ~                                                          iminutes-(cpe) were entered into the EAGLE Program. Monitor readings
    he                                                ,
                                                                      *
                                                                          ,were obtained:on the ERFCS.                                          The EAGLE code then converted the. cpm
                                            -                              reading,to a' concentration in microcuries per cubic
          -
                >"
                    "
                                                                        :
                                                                            centimeter (pCi/cc) based on current calibration data. -A release
                                      .
                                                          '              irateLin Ci/sec'was_then determined based on stack flow rate. The
                                                                            nuclide six considered in the release'was predetermined for the EAGLE
                          ,            y                                  code and considered the following nuclides:
          -
                ''
                                                                                    : Kr- (83m,- 85m, 85, 87,' 88,2 89) .                                          '
                                                                              -
                                                                                    'Xe- (131m, 133m, 133, 135m, 135, 137,' 138)
    .a
                      -
                                                  .          >                      .I;-:(131,132;,133,-134,135)'
                    ,                                                              .Ce .144
                , '
                                    .-
                                                                                      Co .60-
                                                                                      Cs< 134, 137,              .
                  .                                                                .Mn- 54.-
            -
                                                                                    -Ru-1106
            4                                                                      ETe- 132-
                                          :
      .
                                                            .          4The:-inspectors'noted that the EAGLE program had the option to allow
      ,                                                                    input'of specific nuclide mixes based on an isotopic analysis of a
    .
                                      '
                                                                            stack grab sample or based on PASS (i.e. containment atmosphere)
                                                                  '
                                                                            results... Isotopic-dependent release rates from a set of several
          '
                                                                          ' simulated reactor ~ accident scenarios were stored as an established
                                                                            data file in the EAGLE-program. These scenarios were: Loss of
        _
                                            .'
                                                                            Coolant Accident,' Steam Generator Tube Rupture Accident, Contaminated
                                                '
                                                                          -Fuel Handling Accident, Spent Fuel Pool Handling Accident, Hain Steam
              JC.                                                          Line Rupture Accident, Control Element Assembly Ejection Accident,
                                                                        : and,-Gas Decay. Tank Rupture Accident. The'way the EAGLE program was                                        '
                                                                            currently set-up did not allow usage of these seven scenarios.
                                                                                                              _
  s'
                                                            '
                                                                        .The NRC inspectors noted that section 3(a) of Fort Calhoun                                                    *
                                              ,
                                                                            procedure EPIP-EOF-06-H directed the user in making dose assessments,
                                                                            to treat- all atmospheric releases as ground-level releases. This
                        '
                                                                          . precaution is consistent with NRC guidance for treatment of releases
  L                                                                        from stacks when the stack height is less than 2.5' times the height
                                                                        . of ' adjacent buildings. The EAGLE code treated releases from the
                                                                            ventilation stack as elevated, rather than ground level under low
                                                                            wind speed conditions. Therefore, the NRC inspectors concluded that
                                                                            the EAGLE code was inconsistent with EOF-06-H 3(a) and NRC guidance
                                                                        . with respect to determination of release heights.
                                                      '
                                                                            The NRC. inspectors determined that the atmospheric model computed
            '
                      ,
                                  <
                                                                            concentrations assuming that: (a) the diffusion in the vertical
                                                                          -direction was unlimited, or (b) diffusion in the vertical direction
                                                                            was limited and'the plume was uniformly mixed. The EAGLE code made a
                                                                            step change from one assumption to the other. The NRC inspectors
            ''
                m                                                          concluded that there would be an increase in dose estimates when this
                                                                            change occurred and consequently the dose just prior to the change
                                                                            would be underestimated.
                            f
              .                  .  '1
              .              - . . , . . - __                  -
                                                                        .. .              . . . _ . _ . - _ _ . . . _ . . _ - . _ _ _ _ _ _ . _ _ . _ _ _ _
 
  ..        .
                                              29
                The NRC inspectors noted several hardware problems with the EAGLE
                program primarily associated with printouts of information and
                information transfer to the states. For example, the licensee had no
                way to provide a screen printout just in the TSC or E0F without
                sending the information to the states of Nebraska and Iowa. In
                addition, there was no provision to print out tabular or graphic
                outputs.                                                                  ..
                The NRC inspectors reviewed the technical basis for the EAGLE program
                and concluded that the basic equations used to calculate whole-body,
              . thyroid inhalation doses, and the dose conversion factors used in the
                EAGLE program were adequate. The inspectors noted that the
                radiological dose calculations took into account the radioactive
                decay during plume transit but did not consider radioactive decay
                between the time of reactor shutdown and the time of release. The
                inspectors concluded that this was a conservative assumption but
                would over-estimate dose if the radioactive material remained bottled
                up in containment for some time prior to release. The EAGLE program          ]ll
                also failed to consider daughter ingrowth after reactor shutdown.
                The NRC inspectors also noted that the EAGLE program used a
                " structure shielding factor" which would result in a non-conservative
                result and would tend to underestimate radiation doses for
                individuals not sheltered.
              ' The NRC inspectors determined that the EAGLE system did not have the
                capability to calculate ingestion pathway doses. The licensee stated
                that the States performed these calculations, and that ingestion
                pathway data could be inputted into its code from routine operations.        :
                The NRC inspectors noted that a systematic verification of the EAGLE      a
                program had not been completed.      The licensee had compared hand
                calculations to EAGLE results for the straight-line gaussian options.            .
                Thyroid inhalation dose comparisons were acceptable; however, whole
                body dose comparisons differed by 20 percent. The inspectors noted
                that verification of the segmented plume model had not been
                initiated.                                                                    ..
                The NRC inspectors determined that the licensee had compared EAGLE
                program results (straight-line Gaussian model) with the models used
                by the state of Nebraska and Iowa. Dose comparison were generally                  :
                within a factor of 2-3 except for low wind speed scenario where the
                EAGLE program used an elevated release.
                The NRC inspectors noted that there were no records from which        '
                meteorological instrument system performance could be readily                        '-
                determined. Meteorological data submitted for assessment of the
                consequences of routine releases included data from offsite sources
                for periods when the onsite data are unavailable. The inspectors
                also noted that, while hourly average meteorological data were
-
                                                                                              m
:
    mmmmmm m
 
                      ' ,f
        ,          .
  '
          ~ '
                                                          30                                      .
        7
      '
                          - routinely' available in th'e control room, all other readily available
                                                                  ~
              s            . displays of meteorological data presented only instantaneous values
    ,
                .'
                          -which were of little value in dose assessments, or for making
      }                ,
                            protective' action recommendations.
#
            '
                          'The'NRC' inspectors' determined that in the dose assessment procedures
          -
                      '
                            there were no' warnings that the meteorological data displayed on
                          (dials in the control room and on computer weather displays were
                            instantaneous values, and as such were inadequate for use'in dose
  , '
                            assessment or for taking protective actions. Regulatory Guide 1.23
                            and ANSI /ANS-2.5-1984 indicate that meteorological data should be
                            averaged for periods of at least 15 minutes. Further, 15-minute
                            averages of meteorological data have been accepted as appropriate for
                            use in emergency response dose assessments.
                          -The inspectors noted that the operations' staff in the CR and the ERF
                                                                            -
                            computer were the only sources of meteorological information listed
                            in;the procedures, and that there were no provisions in place for
                            obtaining meteorological data from non-0 PPD sources or for selecting
                            default values in the event of failure of the Fort Calhoun
                            meteorological system.    Finally, the NRC inspectors noted that there
                  ,        was no mention of the availability of or procedures for obtaining
                            historical meteorological data or data trends.
                            The NRC inspectors concluded that EOF-06 dealt only with dose
                            assessment during a release and disregarded potential releases. As a
                            result, the EPIPs did not provide for dose assessment and prompt
                            protective actions when a release may be imminent but not yet in
                            progress.
                            Based on the above, the inspectors concluded that the following dose
                            assessment deficiencies were identified in the TSC:
                              -
                                  Meteorological data, appropriately averaged for use in dose
                                  assessment, were not available in the Control Room, TSC, or E0F.
                                  (285/8620-11)
                            *
                                  The dispersion model utilized by the licensee inconsistently
                                  treated releases from the Auxiliary Building stack as elevated
                                  .in some atmospheric conditions and ground-level in others.
                                  (285/8620-12)
                            *
                                  The licensee failed to use a sophisticated realistic model in
                                  dose assessment calculations (i.e. the segmented plume model)
                                  and made no use of tabular and graphi: options available through
                                  the EAGLE program. In addition, the EAGLE program verification
                                  was not completed.  (285/8620-13)
      ,
                            *
                                  Readily available records to evaluate historical data recovery
                                  performance of meteorological instrumentation were lacking.
                                  (285/8620-14)
f-                .
 
plp                            , 2r
                                                                  ~
                                                                                    >
  $'y M                                                                                                        ~
                                                                                                                                        -
,    x,                                      -
                                                            '
    g
                                  .
'
                      -
                                  l-
                                                                '              '
                                                                                                :31 -                                      l
                                                                          '
            l.                        ~
                                                                                                                                          ;
  .y                                                          .
                                                        -'
                                                              '          Procedures for dose' assessment failed to consider' scenarios
  <                c          , '                                  :where a release of radioactivity to the environment was imminent
@                                              '
                                                                        (285/8620-15).
        ,                    ,
                                  '@''                L*~            : Procedures lacked adequate guidance for obtaining meteorological
                                            '      '
                                '
          '
                    .f                                              idata in the event of a partial ^or: complete failure of the ERFCS
                  _
                                                                        or of the Fort Calhoun meteorological system. (285/8620-16)~
    .        ..      ~'
        _,                        1.224'3      .        Central Processor Capability
            ,
                                    i                    The'NRC' inspectors evaluated central processor capability against the'
                            ,
                                                  1        requirements:in item 8.2.l.h of Supplement 1 to NUREG-0737.
              -,
                                          '
                                                        'The NRC' inspectors reviewed the Hardware and Software Description
          <                            -
                                                          Manuals dated August 1985 and ERFCS System Description 11-10 Rev. 2,
                          *
                                ,                        conducted interviews, and held discussions with licensee engineering
      -
                                  e                        and computer programming staff.
                                                                      .
          4                                                The NRC' inspectors determined that each of the two central processor
                                                      . equivalents (the'ERFCS HOST M00 COMP Classic 7870 computer systems)
                                                      .had two megabytes of interleaved memory each. Additionally, the use
                                                          of common shadow memory (redundant data memory) assured no loss of
                                                      . current data when a single computer failed. Direct memory access to
                                          '.              .the OAS M00 COMP 7821 computers minimized central processor unit (CPU)
                                                          overhead. A 64 bit floating point unit enhanced throughput for
  ,
                                                  i 1 making calculations. The two DAS computers had one megabyte of
    '
                                                      Laemory each which comprised the intelligent frontends to the HOST
                                    -
                                                          computer. All computers used 16 bit data bases.
                                                          The NRC inspectors noted that approximately 60 percent of the plant
                                                        ' processor signals had been moved over to the ERFCS. A simulated test
                                                          during an emergency indicated that'the QSPDS requirements were
                                                      ;approximately a 50 percent load on the active CPU. Moving all of the
                                                      -plant process signals.over to the ERFCS was anticipated to increase
                                                      ~the CPU load to a 60 percent duty cycle.
                                                          The NRC inspectors determined that each HOST CPU had a 67 megabyte
                      3                                .and a.256 megabyte dual' ported disk for increased reliability by
                                                          parallel history file storage, that two 9-track 800/1600 bpi magnetic
                                                          tape transports provided the potential for future archiving on
                                                          industry standard magnetic tape, and that three line printers
                                                          provided hard copy output for program development and a local
          _.                                              teleprinter provided a log of system status.
    "
        <
                                                      ~
                                                          System software operated under MAX IV with FLIC, as the vendor
                                                          supplied application program which the licensee modified for system
                                                          enhancements.            MAXNET provided communications between the TSC HOST
                                                          and DAS computer systems.
 
                                                    ~
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  -        ,
                        %x            <
                                        'J '                              ,
                                                                                .
                                                                                                                          .
                  1            (  p ',                                '
                                                                            , ,
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                                '
                                            '
                                                                  .                J 32                                    j
      .
                                                                                                                            i
  j=
  .
                              ;                                    '
                                          ,      .The_ CPU operating system software operated with a combination of        i
              *-                                '
                          _
^
                                                      hardware and software multi-level priority interrupts. The software
                                                  Lpriorities were user programmable.
            -
                                                      Based on the above,.the"NRC. inspectors concluded that the central
                                                                                                -
              ,
                                                    ; processor analysis capability appeared to be adequate.
                  '
                                      :1.2.5          Data Storace
                    ,              -1.2.5.1      -Storaos capabilities
                                                      The NRC' inspectors evaluated data' storage capabilities against the
                                                      requirements of' item 8.2.1.h of Supplement 1 to NUREG-0737.
                            2                          ..  - .      ,
                                                                                        .
                                                                                                                            <
                                                      The NRC inspectors reviewed the OPPD ERFCS System Software Overview
      m    y                                        and ERFCS System Description II-10 Rev. 2, conducted interviews, and
      -
                                                      held discussions with members of the licensee engineering and
                                                    : programming staff.
        '
          .            .                            The NRC. inspectors determined that the historical data files on disk '
                                                      required approximately 20 megabytes of storage space, and that the
                                                  ' addition of transient data and general purpose data files increased
        '
    .
                                                                                                                            j
                                                      the storage requirements to approximately 60 megabytes.- This was    ;
                                                      compatible with the 67 and 256 megabyte disks ~available at each CPU
                            _
                                                      for. data storage.and' application-program requirements.
                                    .                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the data
                      ,                              storage capabilities appeared.to be adequate.
                                                                                                                            l
.                                      1. 2. 6 -  ' System Reliability and Validity                                        !
                                      1.2.6.1      Validation and Verification
                                                    The NRC inspectors evaluated verification of the models, system
      ,        1-                                  reliability and validity against the guidance of Section 1.5 of
                                                    NUREG-0696. . The NRC inspectors reviewed the results of the Site
'.                                    ,            Demonstration Test and the Operational Availability Demonstration
t'
                                                    Test.
                  ~
>
                                                    The NRC inspectors determined that minor problems had been discovered
F                                                    by the licensee and corrected prior to the conclusion of the hardware
                                                    and software site demonstration tests. Revisions to hardware
          '
;;
-
                                                    configuration documentation were lagging behind the "as is"
                                            '
                                                    configuration, although the required information was obtainable.
                                                    Standing Order 0-32A established procedures for maintaining software
*
-
*          '
                                                    documentation. The verification test was conducted with the vendor
                                                    acting as the demonstrator and the licensee acting as the witness.
.                                                    Based on the above, the inspectors concluded that verification of the
                                                    computer system models and validation appeared to be adequate.
l-
;
,
 
pg - g y -                                                                  -
  ee                          -
                                  ,
                                                      -
                                                                      -
                                                                                ,  .
                                                                                        m
  g'                                      ,-
M;-
p'
                .
                      f'',,
                          '
                                                      .
                                                                        . ,
                                                                                      .
                        ' '
r- .                                  '
        .
                                                                                s          33
m:                  '
                        .
m-            ,
      ,                              ..                          ..
                                                                          .      .
                                    11.2.6.21' .. Computer Based Systems
          '
71                                                      LThe'NRC-inspectors. evaluated the computer based system against the
p
                                ,
                      ,
                      *                                . guidance of-Section 1.5 of NUREG-0696, and the requirements of
U
                                                        '10 CFR-50.47b(8) and (9).
                *
  ,
        <
                                                        .The NRC:. inspectors held interviews and discussions with licensee
                                          ,
                                                          ~ Instrumentation and Control Group and Reactor and Technical Services
                                        _
                                                        : personnel. Additionally, the NRC inspectors reviewed procedure OPPD-1-907,
                                            :'
    /
            4
                                                        . Revision 9, " Operational Acceptance Demonstration (OAD) Test."
                            -
                                                          The NRC inspectors _ determined that an operational reliability test
                                                        :was conducted over a 6-month period (June through November 1984).
      ~1
                                                          The methodology for calculating the unavailability resulted in a
  '
      ^
                                                          99 percent to-100 percent availability. Independent calculations by
m ..
-
                                                  ,      the inspectors (which;did not subtract out hold time) resulted in a
f *, v                                                    98 percent to_99 percent availability.
        ,
' -
                                                        - The NRC inspectors noted.that formal maintenance logs on the ERFCS
                                    ^
                                                          have-not been kept since the conclusion of the OAD test, and
                                                          subsequently, system availability had not been calculated and
                                                          recorded.
                                    '
                                                          The inspectors noted'that the ERFCS received power through a UPS unit
                                              '
                                                    '
                                                          .with battery backup and should normal power be lost, the batteries
    ,-            -
                                                          would take over.until the backup diesel generator came on-line.
                                                          Based on the above,~the NRC inspectors concluded'that the following
                                                          deficiencies were identified in computer cased systems:
                              -*                          *
                                                                Formal maintenance logs on the ERFCS have not been kept since
                                                ;              the OAD test concluded in November 1984. (285/8620-17)
                                                          *
                                                                System unavailability calculations have not been made and
                                                                recorded since November 1984.      (285/8620-18)-
                                      1.2.6.3              Nanual Systems
                                                        LThe NRC inspectors reviewed the reliability of manual systems against
                                                          the guidance in NUREG-0814.      The inspectors examined the emergency
                                                          plan and EPIPs, examined the data forms stocked in the ERFs, observed
                                                          a walkthrough, conducted interviews, and held discussions with
                                                          licensee personnel.
                                                          The NRC inspectors determined that the data entering the TSC were      ,
                                                          recorded by a control room data collector on standardized forms and
                                                          transmitted via the control room communicator to the TSC where they
                                                          were recorded on the same standardized forms. These forms are
                                                          identical (FC-194) or nearly identical (FC-195) to the principal
                                                          status boards.      These forms, and other message traffic, were logged
                                                          by a clerical assistant.      Technical data were monitored by
                                                          technically qualified personnel (e.g., engineers) to identify
 
  ,  h,
v
                                              34
                discrepancies between variables at a given time and within variables
                over time. Data were retransmitted to the E0F using the same
                standardized forms on both ends of the link.
                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the reliability
                of manual systems appeared to be adequate.
        1.2.7  Onshift Dose Assessment
        1.2.7.1 Dose Assessment Proficiency
                The NRC inspectors reviewed dose assessment proficiency against the
                requirements in 10 CFR 50.47(b)(9).
                The NRC inspectors interviewed licensee staff in charge of developing
                and performing dose assessment and reviewed procedure EPIP-EOF-6,
  ,            "0nsite/Offsite Dose Assessment" to determine dose assessment
                proficiency.
                The NRC inspectors determined that the licensee had a computer
                program (EAGLE) and a backup manual method to compute doses (see
                Section 1.2.4.2).    The manual method was available in the control
                room, TSC, and EOF.    The EAGLE program could be run in the TSC and
                EOF.  The inspectors noted that through the use of each method, the
                staff was capable of calculating doses at the site boundary within
                15 minutes.    These doses would be used to determine EALs.
                The NRC inspectors noted that procedures OSC-3, " Notification of
                Unusual Event Actions"; OSC-4, " Alert Event Actions"; EPIP-0SC-5,
                " Site Area Emergency Actions"; 05C-6, " General Emergency Actions";
                and EOF-6 included dose assessment instructions for backshifts. The
                inspectors determined that the shift chemist or shift health
                physicist would be tasked to perform the initial dose assessment in
                the control room using the manual method described in
                procedure E0F-6. The inspectors noted that the manual method
                included dose rate graphs which were developed using the EAGLE
                system. Comparable dose projection results could be obtained with
                either method. The inspectors commented on these methods in
                Section 1.2.4.2.
                Based on the above, the inspectors concluded that the licensee's
                program in this area appeared to be adequate.
        1.2.7.2 Dose Assessment Technical Adequacy
                The NRC inspectors reviewed dose assessment technical adequacy
                against the requirements in 10 CFR 50.47(b)(9).
                The NRC inspectors interviewed licensee staff in charge of this area
                and reviewed procedures EOF-6 and OSC-1, " Emergency Classification."
 
  p                            m                        -
                                                                      - -
                                                                                _
                                                                                        _
                                                                                                          ,        ,
                                                                                                                    .
                                                                                                                                                                                                }
  ym
  y,n
  r -                ,
                                      - --
                                                .
                                                  .-
                                                        s
                                                                ,
                                                                                  .                            -
  ;
                          ,-
                        :!j                                            '                                                            '
                                                                                                                                                      35
  m                          ,
                                                  ,
                                                                            '
                                                                                          ,      ,
      !        s      :);
                ,
                                                          y                          The NRC inspectors determined that the shift chemist or shift health-                                      #
                  ,
                                                                          '
                                                                                      physicist ~would perform the initial dose assessment in the control
%,                  *
                                ,'                                                :reen'(see Section.1.2.7.1). :The licensee indicated that dose
            s
                                                                                    . assessment.would.be given a high priority during an emergency and
L ,' #
.
                                                          ,,
                                                                                      either tho' shift chemist or Health Physicist would be available.
              *                                                                    !The. inspectors.noted that both the EAGLE computer system and the
    "
        .                      .
                                                                                    Lmanual dose calculation method would provide doses at the site
                                                                                      boundary upon which EALs were based.
'
                                                                                                                ~
                                                                                    : Based'on the above,'the inspectors concluded that the licensee's
    N
              fd                                                                    1 program in;this area appeared-to be adequate.
  xr                                        . l.3- Functional Capabilities-'and Walkthroughs
                                              -
      37                                                                                                                                                                                        ,
        ' '
                                            - 1.3.1
                                              -
                                                                                    ;0perations                                                                                                  !
                      '
                            -
.                                                                                                                                                                                                ,
                    .                        - 1.3.1.1-                              Ornanization
          ,
                                                                                    :The' NRC inspectors' compared licensee organization and staffing                                          l
                                                                                    l requirements with the regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2)
                                  ~
                                                                                    fand NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.a.                            The NRC inspectors
'
                                                                                    . reviewed Sections H, B, and M of the Plan.
                                                                                                                        .
                                                                                                                                                                                                .
                                                                                      The' inspectors determined that the TSC staff interface with other
                                                                                      emergency response facilities was described on Figure B-2 and that
#
                                                                                                                                                                                                i
'
        E                                                                            Figure M-1 listed the emergency staffing requirements for all ERFs.
                                                                                      Emergency organizational elements listed in Section H.1.4 to the TSC                                      :
.
                                                                                      included the following titles: Site Director, Technical Support,
                                                                                    Manager,' Technical Support ~ Supervisor, I&C Support Coordinator,                                          t
                                                                                1 Engineering Mechanical Support Coordinator, Core Physics Supervisor,
                                                                              '
                                                                                    Thermal' Hydraulics Coordinator, Procedure Training Supervisor,
                                                                                      Security Admin _istrative Supervisor, Health Physics Chemistry                                            I
      -
                                                                                      Supervisor, and Radwaste Coordinator. Each functional group had a                                          "
                                                                                    primary and an alternate person assigned.
                                                                                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that the
              ,                                                                    organization for operations appeared to be adequate. See
:-                                                                                    Section 3.3.3.5 for further discussion.
p                                          . 1.3.1.2                                Stafflng
.
                                                                                    The NRC inspectors compared licensee staffing requirements with
                                                                                      regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                                                                    Supplement 1, item 8.2.1.a.
.
                                                                                    The NRC inspectors noted that the TSC was activated during the
t                                                                                    June 25, 1986, annual exercise. The licensee staffed the TSC with
;                                                                                    persons listed in Section H of the Plan.                            The TSC staffing
,-                                                                                  commitments were found to be adequate.
L
i
a
    -          e                ' m w      y-- =e- -w v ew ve .- e e e s-,            w w-r - -  #-w--~~~,--        _-e.w-e-.=,,w.=-w--w-e-~+=w-=_        __,-----==-+--e==,---------e-~-- ~-
 
m.v                          % ;st.
                                                                                                          -      --    --  - - - - -  --
                                                    wg
                                                                                      ,
q-: j;w                                                                            g          "
      ma                                    ,            ,o r
f ww -                                y; j , , pt                            .
                                                                                '
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                                      3}                Qy.
                                                                                          36
                                          ,
                                                  r
                                                                                                                                            l
:
;l %
      4                                              :        .
                                                                  -              -
                                                                                                                                            :
                                                              v        .
  ,
                        s              .
                                                      > g+                                                                                  ,
            S3 h f" '                                    . Based on the'above the'NRC inspectors concluded that staffing for
      ,                  ;  '
                                              ,g.          the!TSC appeared-to be adequate.'
N                    <
                                . fl.3.1.3 JActivation                              ,
                            ^-,
                                                '
                                                            The_NRC inspectors reviewed NUREG-0737, Supplement 1, item 8.4.1.i
                                                        f and Table 2 to ascertain the adequacy of licensee's activation and
                                            -
                                                            timely personnel' response-to the TSC.
                                                          lThe NRC11nspectors'noted 'that"the TSC was' activated during the                ;
                                                          . June 25, 1986, anrual exercise, and that emergency response personnel
e                                                          were called out unannounced and responded to the TSC at the alert
    .        :                                            emergency class.' The site director assumed command of the emergency
                      m'" .,
                                                          'within 1. hour and 9 minutes after the declaration of the alert.        The
    ,,
                                  '
                                                          : TSC had been fully. staffed prior to the Site Director assuming
        .E                                                  control.-
            _
            '
                  '                                  '
                                                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that the activation
                                                          .of the emergency organization in the TSC appeared to be adequate.
                                                                      ~
          F                        ,
                                      1.3.1.4      .
                                                            Communication Interfaces
                                                            The NRC inspectors reviewed TSC communication. interfaces against the
  i                                                        requirements of 10 CFR 50,' Appendix.E, paragraph IV.E.9. 10 CFR
                    '
                                                          ;50.47(b)(5), NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.g, and selected
        -
                                                          ' sections of section H of.the Plan.
#              '
                                                          'The NRC inspectors determined that the TSC had a private automatic
                                                            branch exchange (PABX) system located in Omaha that provided
                                                            telephone service from the TSC.to the OSC, EOF, and control room.
                                                            Additionally, the inspectors noted that the plant had a PABX system
    I,                                                      and'each emergency facility has at least one of the plant PABX
                                                            telephones. Both systems had back up battery supply and emergency
                                                            diosal power. In addition, the NRC inspectors noted that each
                                                            communication system could cross communicate or operate
                                                            independently, and that there existed a Conference Operations
                                                            Network (C0F) (green phone) dedicated system for communicating with
                                                            the control room, TSC,: EOF, and offsite State and county agencies.
        *
                                                            The NRC. inspectors determined that there were written procedures
                                                            (e.g. EPIP-OSC-15-1, EPIP-OSC-14-4, and EPIP-TSC-2) describing the
                                  '
                                                            use_of telephones and communication / notification checklists.
                                2
                                                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that communication
              ,
                                                            interfaces appeared'to be adequate.
                                      1.3.1.5 ~ Offsite Interfaces
          +
                ,
                                                            The NRC inspectors reviewed offsite interfaces against the
                                                            requirements in 10 CFR 50.47(b)(5), 10 CFR 50, Appendix E.IV.E.9 and
                                                            NUREG-0737, Supplement 1. In addition, the inspectors reviewed
 
  v
o  '
                                            37
              section F of the Plan and procedure TSC-2 which describes
              communications systems available for offsite interfaces from the TSC
              and E0F.
              The NRC inspectors determined that the TSC communicators could
              contact the NRC via the Emergency Network System (ENS) or commercial
              telephone, and that communications and interfaces with offsite
              agencies could be established by the dedicated C0P network
              terminettes (computer terminals) to Logan, Iowa; Des Moines, Iowa;
              and Lincoln, Nebraska. Additionally, material could be sent by the
              facsimile transmittal system to the E0F, Lincoln, Nebraska State E0C,
              Des Moines State E0C, and Logan, Iowa (Harrison County EOC).
              Further, the NRC inspectors noted that the Conference Health Physics
              Network was a dedicated system for the TSC; EOF; Logan, Iowa;
              Des Moines, Iowa; and Lincoln (State E0C); and to the Nebraska EOF
              room or communications mobile van.
              The NRC inspectors noted that the licensee used these communication
              systems to interface with offsite agencies in making protective
              action recommendations and other transmittals of information.
              Based on the above, the NRC inspectors concluded that offsite
              communication interfaces appeared to be adequate.
      1.3.1.6 Transfer of Responsibilities
              The NRC inspectors reviewed the transfer of responsibilities in their
              emergency response organization against the requirements of
              NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.a and reviewed procedures RR-18,
              OSC-14, and EOF 13.
              The NRC inspectors determined that the shift supervisor was
              automatically designated as the Site Director, and that upon arriving
              onsite, the plant manager or designated alternate was briefed by the
              shift supervisor according to procedure EOF-13 in order to transfer
              responsibilities for emergency direction. In addition, the NRC
              inspectors determined that key emergency personnel and emergency
              workers were informed of responsibility transfers by announcements
              over the plant address system. The site director notified offsite
              agencies of protective action recommendations via telephone and
              verbal announcements over the TSC address system, and the
              coordination of offsite monitoring was accomplished via status
              boards, radio, and telephone.
              Based on the above, the NRC inspectors concluded that the transfer of
              responsibilities appeared to be adequate.
 
Q u y C;:s                                              -
                                                                3.        .
g_v; W pf -                                  e
di >%~                                                              '
Nl'                                    ,
                                                    ,
                                                  ,
                        ,
      ,
        y *                              1. 3. 2 ~      1 Control Room Support-
#~                          '
                                    51.3.'2.1 I; Technical Support
    yy'                          + ~
              ,,                                          .The'NRC inspectors reviewed.TSC technical support against the
*              ,
                                                          ; requirements of item 8.2.1.a'of Supplement 1 to NUREG-0737.-
          =,                _
                                              1
      E'                                                ;The NRC inspectors held discussions'with the plant manager, operating
  y                      ,
                                                  s
                                                          ' personnel, HP supervisor, Land the technical assessment staff,
4                                                          . inspected the TSC, observed
            ' ~ ,' , _ ,            ,                      facility staffing requiremen.the    TSCprocedures
                                                                                            ts and  walkthrough, and ' inspected
                                                                                                              for status board    the
                                      y                    logging, data transfer, communications, and core damage assessment..
                                    '          '
            c -                                            Based on'the satisfactory results of.the above, the NRC inspectors
                                                                      -
            -
                                                          -concluded that.TSC technical support of.the control room appeared to
        .                                                  be adequate.
                                        1. 3. 2. 2 - Walkthrouchs
                                                            The NitC inspectors observed the TSC walkthroughs to determine whether
                                          '
                                                            TSC personnel appeared capable of performing their assigned-
    t,                                                    ' functions, and whether the facility and equipment were adequate.
                                                          -The NRC inspectors met with the utility representatives and developed
                  '
                                -
                                                          'a listing of functional requirements-by facility. The licensee
  '
                                                            developed various scenarios which would demonstrate those
    ,              .
                              '
                                                            capabilities during the walkthrough, provided controllers, and ran
                    J                                      the 2 hour walkthrough with the NRC. inspectors acting as observers.
                                                      '
                                                            The NRC inspectors suggested that since the OSC staff was integrated
                                                          .into the TSC spaces under the FCS organization, a combined TSC/OSC
                                                            walkthrough should be' held. The combined TSC/OSC scenario
                                                          ' demonstrated the following TSC/OSC functional capabilities: dose
                                          :                projections, PARS, notification, classification, habitability,and
                                                          ' technical support,'plus evacuation / accountability decision making and
                                                            retrieval of meteorological data from non-0 PPD sources. The NRC
                                                            inspectors determined that both the TSC and the EOF simulated the
          ,                          ,                    release and transmission of PARS without obtaining signed
                                                          . authorization from the site director or recovery manager. In the
                                                            case of the TSC, the PARS had not been reviewed by the site director.
                                                            The NRC inspectors. identified the following deficiency in the TSC
                                                            walkthrough:
                                                            *
*
                                                                  The licensee failed to obtain site director or recovery manager
                                                                  signature authorization prior to transmitting protective action
                                                                  recommendations as required by 10 CFR 50 Appendix E,
                                                                  paragraph IV.A.2.C and the guidance of NUREG-0654 II.B.4.    (This
                                                                  is a repeat item from earlier exercises and most recently
                                                                  identified in NRC Inspection Report 50-285/86-11. The
                                                                  deficiency applies to both the TSC and EOF). (285/8620-19)
                    i)
                    . e
 
                                                                                                                                  ;
                                                                      -
                                        -
        . . -
        t-
  g  -
                                                                        39
                2.0 Operational Support Cer.ter (OSC)
                2.1 Physical Facilities
    '
              ~ 2.1.1    Design
                2.1.1.1  Location
                          The NRC inspectors reviewed the location of the OSC against the
                          requirements in 10 CFR 50.47(b)(8) and NUREG-0737, Supplement 1,
                          item 8.3.1.b.
  t
                          The NRC inspectors determined that the OSC functions were performed
                          at two locations:        the Shift Supervisor's office near the control
                          room, which served as an OSC for the Operations Support Manager and
                          shift personnel, and the Technical Support Center Building, from
                        which the remainder of OSC functions were carried out. Additional
                          0SC support personnel could be dispatched from a nearby assembly
                        warehouse located outside the protected area but located on the
                          licensee's owner controlled area.
                          Based on the above, the NRC inspectors concluded that the location of
                          the OSC appeared to be adequate.
              2.1.1.2  Alternate OSC Location
                        The NRC inspectors noted that the licensee did not have a designated
                        alternate OSC, and the primary OSC functions were carried out in
                          facilities that had a protection factor of five, and charcoal and
                        high efficiency particulate filtering systems.
                        The inspectors determined that the OSC would be radiologically
                        monitored during an emergency for personnel habitability. Support
                        personnel assembled at the warehouse would be relocated to the North
                        Omaha station cafeteria approximately 17 miles sou% of the Ft.
                        Calhoun Station.
                        Based on the above, the NRC inspectors concluded that these OSC
                        provisions appeared to be adequate.
              2.1.1.3  Size, Layout, and Environment
                        The NRC inspectors reviewed the size, layout, and environment of the
                        OSC against the guidance in NUREG-0696.          The NRC inspectors examined
                        the conceptual design, the Emergency Plan, and EPIPs, observed a
                        walkthrough and inspected the facility.
                        The NRC inspectors determined that the OSC consisted of a series of
                        rooms that included the Shif t Supervisor's office (approximately 6
                        operators, 200 sq. feet), Room 114 (9 persons, 250 sq. feet),
i
l
                                      -    _ - - -  - - - , - _ , . .              _ . , _ - . - _ _. _ . - _ . _ - - . - - ,_ -
 
    p .
                                              40
  s
                Room 112 (11 persons, 200 square feet), Room 101 (2 persons, 100
                square feet), Room 116 (1 person 150 square feet), and an assembly
                area of 300 square feet for additional support personnel. The
                inspectors noted that the size and layout of the OSC areas were
                sufficient for their function as an assembly area for certain inplant
                personnel. The inspectors further noted that since emergency tasks,
                including pre-dispatch briefings, were conducted elsewhere, the
                normal office environmental conditions were sufficient. In addition,
                during emergency conditions, the Shift Superv'.or's office will be
                located within the CR envelope, while the remainder of the OSC is
                within the TSC protective envelope.
                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the size,
                layout, and environment of the OSC appeared to be adequate.
        2.1.1.4 Display Interface
                The NRC inspectors reviewed the OSC display interface against the
                requirements of 10 CFR 50.47(b)(11).
                The NRC inspectors examined the Emergency Plan and EPIPs and
                inspected the facility.
                The NRC inspectors determined that there were no status boards within
                the OSC but that plant and radiological conditions were made
                available to OSC teams when called to the TSC for briefings prior to
                dispatch for performance of diverse emergency tasks.
                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the OSC display
                interface appeared to be adequate.
        2.1.2  Radiological Equipment and Supplies
        2.1.2.1 Radiation Monitoring
                The NRC inspectors reviewed the OSC radiation monitoring
                instrumentation inventory, examined fixed and portable instruments
                and reviewed ten selected instrument calibration records to determine
                if radiological monitoring capabilities met the requirements of
                10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11), and Section IV.E.1 of
                Appendix E to Part 50.
                The NRC inspectors noted that the OSC was divided into two general
                areas.    One area was the shift supervisor's office in the control
                room and the other area was in the TSC.    The monitoring capabilities
                of the TSC area were reviewed in Section 1.1.2.1 of this report.
                This section will be limited to the control room part of the OSC.
                The NRC inspectors determined that an area radiation monitor was
                located just outside of the shift supervisor's office and an iodine
!
 
                                ._      _
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                      '
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                                            ,
                                      '
                              s
                                                        -41'
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                                              ;
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L
                  '
                          ~ air monitor was located in the control room area. These two monitors
                          ;would continuously measure radiation and airborne radioa:tivity
                            levels in the OSC and control room during the course of an accident.
                          ,In addition, the inspectors noted that one high-range portable dose
' *                        rate monitor, one high volume air sampler and a-sample counter would
                            be.provided for OSC/CR~ room habitability surveys and contamination
                            control. activities during an accident. In reviewing'the monitoring
                            responsibilities of the OSC, the NRC inspectors concluded that
,  .-                      radiological equipment appeared to be adequate to support OSC/ control
    '
  p
                            roce radiation protection activities.
                          :The NRC inspectors reviewed the surveillance test (ST-RM-3) records
y'                        for' operability checks and inventory of energency plan supplies and
                            equipment, which was conducted on a monthly basis, and ten selected
          -
                            calibration procedures and records for radiological instrumentation.
                            In addition, observations of calibration stickers and performance of
                            operability tests for emergency equipment by the NRC inspector
                            verified that equipment was calibrated and maintained as stated in
                    -
                            the Plan and procedures.
                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that radiation
                            monitoring in the OSC appeared to be adequate.
                '2.1.2.2    Personnel Dosimeters
                            The NRC inspectors reviewed the OSC/CR radiation dosimeter inventory
                            and examined selected self-reading dosimeter calibration stickers to
                            determine if the radiological monitoring capabilities met the
  ,                        requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),
  '
                            Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50, and item 8.3.1 f. of
                            Supplement 1 to NUREG-0737.
                            The NRC inspectors noted that 20 TLDs were provided to supplement the
                            licensee's preassigned dosimeters. The NRC inspector also noted that
                            20 (0-500 mrem), 20 (0-50 rem), and 5 (0-100 rem) self-reading
                            dosimeters were provided for the-0SC/CR staff. A log of self-reading  .
                            dosimeter issuance and personnel doses was maintained during accident
                            conditions. In reviewing the self-reading dosimeter inventory, the
                            NRC inspector noted that the number of dosimeters available in the
                            TSC were adequate for the emergency response staff. The NRC
                            inspectors suggested intermediate range self-reading dosimeters
                            (e.g., 0-5 rem) which could accumulate up to the design doses with
                            good accuracy of readout without needing recharging. (See
                            Section 1.1.2.2.)
                            The NRC inspector sampled the calibration stickers of self-reading
                            dosimeters, reviewed the surveillance checklist, and verified that
                            dosimeters were calibrated and maintained in accordance with the
                            emergency plan and EPIPs.
 
  sm y ,                      ,.
                                                                                                        --- --
                              *'*
  g; %,                                            ~
                                                        _
                                                                                                                      i
y
    b)E '
                            '
                                            ,                      42
    s-                                                                                  ,
    '        "
                ,                ! Based on the above, the NRC. inspectors concluded that personnel
                  e                dosimetry in'the'CR and OSC appeared to be adequate.
                "
      ,
          ,
                      2.1.2.3      Protective Supplies          .r
                                      .. .                      .    .
                                                                                .
            ~
                                    The NRC inspectors reviewed the OSC/CR dedicated radiological
      a ^
                                    protective supplies inventory and examined the contents of the OSC/CR
                                    storage cabinet to determine if the radiological control capabilities
J. .                                set the requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11), and
V'                                'Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50.
                    .w                                                                                                .
  ,
                <
                                    The NRC inspectors noted that the licensee had provided respiratory
A.                                  protective equipment, protective clothing, potassium iodide tablets,
    ,V                              and other protective and support supplies for the OSC and control
                                    roon..
  I
          1-                      The NRC inspectors also reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
        *                        . inventory of emergency plan supplies and equipment, which was
                                    conducted monthly, and verified that the protective supplies were
                                    maintained as stated in the Plan-and procedures.
                  '
                                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective
          1                        supplies appeared to be adequate for supporting radiological
                                    protection activities in the OSC and CR.
t' '
'
                                  LNon-Radiological Equipment and Supplies
                    _2.1.3
M                    2.1.3.1      Communications
  .
              '
                                    The NRC inspectors reviewed licensee's communication systems against
                                    the regulatory requirements in 10 CFR 50, Appendix E, Section IV.E.9
                                    and NUREG-0737, Supplement 1, item 8.3.1.c. In addition, the
                                    inspectors reviewed section H-3.2, " Communication Failures," of the
                                    emergency plan,                                                                  t
                                    The NRC inspectors determined that the OSC had an inplant
                                    intercommunication system for exchanging information among the TSC,
                                    OSC, and CR; local extension' telephones; and direct dial telephones              ,
                                    for offsite calls. The NRC inspectors noted that using these
                                    communication systems, OSC personne1'could communicate with inplant
                                    emergency teams. The NRC inspectors noted that the licensee had used
                                    all three communication systems during exercises and the systems
.
                                    appeared to have performed satisfactorily.
                                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that communication
                                    systems appeared to be adequate.
                      2.1.3.2      Support Supplies
                                  The NRC inspectors reviewed tho OSC non-radiological support supplies
                                    against the requirements in 10 CFR SU:47(b)(11) and 10 CFR 50,
                                  Appendix E. Section IV.E.1.
                                                                                              - , -        -  - - -
 
W ,l                                                                                                                    '      ;
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                                                                  <
                                                        ,
                                                                                          -
                                                                                                        -
                                                                  .                                          .
                                                                                                                                              '
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                                                                                        ~
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      e ,; ;;;                                      :-      ,
                                                                                                                  43.
      y'  :y; -::
                                                      . ,
                                                    .,,
                                                                    ,
                                                                                                  y
      ':                  Lw>~                _                                    _
                                                                                                  . .
                                                                                                                      .
                                                                                                                          .
                            u
                                                                                                                                      .
                '
                                            ,c                    '                                          _
  ,        ,
                                                                        The' NRC inspectors examined the Emergency Plan and EPIPs and
n,'m:                                                                  11nspected the: facility.
      ,y
                                                                                      -
    W                y                              /    <
                                                              "
                                                                        The'NRC inspectors determined that plant reference materials and
    '
                    9~                      ,                          other job performance aids were available within the OSC. Damage
          <                    '              '
                                                        -w              : control equipment was maintained in the Tool Room, with spare' parts.
n                                          _                            and equipment in the store room,
  em                                              ,.        ,              ,              ._
                                                                                                                ,
        s.
                                                                                                                            _
                                      M                              -Based on the above, the NRC inspectors concluded that OSC
y                                                                        non-radiological support supplies appeared to be adequate.
                            4 - I2.'2.FunctionalCapabilitiesandWalkthroughs
          c                              .2.2.1-                        Operations
          J
                  .                    "2.2.1.1                      lStaffino-              ,
                                                                                                    ;  .
                                                                                                          ,
  <
              '
                      1-                                      *
                                                                        The NRC inspectors reviewed licensee staffing against the
                                                                        requirements in 10 CFR 50, Appendix E, Sections IV.E.4 and 5, and
                                        '
                                                                      iNUREG-0737, Supplement 1, item 8.3.1.a. In addition, the inspectors
          .              ,;                      '                      reviewed sections H and M of the emergency plan.
                            '
                                                                      'The NRC inspectors determine'd that section H-3.4 contained a list of
    ,                                                                    personnel who,would report to the OSC in the event of an emergency.
_
                      -
                                                                        The NRC> inspectors noted that records of past drill exercise
                              '
                                                                        critiques . reflected that additional OSC personnel were needed, and
                                                                                ~
        '
              *
                                                                      .that corrective action'was taken. The NRC inspectors found that
  ,                                                                      operations, health physics, chemistry, and maintenance personnel were
              ' -
                                                                        available in the OSC, that they were responsible for performing
                                                                        in plant monitoring, first-aid, fire brigade, damage control,
      -
          '
                                                                      ' post-accident analysis, and search and rescue, and that each OSC
            -
                                                                        functional group had a supervisor who reported to the Site Director.
                        '
                  .
                                                '
                                                                  ' ; Based on the above, the NRC inspectors concluded that OSC staffing
                                                                      . appeared to be' adequate.
                                    .      2.2.1.2                      Activation
                                                                      : The NRC inspectors reviewed the licensee's activation scheme against
              u'
                                ,
                                                                        regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                                                        Supplement 1, item 8.3.1.a.
                                      '
                                                  '
                                                                        The NRC inspectors determined that licenste's procedure OSC-2
"
                                                                        provided written instructions for the activation of the OSC at an
                                  '
                                                                        emergency class of a Notification of Unusual Event. The inspectors
                            '
                                                                        noted that during the recent June 25, 1986, annual emergency
                                                                        exercise, the OSC was activated and became functional in
              -z
                        ~
                                                                        approximately 1 hour and 45 minutes, and that since the licensee does
                                                                        not have an alternate OSC, transfer of responsibilities to alternate
                                                                        OSC staff would not apply.
                    '
                                        --                                    - _ . _
 
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            -
          ,:
                            4
                              .
                                                        44
y,
i'
                          The following deficiency was identified in the activation scheme:
E~                        *
                                The licensee has not demonstrated that the OSC can be made
%                                _ operational within about I hour. (285/8620-20)
h              '2.2.1.3'  Onsite Interface
                          The NRC inspectors reviewed the onsite interface with regulatory
i~                        requirements in 10 CFR Appendix E.IV.E.9 and NUREG-0737,
                          Supplement 1, items 8.3.1.a and b, and reviewed section M of the
                          emergency plan.    The NRC inspector determined that OSC personnel were
  ,                      located in an area adjacent to the control room and reported to
                          supervisors co-located in the TSC, who in turn reported directly to
                          the emergency director.
                          Based on the above, the NRC inspectors concluded that the onsite
  ,
                          interface appeared to be adequate.
                2.2.2    OSC Functions
  '
                2.2.2.1  Coordination, Assianment, Proficiency, and Walkthroughs
                          The NRC' inspectors reviewed coordination, assignment, proficiency,
                          and walkthroughs against the requirements of Supplement 1 of
                          NUREG-0737, items 8.3.1.b and c.
    ,,                  The NRC inspectors reviewed a list of deficiencies from the last
                          exercise report and noted that the OSC provided adequate support
                          during the simulated emergency.
                          The inspectors attended a combined walkthrough of the TSC and OSC.
                          Results were reported in Section 1.3.2.2. Based on the above, the
                          NRC inspectors concluded that provisions in this area were adequate.
                3.0 Emergency Operations Facility (EOF)
                3.1 Physical Facilities
                3.1.1    Desian
                3.1.1.1  Size
                          The NRC inspectors reviewed the EOF size against the requirements of
                          10 CFR 50.47(b)(8) and Supplement 1 to NUREG 0737, items 8.4.1.c and
                          k.
                          The inspectors examined the conceptual design, the emergency plan,
                          and EPIPs, and inspected the facility.
                          The NRC inspectors determined that the EOF was approximately 6000 sq.
                          feet in size, and that it included space for the licensee emergency
        -
 
              ,                                          .
                                                                        _                  _ _  _-. -      - - - . - . - - - - - - -  --- - - --
          y :, ,                                      f, , '                        '
          x                %                  w.-              .                              -
%C[ ,
                                    *                              ~
                                                            '
                                                                                                                          2                        1
                                                      .,                  , ,
                                                    ^
6p                        . 7                                    .        y-          ,
                                                                                                                                                      ;
          ($[7                                                                                          4
                                                                                                        f5                                            }
M A ;; 1 3                                                            -            '
                                                                                                -
                                                                                                                                      '
                                                                                                                                                      !
                                                                                              ;
                                                  *
- g' f ,                                                .
                                                                          '
                                                                                .
                                                                response.. staff;. federal.: state,.and local personnel; a' press briefing
            -
                                                                                                                                                      ;
      "'
                            . .
                            ;"
                                                                room; records; storage; sanitary facilities; and building support                    :
                                                                                                                                                      '
                                              ,
                                                            3(HVAC and electrical). .The1 inspectors noted that procedure EOF-1-3
                    J ''                ,
                                                        e listed 45 persons assigned to the EOF, which yielded over,100 sq. feet                    >
y'gg 3'                      -*                        ,        per person at full: assigned occupancy. Workstations provided ample
                                                            : floor space'and horizontal workspace to support the tasks performed by
                  '
                              ^
            ~'*                                  '
                                                                each individual in the E0F. .-In addition, .the inspectors noted that:            -
                *
                                                                each piece of operational _ equipment (CRTs, PCs, printers) was readily
                                        -
                                                  ,          . accessible for corrective or protective maintenance or replacement.
                                                              .
  -[          :3 $              "
                    l>              _.                      : Based on' the above, the NRC inspectors concluded that the size of the
                m3g                                        .. EOF: site. appeared to be adequate.
s"                  ,
                                      1,        -
              '
                          .
                                      -3.1;1.'2              . Layout-
                          -
                                                                                      f'
                                                '
                                        i ''                    The'NRClinspectors reviewed the EOF layout against 10 CFR.-
                                                                50.47(b)(8) and Supplement 1_to NUREG-0737, item 3.4.1.k.
'/
'
                                .c                          'The.NRC inspectors examined the conceptual design of the EOF, the
                                                      ~    . emergency plan, and EPIPs, inspected the facility, and determined that
  _
      '
                              <                                  the layout of the EOF provided a single room to be the focal location
                                                          * ;for emergency' response activities.
                                      '
1-  '
                                e                          ' The-NRC: inspectors determined that the EOF had' separate areas for
                  *
                                                            / emergency. assessment and radiological' assessment that.were separated
f7    ''
                                                                from each other by the control center in such a manner that it
                                                                provided physical and acoustic separation without significantly,
  , " .
                                                            ~ impeding visua1 Lor physical access. Other teams were located in.
                                                                separate rooms across'a corridor that~1 oops around the core formed by
      *
                                                                Rooms 7 and 13.            The location of doors in the EOF. focal location
                                            ,
                                                                (Room 13) allowed personnel to move 'about freely without disrupting
                                                                activities in unrelated work areas.- Distances among individuals were-
        ,
          '
                                          ,
                                                                close enough to allow for adequate interaction.
                                                                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the EOF layout
                .,
                                                                appeared to be adequate.
                                      ~ 3.1.1.3                  Location
                                                                The NRC inspectors reviewed the EOF location against 10 CFR
                        '
                                ,
                                                            ,50.47(b)(8) and Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.4.1.b and Table 1.
                      '
                                                                The inspectors examined the conceptual design, the emergency plan, and
                                                                EPIPs, and inspected the facility.
                                                                The NRC inspectors determined that the EOF was located 17 miles from
                                                                the Ft. Calhoun Station, at the North Omaha Station, and noted that
l
        '
                                                                provisions had been made for housing representatives from offsite
                                                                agencies (federal, State, and local) during emergencies.
                                                                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the location of
                                                                  the EOF appeared to be adequate.
          !
w..
 
            '
                  s
  ps
        "
.
                                                    46
        4
y
    "
              3.1.1.4  Structure
    ;.                The NRC inspectors reviewed the EOF structure against Supplement 1 to
                      NUREG-0737, items 8.4.1.b and d, and Table 1, examined the conceptual
                      design, the emergency plan, and EPIPs, and inspected the facility.
lL                    The NRC inspectors determined that the EOF was designed to meet the
    r    .
                      requirements of the Omaha Municipal Building Code, which provided for
[                      the adoption of the National Building Code-1976 Edition. This means
                      the building was designed to meet winds and floods with 100 year
{[ ,          ,
                      frequency of recurrence.
4
'f                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that the structure
                      of the EOF appeared to be adequate.
              3.1.1.5  Habitability / Environment
                      The NRC inspectors reviewed E0F habitability against requirements in
                      10 CFR 50 and item 8.4.1.b of Supplement 1 to NUREG 0737.
  '
                      Since the EOF is 17 miles from-the plant site, radiation protection
                      habitability features were not required or provided.
                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that habitability
                      provisions for the E0F appeared to be adequate.
  i
              3.1.1.6  Display Interface
                      The NRC inspectors reviewed the EOF display interface against the
                      guidance in NUREG-0696.
                      .The inspectors reviewed the emergency plan and EPIPs, examined the
                      system description, operating instructions, and training guide for the
                      ERFCS/SPDS, toured the facility, and operated the CRTs.
                      The NRC inspectors determined that Room 13'in the E0F contained
                      preformatted status boards for plant and radiological data, four
                      large EPZ maps, and an emergency classification matrix. The
                      inspectors noted three unformatted display areas (i.e. a marker
  '
  ,                    board, chalk board, and flip chart), a microfilm reader / printer, EPZ
                      maps, protective action sector charts, and emergency response status
                      charts. The inspectors also noted that display boards in the EOF
                      were readily visible, adequate in number, understandable to those
                      personnel who needed to monitor the information, and could be updated
                      in a timely manner.
                      The NRC inspectors determined that the E0F contained two terminals
                      for the ERFCS/SPDS computer system, which provided a wide range of
  t
 
    g&
  , We                                          , '%
                                                      gy ~
                                                                              ;                          -
                                                                                                                        -
                                                                                                                                  '
                                                                                                                                            '                        *. '
                            . ..
                                          '
                                                                          ..
                                                                                                                                                      n.'        -
                                                                                                                                                                              , - ,
                                                                                                                                                                                                        - *
                                                                  q.n                                                                                                            o
                                                                                                                                                                                              ,
                                                                                                                          '
  1 pn.9?                                                                                      -
                                                                                                              ,
                                                                                                                                . ', .      '
                                                                                                                                                        '
                                                                                                                                                                . .
                                                                                                                                                                          "
                                                                                                                                                                                          -
                                                                                                                                                                                              '
                                                                                                                                                                                                      s
  j        .j''in              -
                                              _
                                                                  -,
                                                                                                                                                '
                                                                                                                                                    ,
                                                                                                                                                                                                    ,
      ai4                            2.g'                    r                                z                                                      s
                                                                                                                                                                    -
                                                                                                                                                                      's
      G fi' ', [ ~
                                                                                                                                                                      .
                                            ,                                                7          , . . , .                      0                                                      >
                                                                                                                                                                                            ^
                        Jr                              ,                                                f        ,
                                                                                                                                                            ._
                                                                                                                                                                                    ~
                                                                                                          V
  f.W
  4, *- h hi:                                            "!                                                      >
                                                                                                                      '
                                                                                                                                              -
                                                                                                                                                      ' "l " ' -
                                                                                                                                                          -
                                                                                                                                                                                .
    w%ww3                                        <
                                                                    . . + ~
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                                          : ?              '
                                                                    .
                                                                                  __[      ,
                                                                                                  . . _ . _ _                . _
                                                                            plant,sradiological and meteorological variables accessible to EOF
                                                                                                                                                      .;            f      y.
  %b , i                                                        - v ; personnel. :Referfto;Section 1.1.1.6 of this; report for further
  MW                                                  --
                                                                        ^ discussion.                                                                (
      M4                                              1        .
                                                                      ,
                                                                                                      ._          ?"
    %.'                                  .
                                              ,
                                                                        7  Based--on'the'above,8the NRC_ inspectors concluded that the EOF display
                                                                          ? interface ~ appeared to be' acceptable.
i A ,1.1                                          f-
      .&y                                ,
                                                    -
                                                                                -
                                                                                                  - m
                                                                        J Radiologicil                Eau'ipment and Supplies
    % [ '13.1;2
[ hh[
  ,      ,w=            N 'I3.1[2'.1    .
                                                                            Ra'iationMonItorina
                                                                                  d                                                                                                  ,
      ,
                4                  >
                                            *
                                                                                      ~
                                                                                                                                                                -
    ,          h                                                          ;The NRC: inspectors determined that a high-range dose rate survey
  JE7                                                                        . instrument, a portable air sampler, and a sample counting kit were -                                                        t
  #j %                        ' >
                                          .+
                                                        -                ; maintained in the EOFfforfradiation monitoring contingencies.
                                                                                                                                                                                                            '
                                                                                          .
                                                                                                                                                  e
                                  L                                      :The'NRC inspector also reviewed the surveillance-test.(ST-RM-3) for
            ;9(m  "
                        '
                                          s
                                                ,
                                                                              inventory lof emergency plan equipment, which was being conducted
                          ,                                              Leonthly,:and verified that the protective' equipment was maintained as
p, ?                                                        _ ,.          stated in the Plan and~ procedures,
      a + n;.=                                                                                                                      .
                                                                                                                                                              ,
          '
              7M                                                        : Based on.the above,~the NRC inspectors concluded that radiation
                ,
                                                                            monitoring in the EOF appeared to be adequate.
                                                                                                                                                  p                        .
                                      - 3.1.'2.2                            Personnel Dosimeters                                                                                      ~
                    '
                                                                            The NRC inspectors ~ determined that 12 TLDs and 12'(0-500 mrem) and 12
                                                                          L(0-50 rea),self-reading dosimeters were maintained in the EOF for                                                                ,
                                                                            radiation monitoring contingencies.                                                                                            t
          ,a                                                                            .                                                                                                        .        +
            i '
                              -
                                                                        tThe NRC1 inspectors also. reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
                                                                              inventory.of emergency' plan equipment, which was conducted monthly,
                                                                            and verified that the personnel monitoring equipment was maintained as
                                                                            stated in tha' Plan and procedures.
        .
      -
                    .
                                                                          - Based on.the'above, the NRC inspectors concluded that personnel                                                                !
                                                                          . dosimetry in the' EOF appeared to be adequate.
                                          3.1.2.3                          ProtectiveSboplies                                                                                                            .
6            '
                                                      <                    The NRC inspectors determined that respiratory protection equipment,
                                                                            protective clothing, potassium iodide tablets, and other protective
                                                                            and support supplies were being maintained in thec .0F for radiation
}                ,
                                ;                                          control contingencies..
                                                                            The NRC inspectors also reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
,
'
              ,                                                              inventory of emergency plan supplies, which was conducted monthly, and
                      ,
                                                                          . verified that the protective supplies were maintained as stated in the
                                                                              Plan and procedures.
                      '
p
h.                          ^
                                                                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective
i
                                                                              supplies in the EOF appeared to~be adequate.
                        n.        .
,
I;
                                s
                ?        -*          e**-                ~~+v-v-              - , - * - = ~ .                              +-w--<,*,,e+-w--------,vwew-------
 
                      s m ,; c                    ,
  y 7,1                              . , ,x                      ,
                                        *
                  .
  A                                        *
                                                  1      .
                  a                                    ,
                                                                                                                        4g ,
y * ,g ,
                            .<-
                                                          .
                                                3.1. 3'              Non-Radiological Equipment and Supplies
  yk                                        l3;1.3.1: Communications-
                                            ~ '                              ~
  '
              .            .                                    :The_NRC: inspectors reviewed licensee ~ EOF communication links with
          .                                                        emergency _ response facilities and offsite agencies against the
                      (
    '
                                                                    1 regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(5), 10 CFR 50 Appendix E,
                              '
                                                                    Section IV.E.9, and NUREG-0737, Supplement 1,' item 8.4.1.f. In
                                                                  -addition, the inspectors reviewed EOF communication section H-2.2.1
  4            x                                                    of the emergency plan.                                                                                                .
                                      '
                                                                                                                                                                                          l
                                                                                                                                                                                          '
    i                                                                The NRC inspectors determined that the EOF communication system
    a
      '
                                                                    consisted of_a' dial telephone' system pfovided by#a telephone system
                                                                      located in Omaha, Nebraska. 'This.sy' stem provided an intracompany
                                                                                                                        .
  't                                                                telephone system with access to the public telephone network. Three
                        *
                            a                        -            -lines from the Ft. Calhoun dial-telephone system'(PABX) in the EOF
                          ,'                                      -allowed uninterrupted private communications with all Ft. Calhoun
          _ _;
                                e    - ,
                                                                    : station service areas. The.NRC~ inspectors noted that dedicated 3
                                                                  : telephone: lines were.available from the EOF to the Nebraska' State EOF,
                    ~
  .p                                '
                                                                    -Washington County. Emergency Operations' Center (E0C), Iowa State EOC,
      b c                                                          LPottawattamie County EOC, and Harrison County EOC, and that
          -
                                                                    radiocommunication means were in-place using Ft. Calhoun's ultra high
                                                                ifrequency-radio repeaters. The NRC inspectors determined that the
          -C  ^
                                                                    -radio. system could be used in conjunction-with portable radios to
    -
                                                                  ; communicate with-offsite radiological. monitoring teams. Additional
    ~
                                  . '
                                                                  ? radio equipment was available in-the E0F for the Nebraska State Civil
                                                                    Defense emergency response team.
    *
                                                                                ~
                              <
                                                -
                                                                  iThe NRC inspectors noted that an~ emergency notification system (ENS)                                                i
                                                                                                                                                                                          '
          C                                                          dedicated'line was available-for.NRC and licensee emergency response
  b.                                                                communicators.                Additionally, a commercial-line was available for the                                ;
          -
                                                                    NRC and licensee to exchange radiologi al data and information. Two
            .'"'                                              < - facsimile' machines were installed in the EOF to transmit information
                                                                    to. compatible offsite agencies receiving equipment; e.g., the NRC,
    ,
                      -
                                '
                                  ,                                ~the states of. Iowa and Nebraska, and Logan, Iowa, in Harrison County.
        -
                    -                                                The inspectors found that the Media Release Center located at the
        s
                    ,
                                                -
                                                                ' Omaha / Douglas County Civic Center could communicate with the EOF via
  %                                                                'a-dedicated telephone line located in the. EOF media response area,
                                                                  'and that a dose assessment computer terminal available in the EOF
  ( ,7
  l                                ,                                would allow transmitting meteorological, radiological, and dose
          -
                                                                    -assessment data to the TSC, state EOCs, and Iowa's forward operation
      ]                                                          ,1ocation.
                          '
                <
                                                                    The NRC! inspectors noted that the licensee had used drill and
    .
                                                _"
                                                                    ' exercise critiques to identify communication deficiencies and had
                                                                    taken corrective action. The results of previous drill and exercise
  Y'                    '
                                                                  . deficiencies had resulted in telephones being added, system changes,
                                                                    or telephones being relocated.
            '
                                                            ,
,
                                                    .
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              -3                                g
                              w    ~    vy, ,
                                                                        --ee.e-ere w . - - p ,,,m.-    ---g-%-1.- .>w..  9 ----. -w- r- ,,. - - .~ -- - e. m,-- y- -9,4---my-, - .. -- -
 
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                                >                                ~
                                                                                                >
                                                                                                                ''
                                                                                                                                                o  -
                                                                                                                                                            ..y  p.
                                                                                                                                                                            ,
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    L                                ,                          \,                          .,            -
                                                                                                                                                                  q
          :-                    ., ,                                F        ,q.
                                                                                ,
                                                                                                      ~
                                                                        '
  M gJ '                                                      .                  ,
                                                                                                                                                                                    '
  %                                                                            ;w                                          -
                                                                                                                                                                    v
  $$%                      Js                                                                                                                            ,49.
  $ di.% yk d,(
                                                                                        .                                                -
                                                                                                                                                                      '            "
                                                '
    ' % ..                      . _ _ .                    c2
                                                  ~
                ;
  d. G
      fN:..v%
                                                                                ,~                    .          ..
                                                                                                                            .
                                                                                                                                                                  .    .
                                                                                                                                                                          ,
                                N.                                                ,, Finally,''the inspectors determined that communications equipment in
      d%4 .                                        -g:                                    the EOF had backup battery, power or an-alternate power source in the
  g-                    . g
                                                    %  -
                                                                                        . event of a loss;of power to,the-EOF.
                                                                                                                                                      .,
                                                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                      -
                                                                      '
                                                                                                                                  _ .
f J, y                                                                                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that communications
  W
                                                    ,
                            Mac                          ;: ,                              systems 11n'the EOF. appeared to be adequate.                                    ,,
  =.                        yll                  pp.M .                                                                      '
                                                                                                                                                        '
  f)( % ' z3.L 3.2 [ Recons /Orawings -
                            '                            -
                                                                            -
    , ,,              .
                                                                      .
                                                                                                          .
        .
                                          ~
                                              .                                        1R efer to'Section 1.1.3.2 of this report.'
  , . .              c
  f$i                              ~ ,13.1I3.3 Support Supplies                      #
krL j?t
                            , .N vic The NRCcinspectors1 reviewed support supplies maintained in the E0F
                                                                                                    -      :. . ., -
7'F                                            "'
                                                                                        Lagainst'the inventory listing provided within the Surveillance test
                                                                    '
                                                                                      LST-RM-3,7" Emergency Plan. Radiation Instruments and Equipment."
g                                      '                                                                                                .
    l'          '
                            ,4                                                        -The(inspectorsdet'erminedthatthe.inventoryincludedplantand. area
    w                  ,
                              >
                                      #                              ,
                                                                                      . maps, calculators, pens, pencils, grease pencils, paper, flashlights,
  _ ' ' q 2,                              ~                                                flashlight batteries,-and masking tupe. The Surveillance Test was
                                                                                                                        -
            N'. O
                                                                                  ~
  B                                                                                        required to be performed monthly. The NRC inspectors reviewed the
                                                                                          previous 6 months of. tests and determined that the system was adequate
  Y,-                                                      -
                                                                                      sto maintain the" EOF inventory.
Fg                  n.                                                                    . .                .
                                                                                                                                                          ,
                        h                                                            ,The NRC. inspectors reviewed'other EOF supplies and noted that
%bj$
  fy.3                        z>
                                                            *
                                                                  .
                                                                            '
                                                                                      .isopleths were:readily available for use, as'were means for data
    -
          ?m                                      4,                                  . trending, computer.-paper,'and a library of reference material which
  o'                                                  "
                                                                        #_ ,
                                                                                            included the~RERP and EPIP-(5 sets), the USAR, state of Nebraska
      h                                                                              sEmergency Plan, Estate of Iowa Emergency Plan, Pottawattamie, Harrison,
                                    .                              g .and Washington County' Emergency Plans, FEMA Region VII Emergency
  ''
                                                                    W ! Response Plan,-a complete set of operating manuals, P&ID books,
        ?? J 3
            ,.
                    ;
                          '
                                ,.
                                '
                                                                                        Technical Specifications, and the INPO Emergency Resources Manual,
                                                                                                                                            '
          .          ,                  ,                    .                      21984.                                          .
  3              . /                                        y ,
  4                ,
                                                                        N ~'"                                    i
                                                                                      -sasedontheIbove,ftheinspectorsconcludedthtEOFsupport
^;                                              JP                                    l supplies'hppyaredtobeadeque%.
  .'          ~'
                                  '
                                            ,.
                                          " 3.27,,_Information Nadagement~
                                                                                                                  :%
  'O:*7                                  M                            y.                          .          . R
                                        - 13.2.1                                        Variables-Provided.                                      ..
                                                                                                                                                      '
h,                              .&;'n                                                                                                          ~'
                                                                                                                                                      S.
iMN
y
                .'      G          3.        2.1.11                          Regulatory                            Guide'1.97,              Revision        2, Variables
d .'                                                                      -        JThe NRC inspectors conducted interviews, held discussions with
  b                ,..                                                                    licensee personnel, conducted E0F walkthroughs, including several
i
'
            it W                                                                        computer terminal demonstrations and pertinent documentation-
                                                                                        specifically, OPPD letter dated April 2,1985, " Fort Calhoun Station
                                                                  '
h.;7 , '                                      M//                                    ' Compliance with Regulatory Guide 1.97, Revision 2," and NRC letter
                                                                                        dated June-18, 1986,."Conformance [of OPPD] to Regulatory Guide 1.97,
l;                          4                        3    .k
L
1
                                                  s
                                                                                                                      m
                                                                                          '
                                                                                                                                  ~
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                              ~
                                                                                                                                      ,
                      .
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            ' . . ,
                                      -                        -
                                                                                                                              i?
                        ;
                                                                                                          3*
 
[F ,.,
.
                  .
    '
j'T'                                                                                                  ,
  *
                                                                                                      1
                                                              50
                                Revision 2." Based on the above, the NRC inspectors concluded that
                                unresolved items ~ identified in Section 1.2.1.1 would also apply to
                                -this section.
                    3.2.1.2    Other Veriables
                ,
                                Refer to Section 1.2.1.2 of this report.
                    3<2.1.3'    Relationship to Functional Needs
                                Refer to Section 1.2.1.3 of this report.
                    3.2.2      Data Acquisition
                    :3.2.2.1    Data # Collection Methods
            .                    Refer to Section 1.2.2.1 of this report.
                    3.2.2.2    Time Resolution
                                The NRC inspectors evaluated time resolution of sensor data available
                              'to the ERFCS, against the requirements in item 8.4.1.g of Supplement 1
                                to NUREG-0737.    The NRC inspectors reviewed the OPPD ERFCS System
                                Software Overview, conducted interviews and held discussions with a
                                system program analyst, and received a hands-on demonstration of
                              ' system capabilities in the EOF.
  ,                              Refer to Section 1.2.2.2 of this report for further details.
                    3.2.2.3    Isolation
                                Refer to Section 1.2.2.3 of this report.
                                                                              4
  E                  3. 2. 3 -  Data Communications
                    3.2.3.1    Capacity
              -
                                Refer to Section 1.2.3.1 of this report.
                    3.2.3.2    Error Detection
      s
b      +s                      Refer to Section~1.2.3.2 of this report.
                    3.2.3.3    Transmission Between ERFs
                              . Refer to Section 1.2.3.3 of this report.
                    3.2.4      Data Analysis
  -
 
p ---
                    _
                            ,-._
                            ,
                                      __      __
44;,;              . .                                                                      ,
            a                .
y-
                                  ~
                                          <
                                                                        51
                  *
l;
                                        '
                                                  ~
                        ,
                            3.2.4.1,      Reactor Technical Support
                                          Refer to Section 1.2._4.1 of this report.
L                          -3.2.'4.2    . Dose Assessment
-
                                          Refer to Section 1.2.4.2 of this report.
  '
                -
                            3.2.4.3        Central Processor Capability
-
                                          Refer to Section 1.2.4.3 of this report.
l            _                  .
        -
                            3.2.5      . Data Storage
                            3.2.5.1    = Storage Capabilities
  _
        ' '
                                          Refer to-Section 1.2.5.1 of this report.
                            3. 2. 6 -      System Reliability and Validity
            ,
                          ~3.2.6.1        Validation and Verification
    -
                                        ' Refer to Section 1.2.6.1 of this report.
                            3.2.6.2        Computer Based Systems
                                          Refer to Section 1.2.6.2 of this report.
  ,
                            3.2.6.3    . Manual Systems
      ;                                  Refer to Section 1.2.6.3 of this report.
    -                    : 3.3 Functional Capabilities and Walkthroughs
                          ~3.3.1          Operations
                            3.3.1.1        Organization
L-
                                        -The NRC inspectors compared licensee organization commitments with
                                          regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                          Supplement 1, item 8.4.1.i. The inspectors reviewed Section M of the
                                          emergency plan and held discussions with selected licensee staff
                                          members.
                                          The NRC inspectors determined that the E0F organization was the same
          ,
                                          as indicated in the Plan and procedures. During the recent exercise
                                          conducted June 25, 1986, the EOF was staffed in approximately 1 hour
                                        .with the organization indicated in the Plan.
                                          Based on the above, the NRC inspectors concluded that the emergency
                                          response organization of the E0F appeared to be adequate.
,
 
                                                                  ' '~
                                                                                , ,
i;3f. y [. ;                                              ,  ;
                                                                                                                    s. -
      p                                ,
                                                          .                                      .
                                                                              - *'
                                  , M.
$g 7#; :,2 .                                                                        .
                                                                                                          52
                                                                                                                -i.      ,
                                                                                                                                                  ^
    ll                                                                                        -
                                                                                                                  l
p * _' m-                                    .          ..                                                  ,                  r
                                                                                                                                  '
  rQ2                      i
                                                    J3.3.1.2 ' Staffing ~                                      '          "
                                                                                                                              ;              ,
                                                                                                                                                ,
    '*
                      "
                                                                            The.NRCinspectorscomparedlicensedstaffingcommitmentswith
        ,          ,?''N                                              -regulatory requirements in'10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,-
                -
                                  .
                                                                        ) Supplement 1, and reviewed section H-2.4, of the emergency plan. ,
N i,,!                              1                                                                  <.
                                                                                                                                '
                                                                                                                                      ,s
                                                                                                                                          '
                      # _
                                                                                .
          S                                                                .The NRC inspectors. determined 1that-the' licensee had 21 positions
      ;              ~-*                                        '
                                                                            including: Recovery Manager, Recovery _ Operations-Coordinator;
JW^F    '
                                                                        ~ Administrative Logistics Manager,' Emergency Coordinator,' and Dose
+                                      ,
                                            -                      T-        Assessment' Coordinator..    '
                                                                                                            ,
                                                                                                                            -
                                                                                                                                        n    -
                                                                                              .    .
                                                                                                                .    .
                                                                                  ~
                  *
  ?                                                                          Based on the'above, the.NRC in'spectors concluded that the staffing of
hf y *-
                                .
                                                      ,
                                                        ,
                                                                          (the EOF emergency. response organization appeared to be adequate.
    7                      .                          3.3.1.3              ' Activation-
    h? f"                        .
                                                                            The NRC inspectors compared licensee activation commitments made in a
    ~1 .
                                          -
                                                                            letter dated March 1, 1982, with regulatory requirements in 10 CFR
                  .
                                  <        <
                                                                            50.47(b)(2) and NUREG-0737,' Supplement 1, item 8.4.1.i. :The NRC
                                                                          . inspectors determined from a review of the licensee EOF activation
                                                                                                                                    .
                                    '
            -
                        ,            4
  ,'                                  ~
  ..
                                                                        irecords pertaining to the annual exercise conducted June 25, 1986,
%%                        '
                                      t
                                                                            that the' EOF.was activated and functional within 1 hour and 9 minutes
                                                                        .after the declaration of the alert emergency class.
  4' y' j
      .
      .
                                                                            Based on the above, ths NRC inspectors concluded that the activation
    @f                                                                    -time of the emergency response organization appeared to be adequate.
                                                  '3'.3.1.4' ~ Communication Interfaces.
                                                                          -
t.y' .
                                              '
                                                                            Refer.to Section 1.3.1.4 of this report.                                ,
          ,.
                                    *-
                                                    -
                                                      3.'3.1.5: 0'ffsite Interfaces
    .                                                                                                                                                ,
                                                                                          , _
                                                                            Refer to Section 1.3.1.5 of this report.
                                                    13.3.1.6            ' Transfer of Responsibilities
          .                                                              .The NRC inspectors reviewed the transfer of responsibilities in their
            ,                                                                emergency response organization'against the requirements of
                                                                            Supplement 1 to NUREG-0737, items 8.4.1'.a and b, and Table 1.
  .
                                        ,
                                                                            The inspectors reviewed the emergency plan and EPIPs and determined
  ?
                ~'
                                                                          'that the transfers of responsibilities from the Shift Supervisor (CR)
                                                                        -to the Site Director (TSC) and from the Site Director to the Recovery      ;
'
              ,                                                              Manager (E0F) were adequately addressed in procedures E0F-13 and
                                                                            E0F-14.                                                                '
                    .
                                  '
                                                                            The NRC inspectors noted that the transfer of responsibilities was
                l
                                              ~
                          '
                                                                            accomplished when the Site Director had reported to the TSC following
'
                                                                            declaration of an Alert (a Site Area Emergency). Procedure E0F-2
                              +.
d
                                                      .([
                                                                                                                                                      l
                      ,                                      -
                                                                                                                                                    l
      ,                    ,                    . -                  -              ..
 
                                                                                                                                  _ _ .__                  .          -_ __        . ..  _ -
                          5            .                                          %_                        h
                .:
                                                                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                          '
                      1y                                '
                                                                                ,    .
                                                                                                                                            +
              J~                  ^
                                                                                                                            '
                                                                                                                                                *
                                                                                                      53                              '
                                                                                                                                                                                                  f
                      y                                                                          .
                                                                                                        -
                                                                                                                                                                              -  c
  g                                                                                                                                                                                                ,
  y.
                          ,
                          -
                                          T                                                                              ,
                                                                                                                              ,_              ;
  c"                                                                          .                  .
          ,W^
                                                                      .
                                                                    instructed the user to' notify inplant personnel of.the transfer from
                                                        m      >the: Shift Supervisor to-the Site Director by means~of.;an' announcement-
  'fif"r
      ,
          ,                                        a
                                                            '
                                                                Lover the'GAITRONICS~ system, but'did not explicitly indicate how                                                          ,
                                                                                                                                                                                                't
  c. 7 u .                                "
                                              >
                                                                    ~offsite agencies.would be notified of' this. critical . transfer of:
                                                                . responsibility." RR-10 directed the- Recovery Manager to make:a formal ' '
L                                                        '
                                                                                                                                                                                                  ,
d.% q'                                                            announcement, to issue a memorandum, Land to brief the EOF staff,                                                          .
    ^ ' '
                  W,                                              including offsite representatives.                                                -
                                                                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                                                                        '
                                                                    Based on ths above .the NRC inspectors concluded that transfer of'
  g                                                      _  ; responsibilities ~ appeared to be adequate.
                '
                                            ' 3. 3. 2 =            TSC-Support
        a
                                              .3.3.2.1'            Technical-Support                                                                                                              i
      ,              _
                                i                              ~The NRC.inspectorsLreviewed EOF. technical support against the
                      '
                                                                jrequirements of; Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.4.1.a.
              *
                                                                ~The NRC inspectors observed EOF walkthroughs and noted that
    ~
                      '~
                                                                    coordination with vendors and outside consultants was demonstrated
            ,                                                      adequately'by contacts made with Combustion Engineering, INPO, and
                              -                        -
                                                                    several. logistic sources.
                                                                                                                                                                                                  .
                                                                        ,
              c              .
                                                                -Based on.the above, the.NRC inspectors concluded that EOF
          (                                                    -capabilities for providing technical support to the TSC under
      ,
                0                        -
                                                ,
                                                                    accident conditions appeared to be adequate.
            .
                                              ' 3. 3. 2. 2.      : Logistic Support
                                                  .            LThe NRC inspectors observd 'the performance of support functions by
    ', _                                                        -the-Administrative Logistics Manager during an EOF-walkthrough. The
                                                                . inspectors determined that the' EOF was capable of providing extensive
                                                                  ~
                c                                      <
      _
                                                                    logistic support to the TSC. The NRC inspectors noted that the
                                                                                                                        -
  [.                                                            'AdministrativeLogisticsLManagercontrolledandcoordinatedthese
        "'
                                    -                              efforts >through an assigned logistics. support group consisting of:
                                                                . communications support, administrative support, a finance
                  ~
1
,        f_ ~                                                      coordinator,:an accommodations coordinator, commissary support, a
                                                                    human resources- coordinator, a materials management coordinator, a
                                                                    transportation coordinator, an accounting coordinator, a security
                                                                    coordinator, and a computer specialist. In addition, the inspectors
                                                                  ~
    '__
                                                                    noted that. adequate reference material was available, including
                                        ~                          emergency phone numbers and the INP0 Emergency Resources Manual.
                            '
                                            '
                                                                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that the TSC
.
        -
                                                                    logistic support provided by EOF appeared to be adequate.
'
                                              ~3.3.2.3            Implementation of Mitigating Actions
"
                                                                'The NRC inspectors observed walkthroughs.in both the TSC and the E0F,
                -
                                      '
                                                                    and held discussions with licensee personnel associated with the
                  .
  }w
  Y.
      .f:q; -
K _ ma _ ~ ___                                                                                      . - _ _ _ . _ _ _ _                    _ _ _ . _ _ _ _ . _ _ _ _ . _ . _ _ _
 
                        , - ..                                -.
7
                            b9:
                                                                  '
.(?o                                      ~
                                                                                                                                                            i
                                        '
,3
{                  -
                    '
                                            s *        <
                +
                                                            ,.
                                                                                      54
                                                                        .
s-
                  >
                            y                      ;de0elopmentandimplementationofmitigatingactions. These-
          . ,
                            f                          discussions ir.cluded considerations of offsite impacts associated
                                                      with' mitigating actions, the' liaison and coordination maintained
P
                    *
                                                  v between the two facilities during formulation of mitigating actions
                                                      and alternative actions, and their. potential offsite impact. The NRC
                                              -
                                                      ; inspectors noted that the: capability to develop dose assessments of
                                                    : alternative mitigative actions was available and could be done on the
        i
                                                      computer in"between real time assessment computations.
  .                                .
                                                          .
                                                                      ,
  "                                                ; Additionally, 'the NRC inspectors' determined that an Advisory Support
                                                      Group in the EOF proposed and< formulated alternative protective
                                                    . actions for: consideration by the. Recovery Manager. _ Mitigative
          -
                        '
                                                    ' actions were coordinated ~with the state of. Nebraska ~ Rad Health
                            c
                                                ~
                                                    1 Director and with the state of Nebraska. Civil' Defense Director, both
                                                      located in'the EOF.' Coordination'with the state of Iowa was
                                      '
    ,
(i                            -
                                                      accomplished with a representative of the state of Iowa Office of
                                                      Disaster Services, who maintained an open line from the EOF to his
                                                                                                                                                            *
                                                    -superiors.in Des.Moines.
                  '
      ,,
        I                                              The NRC. inspectors noted that-responsibility for implementing
    , _                                                mitigative actions under various conditions appeared.to be clearly
                                                      understood by those . interviewed, that EOF notification procedures .
          _                                          were' observed to provide for adequate notification in-the event of
    .R                                                containment venting or other planned releases, and that adequate
                                                      ' decision aids were available to the EOF staff for planning ~a venting
                              '
                ~
                                                      of the containment.
          -
                                                      Based on;the above, the NRC inspectors concluded that the area-
                                                      inspected. appeared to be adequate.
          E                        "
                                        3.3.3          EOF Functions
          --
                                      .
                                        3.3.3.1        Notification / Communication
                                                    .The NRC inspectors reviewed EOF-Notification / Communication
                                                      capabilities against the requirements of 10 CFR 50.47(b)(6), and
                                                    : Supplement 1.to NUREG-0737, item 8.4.1.f. The inspectors reviewed
                                                      the emergency plan and EPIPs and observed a walkthrough.
  7
                                                      ThelNRC inspectors determined that the licensee's notification
                                ,                      procedures contained in OSC-2 were consistent with the emergency
                                                      classification' scheme and contained a provision for verifying
                                                      messages when necessary.    Procedures for alerting, notifying, and                                ,
                                                      activating personnel-and organizations were complete, and the content
                                          '
    ,
*            ,                                      of emergency messages to offsite authorities was adequate.
                                                      Based'on the above, the NRC inspectors concluded that the EOF
                                                      notification and communications functions appeared to be adequate.
                                                                                                                                                            t
                                  4
                      '
            1
  ''
                                                                                        . - - - , - . - . , - - - - - - , ~ - - - , - - - - - , , - - - -
                                                                                            -                        -                                  -
 
  sc                      y gg                                                    .
                                                                                                m3
                                                                                                                                      ~
[yM J                                                                                                                .                                                                          .
kS f                                                  g
hih; [                                                            ''
                                                                                                                                                      55~
                                                                                                                                                                                              ~
    y;Q wa
          x&
          ,
              ,
                                                            ,            3                                                                    . ,
                                                      .                                                                                      ,
  M
                                                                                                ,
                                  ,
                                                      13.3i3l2? tDose Assessment?
                                                                      ,                          .
  [%
                                                      '                                                                ~
                                                            -
                                                                              _
                                                                                                      LThe NRC inspectors reviewed the dose assessment capability in the EOF-
  "'                                                                                  '
                                                                                                        :against;the requirements.of 10 CFR 50.47(b)(9), Appendix E,
                              ..                .
  '
              .                t,                                                                .! paragraph IV.E.2,' Supplement ~1 to NUREG-0737, item 8.4.1.a, and~
              ' '
                        >
                                                                                                          Regulatory Guide 1.97.' The; inspectors interviewed licensee staff
                                      >
                                                                                                  J responsible for; development of the dose _ assessment program and its
    ,f                              _ ',    ,                                                      iassociated training, and' reviewed. relevant documentation. These-
                                                        -
                                                                                                          included EOF-6, Section I of the emergency plan,..and the EAGLE
i,                                                                                                  ! Program User's Guide and. Technical Manual (December 1984). The
Lw
                                                                                                                                                  ~
                                          <
                                                              ,
                                                                        '
                                                                                              .
                                                                                                          inspectors also checked equipmentJused to perform dose assessment and
  <
                                          <?                                                          .had the licensee perform sample calculations using the EAGLE computer
    ,n                                        x,                                                          program.
                                        w.
        w                                              :                                        * The' inspectors. determined that if the EAGLE program was not
                  >                                    '
                                                                                                      :available, a manual backup' system compatible with EAGLE was available
                                                                                                          in the control room, TSC, and EOF (see Section 1.2.4.2).- Critical
                                                                                                      . data inputs into.the manual, method included meteorological data,.
                                  '
                                                                          ~
                                                  _
    .
                                                                                                          stack flow rate, and process monitortreadings. , Procedure EOF-6 did
                          ~
      <
                    t                            ~,
                                                                                                        Lnot provide guidance on-how to determine'if the primary source was
                                                                                                  ' not available for these inputs, or describe how to'obtain historical
                                                                            '
  M;                      - ~_              ,                                                          -
                        ,                                        a                                      meteorological. data for use during an emergency.
    , .
                              -
                                                      _.                                            'The .NRC inspectors determined that dose assessment was properly
          "'
                                                                                                          incorporated into the protective action decisionmaking process? The
                                                                '
                            '
                                                    .
                                                                                                        ' dose assessment group in the control room, TSC, and EOF would report
                                                                                                      cprotective action recommendations to the' shift supervisor,
                                                    '
        '
                                        f                                                                HP/ chemistry supervisor, orl emergency coordinator, respectively.
                                                                                                    : These recommendations would be based on the-EPA Protective Action
  h'                                                      '
                                                                                                    -Guidelines.
                                                                                                                                                      '
                                *
                                                                                                          Based on the above, the NRC inspectors concluded that dose assessment
                                                                                                                                                    -
  $(4<A          -
                                                                                                          in the EOF appeared to be adequate.
            ^                                                            ~
    '
                  '
                                .                            3.3.3.3: -Protective Action Decisionmaking
                                                                                -
                    ,. *                                            ,
                                                                                                                                                                                                              ,
                                                                                                                                                                                                              '
  p                                                                                                      The NRC inspectors determined that the shift supervisor was assigned
                                    ,
                                                                                                          Site Director duties upon declaration of an emergency, that Site
                                                                                                          Director responsibilities were transferred to the TSC upon activation
                    ,                                                                                2of the'TSC, and that responsibility for directing the emergency was
    .~                                                                                                    transferred to the Recovery Manager upon activation of the EOF. In
                                                                                                          addition,'the inspectors noted that it was mandatory for a shift
        .
                        '
gi    r
                      ,                  ,
                                                                                                          supervisor to remain onsite at all times.
            +' .
-                                                                                                        Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective                                    '
0                                                                                                        action decision-making was adequate.
                            ,
.                                                                                                                                                                                                              ,
-
                                                        -3.3.3.4L                                        Coordination of Radiological and Environmental Assessment
                                                                                                          The NRC inspectors held discussions with licensee representatives and
                          .                                                                                reviewed the emergency plan and procedures E0F-8 and E0F-18 to
                                                            ,
                              *.,
                                                  -                  - , _ _ . _ ~ . _ _ - . , . . - _ . _ . - . _ . _ - - - . . . . - - - . _          _.- , - _ - ,-._ _ ,...-~ .-.--_ ---    - , , -- _.
 
w                                -
                                          -- u
                        ,
              2                    ..
                                                                      .
                                                                                    56'
          ,
    w                                ^W e
                                                      determine if the licensee's coordination of radiological and
                                          '
                                                      environmental assessments met the requirements of 10 CFR 50.47(b)(9),
  .
                                              *
                                                      paragraph IV.E.2 of Appendix E to Part 50, and item 8.4.1 a. of
                                                      Supplement 1 to NUREG-0737.
                  ^
                                                      The.NRC inspectors determined that two OPPD field monitoring teams
P.                                =
                                                      were dispatched from the plant to perform plume monitoring as
t
                                                    ~ directed from the E0F by radio after the EOF was activated. The
i
        w                                            field monitoring teams were directed to preselected monitoring points
f                                                    based.on access roads and population centers. The field monitoring
[  .
                                            '
                                                      results were displayed on a sector map board and compared with dose
                                                      assessment results. The deployment of OPPD field monitoring teams
                                                      was discussed with the state field team coordinator locatd in a room
                -                                    adjacent to the OPPD operations area in the EOF. The NRC inspectors
                                                      noted.that this coordination was ad hoc and suggested that the
                                                      licensee use procedures and joint training to assure efficient and
t'
                ,
                                                      well coordinated offsite monitoring actions.
      '
                  ,
                                                      The NRC inspectors determined that OPPD planned to use their
                                                      en'vironmental program personnel to collect environmental samples
                  ~
{"                                                    after,_the termination of the radioactivity release', using the routine
                                                      environmental sampling procedures, and forward the samples and
      ,                                              environmental TLDs to an offsite contract laboratory for analysis.
                                          '
                                                      The sample collection and analysis would be conducted under control
                                                    .of the existing quality assurance procedures for the environmental
                                                      program.
                                                      Based on the above, the NRC inspector concluded that the licensee's
                                                    . program in this area appeared to be adequate.
                                            3.3.3.5
                                                                                                                              '
                                                      Walkthroughs
                                                      The NRC inspectors observed E0F walkthroughs to determine whether the
        ,
                    >
                                                      E0F appeared capable of performing its assigned functions.
      '
                                                    'The NRC inspectors met with utility representatives and developed a
                                                      listing of functional requirements for each ERF. The licensee          l
  "
                                                      developed scenarios which would demonstrate those capabilities,
                                                      provided controllers, and ran two walkthroughs. lasting 2 hours cach
                                                      with the NRC inspectors acting as observers. One walkthrough            ;
                                                    -involved the EOF; the other involved the TSC/0SC.                      I
                                                      The scenario demonstrated the following functional capabilities from
            -
                                                      each facility: dose projections, PARS, notification, classification,
                                                      habitability, and technical support. In addition, the licensee
                                                      den.onstrated evacuation / accountability decisionmaking and retrieval
                                                      of meteorological data from non-0 PPD sources.
                                                      The NRC inspectors determined that both the TSC and the E0F released
                                                      and transmitted protective action recommendations without obtaining
                                                      signed authorization from the site director or recovery manager.
                                                      (See Section 1.3.2.2 of this report.)
                                                                                                                              1
  h                    _ . . . .
 
                                                                                                                                                '
R'?%                                                                                                                      ;                <
                                                                                                                                                            ;
m;            g;nv.}; f ,
                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                                              ,
                                                                                    ,    ,
                                                                                                                                                ,
:ip '                                          _ -                                                                                      ,
                                                                                                                                                          '
                                                                                                                                                                .9
                                                            A."          7                                                                  '                  '
        -u                                                                        >
                                                                                              ,
              -' '
t                            A
y
                                  4
                  -
                                #'i                              ,
                                                                                        -
                                                                                                                57
                          W                -
                                                                                      m
                                                                                                                                              .        ,
        ,
                                                                                .
                  ~
                                                                      ,
                                                                        The*NRC) inspectors noted that_the EOF human resources coordinator-
    4                                      -s                          .provided the administrative logistics manager with a manpower-
            ' -                                                -
                                                                        schedule;for long tern EOF staffing which listed two positions as -
,",
                                      -                            >
                                                                        staffed by single individuals-on 24-hour ' rotation, the administrative
                                                                        supervisor!and the. licensing' administrator. The licensee explained
                                                                        -that the latter-position was "on call"; butithe alternate had
                                                                                                                            '
                                    '
                                          -
                                                      ,
                        '
                                                                        terminated employment three weeks earlier and'no_ replacement was in-
                              -
                                -
                                                        . .
                                                                        place. :The NRC. inspectors were informed that usually emergency
v                                                      '' -
                                                                        positions in the OPPD/FCS emergency organization had.two individuals
                ,
                                                                        assigned. The: inspectors concluded'that in some cases this scheme
      -
                                                                        would be insufficient to support long. term staffing of the ERFs.
                                                      ' "
                                                                        The-following~ deficiency _was identified:
            '
                            '                      ~
                                                                        *
                                                                                      An. insufficient depth of trained personnel was provided in their
          ~
                                                                                    - emergency' organization to ensure that ERF staffing will be
                                        -                                          -
                                                                                      adequately; staffed during long term emergencies. (285/8620-21)
@                                            . . .                        . ..
                                              14;0 Unresolved Items
      a-                              "
                                                            ' An unresolved item-is a matter about which more information is required
        _ ,                                        - in' order. to a'scertain whether it is an acceptable item, a deviation, or a
                                                            ' violation. -Unresolved-items are identified in paragraphs 1.2.1.1 and
                                        -
                                                            ?1.2.2.3.
                                              -5.0            Exit-Interview
                          ~
                                                              The exit' interview was conducted on July 11,.1986, with licensee
          <                                                  representatives. Mr. Donald E. Sells, Project Manager, NRC-HQs was in
                                                              attendance.-
                                                                                                                                                                  ,
                                                              Mr.LNemen'M.-Terc,1the NRC Team Leader, summarized the team comments and
                                                              observations in the subject areas of the Emergency Response Facility                                I
                                                            : Appraisal. The NRC inspectors discussed the nature and specifics of each                            1
                                                              of the 14 deficiencies, the 7 unresolved items, and 22 improvement items.
. Er
jf                                                            Further, the NRC Team Leader stated that the 22_ improvement items would
    ""
                                                              not appear in the written report and did not require a response, but that                          I
                                                              the NRC team believed the licensee should consider them for enhancing
                                                              their emergency preparedness program.
  1
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                      ,
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                                                ~
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                            hw                                  x
                                                                  '
                                              4                                            ACRONYMS AND INITIALISMS
;
  :                ~
                              (& .          *
                                                      >
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        1                      ,-                    1 ASCII:            lAmerican' Standard Code of Information Interchange-
                        '
                                    ,                LABT-                ~ Automatic' Bus _-Transfer.(switch)
                                                    '
                                                          COP-              Conference OperationsiNetwork
            '
                                                          CPU' .          -Central Processor Uniti
                                                          CSTWLL            Condensate Storage Tank Water Level
                                                      :CR      ;v/      :. Control _ Room
y' '    -
                ,
                                                      ) CRT :
                                                        :DAS    _
                                                                            Cathode Ray Tube.
                                                                            Data Acquisition Subsystem-
                                                      'DCRDR              Detailed Control Room Design Review
                                                          DCC              Document Control Center:
                                                                            Emergency Action Level
                          '
                                                      :EAL' .
    ;
                                          w          ;-EAGLE -            Emergency Assessment of Gaseous and Liquid Effluents
                                                  -      EI'              Energy Incorporated
        M                                                ENS.              Emergency Notification System
                                                          EOC:              Emergency Operations Center
                                                          E0P            ' Emergency Operating Procedure
                                                  '
                                                          E0F -            Emergency Operations Facility
                                                          EPA .            Environmental Protection Agency
  A                                                  LEPIP .            ; Emergency Preparedness Implementation Procedure
                    ,                                    ERFCS-          ~ Emergency Response Facilities Computer-System      ,
                    '
                                                          ERE'            . Emergency Response Facility-
                      o                                  ESF;              Emergency Safety Features                . -      -
                            *
              . .                                        FCS-            : Fort Calhoun-Station
                        ;e
                                          '
                                                      /FLIC.              ~FLIC Computer Software Package ~
                                                          GDC~              General Design Criteria
                              "                          GSE              .(0 PPD) Generating Station Engineering
              '
        s              >-                                HOST-            Supervisory Computer System
  <
                                  ,                  -HVAC                Heating,- Ventilation, and Air Conditioning
        -
                                        '
                                                ,      ~ICCI              -Inadequate _ Core Cooling. Instrumentation-
                                                          INPO            ' Institute ~for Nuclear Power Operations
in                                                      -ISC'            -Intelligent Systems Corporation
C                                                        KV' -            Kilovolts
f.
          -
                                                          LOCA-            Loss of Coolant' Accident
  ' -                                                    MAX IV          . Computer Software Package
                                                          MAXNET            Computer Software Package
      "
                  ,                                      MPP              Miscellaneous Power Panel-
            /
                    '
                                                      .NAWAS-              National Weather Advisory Service
                                                      .NRC                  Nuclear Regulatory Commission
                                                                            Omaha Public Power District
                  '                  '
                                              .        .  0 PPD
    -
                                                          OAD.              Operational. Acceptance Demonstration
                                                        .01                Operating-Instruction
                                                          OSC:              Operations Support Center
                                                          PABX            -Private Automatic. Branch Exchange-
                                                          PARS              Protective Action Recommendations
                                                          PASS            . Post' Accident Sampling System
,
                            ,                        -PSIG'                Pounds Per Square Inch Gauge
                                                          QSPDS            Qualified Safety Parameter Display System
                                                          RERP              Radiological Emergency Response Plan
                                                          RCS-              Reactor Coolant System
      -              -
u_
 
                            - v'
    ;c              ,                                                                  .-
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                                          . SPDS '    Safety Paramethr Display System
                                              STA      Shift Technical Advisor
                                              TSC-      Technical Support Center
E                                          -
                                              UPS      Uninterruptable Power Supply
                  -
                                ,
                                              USAR    -Updated Safety Analysis Report
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Latest revision as of 17:32, 19 December 2021

Insp Rept 50-285/86-20 on 860707-11.No Violations or Deviations Noted.Major Areas Inspected:Emergency Response Facilities & Implementation of Requirements of Suppl 1 to NUREG-0737
ML20207E436
Person / Time
Site: Fort Calhoun Omaha Public Power District icon.png
Issue date: 12/10/1986
From: Terc N, Yandell L
NRC OFFICE OF INSPECTION & ENFORCEMENT (IE REGION IV)
To:
Shared Package
ML20207E402 List:
References
RTR-NUREG-0737, RTR-NUREG-737 50-285-86-20, NUDOCS 8701020179
Download: ML20207E436 (59)
v • d • e


See also: IR 05000285/1986020

Text

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                                            APPENDIX
                              U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION
                                            REGION IV
     NRC Inspection Report:     50-285/86-20              License:  DPR-40
     Docket: '50-285
     Licensee: Omaha Public Power District
                 1623 Harney Street
                 Omaha, Nebraska 68102
     Facility Name:    Fort Calhoun Station
     Inspection At:    Ft.'Calhoun,_ Nebraska
     Inspection Conduct % July 7-1 , 1986
                     (
                                          *                                  #
     Inspector:
                     N. M. Terc, Emergency Preparedness Speci    ist,    Date
                        Regional Team Leader
     Accompanying
       personnel:    J. B. Baird, NRC
                     C. A. Hackney, NRC
                     G. R. Bryan, PNL, Comex
                     P. J. Hof, PNL
                     M. K. Lindell, PNL
                     A. K. Loposer, PNL, Comex                           -
                     J. V. Ramsdell, PNL
                     G. A.-Stoetzel, PNL
     Approved:           -
                                  (1AA                                   12 /o/E
                      LY A. Yandell, Chief, Emergency Preparedness       Dat6  '
                        and Safeguards Programs Section
     Inspection Summary
     Inspection Conducted July 7-11, 1986 (Report 50-285/86-20)
     Areas Inspected:     An announced appraisal of the Emergency Response Facilities
     (ERFs) was conducted at Fort Calhoun Station on July 7-11, 1986, using IE
     Inspection Procedure 82212 to determine if the licensee had successfully
     implemented the requirements in Supplement 1 to NUREG-0737 and the regulations.
     The appraisal included the Technical Support Center (TSC), Control Room (CR)
        870102
        PDR    A   % $$$$$as PDR
         O

      m                  ,  : v:
      or
      1
                           , 1

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         .
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                                     '
 :
                         ' x                                                  2

1: -" , 

                             ,
                                           ~

hi response, Operational Support Center (OSC), Emergency Operations Facility (E0F), 3; ' - and the emergency data acquisition systems as well as the instrumentation, 3 

                                   -supplies,- and equipment for these facilities.
                                       ~
             .
                           [ /Results: Within the ERFs inspected, no violations or deviations were
                                   : identified.1However, the NRC inspectors found 14 deficiencies and 7 unresolved

p ,  : items. -In addition, thel inspectors identified 22 improvement items that were J. _- 

                                   .related orally to the licensee but were not included in this report.
                                                            -
                                                    4
                5
                    +                                               t
      s
                     *
                           -
   .m

a 

                                         i
                  e
                              %
        k
                ,
                                                                                             --    w-, - , - --- , ,,- ,, ,,, --

                                                                                                                                                                     '
          - s                        -
                                                       : 7 ym .             m
            *
                ,!g'                                      E   i?.                   -
                                            :o
                                                  _                                                                                                                    ,
              ;
                 r     -
                                           i -
                                                                                           4
                                                                                                      ,
                                                                                  ,
 P
 1.,
                          -
                                            -
                                                                   *
 fr,                     '2 0 -                             r               ;j.
                 s,                       '
                                                                 j
 1                                                                                                                3
                                                '
                                                              @[ ' ~
 k ' .b,;
 ;
       .
                 v
                     ,
                                                        -
                                                                 '
                                                                     ~.
   [-                                                          ,                                        Table of Contents
                   -
                                                                                             For the Detailed ERF Evaluation
   3:
                                                            -
                   '
 ,
        -
                                   
                                   .
                                                                       '
                                                                                                                                                          Page Number-
 A
  .!,
                -                                    [1.0 . Technical Support-Center (TSC) . . . . . . . . . . . . . . . . . .                                 8
                                                        t
                                                                                        '
   E                 ,                               : 1.1 : Physical Faci li ties. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                                        -
                                                                                                                                                               8
 1:-                                                   .,                     _
                                                      1.1.1 . Design . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                                      .
                                                                                                                                                   .  .  .  .  8
   -
                                                    :;1.1.1.11 sSize. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                               .  .  . .  8
     ,
                  .
                                                      1.1.1.2 Layout. . . . . . '. . . . . . . . . . . . . . . . . .                                .  .  . .  8
                                                     11.1.1.3               Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  .  .  .  .  9
                               '
                                                    11.1.1.4                Structure 1   . ........................                                           9
         *
                                       --
                                                      1.1.1.5               Habitability / Environment. . . . . . . . . . . . . . . . . .                     10
                                 4                   ^1.1.1.6               Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       11
 1
                                                      1.1.2 L-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .                                  12
                             '
                                                      1.1.2.1               Radiation Protection. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .L12

- , T1.1.2.2  : Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13 

                                                ,
                                                    -1.1.2.3             ,
                                                                            Protective _ Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                     13
                             .4                     ~1.1.3 Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .                                     14 '
                                                      1.1.3.1               Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       14

0 1.'1. 3. 2 : Records /Drawi ngs. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15 

                                                      1.1.3.3

~ 

              ,                                                            -Support Supplies. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       16
                                                      1.1.3.4               Powe r Supply. . . - . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                    16
                   ,
                                  4
                                                      1.2 -Information Management . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                                   17
                                                      1. 2.1 Variables Provided                . . . . . . . . .         .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .   17
                                                    11.2.1.1                Reg. Guide 1.97    Variables . . . .         .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .   17
                                                    .1.2.1.2 Other-Variables                   . . . . . . . . .        .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .   .   19

, 

                                                    :1.2.1.3 Relationship to                   Functional Needs.         .  .  .  . .  . . .  .  .  .  .  .   20

' , 

                                                      1.2.2 ' Data Acquisition . . . . .                   .  . .   . .  .  .  . .  . .  . . .  .  .  .  .    20
                                              '
                                                      1.2.2.1 Data Collection Methods                     .  .  .  .  . .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .   .   20
                                                      1.2.2.2 Time Resolution . . . .                     .  .  .  .  . .  .  .  .  . .  . . .  .  .  .   .   21

J 1.2.2.3 Isolation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22 

                                                      1.2.3 Data Communications. . . . . . . . .                        .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .     23
                                                      1.2.3.1               Capacity. . . . . . . . . . . . .           .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .     23
                                                      1.2.3.2               Error Detection . . . . . . . . .           .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .     24
                                                      1.2.3.3               Transmission between ERFs . . . .           .  .  .  .  . .  . . .  .  .  . .     24
                                                      1.2.4 Data Analysis. . . . . . . . . . . . . . . . .                            .  . . .  .  . .   .    25
                                                      1.2.4.1 Reactor Technical Support . . . . . . . . .                             .  . . .  .  . .   .    25
                                                      1.2.4.2 Dose Assessment . . . . . . . . . . . . . .                             .  . . .  .  .~.    .   26
1.2.4.3 . Central Processor Capability. . . . . . . . . . . . . . . . 31

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  .r    1,-

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                                                       4

If 

            :1.2.5 Data Storage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          32
             1.2.5.1 Storage Capabilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .           32
      '
             1.2.6 System Reliability and Validity. . . . . . . . . . . . . . . .          32
             1.2.6.1    Validation and Verification . . . . . . . . . . . . . . . .        32
             1.2.6.2    Computer Based Systems. . . . . . . . . . . . . . . . . . .        33
             1.2.6.3   . Manual Systems. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       33
             1.2.7 On Shift Dose Assessment . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          34
            -1.2.7.1    Dose Assessment Proficiency . . . . . . . . . . . . . . . .        34
             1.2.7.2    Dose Assessment Technical Adequacy. . . . . . . . . . . . .        34
             1.3 Functional Capabilities and Walkthroughs . . . . . . . . . . . .          35
             1.3.1 Operations. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        .    35
             1.3.1.1    Organization. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                             .
                                                                                           35
             1.3.1.2    Staffing. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        35
             1.3.1.3    Acti vati on. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      36
             1.3.1.4    Communication Interfaces. . . . . . . . . . . . . . . . . .        36
            '1.3.1.5    Of fsite Interfaces. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       36
             1.3.1.6    Transfer of Responsibilities. . . . . . . . . . . . . . . .        37
             1.3.2 Control'~ Room Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .        38
             1.3.2.1   ' Technical Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       38
             1.3.2.2    Wal kth roughs. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .      38
            .2.0 -Operational Support Center (OSC) . . . . . . . . . . . . . .      2
                                                                                        . 39
             2.1 Physical . Facili ties. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       39
             2.1.1 Design . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          39
             2.1.1.1 Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .           39
             P.1.1.2    Alternate OSC Location. . . . . . . . . . . . . . . . . . .       39
             2.1.1.3    Size, Layout, and Environment . . . . . . . . . . . . . . .        39
             2.1.1.4'   Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       40
            -2.1.2 Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .         40
            -2.1.2.1 Radiation Monitoring. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .          40
             2.1.2.2    Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       41
             2.1.2.3    Protective Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       42
             2.1.3 Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .         42
             2.1.3.1    Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       42
            -2.1.3.2    Support Supplies. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       42
             2.2 Functional Capabilities and Walkthroughs . . . . . . . . . . . .         43
             2.2.1 Operations . . . . . . . . . . . ...............43
             2.2.1.1 Staffing. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .           43
             2.2.1.2    Acti vati o n. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .    43
             2.2.1.3    Onsite Interface. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .       44
                                                                   .
     -.

                                                                                              . _ _                - _ . - _ _ _ __.
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                                             .  .
 L                             2.2.2 '0SC Functions. . .:. ... . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                               .                             44'
 C'        -
                              '2.212.1?   Coordination, Assignment, Proficiency, and Walkthroughs . . . "44
    d
                   ,,        L3.0t'Emergench Operations Facility (EOF). . . . . .-. . . . . . . . .                          44
                               3.1 Physical; Facilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                         44
                               3.1.1 Design.. . . . ._. . . . . . . . . . .     .  .  .  .   .     .  . . . . . . . 44
L                              3.1.1.1 ' Size. . . . . . . . . . . . . . . .     .  .  .  .  .    .  . . . . . .             44
                             13.1;1.2.    Layout. . .-. . . . ._. . . . . . .
                                                        .
                                                                                .  .  .  .  .    .   . . . . . .             45
                             .3.1.1.3 . Location. . . ... . . . . . . . . .      .  .  .  . .     .  . . . . . .             45
                               3.1.1.4 -Structure . . . . . . . . . . . . .     .  .  .  .  .    .   . . . . . .             46
                               3.1.1. 5 - Habitability / Environment. . . . . . . . . . . . . . . . . .                      46
        ,
                               3.1.1.6 Display Interface . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46
                                   ~
                              ~3.1.2 ' Rad'iological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . . . .                       47
                               3.1.2.1   -Radiation Monitoring. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
                               3.1.2.2'   Personnel Dosimeters. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
                           .
                               3.1.2.3    Protective Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        47
 L                             3.1.3' Non-Radiological Equipment and Supplies. . . . . . . . . . . .                         48
 L
                               3.1. 3.1 - Communications . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                         48
                               3.1.3.2
              '
                                          Records / Drawings . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       49
   ,
                               3.1.3.3    . Support Supplies . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       49
                                ~
                               3.2Information Management . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                         49
          .
                               3.2.1 Variables. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          49
                               3.2.1.1- Reg Guide 1.97, Revision 2, Variables . . . . . . . . . . . 49
                               3.2.1.2 'Other Variables . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
                               3.2.1.3 Relationship to Functional Needs . . . . . . . . . . . . .                            50
                               3.2.2' Data Acquisition . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                         50
            -
                             .3.2.2.1-    Data Collection Methods . . . . . . . . . . . ... . . . . .                        50
                             J3.2.2.2   -Time Resolution . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                         50
       5                       3.2.2.3.   Isolation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                               3.2.3 ' Data Communications. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                               3.2.3.1    Capacity. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                               3.2.3.2    Error Detection . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                               3.2.-3.3   Transmission between ERFs . . . . . . . . . . . . . . . . .                        50
                             -3.2.4 Data Analysis. . . .     . . . . . .  . . . .  .  .  .  .     .  .  . . . . .            50
                               3.2.4.1 Reactor Technical    Support . .  .  . . .  .  .  .  .    .   . .  . . . .            51
                               3.2.4.2    Dose Assessment .  . . . . . .  . . . .  .  .  .  .     .  .  . .  . . .           51
                               3.2.4.3 Central Processor     Capability.  . . . .  .  .  .  .     .  .  . . . . .            51
                               3.2.5 Data Storage . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          51
                               3.2.5.1 Storage Capabilities. . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                           51
                               3.2.6 System Reliability . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                          51
                                                                                                                                     .

n, w, , , 

                                                                             --
 ' } a * 'g 7e
  1. rv . : 4; -
  ~
                  ' i                  ,~                     l                                        '
                      . . .
       a a:

jc- - 

      _
            [-
                        .
                                                                                           ' 6' .
           -
                               ;y -
                               ,

L 0, .> 3'2.6.1- : Validation and Verification . . . . . . . . . . . . . . . 

                                               .                                                                                       . 51

fipM- 

                      "              '
                                           - 3. 2. 6. 2 " " Comp' uter Based Systems. . . . . : . . . . . . . . . . . . . .
                                                                                              .
                                                                                                                                         51

634 , 

                                           : 3. 2. 6. 3 ' . Manual Sys tems . . . . . . . . - . - . . . . . . . . . . . . . .            51
               '
                                           - 3.31 Functional Capabilities and Walkthroughs . .. . . . . . . . . . .                      51
                 ;.              '
                                       :

7 

                                            ' 3. 3.1 ' Operati ons . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                   51
                                             3.~3.1.11 1. Organ i zati on. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                 51
                                           73.3.1.2 ; Staffing. . . . .-. . . . . . . . . . . .                    .   .   . . . . . . . 52
 ug                 ,
                                   '
                                           .3:3.1.3 : Activation. . . . . . . . . . . . . . . .                     .  .   . . . . . . . 52
    '
                                             3.3.1-4.       Communication Interfaces. . . . . . . . .              .   .   . . . . . . . 52
                          '
                           .
                                           ;3.3.1.5         Offsite Interfaces. . . . . . . . . . . .              .   .   . . . . . . . 52
         -
                                            : 3. 3.1. 6     Transfer of Responsibilities. . . . . . .              .   .   . . . . . . . 52
               j;

g0, 3.3.2 TSC Support. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53 4? ;c '3.3.2.1  : Technical Support . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 53 

     T'                                      3.3.2.2        Logistic Support. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                  53
 4,
        -
             -
                                             3.3.2.3        Implementation'of Mitigating Actions. . . . . . . . . . . .                  53
                           ,,
 [                       .
                                             3.3.3 EOF Functions. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                        54
                                             3.3.3.~1       Notification / Communication. . . . . . . . . . . . . . . . .                54

r~ . 

                      .
                      '                    ~ 3.'3.3.2       Dose Assessment .   . . . . .  . . . . . . . . . . . . . . . .               55
                                             3.3.3.3-       Protective Action Decisionmaking. . . . . . . . . . . . . .                  55
               '
                             ,               3.3.3.4        Coordination of Radiological and Environmental Assessment .                  55
         >
                                         3.3.3.5~         Wa l kth rough s . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .             56

B - 

                                             4. 0 L Unresol ved Items . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                    57

i T- 

                                                          ~
                                             5.0~-Exit Interview . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .                       57
 is - -                                      Acronyms and Initialisms

s 

        4
 (
  .
                  A

- . 

    p%       s

                                                                                           -----
        s.
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   (r          s;
                                                                        7
                                                                                                  1
                                                                                                 1
                                                                                                  '
                                                                   : DETAILS
 t              .
                                                                                                  l
 -
 ,                    .1..      hersonsContacted-
      '
                              *R.'. Andrews,: Division Manager, Nuclear Production
                              *D. Bloemendaal, Consultant - Hydronuclear-Services
 '       .
                    '
                             '*C, Brunnert, Superviser, Operations, Quality Assurance
                  -
                                D. ; Burns. Electrical Maintenance Foreman
                              *A._Christensen, Health. Physicist-
                               .M. Christensen, Health Physicist-
                                S. Crites, Senior Designer.
                        -
                                M. Ellis,-I & C Supervisor
              '
                              *J. Fisicaro,. Supervisor, Nuclear & Regulatory Industry
           =
                              *F. Franco, Manager,-Emergency Preparedness                        ,
                             ~ *S. _Gambhir, Section Manager
                                W. Gartner, Senior Electrical Engineer
                              *J. Gasper, Manager, Administrative Services
                                G. Gates, Plant Manager
                                   .
                                                               ~
                                S. Gebers, Radiation Protection Training Instructor
                                S. Hahn,- Communications Engineer
                                T. Heng,-Senior Engineer
                              *K.-Holthaus, Manager, Reactor & Computer Technical Services
                              *R. Jaworski, 'Section Manager, Technical Services
                                B. Johnston, Programmer Analyst'
                                     .
                                J. Kecy, Supervisor, Reactor Performance Analyst
                              *T. McIvor, Supervisor, Technical Services
         >
                              *R. Mehaffey, Supervisor, Electrical Engineering
                                J. Mixan,.I & C Technician
                              *K. Morris, Division Manager, Quality Assurance
                              *D.- Munderloh, Senior Engineer, Nuclear Affairs
                              *C.      Norris, Supervisor, Radiation Services
                                A. Richards, Manager, Quality Assurance

' r *G Hrh, h nk:r, Chemistry & Health Physics 

                                F. Rutar, Senior Engineer, Technical Services
                               'J. Spilker, Operations Supervisor
                              *J. Tesarek, Reactor Engineer
                                M. Wilson, Assistant Analyst
                                M. Yttri, Prograrcer Analyst
                              * Denotes those present during exit interview.
             -

1 i 

             ,~                    -
                                               ,

p~W- g - 

                                - 2;
                                                   .
                                                        .
                                                            .
                                                              .;

p4  ; h,, a W ' 

                     ]
                                       p'
                                                          '
                                  fl.04 Technical ~SupportCenter(TSC)
        '
                                      l 1.1 Physical Facilities
 P                               ' ; 1.~ 1.1 :     Desian
                         
                                      11.1.1.1t TSizi
   ;
     &                        1
                                          * '
                                                   TheNRCLinspectorsreviewedtheTSCsizeagainst10CFR50.47(b)(8)
      ,                 V                          and Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.2.1. The inspectors examined
                                                   the conceptual design, the. Emergency Plan, and EPIPs, and toured the
                   ,
                                                  -facility.'
                 _
                                -                 'The NRC inspectors determined that the TSC was sited in a building
          >
                                                    located immediately north of the Auxiliary Building. There were
 W             ,
                                                   three rooms within the building comprising the functional TSC. These
                                                   rooms (room 113, 4 persons assigned, 200 square feet; rooms 107/115,
              '
                                                   19 persons assigned, 1000 square feet;_ room 117, one person assigned,
     i                                             100 square feet): averaged just over.50' square feet per person of assign'ed
                                     '
                                                   occupancy:for-licensee and NRC personnel. In addition, there were
                                                 ; areas for records; storage (designated by EPIP-TSC-1-1 as part of the
   .
                                                 .OSC), sanitary' facilities ~, and building support (HVAC and electrical).
                                                   Workstations provided adequate floor space and horizontal workspace
 .                                               'to support the' tasks performed by each of the individuals assigned to
                                     ~.
                                                   the1TSC. Each piece of. operational equipment (CRTs, PCs, printers)
                                                iwas accessible for corrective or preventive maintenance or
 H                                                 replacement. The NRC inspectors noted that' circulation space within
                                                  .the TSC was. limited when the area-just inside the door leading to
                                                   room 114.was'being;used as a briefing area for OSC teams.
                    :                          +
          ,
                                                   Ba' sed on the above, the NRC inspectors concluded that the size of the
                     -
                                                   TSC appeared to be adequate.
 7                          .               .
                                                      .           ,
                                       1.1.1.2     Layout
               .
                                                   The'NRC'inspectorsreviewedtheTSClayoutagainst10CFR50.47(b)(8)
                                                   and Supplement 1~to NUREG-0737, items 8.2.1.c and k. The NRC
                                                   inspectors examined the conceptual design, the Emergency Plan, and
                                                   EPIPs, and toured the facility.
                                                   The NRC. inspectors determined that the layout of the TSC provided for
           -
                                                   a single room (designated as rooms 107 and 115 in
                                                   Procedure EPIP-TSC-1-1) which constituted the focal location for
       '
                                                   emergency response activities. This room had areas for emergency
                                                 -assessment and radiological assessment that were separated from each
                                                   other by a management / communication area. This arrangement provided
                                                   physical separation of the two assessment areas without impeding
                                                   visual access of plant status boards by radiological assessment
                                                   personnel.    Other TSC personnel (NRC team and the Procedure / Training
                                                   Supervisor) were located in close proximity to this room on a
                                                 . corridor that loops around rooms 107/115. The location of doors to

                                                                                                                                           --   ----         --   -
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                                                                                                                                              '
5 5 -]; , , <
                                                                                                            '
                                                                                                                                '

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                                                                            -
                                                                                    .
                                                                                                   -
                                                                                                                                                                    ~

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                                                                                                 .
                                                                                                        -            -

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                       ; {!j   1                                         >
                                                                                      ,
                                                                                             ,
                                                                                                                s                   g

a. . , 

                                                                                               ,                       _- .c
                                          ,
                                                                                                      h -
 g                             yx       _.,I
                                                           .
                                                                                                                   ~
                          c             C
                                                              x'~
                                                                              :roomsi107/115.al16wed personnel.to move about' freely without-
 h@                        '
                               ~
                                                                            Ldisrupting; activities inLunrelated work areas.- Each individual or-
pCW                                                           >
                                                                        'l team was located within an_ adequate distance of other. individuals         -
?              L                                                           swith'whom interaction ~'aust'take place.i                                    -
         W,                                     ~
                                                              
                                                                            ,          .._
                                                                                                     ...;.- - v .:
                                                                               Based.onithe above, the NRC inspectors concluded that th'e TSC layout
                                                                 '
 -
                                   s               -
 b g'                                    ,                                 . appeared to be adequate.
                  ,
         ,
         Iq.
                                                                                                                        
                                              3                                                                  '
                              m                    1.1.1'.3                     Location-                                           .,
   2 y                              ,                                                            ,            .
                                                                                                                           ..
               #                            '
                                                     ,
                                                                           ;The'inspectorsireviewed the TSC location with' respect to the control    -
  T-                                                                           room, the OSC, and the' EOF.,:The TSC was located within the site,
                                                                            / protected area'on,the north side-of the' plant. 'The south wall of the
                                                                                                                              ~        ~                   ~
                   #
                       qe                                                  (TSC.was shared ~as the' north' wall of theLauxiliary building. A
 m ' "In                                           ~
                                                             . ,       ,. machine shop was'ontthe east. side of the TSC. The distance from the
                                                                       '
                                                                            '
 y~$                                          ,
                                                                   ,
                                                                               TSC.to ,the_ control-room could.be. traversed in approximately
             <                                       -                         2 minutes. -A major part of;the OSC was contiguous.to_the TSC; the               ,
 e"
                                                                                                          .
                  _.
                                    ,,                                         remainder of the OSC was: contiguous to the; control room. Although

L~ 'these!1ocations' precluded face-to-face interaction between the TSC, 

    s
                     '
                                                                           'the control. room,fand the_ EOF. located 17 miles distant, adequate-
               T                                 -
                                                                            iinteraction was available through_ installed communications systems.
    4                                                                  j Face-to-face interaction between the TSC and part of the OSC was
                                                                           -available.                                            -      -
   -                                                                       ~ Based on the above,;the inspectors concluded that the TSC location
           "
                             _
                                                                               appeared to be adequate.
               f                              L1.1.1.4.-Structure
                                 ~
           ,
                                                                               The NRC inspectors reviewed the TSC structure using the documentation
                                                                            :provided in Omaha Public Power District letter dated June 1, 1981,
      ~
                ,
                                      '
                                                                               which forwarded, as Attachment 1, " Design Description for Technical
  e                                                                            Support Center,. Fort Calhoun Station, Unit No. 1," (Sections 2.1 and
                                                                               4.1),'and in the plant microfilm library, microfilm CART 1176, page
                        ,                                                  s   on frame 851, " Gilbert Associates Design Calculations."
                  ',
                                                                           . Additionally, the NRC inspectors examined the TSC structural.
                                                                           ~ features.
                                                                           - The NRC inspectors determined that the TSC building was designed to
                                                                              ' meet the criteria of NUREG-0696; i.e., to withstand the most adverse
                                                                               conditions reasonably expected during the design life of the plant
                                                                               including adequate capabilities for (1) earthquakes, (2) high winds
     -
                                                                            --(other than tornadoes), and (3) floods. The TSC need not meet
                                  4
                                                                               seismic Category I criteria or be qualified as an engineered safety
                                                                               feature.
      -
                                                                               The NRC inspectors noted that the TSC was composed of the protected
                               .
                                                               '
                                                                               area and the equipment area, and that the protected area was manned
                                                                               during TSC activation. The TSC building was constructed of a heavy
   e                                                                           concrete mat with 1 foot thick reinforced concrete walls and
                         -4
             ,
        .?

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                     p.                       qyw                                                                ;
                                                                                                                      ~
                                                                                                                                ,
                                                                                                                                       ,        ,                 -
                                                                                                                                         ' <'                                                             '
                                   .
                                          -
                                                                   at                           ,-    %,? ".
 y'
 ;         e( 4lj     f[. j o ;          ~
                                                     .;
                                                          ,
                                                                'y;               4
                                                                                                ' ,
                                                                                                        _i>
                                                                                                                        '
                                                                                                                          .                         <
              QQfl.
                                                                          *
                                                                                    '?                                                                   -
            g,   '
                                              y'     ^'
                                                                               -- c                           - - ,                  .
                                                                                                                                                  -
                                                                                                                                                        ;10 :        ,
                                                                                                                                                                                                            -
                                   y. .; g_  '                                                           >       -             6::
    k.
    -
                        m
                                  .,..
                                                  '
                                                   x
                                                                                        -
                                                                                                                      ,-
    
 ~
                                              ,           l'  ~
                                                                                          : ceiling'.' Portable flood barriers with inflatable boots, provided to
                              J                                               .q ; protect al1, exterior doors of(the:TSC to~a height of 4 feet above
                                            -                    ~-
                                                                              a ground 11evelfagainst flooding,1were designed for.a~100 year recurrence
 p. m'f J                                                                                 ; frequency.-LThe building was constructed in accordance with the
                                                                                            '
 T                            9,                                                        -Uniform Building Code,;1976.
                          n                                                                                                   ..
 ";'                                      4 - -                                                CompuOrs?locatedin'theTSCwereprotectedagainstlossofoff-site
                                                                  " -                          power.by an; uninterrupted power. supply (UPS) which incorporated a
          m &.                       ,
          '1 '                                     -
                                                                                        160-cell; storage' battery and a dedicated diesel generator.
            A<                     .               ,                 ,
                                                                                          . _ _
                                                                                                                    -
                                                                                         -. Based on the above, the inspectors concluded that the TSC structure
                                                        -
                                  ;                                                            appeared'to be adequate.                               '
 &[[F
  %m v                        "f               -1.1.1.52eHabitability/ Environment-                                                                           .                                                 .
                                                                 _
                                                                                                                            .
                                                                                                                                     ..          c
                                   *               ~'
                                                                                        LThe NRC. inspector's. reviewed the design Enalysis of the TSC and held
                            -
                                                                                          ' discussions with the licensee representatives to determine if the TSC.
                                                                                              radiological controls. net.the requirements of-10 CFR 50.47(b)(8),
                                                            -
                                                                                        110 CFR:50.47(b)(11), and item 8.2.1 f. of Supplement 1 to NUREG-0737.
                                                                                              The5NRCinspectorsdeterminedthattheTSChadbeendesignedand
                                                                                                                                                                ~
                         -
          .
                                                                              .
                                                                                              constructed _to provideLhabitability which meets the 10 CFR Part 50,
       '
                                -                                                             Appendix A, Genera 1' Design Criterion 19 for facility control' rooms.
            ,                                                      .                    ~This is equivalent to the NUREG-0737, Supplement 1, requirement
                                                                                          -
                                                                                                                                                                                                                ,
       #                                    ,-                                                specified,in' item 8.2.1 f., which requires that TSC radiation
                                                   ~
                                                                                        -protection be provided which assures'that' radiation exposure not
         >
                                                                                       lexceed 5 rem who.le body, or its equivalent to any part of the body,
      '
                                                                                          .for the duration of an accident. The licensee's design evaluation
                                                                                                                                              ~
                            .                                                            . indicated that' doses to'the whole body-and thyroid of emergency
                                                   '
                                                                                              workers in the TSC'would not exceed 3.1 rem and 24.5 rem,
                   e                                                                          respectively, during a:30-day period following an accident. This is
                                                          ,
                                                                        '
                                                                                              achieved by 18 inches of concrete shielding by the walls and ceiling
 o             ,
                       '
                                                                                              and a filtered ventilation system. The protection analysis was based
                                ,
                                                                                        .on exposure from inleakage, plume immersion, direct radiation from
                   '#                                                                       the containment, and' buildup on the charcoal filter as a result of a
                                                                                          -loss of coolant accident (LOCA) described in Regulatory Guide 1.4.                                                   .
 I+                                                                         -
                                                                                             The_NRC inspectors noted that protection from airborne radioactivity
                                     -
                                                                                . 'was provided by the TSC ventilation system which maintained the
          N
                                                                                              nonequipment' area of the TSC at a positive pressure and passed the
                                                                                              building air through a prefilter, high efficiency particulate air
             ~
                          .
                                       ,
                                                                                              (HEPA) filter, and charcoal filter.                                   The HEPA and charcoal filter
                                                                                              removal efficiencies were initially tested in June 1981 and after
                                                                                        ; activation of the deluge system in June 1985. The NRC inspectors
                                                                                              noted that a special: procedure had been provided to verify flow rate
                                                                                              through-the unit and a monthly preventive maintenance schedule had

, 

                                                                                             been set up. However, licensee representatives stated that no                                                      i
                                                                                              routine filter efficiency testing progrgm had been implemented, since
  .
                              ~
                                                                                             there were no technical specification requirements for this testing.

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 1

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                              -w
                                                                      -
                                               - --_.. -._._._._._ ,_ , _ _ . _ . _.,. _ ._ _ _ ..~ ..._,__, -                                                             . ,_--..- _ ,_ . _ - - - - . -     -
                     4

, . 

                                            11
            >The NRC inspectors considered this to be a programmatic deficiency,
            since the design analysis for meeting TSC habitability criteria
            depended on achieving iodine removal efficiencies per Regulatory
            Guide 1.52.
            Based.on the above, the NRC inspectors concluded that the following
            deficiency was identified in this area:
                   The licensee failed to establish a routine testing program for
                   the TSC atmospheric filtration system to adequately verify that
                   the design criterion filtration efficiency was being maintained.
                   (285/8620-01)
   1.1.'1.6 Display Interface
            The NRC inspectors reviewed the TSC display interface against the
            guidance in NUREG-0696.     The NRC inspectors examined the emergency
            plan and EPIPs, the system description, and the operating instructions
            and training guide for the Emergency Response Facility Computer
            Systern/ Safety Parameter Display System (ERFCS/SPDS), and inspected
            the facility and operated the Cathode Ray Tubes (CRTs).
            The NRC inspectors determined that Room 115 contained pre-formatted
            status boards for plant and radiological data, a chart of the
            nuclides, a plant electrical system diagram, a plume EPZ map, an
            organization chart, and an emergency classification matrix. There
            were four unformatted display areas: a tackboard, two chalkboards,
            and a marker board. In a nearby area there was a microfilm reader
            and printer. The NRC inspectors noted that each of the status boards
            in the TSC was readily visible and understandable to those personnel
            who needed to monitor the information, that each display could be
            updated in a timely manner, and that the number of display boards was
            adequate for the needs of the TSC.
            The NRC inspectors also noted that the TSC contained five terminals
            for the ERFCS/SPDS. This computer system provided a wide range of
            plant, radiological, and meteorological variables that could be
            accessed by personnel in the TSC. Data points in this system were
            labeled by variable name and units of measurement. Key variables
            relevant to TSC personnel were available on special display pages
            that were readily accessible even though they had not been integrated
            within the overall SPDS display menu.
            The inspectors determined that existing reference materials available
            within the TSC reference library (0 PPD OI-ERFCS-1-1) were well
            written and complete. However, they would be suitable for the expert
            user or computer programmer but not for the novice or infrequent
            user.

                                                                                                                                                            - - - ~ - - - -
 7;q';               y- >-                              -
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                                                                                                                       >
                                            <
                                                           ,
                              '         #
                                                                                      -
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                                     y                   .
                                                                    -
                                                                                        -                                                                                    .
 k                  ls                              -
                                                                                     -
                                                                                                                    12                                                        ;
     ,
            ,
                  ye                                                                                          '
                                                                                                                .                                                             ,
               Tl[
                                                                               , , .
                                                                                                                  ~
                                                                    ?The NRC inspectors determined that the TSC display interface was
                                                                       acceptable. .The data ~ required to fill.out the emergency assessment
                                                                                                       .
                                                                                                                        ~
                                                                    ;and radiological assessment-status boards were consolidated on two
                                                   ~
            . '                1
       *
                                  - .
                                                                       readily accessible display pages whose.page number was keyed to the
                                                      1
                           '
                                      .                              iforms: control number of the manual' data sheets.
                                                                                                         ~
                           ?                                         ~ Based'on the above,Lthe NRC inspectors concluded that the TSC display
                            ,
                                                                   . interface'. appeared to be adequate.                                                                     *
             
                                  T 1.1.2                           -Rid'iologicaliEquipment and Supplies' '
     1~            o
                                        21      .1~. 2.11 [Ridiation' Protiection -
  x
 7                                                                    The NRC: inspectors' reviewed the TSC radiation monitoring                                              i
                                                                       instrumentation, inventory, examined fixed and portable instruments,                                 "
       4                                      3 -                     and' reviewed ten' selected; instrument calibration records ~to determine
        V                                                                                                                                                                     '
                                              '
                           -
                                                                      whether the radiological monitoring capabilities met the requirements
                                                                    .of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR-50.47(b)(11), Section IV.E.1 of
                                                                      Appendix E;to;Part 50, and item 8.2.1 f. of Supplement 1 to
                                                                      NUREG-0737.
                                         *
                                .
                                   ,
                                                 -
                                                                      The'NRC: inspectors noted that an area radiation monitor and a
                                                                                 -
     ,                  __
                                                                      particulate, noble gas, and iodine air monitor system were located in                                   1
                                                                      the TSC/OSC area to continuously monitor radiation and airborne
  A                                                                   radioactivity; levels in the TSC and OSC part of the TSC during an
 p'                                                                  . accident.' In addition, 1 low-range and 1 high-range portable dose
                                                                      rate monitors, 3 high volume air samplers, 2 sample counters and a
   '
                                                      ,
 ~
                                                        _
                                                                      radiciodine air sample counter would be provided for TSC/OSC                                            *
                ^
                                                                    ' habitability ~ surveys and monitoring in plant activities during an                                     '
                                        *
                                           ..                      , accident. 'In reviewing the monitoring responsibilities of the TSC
                                                                    .and OSC, the NRC= inspectors concluded that the number of dose rate
                       '
                                                                    ' instruments.provided was not adequate to support simultaneous TSC/0SC
          ,
                                                                      habitability surveys and onsite and in plant monitoring actions.
         s
         c                   3                                 ' The NRC inspectors observed that various radiological' supplies and
 J                                                                  . equipment were maintained in the TSC.               The NRC inspectors conducted a
                                                                      review of the surveillance test (ST-RM-3) for operability and
        a-                                                            inventory of emergency plan supplies and equipment, and a sample of

< 

                                                                   Eten calibration procedures and records for radiological
                                                                      instrumentation. The NRC inspectors concluded that calibration

'l procedures and records were adequate. In addition, the NRC  : 

                                                                      inspectors noted that calibration stickers and performance of                                           '
                                                                      operability tests for emergency equipment indicated that radiation
              '

i 

                                                                      protection' equipment was being calibrated and maintained as stated in

4 

                                                                      the Plan and procedures.

- 

                                                                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that the following

, 

                                                                      deficiency was identified in this area:

. I i 

                                                                                                                                                                              -

! 

                                                                                                                                                                              !
                  -             - _ , _ . , _ _ - , _ _ . - - - . , , - , _ _ , . - _ - _ _ _ _ . _ - - - - -
                                                                                                                                      - _ _ _ _ _ - _ - - - - ;

                                                                            Y 5 j;! '
                                                                                                                                                                                                                                     ~
  .: x
                  h                     w .       l             ~
                                                                         ..              .
                                                                                                                                  '
                                                                                                                                           '
                                                                                                                                              -
                                                                                                                                                       O
                                                                                                                                                       -
                                                                                                                            ~
                                               '                                                                 -'
                                                    .;
                                                   '{_                                   " }Lb                           r.
 j
 y
           p-               aw y ,                                              jg                             ,
                                                                                                                       *
                                         , _ '                                 "%                                               =
                                                                                                                                        -1v
 t              >
                      .         s ~c     e
                                              '
                                                                                  -
                                                                                           *
                                                                                                     -
                                                                                                                    ;                        m    :13:
 Kgg %'                                                            >
                                                                           7.
                                                                                                             '
                                                                                                                          .
                                                                                                                                                        u.
            ',                  .
                                                                                        -
                                                                                                   ,
                                                                                                       *
                                                                                                                n
  -r .                "n                                      7
 &
  7f ~^                           >
                                                                                *? kThe number 'of' portable dose rate survey instruments provided
                                                                         4 - lwere insufficient-to support the radiation monitoring functions
                                               ,
   y ,W
                                                                                    '
                                                                                                 (assigned =to-the TSC and OSC. 1(284/8620-02)
                                                                              "
                                      <<
 V:g. ; ~                                 7.                .
                                                                       .
                                                                                               ~           1         _
                  3.,                                                           Personnel' Dosimeters
 + . p ' ,( 1 { 1                               ; c ,2. 2 . ,
     .
   '                                                      '
                                                                               The NRC inspectors reviewed the TSC radiation dosimeter inventory and-
                    ~
             .                 ~.

, t ..3 E ' 

                                                                             ; examined. selected self-reading dosimeter. calibration stickers to
                                                                             : determine-if the radiological monitoring capabilities met the
K                     M%,-
   7_~OA~                                               ,                       requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),'
                                                                             tSection.IV.E.1;of Appendix E to Part 50, and item 8.2.1 f. of
 h+                                                .-' _
D:/.                                                                            S.upplement 1.to NUREG-0737.'
          j                  s              ,
                                                                                      '
                                                                                                        __                                      _
                                                                             nThe NRC inspectors-noted that 20 thermoluminescent dosimeters (TLDs)
                                                 '
         1-
       :QV                                   '
                                                                               were provided to-supplement licensee's preassigned dosimeters. The
 <.f~                             ,
                                                                               NRC inspectors also noted that 20 (0-500 mrem) and 20 (0-50 rem)
                                                                                             -
         %                               <
                                                                             4 self-reading dosimeters were provided for the TSC/OSC. staff, with 5
     '
              ^~t%                                                           ..(0-100) ren,and 6 (0-500) arem dosimeters provided for the,TSC staff
  Cf                                        i                                  and rescue squad _ members, respectively. -The NRC inspectors observed
                                                                             'that-during the walkthrough in the TSC, a log'of self-reading
 V                                ,,
                                                                                                                                                                                     -                           ..
                                                                               dosimeter-issuance and personnel doses was maintained. ~However,'the
     ~
                      ,                                                                                                                                                                                                        -
         '%:                                                                 e NRC inspectors reviewed.the self-reading dosimeter inventory for the
   i
                                                   ,
                                                                               TSC and determined that with the potential TSC/OSC occupancy of over
       +                              ,                                        50 people, the' dosimeters available in the TSC/OSC were not
                  ,                         'c                                 sufficient in number. The NRC, inspectors suggested self-reading                                                                                  .
           e'                                                 >
                                                                             ' dosimeters with.an intermediate range (e.g.,-0-5 rem) which could
                                                                             ; accumulate up to'the design doses with good accuracy of' readout and
                                       '                                                                                      -
 m                                                     .                                                                                                           -
 %                                                                     -
                                                                               without being recharged.'
     .-
                                                                                ;
 'Q.                                                                           The NRC inspectors' spot checked a sample of self-reading dosimeters
           n                                                    -
                                                                              'and noted that calibration stickers and the surveillance checklist
                                                                               verified that the dosimeters were calibrated and maintained as stated
                                                                             .in the Plan and procedures.
                               '
                                            '
                                                                               Based on the above, the NRC' inspectors concluded that the following
                                                                               deficiency was identified in this area:

- 

                                                                               *
                                                                                                . The number of self reading pocket dosimeters was insufficient to
support radiation monitoring functions assigned to the TSC and
       -
                               ,                                                           ,      OSC.' (285/8620-03)
          .-                  n 1.1.2.3 . Protective Supplies-

n / , The NRC inspectors reviewed the TSC dedicated radiological protective 

                                                                           fsupplies inventory and. examined the contents of the TSC closet and
               ~

' 4 - ' emergency kits to determine if the radiological control capabilities 

                                                                               met the requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),

i: 

                          '
                               .
                                          '
                                                                               Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50, and item 8.2.1 f. of
Supplement 1 to NUREG-0737. ,
                                                                                                                                                                                                                                       t
         '

! 

   ~
                                    -

L 

                                                                                                                                                                                                                                       F
                        -
                            4                ,--,~,,-n-+,.~..,,,,_nn                                                                _ , , ,                ,-,,n,,   , . - - - - , ,   ,-.,m .n r----------..,,,--.,m---,e.,nn     v,

 $ 5+: ,                             _
                                                                        .
                                                                                     -
                                                                                             ,      .                       - <                 ,
   ,
              ;,t                    w .                                        -
                                                                                                        ,
                                                                                                                                   .
                                                                                                                                              *
              $                         _
                                                       }w                                Y'                             *
                                                                                                                               .
                                                                                                                                                  l '
        g,                         ^ i [                                                                            <
                                                                                                                                     ,
                                                                                                                                           74
 y g.s. i                                       f
                                                                                   '
                                                                .
                                                                                                                             .
 f:e
  .. '                       e-               >
                                               u
                                                                              .
                                                                                       , ; ,
                                                                                                                  '
                                                                                                                        . .
                                                                                                                                       '
                                                                                                                                         .
                                                                                                                 . .
           '-
                                                                                                                      _
                                                            '
                                                                            ?The NRC inspectors: determined thatlthe licensee had provided .
 ' ' "
                           ;                    7~                          (respiratory protective equipment,Jprotective clothing, potassium-
               >
                              vc                 ..                         . iodide tablets, and other protective and support supplies for the TSC
                                                                            .and.OSC.
                                     '
           "?                                                                .The NRC inspectors reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
                                                                            -inventory of. emergency plan supplies and equipment and verified that
   $%                ~
                                                                            ' protective-supplies were maintained as stated in the Plan ~and
                                                              ,
                                                                  ,
                                                                              procedures.
                                                                                             ~
      .
          3                                                                 ' Based on the above, t.he NRC inspectors concluded that protective
   7fv                          g                                              supplies were adequate.-
                              r.                                                       ~
       .             .y                             1.1.-3                  .Non-Radiological ~ Equipment and Supplies
                  J                               .. .                .
                                                                                  . .
       s    .i                                   '1;1.3.1                     Communications                                                                                          i
       ..                                                                                                                                                                             !
                       '
                                 ,
                                          '
                                                  ,
                                                                              The NRC inspectors compared licensee communication equipment with
                                                          -
                                                                            -NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.g, which requires that the TSC
                                                                              provide reliable voice and data communications with the control room                                    :
                                                                            'and EOF and reliable voice communications with the OSC, NRC
           ^
                                                                              Operations. Centers,'and state and local operations centers. In
                     ,                                  ,                   ' addition, the NRC inspectors reviewed Section H of the Plan.
                                -
                                                                          JThe NRC inspectors-determined that the licensee had installed a local-
                                                                             private automatic branch' exchange.(PABX) in the TSC.                      The PABX could                ,
                                                                             be controlled by an attendant's console in the TSC and allowed
            1            ,                                                   emergency response personnel to communicate with the control room,
                                                                          <  0SC, EOF, and offsite' agencies. 'The NRC inspectors noted that the
                                                                              PABX system had a battery power source, and that it was linked to the
                                                                              security emergency generator in the event of a loss of offsite power.                                   !
                                                                           l Additionally, the PA8X' consisted ofLa. redundant computer system that
                                                                           Linterna11y checks the system.' The PABX system had telephone trunks
                                                                             going to offsite communication systems. The NRC inspectors
                                                                          ~
           -
                                                                             determined that there.were 28 telephone lines available from the TSC,                                    ,
                                                                             of which two:had'been made available to the NRC for their use during
           "
                                                                             an emergency. ' Additionally, the NRC inspectors determined that the
                                                                              licensee had installed the NRC ENS telephone and licensee owned
                                                                             microwave communications.and a dedicated Conference Operations
                                                                             Network (COP) system for communicating with the control room, E0F,

i- and offsite agencies. 

                                                                             The NRC-inspectors reviewed the licensee's Conference Health Physics
                                                                           . network and noted that this communication system was dedicated to                                        .
                                                                             coordinating radiological information between the TSC, E0F, and
                                            ~

E 

     ,
                                                                             offsite agencies.
         >
                   ,                                                         The NRC inspectors noted that the licensee verified full use of the

, 

                                                                          :TSC communication system during the recent emergency exercise
                                                                          . conducted June 25, 1986, and that after the exercise, the emergency
               .
   M
 "
                 P
                                  .,-t-
                              W                                     y                          - w,,,,-,y.y-w,-m                 -                    '
                                                                                                                                                              '
                                                                                                                                                                       ""-7TNP 58-*

 K                , +p                                                    ~.                    ; x
                                                                                                                                                         ~
                                                                                        ,                                                                                                            l
 wy                        -                                                              -
 h%W ;,?gi ",;                                                                                            '
q%                                                         w,                                                                                                            .
                                                                                                                                                                                                       :
 +AQ ' "2 4i,                                            g M'                                            ,
                                                                                                                                                                                                       I
                                             #                            '^
  '&                             a .a .          l) '       *                                                       ,
                                                                                                                                                 '
                                                               %                 ',.                                                               '15
 ' p 7f\p '                                                                                                                                   ,
  -l ; ' p;
                                                        ,                             -                                     -
                         -                                                                                      '                        9.
                                                                   ,
        :%.
 p                       (              '
                                             .
                                                                    "
                                                                             ipreparedness staff informed.the communications department of any                                                        ,
          1
                              ,       c                                      (correctiveactionsidentifiedbytheNRC. Corrective' action on such
   '.                _m                                   ,                     -items was sinitiated by'the communication department and verified by.
                             Ly                                               Ethe. emergency. preparedness group. .The NRC inspectors determined that
      .              .
                             N-                                               'the' licensee performed communication tests -as required in their                                                      .
 p-                              ,
                                    ~
                                                                                 proceduresf and:that communication. tests were being conducted monthly.                                              !
  19 C   '                                                   '
                                                                                 In" addition,. dose. assessment computer program and hardware were
               y i-y >
                     z
                                                                            Echecked ~ quarterly:or whenever program changes were made.                                                            .
                                                                                                                                                                                                      .
                                                      _
                                                                                                                                                                                                      ,
                 ,
                                                                 i ,The:TSC emergency communications equipment had either battery power
                                                                                 generator backup,;or both,           ,
  J[                                                                             Based on the above, the NRC inspectors concluded that this area                                                      .
W 4                                                                              appeared to-be adequate.
                                                                                                                                                       '
                                              ,
                                                                                                 ,
                   '                                                                                              '
       e                                        1.1,3.2                       . Records / Drawings'                                                  '
                               '                    '
                                                                             JTheNRClinspectbrsreviewedTSC.recordsanddrawingsagainstthe
          s ,                                                           1    -requirements lof;Supplementl'ofNUREG-0737. In addition, the NRC                                                         r
  ,-                                                                         linspectors reviewed the following FCS/0 PPD procedures: G-47,
                                                                                "
           5                                    '
                                                                        ,         Control Room: Drawings";;G-62, " Control of Vendor Manuals"; and
         ><
                   ,R.                                                ,
                                                                             <GSEP A-9,." Document Control Procedures". The inspectors observed the
                                                                              .
                .
                                                            -
                                                                           , document storage area in-the TSC.-           '
                                                                                                                        +
                                                                                    .
                                                                                            .     ;
                                                                                                                                    -          .                                                      ,
        ,
               g;;                                                              The NRC inspectors determined that the master. file of documents was                                                  !
          ' ,
                         ,                                                   ' maintained by the111censee's main office in Omaha and that another                                                     '
                                                                                copy wa's" obtainable at several locations in FCS,~(e.g., TSC Rooms 115
                                                                   '
                       >
                                                               -
                                     ,
                                                                                and-118). .The NRC inspectors'noted that record indexing and status
                                                                                                    .
   #                                                                            information was available from an on-line computer system, and that
            ,
                                      ~
                                                                             -selected. drawings were available_in the TSC P&ID book or were stored
                                                                                on film. Vendor's manuals were separately maintained, but were
        '
                                                                                readily available:to the TSC. By procedure, the FCS control room
                                                                              : drawing stick was maintained current within 25 hours. The NRC
                                                                                inspectors noted that other drawings, including the TSC files, were

', 

                                                                                maintained current'within 2 weeks by batch corrections to the film
                                                                                file. 'When a drawing'was-reproduced in the TSC, it was marked "for
    "'
                                                                                              .
                                                                                information." . Administrative procedures required the person using

o the drawing to check status against the computer index prior to use. 

                                                                                The NRC inspectors pulled one drawing and checked it against the                                                      ,
                                                  >
                                                                                index system; two vendor's manuals requested were also made                                                           '
                                                   .
                                                                                available.

                                                             ,
                                                                                Based on'the above, the NRC inspectors concluded that TSC plant
              -
                                                                                records (including drawings and vendors manuals) essential for
                                                                                evaluation of plant status under accident conditions appeared to be                                                   .
                                                                                adequate.                                                                                                             !
                           ,
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                                                                                               ,
                                                                                                              ,
                                                                                                                ,        _
                                                                                                                                 =gg -                     ,
(bp $m' " ,(; y-                      w. w -
                                                  , .
                                                              - -
                                                                                  <
                                                                                       '
                                                                                             ,
                                                                                                                      ,
                                                                                                                                        ,
                                                                                                                                           ,
pg                                                     y                                                                .-
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                                                                                                                  ','
                                                                                                                        '
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                                                                        ,
                                                                                                                    '
                                                                                                                                                    .16'

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                                                                                                                          ,

10 3 

                                                                    ' '                                ~
                                                                                                                                             -
L ' tr?                               ,,:il ;1.3.3                                 ;Suppostl Supplies. ~
                                                                                     ~

$, . 

                                                                      '
                                                                                           . . . . . .
                                                                                                                                               -
                                                                                                                                                 ..
    7            m                            >
                                                                                  sThe NRC inspectors _ reviewed support supplies maintained in the TSC
M                                                                                 jagainst;the= requirements of Supplement-1 of NUREG-0737,Litems 8.;2.1.h
               -
                                                                                        and'i and,specifically.against the inventory listing provided within
                                                                                                              ,
                      ,
                                      @:4                                         ' Surveillance Test ST-RM-3, " Emergency Plan Radiation Instruments and
    t~                              ,I[ .                           m ' Equipment."-
                 .
                                    e                                                               .
                                                                                                                  '
                                                                                                                            , .
 1
                                                                                                                                                         ~
                                                       -          -
                                                                                  LThe NRC.insp~ectors' determined that the inventory listing provided for
           >
                             7_                                                   ; calculators, pens, pencils, grease pencils, paper, clip boards, spare
  1                                      ~ ;c1.
                                                     '
                                                                                   ;"D" cell batteries, . masking tape, flashlights, and first aid kits. A'
                                                                                                     .
         M                                                                        isurveillance, test was required.to be performed monthly. The
 &iW,,
  *
                                                     '
                                                                                   . inspectors; reviewed the previous.6-month tests and concluded that the
                                                                                        system was adequate. to maintain the . inventory.
 u. :a                                                                <
 !           7
             ,1
                                                         ,'                       1The NRC inspectors reviewed other TSC supplies and noted that
                                                                                   ;isopleths were readily available, as were means for data trending, an
                                                .
                                   ,
                                               7                , ,                    adequate supply of computer paper, and a library of reference
    ~@<'                                 ,
                                                 ; -                                   material which included RERP/EPIP. sets, a Technical Data Book, the
           7                    y   '
                                                                                     .INPO Emergency Resources Manual, 1982,.a copy of the Updated Safety
    ; ,
             -
                          ,
                                                         .
                                                                                   . Analysis Report (USAR), and a set of Technical Specifications.
                                     ,,
              m                     ,                               ,
                                                                                       Based on the above, the NRC inspectors concluded that support
                                                           ,_
                                                                                       supplies appeared to be adequate.
    ,
                        [                     l1.1.'3.41:.PowerSupply
 ~           '
                                                                                  'The NRC inspectors reviewed the TSC power supplies against the
                          ,~
                                 .
       >
                                                                                  . requirements of 10 CFR 50.47 B.8, 10 CFR 50.E IV E 9, Supplement 1 of
       <-
                                       '
                                                                                  :NUREG-0737, item 8.2.1.'a,.and the guidance of NUREG-0696,. Item 2.8.
         *
                                                                                        In addition, the NRC inspectors reviewed applicable sections of the
              -
                                                                                  'USAR, the Emergency Plan,.and station drawing 4778 293 206-001
      .
                   '
                             -                                                          Electrical, TSC One Line Diagram" and walked down the electrical
 v                      <                                                              system in company with the OPPD Supervisor of Electrical Generation
                                                   '
                                                                                       and the FCS Electrical Maintenance Foreman.
                                                                          ' ?The NRC inspectors determined thati the TSC was powered from both a
 !-
                                                                                       normal and an emergency power supply and that normal power consisted
                                                                                       of a double end feed from the 161 KV line to a single 13.8KV/480V
                                                                                       transformer which. fed through a series of switchgears to the TSC load
                                                                                       center (MPP-14). ' Emergency power was provided from a dedicated
                                                                                  ; diesel- generator. Power to MPP-14 was selected by an Automatic
                     , _                                                               Bus Transfer (ABT). The NRC inspectors noted that upon loss of
                                                                                       normal power, the diesel would receive an auto start and sequence
           -
                                         o.
                                                                                  4
                                                                                       signal; HVAC load breakers would fail open on undervoltage, while the
    "                                                                            .others would remain closed on the dead bus. On completion of the

g , start sequencing, the ABT switch would shift to the diesel output and 

                                                                                       power would be restored to the TSC and HVAC breakers could be closed
                                                                                       manually. Since the ERF computer was provided with an UPS, it would
                     '
                                                                                       survive the dead bus transfer to emergency power. However, during
. power sequencing, the TSC terminals and displays would lose power.

. s a 

                                                           4
         e           ,    ^wv.n            .y--            +,               _.,-%
                                                                               -
                                                                                                 -w,-,,3.-w.,                   e em e w e           e

                  , ._               _  _.
          - - v

1 . . a 

 r
     *
                                                                     17
             '
                  .
                               J
c                                    Based.on the above,.the NRC inspectors concluded that the TSC was
                                   1provided with adequate normal and emergency power alternatives to
                                   - function- during a power l emergency.
      .
                       !1.2. Information~ Management
.
   ,
                        1.2.1      -Variables Provided
                        1. 2.~ 1.1 - Rec. Guide 1.97 Variables-
                                     The NRC inspectors conducted interviews and held discussions with
                                   . licensee personnel, conducted a TSC walk-through which included
                                   'several computer terminal demonstrations, and reviewed pertinent
-
                                     documentation, including OPPD letter dated April 1, 1985, " Fort
                                 .
                                   .Calhoun Station Compliance with Regulatory Guide 1.97, Revision 2,"
                                   .and NRC. letter dated June 18, 1986, "Conformance to Regulatory
                                    Guide 1.97, Revision 2."
                                    The NRC inspectors determined that, with the following exceptions,
                                   'all applicable Regulatory Guide 1.97 variables were available in the
                                    .TSC on the SPDS and/or the ERFCS:
                                    *
                                            The. Post Accident Sampling System (PASS) ion chromatograph was
                                           = the primary means of obtaining the RCS soluble boron
                                           -concentration, in lieu of a boronometer.
                                    *
                                            Analysis of primary coolant (gamma spectrum) was measured by
                                            PASS gross gamma detectors and gamma spectrum analysis of
                                            reactor coolant samples, in lieu of a radiation monitor on the
                                            letdown line.
                                            The Condensate Storage Tank Water Level was available on demand
                                            in the ontrol room, but had to be passed to the TSC from the
                                            control room by telephone or messenger.
                                    *
                                            Containment sump water temperature was not available.
                                            Justification was submitted in the OPPD letter of April 1, 1985,
                                            but was deemed insufficient by the NRC reply letter dated
                                            June 18, 1986, item 3.3.10.
                                    *
                                            Airborne radiohalogens and particulates, plant environs
                                            radiation, and plant environs radioactivity variables were
                                            obtained using portable instruments with results passed to the
                                            TSC via telephone or messenger.
                                            All variables listed under " Accident Sampling - Primary Coolant
                                            and Sump, and Containment Air" were obtained by PASS / grab
                                            sample, with the exception of dissolved oxygen and oxygen
                                            content. The licensee stated that this exception regarding
                                            dissolved oxygen and oxygen content had been accepted by the NRC

E . 

                    -
          ,     ...   ,
  ,_
        l   -

... 

                                                      18                                       l
                                                                                               1
                            cincident to the-NRC review of NUREG 0737, Item II.B.3.   However,
                             the. letter granting the exception was not made available to the
                             NRC inspectors prior to departing following the exit meeting.
                      The NRC inspectors noted that the'.following Regulatory Guide 1.97
                       variables, although available.in the TSC on the SPDS and/or the
                       ERFCS, were not in full compliance with Regulatory Guide 1.97 for the
      .                reasons stated:
                             Coolant level-in the reactor deviated from Regulatory Guide 1.97
                                                -
                             in that the installed level measuring instrument did not cover
                             the full range of the reactor vessel.
                      *
   .-
                           ' Accumulator tank level and pressure instruments were not in
L
"
                             compliance with Regulatory Guide 1.97 in range and environmental
                             qualification.
                      *
                             Instrumentation for Component Cooling Water temperature and flow
                             to the ESF system was not environmentally qualified.
                             Justification for this deviation was submitted to the NRC by the
                             licensee, but was not accepted.
                      *
                             Wind direction instrumentation'provided by the licensee did not
                            -meet the accuracy requirements of Regulatory Guide 1.97, nor had
                             the licensee provided justification for this deviation.
                      Based on the above, the NRC inspectors identified the following
                      unresolved items in this area:
                      *-
                             Accumulator tank level and pressure instruments were not
                             environmentally qualified as required by Regulatory Guide 1.97.
                             The level instrument range was stated by the licensee as
                             0-100 percent,.but did not state whether this was percent of
                             tank volume or percent of instrument tap height. The pressure
                             instrument range was stated to be 0 - 300 PSIG, which was not in
                             compliance with Regulatory Guide 1.97. (285/8620-04)
                      *
                             Instrumentation to measure containment sump water temperature
                             was not available to satisfy the intent of Regulatory
                             Guide 1.97.    (285/8620-05)
                             Instrumentation for measuring temperature and flow of Component
                             Cooling Water to ESF system components was not environmentally
                             qualified in accordance with the provisions of 10 CFR 50.49 and
                             Regulatory Guide 1.97.    (285/8620-06)
                      *
                             An accuracy of 15 percent for wind direction measuring
                             instrumentation was not available. (285/8620-07)
!

                                                                                                                              -
 gm                                                                          ',
                                                                                         '
                                                                                                         ,       ..
   Q]8           ,
                                           ,        . ;."                       s
                                                                                              ,
                                                                                                +     l'
                                                                                                                    'Qy
[ ,9                            _e
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                                                                     .
                                                                                  -
                                                                                             m       >-
                                                                                                               ,       i
 k                         '
                                '
                                                     %                                            ,>;            r
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                                             .
                                                       ,               -
                                                                                    ._ ,
                                                                                     -
                                                                                           _
                                                                                                             <       ,
                                                                                                     c yg
                                                                       '
                         ,                                  <                          .
      ,      .         .                                                                                   ,.
                                                                                                   ,
     -
            ,           -
                                           -
                                                                                                   L;.
                                                  ,
          #                                                       *
                                  '
                                                         .-                The instrument forf measuring coolant level in the reactor did
                                                                           not have'a range from.the top of the core to the' top of the
               '
                                    ^ ;
                                                                         : reactor vessel. 'A continuous. display of this1information was
                     -
            .                                          ,
                                              ' '
                 .                                            .
                                                                          .not'availableiin accordance ,with Regulatory Guide 1.97. This
                                                                         . matter >1s~being' addressed hyithe NRC as part of their review of
                                                                           NUREG 0737/ Item II.F.2. '(285/8620-08)
                                                                   *
        '
                                                                           The licensee deviated frori Regulatory?G uide 1.97 with respect to
                                                                           post-accident sampling' capability inithat,the PASS did not have
                                     ,
                                                                           the capability for dissolved oxygen or oxygen content, as
                                                                           required by NUREG 0737, Itom II.B.3.          (285/8620-09)
                                         f2.1.2                   Other Variables
            '
                                                                  The NRC-inspectors reviewed Regulatory Guide 1.97 variables against
                   i                                              those available in the TSC as reported in 0 PPD _ letter of April 1,
                                                                           L
                                                                  1985, .." Fort Calhoun Station Compliance with Regulatory Guide 1.97,
         - --
                          .
                                                                 -Revision 2," and-as~ responded to in NRC letter of June 18, 1986,
                                                                  "Conformance to Regulatory Guide 1.97, Revision 2."
                                                               2The'NRC inspectors held discussions with two staff engineers, keyed
                                       -
                                                                  toward the' availability of~other variables in the TSC which could be

, -substituted for_any of the Regulatory Guide 1.97 variables not 

                                       .-                         available. The.NRC inspectors determined that four such variables
          X                                                   'were not;available.- The licensee stated that two of these variables,
                             "
                                       '
                                                               .. dissolved oxygen and oxygen content, could be obtained using

a  ; chemistry procedures. However, the NRC inspectors determined that ' "- 

                                                                ' there was no alternate variable which could adequately substitute for
                                                                 -the third unavailable variable,- that is, containment sump water

' 

                                                                  temperature. The fourth' variable, coolant level in the reactor, was
                                                                . measured indirectly by ths reactor vessel level monitoring system
                                                                  which used the~ heated junction thermocouples and the SPDS.
                                                                  The NRC~ inspectors datermined1that five other variables were

, available'in the TSC, but did not meet Regulatory Guide 1.37 

                                                                  requirements for the. reasons described in Section 1.2.1.1 of this
                                                                  report. However, these variables did serve as substitutes for the

L ' 

                                                                . corresponding Regulatory Guide 1.97 requirements. These variables
                                                                  were: Accumulator Tank level, Accumulator Tank pressure, Component
Cooling Water flow to ESF components, Component Cooling Water

l 

                          ,
                                                     -
                                                                  temperature to ESF components, and Wind direction.
       4
                                                                  The NRC' inspectors noted that another variable available in the TSC

u . was the offsite monitoring information frc,a field monitoring teams

via radio. Additionally, the TSC had access to the National Weather
                                                                  Service (NWS) via telephone to the Omaha airport, Eppley Field.

I National Weather Advisory Service (NAWAS) information was available 

                                                                  to the control room, and could be relayed to the TSC. The NRC
                                                                  inspectors noted that the TSC also had access to emergency vendor
                                                                                                                                              l
                                  .
                   s
   ,
   .                 . -                 - - -                           -                 -

                                                                                                                                                                                                                                  ^ ^
                                                '
                                                              T ;Q                                      Y                              '
                                                                                                                                                                                                                                      },

Qq ;, - , 

by%;                                              ~

Mpf 

     ;p y v_                                                                                              ;-                                                                                                                              -
p '                          d                                            - -
                                                                                                    ,             .
                                                                                                                      .' ,                                    -20
nk.}. uy:                                _', .                                                                   '
                                                                         '
                                                                                :                         ,                           .
                                                                                                                                                      ,
 >
                        a.                   -                                                                      *
           4            .;                     g.g                                         x
                                                                                                                       g,,                            '
pg                                                                             [assistactebytelephone,-andthatacopy~of-the'InstituteforNuclear

4f j';" C ," * 

                                                                                . Power _ Operations?(INPO) Emergency Resources. Manual'was'available for
                                                                                  reference'.- Evacuation time estimates were contained in the plan,
                                                                         1 SectioniJ,; Table J-4.-
 4
                 f          ." y        4
                                                            .
                                                                                                      ,                    .
                                                                                                                                           .             ..
          T                .                                                      Ba' sed lontheiabdveilthsNRCinspectors.concludedthattheadditional
                                      , -
                                                            , - fvariablesjprovided appeared 'to be adequate.

< {1 ,11d2.1.3%?RelationshiptoFunctional'Needs~ 

                                                                                                              '
                                                                                                                                                                             .,
 e               s
                      '
                              ,
                                                                          3
                                                                                . . .        .
                                                                                                      .c                           .
                                                                                                                                                          -
                                                                                                                                                               .
                                                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                      '
                                                                             sThe~NRC. inspectors reviewed the: adequacy of:TSC variable information
               .                3                                                 against:the requirements of Supplement 1 to NUREG-0737,                            .
                                    ' *
        , c. 1            . .                       .-
                                                                             -items 8.2.1.a,;h; and'k.
                                                          .                   e
 p                  .
                                                            '
                                                                           :                            -                            ,.
                                                                                                                                                                          .
                             '
                                '
                                                       '
                                                                            7The NRC inspectors reviewed'0 PPD letter dated April.1, 1985, the
  g'                                    ..                                   slicensee's-report of compliance-with Regulatory Guide 1.97,
  ?                .
                                        '
                                                                            ' Revision
                                                                              ;                        2,1 requirements, the NRC letter of June 18, 1986, which
                                                                               . responded to the;0 PPD compliance report, and the availability of
           Y                                                           ,       : Regulatory Guide 1.97 and other variables within the TSC as
   -           '
                                   y'                                       ' documented in Sections 1- 2.1.1-and '1.2.1.2 of this report. .The NRC         .
            , <
                                                  +                            -inspectors: observed operation of the SPDS and ERFCS terminal display
            /                                                                    units, held discussions =with two staff engineers assigned cognizance
                 
                                                                               iover the Regulatory Guide' issue, and observed walkthroughs documented
        1;                       ,
                                      '
                                                                               Lin Sections 1.3.~2.2'and 3.3.3.5 of this report.
  m   '
                                                                                                  . .
                                                                                                                                 .
                                                                              .With the; exception of-the unresolved items documented in~
       -
                   ,                                                             Section 1.2.1.1.of this report, the variables available within the
  t'                                                    _                      :TSC' appeared to be adequate to determine reactor system integrity,'
 ?                            ,
                                                        '
                                                                               . heat' removal capabilities, containment integrity, vital auxiliary
                   Lc                 o                                        isystem; status,. liquid and gaseous radiological waste status,' spent
                                                                               l fuel and in plant radiation levels, radioactive release path path
                                                                               rinformation' andlother information impacting the offsite dose
                                                                                                                ,
                                                                              _ projection process. During the review no shortfall of information
          n                                                                   'was noted.
             ,
                        ,
                                                                           _ Based on.the above, the NRC inspectors concluded that this area of
                            :c                                                 ' relationship to functional nee 4 < ppeared to be adequate.
                                                                                                                               ~
          -
     ,                       o
                             ,             21.' 2. 2 :                          Data' Acquisition-
          #               ,              .
                                    ' * 2.2.1

' 

                                                                              ' Data Co11ection Method

,- '  ; 

                             '

                     .
                                                                              LThe NRC inspectors determined that the ERFCS was a distributed

u computer system purchased from Energy Incorporated (EI). This system 

                                '.-


                                                                                wa found to be configured as two pairs. Each pair consisted of one
                 .                                                              computer operating in the active mode and one computer operating in
         '*
                                        ,
                                                                                the ' hot' standby mode. One pair was located in the TSC and was
                                                                               -referred to_as the HOST computer system. The second pair was located
                                                                                behind the control room and was referred to as the Data Acquisition

i- , _ Subsystem (DAS). . t 

                                   4+bw           www m        _ - , -           m-m-e-<.e-.   -a     w--   ,-,e-o...e,---,-me---        -,---+,.---=.wy          -a   r -e-      e v m--r-+-~=~ <- =*r --
                                                                                                                                                                                                           =m*w r- *- w t- -'--nw     ~7e   ""

 g              ,                    ,
                                                =@
                                                                                      %
                                                                                                          .
            k
                       ?         f,            v.l                                      ,        ?     bl      'Q-
                        y
                                                                                                                 -
                                                                                            -
                                               n;                                                                                      ,< ,
                                                                                                                                        _
                                                                           -                                ~      -
    pg                                                      ,
                                                                                        p                       y
            ^~
                               ' - gl                                                     n.           4'                     21'         ,
                                        e_                  . . .                              .
                                                                                                      ;      -        a
                                                                                                                                            '
 C                ;             ;C~                          9           ^
                                                                                     - V ' "," "pn                   '  P-
                                                                                                                                           *~
       p.; '                                                                          -
                                                                                                      td              db
     W                                                                                           J,L                  q
  '
    4# .            <~
                             '
                                          ,
                                                        '
                                                              ,             )The:HOSTcomputersystemcontrolledtheDAScceputersystemwhichin
                                                                                 turn' acquired plant sensor data (analog and digital) and Qualified
                                                                                                                                     ~
                    ,.
                                 -                    <
                                                                               : Safety. Parameter Disp 1ay; System (QSPDS) dual computer-system                     .
             ud                                                , . <          sdata:(class 1E).                    The HOST computer system consisted of two
                        .            $y                                       .-MDDCOMP'7870 computers and.various peripherals. -The DAS computer
                     .             .M                             ? ; system consisted of two MDDCOMP 7821 computers with three MODCOMP

V" ^ 

                                                                                MDDACS~III.multiplexers.for sensor input / output:and signal

[1 - 

                                                                                conditioning.$ The DAS computers were used to convert raw data into

@'. floating point engineering units. 3 > 

            g'i             , @ ,,
                                                                                                   .                       . A4 .J
                                                                             :The'NRC' ins @pectors noted that the HOST-computer system received
                                     Me
                                                                                                                               ~
                                                                                meteorological data input as_well~as input from the DAS commiter
              y                      Mg                            '
                                                                     '
                                                                               ' systems. .All'operatorfinput/ output was controlled by the HOST ERFCS.
 .'fy                                   ;                                       TheHOST.wasialsojpsedforalldataarchiving.
            m.                                                         .                           _
                                                                                                            .7,w                  ..
        g                                                                       The'NRC inspectors? evaluated the111censee's compliance with
           &                                      '
                                                                                itemL8.2.1h of Supplement 1 to!NUREG-0737 in regards to the
                  -
                                                                             : methodology:by which sensor data inputs from onsite and offsite
                                                                              ' locations:were'receivedt                         *f.,
                           ~
                                                                                                                              .
                                                    >                         LTheNRCinspectors\reviewedtheHabareandSoftwareDescription
          -                                                                     Manuals provided to OPPD'by EI:esi.ed August-1985, ERFCS System
              '                                                              l Description ~II-10, Revision'2,iQSPDS Communications (QSP) Software
              s
                                '
                                                                              .. Design Document, LRevision L 0,- and ; Interface Requirements for                     .
                                                                                QSPDS/ERFCS Data, Communications, Revision 3.                   In addition, the NRC
                                                   y                            inspectors conducted interviews and held discussiotis with members of

n ' 

                                                                                the licensee: engineering a'nd computer programming' staff.
     & @ % b;                                                                      .:         .l'      :s      .h ( OL
       r-                             .                                         The Meinspectors determined that data were collected by the active
             j                .
                                                       '
                                                                              .ERFCS HOST damputer by serial input from the. meteorological tower
                                                                                computer system and the active DAS computer system. The DAS received
                                       '
  1. ^ '
                                 '
                                   .
                                                                     .
                                                                     ~ ~approximately:400 inputs ea'ch 'from analog and digital sources. This
                                                          ,
                                                                                numberuiricluded the QSPDS ' class 1E inputs. The system was expandable
pN t& .'
                                                                                to over 2000 inputs each from analog a'nd digital sources. All inputs

M ' 

                                                                         . were direct except for the serial ASCII input from the dual QSPDS (a
t
                                                                                subset:of the Inadequate Core Cooling Instrumentation (ICCI) computer

' 

                       ~y                                                       system).             The HOST received the DAS input over one of two high speed
                                                                                fiber optic' links.
                                                                              . Based on the above, the NRC inspectors concluded that data collection
                                                                                methods. appeared to be adequate.
         "                                   ~
    _
                                            - 1i 2.'2. 2                        Time Resolution

n 

           g,                                                                ,The NRC inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.h
       <"                                                                       of Supplement 1 to NUREG-0737 in regards to the time resolution of
       #
                                                                                sensoi' data which are'available to the ERFCS. The NRC inspectors
                                                                                reviewed the OPPD ERFCS Software Overview prepared by EI; OPPD
                                                                                number 1283.                In addition, the NRC inspectors conducted an interview

7 , 

                                                                                and held; discussions with a system program analyst and received a
                                                                             - demonstration by Sirin the TSC.
                                                                                          .

p I 

     "

   g
                                                                                                                                                                                                                     __
                                         :                                              - -
                                                                                                                               ,
               s                     2.-       _'w                                                                                                        .
                                                                                                                                                                                                                   ,
     OM [
                                                                                                     '
                                             '
 .
                                                                           't 3. ,                       ,
                                                                                                                                                              ,
      37
   []( d;"
                       <
                         ~
                             ~N         _.-
                                                       ,s..
                                                                       '
                                                                                           4
                                                                                                "
   33$                                                       %'                                                                      . .             22-                                                                l
   g9 ~j';                                                                     <
                                                                                       '
                                                                                                    ,
                                                                                                               ~
     gyh a ,                              _ ,
                                                                      -2                  G
                 S n :%dw%                                                            +
                                                                                           1  The NRC inspectors determined that the maximum scan rate of user                                                          ,
                        m ~?                                            ?                  , selected-signals was 0.5-seconds / scan. Normal' sampling was                                                              t
   &4-                                                      U                            ~one'second/ scan for digitalfsignals and l'to 60 seconds / scan for
   Yf                              >>s-
                                      "
                                                                                          ianalog: signals.(depending-on sensor type).~. QSPDS signals were
                                                                                          . scanned'at-the: rat'e of'3' seconds /sc'an. The history and transient
               '                                                                  '
   ,
      A.                                               --
                                                                 .              _         : data 1 files.1 stored by the. system for'all points:was as follows:
                                                                                              -
                ,
                                ,
                                                                     ~
                                                                                                              u.
                                                          ~
                                     .
                                                s                                         (Tygg                      Duration.                Scan Rate-           Data Type (analog)
                                                               ,
                                                                   '
                                                                         .
                                                                                         a                 ,.            .   .
   #3 '                           ,                                                      n General (                 .22 hr                   :30 sec'                   raw binary
     ,,                           x                                                       7 Purpose'
       c                 m
                                   ~
                                                               , ,
                                                                                                                                                                 '
                  '~ M. x ,%.[,                                                               Prevent-                 : 3, min 1                  0.5 sec'              raw binary
                                                                                                                                                      ~
                                                   '
                                                                                                                                            ~ s30 sec                    engineering units
                                                                                                                                         '
   U
                                                                                   ~
                     ,
                                                                                                                       ;2 hr
   +.
                           .
                                       -
                                                m.                     f .                                         -       -
                                                                                                                                                                                                                        !
                              ,         s                  ,N                                 Postevente                 3 min:-           . :0.5-sec                    raw binary.
                     ,                     s                               ^
                                                                                              '
    ,
                                                              ,
                                                                                                                       /30~ min.                 .
                                                                                                                                                   10 sec                engineering units
                                     %                      ,-
   a,                    y"                                                  ,                                           24.hr                'l min                     engineering units
                   ,       x4
                 -<                                                  ;               -
                                                                                                                       114 day                :10 min           -
                                                                                                                                                                       ' engineering units
            - ,                                                                                   .
                                                                                                                                   .
                            ,
   %<         '          '
                                                , ,
                                                 '
                                                                                          ; Based on the above,-the NRC inspectors concluded that time
                                                                                          > resolution methods. appeared to be adeq'uate.'                                                                               '
        _
                " '
                                  '",
                                           D1. 212. 3'                                        Isolation :
          -p                                         :
                                                                                '
                                                                                                       ,
                                                                                                                 .
                                                                                                                                 '
                                                                                                                                               .
                                                                                                                                                        .   ,
                 _1
                                                                     -
                                                                                              The NRC in_spectors. reviewed the isolation provided between class 1E
                                                          , ,
                                                                                              systems: and the downstream non :1E ERFCS against the requirements and
             ;                               '
                                                                                           ~ standards.of GDC-24:and Supplement 1 of NUREG-0737, item 8.4.lc. The
                                                                                          .NRC inspectors examined the TSC, operated the ERFCS terminals and                                                            '
                                                                                           ' displays,1 inspected the computer mainframe room, and' reviewed
                                              ~
                            n
                                                             -
                                                                                          -applicable sections of the USAR and several letters on the general
                                                                                            -
                                                                                                                     i
                                                                                              subject'o_f= isolation. Key letters are i_dentified below.
          '
   *'                                                                                     'The ERFCS installation used several different devices to achieve
                                                                                              isolation-between the safety systems and the downstream nonsafety
                                                                                              related equipment. These isolations were evaluated by the licensee

, 

                                                                                           Lin OPPD letter to the NRC dated December 7, 1984.                             By letter dated
            "
                                                                                              June.7, 1985, the NRC forwarded the safety evaluation report which
                                                                                          Lapproved-the use of certain isolators, including fiberoptic cables,
                         '

, 

                                  -
                                                                                              butnoted that insufficient information had been provided to evaluate

. - .nine particular type isolation devices used by OPPD. NRC directed 

                                                                                              the licensee to submit additional information for confirmatory
                                                                                              review. By a series of letters and phone calls which culminated in a
                                                                                            . letter dated January 7, 1986, OPPD acknowledged the need to replace

. I 

                                                                                                                                                                              --,-.      - _ _ _ _ _ . _ - - _ _ .

                 .m

g]pk ; # f 

                                                                  A                                        -

h '^ s 

                                                                        ~
                                                                                                                             .
    s                                                   ,                             T
                                                                                                                                  ;23
4 S'
                                      '
                                                                                                                                   .
                                                                                                                        ,
                                                                              ,
                                                                                                                                      .
                                                 .                                                          ,;
                   w _ 32                                                  ,-                          ;
                   u
                              ^
                                                                                '?*         '
                        ,
                        I                                            those,isold.iondevicesandrequestedextensionofthecommitmentto
              (O'l
              W
                                             ,                    .the end-of:the 1987 refueling' outage.                                NRC granted that request by
     -
                                         .
                                                   -
                                                                  (letter' dated January,9,- 1986.                                         ,
                                                                                                                                                   -
                                                          '
                                        '                                                                                                      ~
 6                                                                :-Based on
                                                                  .
                                                                                              2
                                                                                                     the Ebove, the>following unresolved item was identified:
 w       '
                     ,                                                                                                  -
                                                                                                                                             ~
                                                                 ^*'
                             ,.
                                                            ,                     !Isdlat' ion between safety systems'and downstream nonsafety
              '_'                                                                   related equipment will not be completed until the end of the
                                                                                    1987 refuelingioutage. -(285/8620-10)~
 -            N                  _ fl. 2.~ 3                         Data Communications C                                                         ,
  3 *       ,
            .
                                    , '1.2.3.11 Cap'acity;
                                           .
                            '
                                           ,'                     4The NRC--inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.h
       -
                                                          '
                                                                     of. Supplement I to NUREG-0737 in regards to the data handling
  '
                                                                     capability of the data communication links. The NRC inspectors
                                                                 -reviewed.the:ERFCS System Description II-10, Revision 2 and Interface
 "?                a                                              _ Requirements for?QSPDS/ERFCS Data Communications, Revision 3. In
  9 ?                                                            : addition,s.the inspectors conducted interviews, held discussions with
       (   ~'
                                 -
                                               -
                                                   '
                                                                 Laembers of.the licensee engineering and programming staff, and
                                                                     examined the hardware associated with the_ERFCS in the TSC, CR, and
                                ;-                                  -the DAS behind the CR.
               ,
                                                                                                     ~
                                                                 :The:NRC inspectors determined that transmission of information was~-
     ,
           '
                      _                                         ' accomplished serially (except for the meteorological data which was
                                                                 . time multiplexed and transmitted as a frequency) and was compatible
     ,
                                                                    through a RS-232C. serial connection'at the user interfaces. A table
                                                                    of transmission rates between equipment at various locations was as
                                                                 -follows:
                                                                                                                          .To/From        Rate
                                                                    Equipment-                                            ERFCS HOST    (kilobaud)           e
                                                                                                                                                         Typ_e
                                                                    CRT monitors                                          Within TSC      9.6           Hardwire
                                                                    w/ function

F , 

                                                                    boxes
                                                                    Matrix Printer.                                       Within TSC      4.8           Hardwire
                                                                    _CRT monitors'                                        CR              9.6           Hardwire
                                                                    w/ function boxes
                                                                ' Matrix Printer                                          CR              4.8           Hardwire
   '
                                                                    Line Printer                                          CR              19.2          Hardwire

                              -
                                                                    CRT monitors                                          E0F             4.8           Microwave
                                                                   w/ function boxes                                                                    and MODEM
                                           .
                                                                    DAS                                                   Behind CR       2,000         Fiberoptic
                                   _                          . . _ . _ - . _ _ . . . _ . _ _ . _ _ - . _ _ _ _ . . _ _ _

                                                                                                      -
   p-      .
                                  .
   g ;e        ,.
             '
       [
                <;
                                                            -24.
   L
   i).
   "                      '
                             . DAS to QSPDS-      .
                                                                         19.2            Fiberoptic
         .
                            ' Meteorological.       -TOWER               NA              Fiberoptic
   e~  4                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that the capacity of
                              the data communication lines appeared to be adequate.
 ,
                   1.2.3.2    Error Detection
    .
                            .The NRC inspectors evaluated data communications error detection
                            - capabilities against the requirements of item 8.2.1.h of Supplement 1
                              to'NUREG-0737.
                            cThe"NRC~ inspectors reviewed the QSPDS Communications (QSP) Software
                              Design Document, Revision 1.0 and ERFCS System Description II-10,
                              Revision 2. The NRC. inspectors conducted interviews and held
   L                          discussicns with members of the licensee engineering and programming
                              staff.
                              The NRC inspectors determined.that QSPDS data were transmitted with a
                              parity' check and a packet checksum (an exclusive OR of all ASCII data
                              bytes). DAS data were transmitted to/from the ERFCS HOST through a
                              communications controller in packets using MODULO 16 checksum. No
                            -error detection was performed between the user interface color
                              monitors and' function boxes. The CRT screens were updated at a three
                              second rate, so errors could be detected with reasonable quickness.
                              Based on the'above, the NRC inspectors concluded that data
                              communications error detection methods appeared to be adequate.
                   1.2.3.3    Transmission Between ERFs
                              The NRC inspectors evaluated licensee's compliance with item 8.2.1.g
                              of Supplement 1 to NUREG-0737 in regards to transmission of
                              information between ERFs.
                              The NRC inspectors reviewed the ERFCS System Description II-10,
                              Revision 2 and the undated ERFCS training instruction handout sheets.
                              Additionally,'the NRC inspectors interviewed and held discussions
                              with the licensee engineering programming staff. The inspectors also
                              examined the CR, DAS location, TSC, and EOF to make observations and
                              get hands-on experience.
                              The NRC inspectors determined that data trar.4 mission between ERFs was
                              under the control rf the ERFCS active HOST computer system located in
                              the TSC.    Two pairs of data links were available so that loss of one
                              link did not prevent data from being received by the active or hot.
                              standby HOST if switchover occurred because of a failure,

f 

         _.
                                                                                                                                 -
                                                                                                                                           ,
              ,
                                                                                '   -
% ;( . z,;                                     <
                                                                                  ,
 .  ,                         ,    *l              'w : ,
                                                                   a
   c          ,,.                       .,
                                             - > .
                                                     ,
                                                                     ~
        ,77                                                                                       25
   *
         .l;               f :, -                      ll -
            ^
                                      s
                             >
                                                                      ~q              3.
                       ' '
                    - , ,                      E
4 ,g                             -
                                                                 .
                                                                       . _ . ..
     q. - 4%~
 SjN                            "
                                                    s              The inspector'^noted
                                                                                      s    that the CR had four hardwired serial links,to
                                                               ^the TSC for full duplex operation with two operator consoles, one
    M
      M                    _'
                                           -
                                                         -
                                                               cline printer,.and.one dot matrix alarm printer. The TSC had six
                                                                   hardwired serial-links'to five operator consoles.and-one line
M. ., , Y                                    _.o.
                                                               ' printer.
              _                                                 ;In addition, the NRC inspectors noted.that'the EOF utilized three
[' W                                             '
                                                                   channels ~over a microwave link for two operator consoles and one TI
                                                                                                        ~
        6                                1'        '
                                                                   Omni-800 dot matrix printer, and that multiple operator consoles.in
        i'                                                 ' ioachtERF location ~ enhanced' reliability and provided additional
                                                                                                            .
                                                               4 resource tools for personnel during emergency conditions.
   .s     s                                                    :: Additionally,: the two CR and four of the TSC operator consoles.

?8 '4" 

                                                                   contained one megabyte of memory each to hold graphic backgrounds for
                    ,
                                                                   typical user response tiseiof 1 to 2 seconds.'
        W-                                                         Based on the above, the NRC inspectors-concluded that the methods for
   :g ;
        &                                                      ' transmission between ERFs appeared to be' adequate.
                s
                                        ~IJ2.4               "     Data Analysis
     h'.                               fl.2.4.11 ~ Reactor Technical' Support
   im                                                           .The:NRC inspectors reviewed TSC reactor technical support against the
          ,
                                                                   requirement of 10 CFR-50.47(b)(4), 10 CFR 50 Appendix E,
                     ,
                                                                   paragraph IV.E.8, and item 8.~2.1.h'of Supplement 1 of NVREG-0737. The
                                                               tinspectors' examined the TSC, reviewed FCS 01-ERFCS-1 "ERF Computer
                                     *
                                                                   System"L(an operators ~ manual for that system),-operated the TSC ERFCS
                                                               ; equipment for approximately 2 hours,-and observed the-walkthroughs
                          a                                   "
                                                                   reported.in Section11.3.2.2 of this report.             '

, The NRC inspectors observed that the primary source of reactor plant 

                                                                   data in the TSC was the ERFCS~which included the SPDS. Using that
      -
         s                                                         system, the operator-may call up top and'sub level SPDS displays and
                  '
                                                                   other-ERFCS non SPDS data which may be displayed as real time
                                                                   information or in graphic form, usually as time trended data, but in
                                                                   selected instances, with one variable as a function of another.
                            -
                                                                   Boundary _and design values were displayed to assist the operator in      l
                                                                ' detection of deviations or excesses. For selected' systems, system
                                                               ~s tatus diagrams were available and included position and operating

m status of key valves, motors, and pumps. [ 

                       *
                                                               !Although the system was just declared operational on April 30, 1986,

                                         '
                                                               -the TSC user staff appeared to be conversant with system operation.
                                                                  Based on the above, the NRC inspectors concluded that reactor
                                                                   technical support within the TSC appeared to be adequate.                 ;

' 

                                                                                                                                             ,
                                                                                                                                             i
                          4
                                                                                                                                             i
                                                                                                                                             1
                                   -
                                                                                                                                             l
            .                                                                                                                                1

                                                                '

% 4 3 1'- 

                                                                                      '
             . .              W
                                     "
                    .
       :
                                                                                                                                             26
                                '
                  a;
          4
                                       - 1. 2.'4. 2 TDos'e Assessment
                                                      
 ,
                                        ~
                                                                       The'NRClinspe-tors reviewed licensee's dose assessment' capability

W_ - 

                                                                       against requitasents in-10 CFR 50.47(b)(9) and Appendix E,
                                                                       Paragraph'IV.E.2, Supplement 1 to NUREG-0737,- item 8.2.1.h,-and
             ,                                                         Regulatory Guide 1.97. .-The NRC inspectors also reviewed the
   '
                                                                       Fort Calhoun. Station meteorological system for acceptability as part
                                                                   .of;the. emergency response-facilities required by Section 50.47(b)(8)
                                  ~
                                          ,                        .and-Appendix E, paragraph IV.E.2 of.10 CFR 50 and Regulatory
                                                                   -Guide 1.97, Revision 2. Criteria for evaluation were based on
                                                                    ;
                                                                       specifications set forth in Section 2.4 and Table 2 of Regulatory
   e '
                                            .
                                                                       Guide 1.97,-Regulatory Guide 1.23, and ANSI /ANS 2.5-1984, "American
            '
                         '
                                                                  , National: Standard for Determining Meteorological Information at
                          4
                                                                       Nuclear Power Stations."
                                                             '
                                                                     LThe'NRC inspectors;i~nterviewed licensee staff responsible for
                                                                       development ofLthe dose assessment program and.its associated
                                                                   -training. ;In addition, the inspectors reviewed FCS Emergency Plan
                <
                                                                      . Implementing Procedures (EPIPs) and other references describing the
                                                                       licensee's dose assessment program,'such as: EOF-6 "Onsite/Offsite
                  "
                       -
                                                           ' .. Dose' Assessment,":Section I of the emergency plan, the Emergency
     '
        -                                                              Assessment'of Gaseous and Effluents (EAGLE) computer code
                                                                    .(August 1984), the-EAGLE Program User's Guide and EAGLE Program
                                                                       Technical Manual, both dated December 1984. The NRC inspectors
                                                                       checked equipment used to perform dose assessment-and had the
              ,                                                        licensee perform sample calculations using the EAGLE Program. In
                      -
                                   '
                                                                       conducting the meteorological portion of the review,'the inspectors
                                                                   .~ examined the' meteorological measurement site, examined the instrument
                                                                       installation, reviewed instrumentation maintenance and calibration
                              >                                    . records, interviewed an I&C technician responsible'for instrument
.
'
                                                                      maintenance and calibration, interviewed the data analyst who
                                                                   - processes-the meteorological data and maintains the meteorological
           '
                            .
           *
                                                                    ' data' base, and monitored the performance of the instrumentation
                                                                       during~several periods.
                                                                   'The NRC inspectors determined that.the licensee had a computer
                                                                   . program designated EAGLE and'a manual method for calculating doses.
                                                                       The manual method was the primary method used in the control room and
                                                                      was available as a backup method in the TSC and EOF. For several
                                                                      windspeeds, the manual method was based on graphs of dose rate versus
                                                                       gross counts per minute (cpm) readings on process monitors. These
                                                                       graphs were generated using the EAGLE program. Inputs into the
                                                                       manual method included information pertaining to: meterological
                                                                       data, stack flow rate, process monitor readings, and duration of
                                                                       release. 'Results of a sample problem calculated using the manual

, - 

                                                                       method and the EAGLE Program were adequate.
                                                                       The NRC inspectors noted that the EAGLE program was written for the
                                                                       licensee by a consultant and the user could calculate doses using
          _.                                    _ _ _ _ . . _ .                 _ _ _ _ _ . _ - _ _ -- _ , . _ _ _ . _ . _ - . . _ _ . _ ._.    __.

  ._.-_...
                                                                        -
                                                                              .       +                              ~                                                - .,                -         .- -.                   -- - -               _
                -
    .9F"                                  w $- 5
       :{.g q y                                            4%                                                                                                        . r
        C/ M.                 _
    yi!J 4                      y                             -
                                                                                 '
                                                                                         (                             _(                  ,                                                                                                     '!
           +
                         . .-      c:I                        o 
                                                                                                                                                              '27.
     ~                                                                                                                          .                             .

Qwm m m- 

                               3                     - -                            -
                                                                                                                                    .

g', . 

                                                               ,
                                                                     'x
                                                                          m.                                   ,
                                                                                                                                                   e

4  : >?: : T ^: . u , >. 

                              i
              g-M                         7 P.                                        ..                                                        ,
            "'
               7                                                 ;
                                                                       ?a either a straight.line Gaussian atmospheric dispersion model or a                                                                                                        4
       ;
                       -
                                               s                                  -segmented plume. atmospheric dispersion model. The program was run on
                                                                                 ;the' licensee's mainframe' IBM computer located in the corporate office
  &c      *
                 "f                                           *
                                                                                 Efrom a Tektronix 4105; terminal in the TSC. Major features of the
                                                                                 1model included. ground-level-or' elevated release, plume rise, building
                                           '
                u,                                           s

g# %g N 2' wake effects, dry-deposition, radioactive decay during plume. transit, 

                       &                  .
                                                                      W a default-radionuclide' mix, a tabular' option (e.g,, comparison of
                                     A                           p 7 dose. projections with field team readings), and-a graphics option

$1 V . t 

                                                                  >
                                                                                J(e.g/,: plume trajectory plots).
We_          '
                  +
                                             .
                                                     q
                                                            s
                                                                          ,
                                                                                :The NRC inspectors noted that during the TSC-walkthrough, the
4                                                                                ' licensee performed dose calculations every 15 minutes per                ~
7',c                                                                      , ' procedure EOF-6,Susing the straight-line Gaussian option. Interviews
;yE                     -~l-                                       +            .with: licensee s_taff revealed that the more sophisticated segmented
                                                                                 ' plume option'was never used during drills or exercises because-
        g                                                              '
                                                                                   results were.not.in agreement with models used by the state of
                                                                                                                                            ~
       S"                 <
                                                                                   Nebraska. "The NRC inspectors noted that the segmented plume model
  1                                                                              'would'be more appropriate for continuing assessments in the TSC and

M. 5S > 

                                                             ,                   .E0F. fThesinspectors also.noted-that the tabular and graphics option
                                                                                                   .
                  '
                                                                                 .of'the-EAGLE program were never used because requirements to perform                                      ~
                                                                                  ~ dose calculations every 15 minutes:(even..if conditions remained

j@T y~ W 

                         +
                                                                              , stable) did notiallow time enough to use these options.

p 

V4                                                                                 The' inspectors determined that there was no s'pecific procedure
   "
              w                    ,                                               dedicated to source term determination. .Such procedures were
               '
                                                                                   embodied in TSC-8, " Core Damage Assessment Procedure," and in E0F-6,
                                 *

y, ,# 7 

                                         -                     -
                                                                                 :"Onsite/Offsite Dose Assessment.": The core" damage' assessment

h ' 

                                     :b,
                                                                                   procedure was' based on Combustion Engineering Owner.'s Group (CE0G)
                                                                                   Task"467- Report, '.' Comprehensive Procedure for Core Damage
 %*                                                ,               .               Assessment," and employed four basic methods: . hydrogen in
                                                                                                                                                                                                                                                   '
J"_                                                                                containment,: PASS, radiation in containment, and core exit    . '
                                                                                   thermocouples.
                 '
     *
                                     'a                                          NheNRC'inspectorsnotedthattheEAGLEprogramconsideredthree
                                                                                                                                                                        ~
              -                                  4         ,
                                                                                ' release points: ' Auxiliary Building stack (which included Auxiliary
    4                                                                              Building, ventilation exhaust, containment atmosphere purge exhaust,
                                                       ,                           containment hydrogen purge exhaust, waste gas released from Radwaste
  ,                        ,                                                     . Dispos'al System, and condenser off gas), Condenser / Main Steam, and
  "'                                     i                                         Containment Leakage. Gross source release rates were divided within
         -                                               -
                                                                                 itbe model into noble gases, iodines, and particulates.
                                     ot^
        j-                                                                         For. ventilation stack releases the following monitors were specified:
                                               '
;                                                                                  Noble Gas:                                                  RM-062 (if on scale)
  "                                     >
                                                                                                                                               RM-052 (if RM-062 out of service)
                                                                                                                                               RM-063 L,M,H (if RM-060 off scale high or out of
          -W                                                                                                                                       service)
.
          '
                   .            _
                                                                                   For airborne releases from the main steam line, RM-064 was used. For

," ' . 

                                   '
                                                                                   assessment'of airborne releases from containment design leakage, the
                                                                                   highest reading area radiation monitor was used.
       s
             4
     ' .
       .                                                                    -          . . _ _ _ _ . _ . . . . . _ - . _ _ _ _ , - _ . - . _ .                  .,.m      ,, . . _ - . __     __,_.._.-.m__,-__,-__.,,.,_,.
                                                                                                                                                                                                 _                                 . _ _ _ _ _ ,

 g ;x ,:w                                      ,
                                                       
                                                              ,                     ,,
                                                                                         =
                                                                                                                               a                              -
                                                                                                                                                                    .
                                                                                                                                                                      '

jyvi..s a - 

                                                                               - -
                                                                                      '
                                                                                                                                    -
                                                                                                                                                                '

' 

    Q                   '
                                                     y
                                                                                             *

@$ e 

     M'                        -
                                        >
                                               ~
                                                                                                                                           128:

[' Q; . - , 

                                                                                                                      '
                                                                       . , .
    by                                   ',
                                                                           The:NRClinspectorsnoted'thatthe'monitordatareadings-incountsper
         3,f ~                                                           iminutes-(cpe) were entered into the EAGLE Program. Monitor readings
    he                                                 ,
                                                                     *
                                                                          ,were obtained:on the ERFCS.                                          The EAGLE code then converted the. cpm
                                            -                              reading,to a' concentration in microcuries per cubic
         -
               >"
                   "
                                                                        :
                                                                           centimeter (pCi/cc) based on current calibration data. -A release
                                     .
                                                         '               irateLin Ci/sec'was_then determined based on stack flow rate. The
                                                                           nuclide six considered in the release'was predetermined for the EAGLE
                         ,             y                                   code and considered the following nuclides:
         -
               
                                                                                   : Kr- (83m,- 85m, 85, 87,' 88,2 89) .                                          '
                                                                             -
                                                                                   'Xe- (131m, 133m, 133, 135m, 135, 137,' 138)
    .a
                     -
                                                 .          >                      .I;-:(131,132;,133,-134,135)'
                    ,                                                              .Ce .144
                , '
                                    .-
                                                                                     Co .60-
                                                                                     Cs< 134, 137,              .
                  .                                                                .Mn- 54.-
            -
                                                                                    -Ru-1106
           4                                                                       ETe- 132-
                                          :
      .
                                                            .           4The:-inspectors'noted that the EAGLE program had the option to allow
     ,                                                                     input'of specific nuclide mixes based on an isotopic analysis of a
    .
                                     '
                                                                           stack grab sample or based on PASS (i.e. containment atmosphere)
                                                                 '
                                                                           results... Isotopic-dependent release rates from a set of several
         '
                                                                          ' simulated reactor ~ accident scenarios were stored as an established
                                                                           data file in the EAGLE-program. These scenarios were: Loss of
       _
                                            .'
                                                                           Coolant Accident,' Steam Generator Tube Rupture Accident, Contaminated
                                               '
                                                                          -Fuel Handling Accident, Spent Fuel Pool Handling Accident, Hain Steam
             JC.                                                           Line Rupture Accident, Control Element Assembly Ejection Accident,
                                                                        : and,-Gas Decay. Tank Rupture Accident. The'way the EAGLE program was                                         '
                                                                           currently set-up did not allow usage of these seven scenarios.
                                                                                                             _
 s'
                                                           '
                                                                        .The NRC inspectors noted that section 3(a) of Fort Calhoun                                                    *
                                             ,
                                                                           procedure EPIP-EOF-06-H directed the user in making dose assessments,
                                                                           to treat- all atmospheric releases as ground-level releases. This
                       '
                                                                         . precaution is consistent with NRC guidance for treatment of releases
  L                                                                        from stacks when the stack height is less than 2.5' times the height
                                                                        . of ' adjacent buildings. The EAGLE code treated releases from the
                                                                           ventilation stack as elevated, rather than ground level under low
                                                                           wind speed conditions. Therefore, the NRC inspectors concluded that
                                                                           the EAGLE code was inconsistent with EOF-06-H 3(a) and NRC guidance
                                                                        . with respect to determination of release heights.
                                                     '
                                                                           The NRC. inspectors determined that the atmospheric model computed
           '
                      ,
                                  <
                                                                           concentrations assuming that: (a) the diffusion in the vertical
                                                                          -direction was unlimited, or (b) diffusion in the vertical direction
                                                                           was limited and'the plume was uniformly mixed. The EAGLE code made a
                                                                           step change from one assumption to the other. The NRC inspectors
            
               m                                                           concluded that there would be an increase in dose estimates when this
                                                                           change occurred and consequently the dose just prior to the change
                                                                           would be underestimated.
                           f
             .                   .   '1
             .               - . . , . . - __                   -
                                                                       .. .               . . . _ . _ . - _ _ . . . _ . . _ - . _ _ _ _ _ _ . _ _ . _ _ _ _

  ..        .
                                              29
               The NRC inspectors noted several hardware problems with the EAGLE
               program primarily associated with printouts of information and
                information transfer to the states. For example, the licensee had no
               way to provide a screen printout just in the TSC or E0F without
               sending the information to the states of Nebraska and Iowa. In
               addition, there was no provision to print out tabular or graphic
               outputs.                                                                  ..
               The NRC inspectors reviewed the technical basis for the EAGLE program
               and concluded that the basic equations used to calculate whole-body,
              . thyroid inhalation doses, and the dose conversion factors used in the
                EAGLE program were adequate. The inspectors noted that the
                radiological dose calculations took into account the radioactive
               decay during plume transit but did not consider radioactive decay
               between the time of reactor shutdown and the time of release. The
                inspectors concluded that this was a conservative assumption but
               would over-estimate dose if the radioactive material remained bottled
                up in containment for some time prior to release. The EAGLE program          ]ll
               also failed to consider daughter ingrowth after reactor shutdown.
               The NRC inspectors also noted that the EAGLE program used a
                " structure shielding factor" which would result in a non-conservative
                result and would tend to underestimate radiation doses for
                individuals not sheltered.
              ' The NRC inspectors determined that the EAGLE system did not have the
               capability to calculate ingestion pathway doses. The licensee stated
                that the States performed these calculations, and that ingestion
               pathway data could be inputted into its code from routine operations.        :
               The NRC inspectors noted that a systematic verification of the EAGLE      a
               program had not been completed.      The licensee had compared hand
                calculations to EAGLE results for the straight-line gaussian options.             .
               Thyroid inhalation dose comparisons were acceptable; however, whole
                body dose comparisons differed by 20 percent. The inspectors noted
                that verification of the segmented plume model had not been
                initiated.                                                                     ..
                The NRC inspectors determined that the licensee had compared EAGLE
                program results (straight-line Gaussian model) with the models used
                by the state of Nebraska and Iowa. Dose comparison were generally                  :
                within a factor of 2-3 except for low wind speed scenario where the
                EAGLE program used an elevated release.
                The NRC inspectors noted that there were no records from which         '
                meteorological instrument system performance could be readily                        '-
                determined. Meteorological data submitted for assessment of the
                consequences of routine releases included data from offsite sources
                for periods when the onsite data are unavailable. The inspectors
                also noted that, while hourly average meteorological data were
-
                                                                                             m

   mmmmmm m

                     ' ,f
       ,           .
 '
         ~ '
                                                          30                                       .
       7
     '
                          - routinely' available in th'e control room, all other readily available
                                                                  ~
             s             . displays of meteorological data presented only instantaneous values
   ,
               .'
                          -which were of little value in dose assessments, or for making
     }                ,
                            protective' action recommendations.
#
           '
                          'The'NRC' inspectors' determined that in the dose assessment procedures
         -
                     '
                            there were no' warnings that the meteorological data displayed on
                          (dials in the control room and on computer weather displays were
                            instantaneous values, and as such were inadequate for use'in dose
 , '
                            assessment or for taking protective actions. Regulatory Guide 1.23
                            and ANSI /ANS-2.5-1984 indicate that meteorological data should be
                            averaged for periods of at least 15 minutes. Further, 15-minute
                            averages of meteorological data have been accepted as appropriate for
                            use in emergency response dose assessments.
                          -The inspectors noted that the operations' staff in the CR and the ERF
                                                                            -
                            computer were the only sources of meteorological information listed
                            in;the procedures, and that there were no provisions in place for
                            obtaining meteorological data from non-0 PPD sources or for selecting
                            default values in the event of failure of the Fort Calhoun
                            meteorological system.    Finally, the NRC inspectors noted that there
                  ,         was no mention of the availability of or procedures for obtaining
                            historical meteorological data or data trends.
                            The NRC inspectors concluded that EOF-06 dealt only with dose
                            assessment during a release and disregarded potential releases. As a
                            result, the EPIPs did not provide for dose assessment and prompt
                            protective actions when a release may be imminent but not yet in
                            progress.
                            Based on the above, the inspectors concluded that the following dose
                            assessment deficiencies were identified in the TSC:
                              -
                                  Meteorological data, appropriately averaged for use in dose
                                  assessment, were not available in the Control Room, TSC, or E0F.
                                  (285/8620-11)
                            *
                                  The dispersion model utilized by the licensee inconsistently
                                  treated releases from the Auxiliary Building stack as elevated
                                 .in some atmospheric conditions and ground-level in others.
                                  (285/8620-12)
                            *
                                  The licensee failed to use a sophisticated realistic model in
                                  dose assessment calculations (i.e. the segmented plume model)
                                  and made no use of tabular and graphi: options available through
                                  the EAGLE program. In addition, the EAGLE program verification
                                  was not completed.   (285/8620-13)
     ,
                            *
                                  Readily available records to evaluate historical data recovery
                                  performance of meteorological instrumentation were lacking.
                                  (285/8620-14)

f- .

plp , 2r 

                                                                  ~
                                                                                    >
 $'y M                                                                                                        ~
                                                                                                                                        -

, x, - 

                                                           '
   g
                                  .

' 

                     -
                                  l-
                                                                '               '
                                                                                               :31 -                                      l
                                                                          '
            l.                         ~
                                                                                                                                          ;
 .y                                                           .
                                                        -'
                                                             '          Procedures for dose' assessment failed to consider' scenarios
 <                 c           , '                                  :where a release of radioactivity to the environment was imminent

@ ' 

                                                                        (285/8620-15).
        ,                    ,
                                  '@                L*~            : Procedures lacked adequate guidance for obtaining meteorological
                                           '      '
                                '
         '
                   .f                                               idata in the event of a partial ^or: complete failure of the ERFCS
                 _
                                                                        or of the Fort Calhoun meteorological system. (285/8620-16)~
    .         ..       ~'
       _,                         1.224'3       .         Central Processor Capability
           ,
                                    i                     The'NRC' inspectors evaluated central processor capability against the'
                           ,
                                                 1        requirements:in item 8.2.l.h of Supplement 1 to NUREG-0737.
             -,
                                          '
                                                        'The NRC' inspectors reviewed the Hardware and Software Description
         <                            -
                                                          Manuals dated August 1985 and ERFCS System Description 11-10 Rev. 2,
                         *
                                ,                         conducted interviews, and held discussions with licensee engineering
     -
                                 e                        and computer programming staff.
                                                                      .
         4                                                The NRC' inspectors determined that each of the two central processor
                                                      . equivalents (the'ERFCS HOST M00 COMP Classic 7870 computer systems)
                                                      .had two megabytes of interleaved memory each. Additionally, the use
                                                          of common shadow memory (redundant data memory) assured no loss of
                                                      . current data when a single computer failed. Direct memory access to
                                         '.              .the OAS M00 COMP 7821 computers minimized central processor unit (CPU)
                                                          overhead. A 64 bit floating point unit enhanced throughput for
 ,
                                                  i 1 making calculations. The two DAS computers had one megabyte of
   '
                                                      Laemory each which comprised the intelligent frontends to the HOST
                                    -
                                                          computer. All computers used 16 bit data bases.
                                                          The NRC inspectors noted that approximately 60 percent of the plant
                                                        ' processor signals had been moved over to the ERFCS. A simulated test
                                                          during an emergency indicated that'the QSPDS requirements were
                                                      ;approximately a 50 percent load on the active CPU. Moving all of the
                                                      -plant process signals.over to the ERFCS was anticipated to increase
                                                      ~the CPU load to a 60 percent duty cycle.
                                                         The NRC inspectors determined that each HOST CPU had a 67 megabyte
                     3                                .and a.256 megabyte dual' ported disk for increased reliability by
                                                         parallel history file storage, that two 9-track 800/1600 bpi magnetic
                                                          tape transports provided the potential for future archiving on
                                                          industry standard magnetic tape, and that three line printers
                                                          provided hard copy output for program development and a local
          _.                                              teleprinter provided a log of system status.
    "
        <
                                                      ~
                                                          System software operated under MAX IV with FLIC, as the vendor
                                                          supplied application program which the licensee modified for system
                                                          enhancements.            MAXNET provided communications between the TSC HOST
                                                          and DAS computer systems.

                                                    ~
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 -        ,
                       %x            <
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                                                                                .
                                                                                                                         .
                 1            (  p ',                                '
                                                                            , ,
    %
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                               '
                                           '
                                                                 .                 J 32                                     j
      .
                                                                                                                           i
  j=
  .
                              ;                                    '
                                          ,       .The_ CPU operating system software operated with a combination of        i
              *-                                '
                          _
^
                                                      hardware and software multi-level priority interrupts. The software
                                                  Lpriorities were user programmable.
            -
                                                      Based on the above,.the"NRC. inspectors concluded that the central
                                                                                               -
              ,
                                                   ; processor analysis capability appeared to be adequate.
                 '
                                     :1.2.5           Data Storace
                    ,               -1.2.5.1       -Storaos capabilities
                                                      The NRC' inspectors evaluated data' storage capabilities against the
                                                      requirements of' item 8.2.1.h of Supplement 1 to NUREG-0737.
                            2                           ..   - .       ,
                                                                                        .
                                                                                                                           <
                                                      The NRC inspectors reviewed the OPPD ERFCS System Software Overview
      m     y                                         and ERFCS System Description II-10 Rev. 2, conducted interviews, and
      -
                                                      held discussions with members of the licensee engineering and
                                                   : programming staff.
        '
          .             .                            The NRC. inspectors determined that the historical data files on disk '
                                                      required approximately 20 megabytes of storage space, and that the
                                                  ' addition of transient data and general purpose data files increased
        '
    .
                                                                                                                           j
                                                      the storage requirements to approximately 60 megabytes.- This was    ;
                                                     compatible with the 67 and 256 megabyte disks ~available at each CPU
                            _
                                                      for. data storage.and' application-program requirements.
                                   .                 Based on the above, the NRC inspectors concluded that the data
                      ,                              storage capabilities appeared.to be adequate.
                                                                                                                           l

. 1. 2. 6 - ' System Reliability and Validity  ! 

                                      1.2.6.1       Validation and Verification
                                                    The NRC inspectors evaluated verification of the models, system
      ,         1-                                   reliability and validity against the guidance of Section 1.5 of
                                                    NUREG-0696. . The NRC inspectors reviewed the results of the Site
'.                                     ,            Demonstration Test and the Operational Availability Demonstration

t' 

                                                    Test.
                  ~

> 

                                                    The NRC inspectors determined that minor problems had been discovered

F by the licensee and corrected prior to the conclusion of the hardware 

                                                    and software site demonstration tests. Revisions to hardware
          '

- 

                                                    configuration documentation were lagging behind the "as is"
                                           '
                                                    configuration, although the required information was obtainable.
                                                    Standing Order 0-32A established procedures for maintaining software

-

  • '
                                                    documentation. The verification test was conducted with the vendor
                                                    acting as the demonstrator and the licensee acting as the witness.

. Based on the above, the inspectors concluded that verification of the 

                                                    computer system models and validation appeared to be adequate.

l-

,

pg - g y - - 

  ee                          -
                                  ,
                                                      -
                                                                      -
                                                                                ,   .
                                                                                        m
 g'                                       ,-

M;- p' 

                .
                      f,,
                          '
                                                      .
                                                                        . ,
                                                                                      .
                        ' '

r- . ' 

       .
                                                                                s          33

m: ' 

                        .

m- , 

      ,                               ..                           ..
                                                                          .       .
                                   11.2.6.21' .. Computer Based Systems
          '

71 LThe'NRC-inspectors. evaluated the computer based system against the p 

                                ,
                      ,
                      *                                 . guidance of-Section 1.5 of NUREG-0696, and the requirements of

U 

                                                        '10 CFR-50.47b(8) and (9).
               *
 ,
        <
                                                        .The NRC:. inspectors held interviews and discussions with licensee
                                          ,
                                                         ~ Instrumentation and Control Group and Reactor and Technical Services
                                        _
                                                        : personnel. Additionally, the NRC inspectors reviewed procedure OPPD-1-907,
                                            :'
   /
            4
                                                        . Revision 9, " Operational Acceptance Demonstration (OAD) Test."
                            -
                                                          The NRC inspectors _ determined that an operational reliability test
                                                        :was conducted over a 6-month period (June through November 1984).
     ~1
                                                          The methodology for calculating the unavailability resulted in a
 '
      ^
                                                          99 percent to-100 percent availability. Independent calculations by

m .. - 

                                                  ,       the inspectors (which;did not subtract out hold time) resulted in a

f *, v 98 percent to_99 percent availability. 

       ,

' - 

                                                        - The NRC inspectors noted.that formal maintenance logs on the ERFCS
                                   ^
                                                          have-not been kept since the conclusion of the OAD test, and
                                                          subsequently, system availability had not been calculated and
                                                          recorded.
                                    '
                                                          The inspectors noted'that the ERFCS received power through a UPS unit
                                              '
                                                    '
                                                         .with battery backup and should normal power be lost, the batteries
   ,-             -
                                                          would take over.until the backup diesel generator came on-line.
                                                          Based on the above,~the NRC inspectors concluded'that the following
                                                          deficiencies were identified in computer cased systems:
                              -*                          *
                                                                Formal maintenance logs on the ERFCS have not been kept since
                                                ;               the OAD test concluded in November 1984. (285/8620-17)
                                                          *
                                                                System unavailability calculations have not been made and
                                                                recorded since November 1984.      (285/8620-18)-
                                     1.2.6.3              Nanual Systems
                                                        LThe NRC inspectors reviewed the reliability of manual systems against
                                                          the guidance in NUREG-0814.       The inspectors examined the emergency
                                                          plan and EPIPs, examined the data forms stocked in the ERFs, observed
                                                          a walkthrough, conducted interviews, and held discussions with
                                                          licensee personnel.
                                                          The NRC inspectors determined that the data entering the TSC were       ,
                                                          recorded by a control room data collector on standardized forms and
                                                          transmitted via the control room communicator to the TSC where they
                                                          were recorded on the same standardized forms. These forms are
                                                          identical (FC-194) or nearly identical (FC-195) to the principal
                                                          status boards.      These forms, and other message traffic, were logged
                                                          by a clerical assistant.       Technical data were monitored by
                                                          technically qualified personnel (e.g., engineers) to identify

 ,  h,

v 

                                             34
               discrepancies between variables at a given time and within variables
               over time. Data were retransmitted to the E0F using the same
               standardized forms on both ends of the link.
               Based on the above, the NRC inspectors concluded that the reliability
               of manual systems appeared to be adequate.
       1.2.7   Onshift Dose Assessment
       1.2.7.1 Dose Assessment Proficiency
               The NRC inspectors reviewed dose assessment proficiency against the
               requirements in 10 CFR 50.47(b)(9).
               The NRC inspectors interviewed licensee staff in charge of developing
               and performing dose assessment and reviewed procedure EPIP-EOF-6,
  ,            "0nsite/Offsite Dose Assessment" to determine dose assessment
               proficiency.
               The NRC inspectors determined that the licensee had a computer
               program (EAGLE) and a backup manual method to compute doses (see
               Section 1.2.4.2).    The manual method was available in the control
               room, TSC, and EOF.    The EAGLE program could be run in the TSC and
               EOF.   The inspectors noted that through the use of each method, the
               staff was capable of calculating doses at the site boundary within
               15 minutes.    These doses would be used to determine EALs.
               The NRC inspectors noted that procedures OSC-3, " Notification of
               Unusual Event Actions"; OSC-4, " Alert Event Actions"; EPIP-0SC-5,
               " Site Area Emergency Actions"; 05C-6, " General Emergency Actions";
               and EOF-6 included dose assessment instructions for backshifts. The
               inspectors determined that the shift chemist or shift health
               physicist would be tasked to perform the initial dose assessment in
               the control room using the manual method described in
               procedure E0F-6. The inspectors noted that the manual method
               included dose rate graphs which were developed using the EAGLE
               system. Comparable dose projection results could be obtained with
               either method. The inspectors commented on these methods in
               Section 1.2.4.2.
               Based on the above, the inspectors concluded that the licensee's
               program in this area appeared to be adequate.
       1.2.7.2 Dose Assessment Technical Adequacy
               The NRC inspectors reviewed dose assessment technical adequacy
               against the requirements in 10 CFR 50.47(b)(9).
               The NRC inspectors interviewed licensee staff in charge of this area
               and reviewed procedures EOF-6 and OSC-1, " Emergency Classification."

  p                             m                         -
                                                                     - -
                                                                               _
                                                                                       _
                                                                                                         ,        ,
                                                                                                                    .
                                                                                                                                                                                                }
  ym
  y,n
  r -                ,
                                      - --
                                               .
                                                 .-
                                                       s
                                                               ,
                                                                                 .                            -
  ;
                         ,-
                        :!j                                             '                                                            '
                                                                                                                                                     35
  m                           ,
                                                 ,
                                                                           '
                                                                                         ,      ,
      !         s       :);
               ,
                                                         y                           The NRC inspectors determined that the shift chemist or shift health-                                      #
                 ,
                                                                         '
                                                                                     physicist ~would perform the initial dose assessment in the control
%,                   *
                                ,'                                                 :reen'(see Section.1.2.7.1). :The licensee indicated that dose
            s
                                                                                   . assessment.would.be given a high priority during an emergency and
L ,' #
.
                                                          ,,
                                                                                     either tho' shift chemist or Health Physicist would be available.
              *                                                                    !The. inspectors.noted that both the EAGLE computer system and the
   "
        .                       .
                                                                                   Lmanual dose calculation method would provide doses at the site
                                                                                     boundary upon which EALs were based.

' 

                                                                                                                ~
                                                                                   : Based'on the above,'the inspectors concluded that the licensee's
    N
             fd                                                                    1 program in;this area appeared-to be adequate.
  xr                                        . l.3- Functional Capabilities-'and Walkthroughs
                                             -
     37                                                                                                                                                                                         ,
        ' '
                                            - 1.3.1
                                             -
                                                                                   ;0perations                                                                                                  !
                      '
                            -

. , 

                   .                        - 1.3.1.1-                               Ornanization
          ,
                                                                                    :The' NRC inspectors' compared licensee organization and staffing                                           l
                                                                                   l requirements with the regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2)
                                  ~
                                                                                   fand NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.a.                            The NRC inspectors

' 

                                                                                   . reviewed Sections H, B, and M of the Plan.
                                                                                                                        .
                                                                                                                                                                                                .
                                                                                     The' inspectors determined that the TSC staff interface with other
                                                                                     emergency response facilities was described on Figure B-2 and that
#
                                                                                                                                                                                                i
'
        E                                                                            Figure M-1 listed the emergency staffing requirements for all ERFs.
                                                                                     Emergency organizational elements listed in Section H.1.4 to the TSC                                       :

. 

                                                                                     included the following titles: Site Director, Technical Support,
                                                                                    Manager,' Technical Support ~ Supervisor, I&C Support Coordinator,                                          t
                                                                               1 Engineering Mechanical Support Coordinator, Core Physics Supervisor,
                                                                             '
                                                                                    Thermal' Hydraulics Coordinator, Procedure Training Supervisor,
                                                                                     Security Admin _istrative Supervisor, Health Physics Chemistry                                             I
     -
                                                                                     Supervisor, and Radwaste Coordinator. Each functional group had a                                          "
                                                                                    primary and an alternate person assigned.
                                                                                    Based on the above, the NRC inspectors concluded that the
              ,                                                                     organization for operations appeared to be adequate. See
- Section 3.3.3.5 for further discussion.

p . 1.3.1.2 Stafflng . 

                                                                                    The NRC inspectors compared licensee staffing requirements with
                                                                                     regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                                                                    Supplement 1, item 8.2.1.a.

. 

                                                                                    The NRC inspectors noted that the TSC was activated during the

t June 25, 1986, annual exercise. The licensee staffed the TSC with

persons listed in Section H of the Plan. The TSC staffing

,- commitments were found to be adequate. L i a 

   -          e                 ' m w      y-- =e- -w v ew ve .- e e e s-,            w w-r - -   #-w--~~~,--         _-e.w-e-.=,,w.=-w--w-e-~+=w-=_        __,-----==-+--e==,---------e-~-- ~-

m.v  % ;st. 

                                                                                                          -       --    --   - - - - -  --
                                                   wg
                                                                                      ,
q-: j;w                                                                             g          "
      ma                                     ,             ,o r
f ww -                                y; j , , pt                             .
                                                                                '

3N v- 

                                      3}                Qy.
                                                                                          36
                                         ,
                                                 r
                                                                                                                                           l
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l %
      4                                               :         .
                                                                  -               -
                                                                                                                                           :
                                                              v         .
 ,
                       s               .
                                                     > g+                                                                                  ,
            S3 h f" '                                     . Based on the'above the'NRC inspectors concluded that staffing for
      ,                  ;   '
                                              ,g.           the!TSC appeared-to be adequate.'
N                    <
                               . fl.3.1.3 JActivation                               ,
                           ^-,
                                               '
                                                           The_NRC inspectors reviewed NUREG-0737, Supplement 1, item 8.4.1.i
                                                        f and Table 2 to ascertain the adequacy of licensee's activation and
                                           -
                                                            timely personnel' response-to the TSC.
                                                          lThe NRC11nspectors'noted 'that"the TSC was' activated during the                ;
                                                         . June 25, 1986, anrual exercise, and that emergency response personnel

e were called out unannounced and responded to the TSC at the alert 

    .         :                                            emergency class.' The site director assumed command of the emergency
                     m'" .,
                                                          'within 1. hour and 9 minutes after the declaration of the alert.         The
   ,,
                                 '
                                                         : TSC had been fully. staffed prior to the Site Director assuming
       .E                                                  control.-
            _
            '
                  '                                   '
                                                           Based on the above, the NRC inspectors concluded that the activation
                                                         .of the emergency organization in the TSC appeared to be adequate.
                                                                      ~
          F                         ,
                                      1.3.1.4      .
                                                           Communication Interfaces
                                                           The NRC inspectors reviewed TSC communication. interfaces against the
 i                                                         requirements of 10 CFR 50,' Appendix.E, paragraph IV.E.9. 10 CFR
                   '
                                                          ;50.47(b)(5), NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.g, and selected
        -
                                                         ' sections of section H of.the Plan.
#               '
                                                         'The NRC inspectors determined that the TSC had a private automatic
                                                           branch exchange (PABX) system located in Omaha that provided
                                                           telephone service from the TSC.to the OSC, EOF, and control room.
                                                           Additionally, the inspectors noted that the plant had a PABX system
   I,                                                      and'each emergency facility has at least one of the plant PABX
                                                           telephones. Both systems had back up battery supply and emergency
                                                           diosal power. In addition, the NRC inspectors noted that each
                                                           communication system could cross communicate or operate
                                                           independently, and that there existed a Conference Operations
                                                           Network (C0F) (green phone) dedicated system for communicating with
                                                           the control room, TSC,: EOF, and offsite State and county agencies.
        *
                                                           The NRC. inspectors determined that there were written procedures
                                                           (e.g. EPIP-OSC-15-1, EPIP-OSC-14-4, and EPIP-TSC-2) describing the
                                  '
                                                           use_of telephones and communication / notification checklists.
                               2
                                                           Based on the above, the NRC inspectors concluded that communication
              ,
                                                           interfaces appeared'to be adequate.
                                      1.3.1.5 ~ Offsite Interfaces
          +
               ,
                                                           The NRC inspectors reviewed offsite interfaces against the
                                                           requirements in 10 CFR 50.47(b)(5), 10 CFR 50, Appendix E.IV.E.9 and
                                                           NUREG-0737, Supplement 1. In addition, the inspectors reviewed

 v

o ' 

                                           37
             section F of the Plan and procedure TSC-2 which describes
             communications systems available for offsite interfaces from the TSC
             and E0F.
             The NRC inspectors determined that the TSC communicators could
             contact the NRC via the Emergency Network System (ENS) or commercial
             telephone, and that communications and interfaces with offsite
             agencies could be established by the dedicated C0P network
             terminettes (computer terminals) to Logan, Iowa; Des Moines, Iowa;
             and Lincoln, Nebraska. Additionally, material could be sent by the
             facsimile transmittal system to the E0F, Lincoln, Nebraska State E0C,
             Des Moines State E0C, and Logan, Iowa (Harrison County EOC).
             Further, the NRC inspectors noted that the Conference Health Physics
             Network was a dedicated system for the TSC; EOF; Logan, Iowa;
             Des Moines, Iowa; and Lincoln (State E0C); and to the Nebraska EOF
             room or communications mobile van.
             The NRC inspectors noted that the licensee used these communication
             systems to interface with offsite agencies in making protective
             action recommendations and other transmittals of information.
             Based on the above, the NRC inspectors concluded that offsite
             communication interfaces appeared to be adequate.
     1.3.1.6 Transfer of Responsibilities
             The NRC inspectors reviewed the transfer of responsibilities in their
             emergency response organization against the requirements of
             NUREG-0737, Supplement 1, item 8.2.1.a and reviewed procedures RR-18,
             OSC-14, and EOF 13.
             The NRC inspectors determined that the shift supervisor was
             automatically designated as the Site Director, and that upon arriving
             onsite, the plant manager or designated alternate was briefed by the
             shift supervisor according to procedure EOF-13 in order to transfer
             responsibilities for emergency direction. In addition, the NRC
             inspectors determined that key emergency personnel and emergency
             workers were informed of responsibility transfers by announcements
             over the plant address system. The site director notified offsite
             agencies of protective action recommendations via telephone and
             verbal announcements over the TSC address system, and the
             coordination of offsite monitoring was accomplished via status
             boards, radio, and telephone.
             Based on the above, the NRC inspectors concluded that the transfer of
             responsibilities appeared to be adequate.

Q u y C;:s - 

                                                                3.         .

g_v; W pf - e di >%~ ' Nl' , 

                                                    ,
                                                  ,
                       ,
     ,
       y *                               1. 3. 2 ~       1 Control Room Support-
  1. ~ '
                                   51.3.'2.1 I; Technical Support
    yy'                          + ~
              ,,                                          .The'NRC inspectors reviewed.TSC technical support against the
  • ,
                                                         ; requirements of item 8.2.1.a'of Supplement 1 to NUREG-0737.-
         =,                _
                                             1
      E'                                                 ;The NRC inspectors held discussions'with the plant manager, operating
 y                       ,
                                                  s
                                                          ' personnel, HP supervisor, Land the technical assessment staff,

4 . inspected the TSC, observed 

           ' ~ ,' , _ ,            ,                       facility staffing requiremen.the    TSCprocedures
                                                                                           ts and   walkthrough, and ' inspected
                                                                                                             for status board    the
                                     y                     logging, data transfer, communications, and core damage assessment..
                                   '           '
           c -                                             Based on'the satisfactory results of.the above, the NRC inspectors
                                                                      -
            -
                                                         -concluded that.TSC technical support of.the control room appeared to
       .                                                   be adequate.
                                        1. 3. 2. 2 - Walkthrouchs
                                                           The NitC inspectors observed the TSC walkthroughs to determine whether
                                         '
                                                           TSC personnel appeared capable of performing their assigned-
    t,                                                    ' functions, and whether the facility and equipment were adequate.
                                                          -The NRC inspectors met with the utility representatives and developed
                 '
                               -
                                                          'a listing of functional requirements-by facility. The licensee
  '
                                                           developed various scenarios which would demonstrate those
    ,              .
                             '
                                                           capabilities during the walkthrough, provided controllers, and ran
                   J                                       the 2 hour walkthrough with the NRC. inspectors acting as observers.
                                                      '
                                                           The NRC inspectors suggested that since the OSC staff was integrated
                                                         .into the TSC spaces under the FCS organization, a combined TSC/OSC
                                                           walkthrough should be' held. The combined TSC/OSC scenario
                                                         ' demonstrated the following TSC/OSC functional capabilities: dose
                                         :                 projections, PARS, notification, classification, habitability,and
                                                          ' technical support,'plus evacuation / accountability decision making and
                                                           retrieval of meteorological data from non-0 PPD sources. The NRC
                                                           inspectors determined that both the TSC and the EOF simulated the
         ,                           ,                     release and transmission of PARS without obtaining signed
                                                          . authorization from the site director or recovery manager. In the
                                                           case of the TSC, the PARS had not been reviewed by the site director.
                                                           The NRC inspectors. identified the following deficiency in the TSC
                                                           walkthrough:
                                                           *
*
                                                                 The licensee failed to obtain site director or recovery manager
                                                                  signature authorization prior to transmitting protective action
                                                                  recommendations as required by 10 CFR 50 Appendix E,
                                                                 paragraph IV.A.2.C and the guidance of NUREG-0654 II.B.4.     (This
                                                                  is a repeat item from earlier exercises and most recently
                                                                  identified in NRC Inspection Report 50-285/86-11. The
                                                                  deficiency applies to both the TSC and EOF). (285/8620-19)
                   i)
                   . e

                                                                                                                                 ;
                                                                     -
                                       -
        . . -
       t-
 g   -
                                                                       39
               2.0 Operational Support Cer.ter (OSC)
               2.1 Physical Facilities
   '
              ~ 2.1.1    Design
               2.1.1.1   Location
                         The NRC inspectors reviewed the location of the OSC against the
                         requirements in 10 CFR 50.47(b)(8) and NUREG-0737, Supplement 1,
                         item 8.3.1.b.
 t
                         The NRC inspectors determined that the OSC functions were performed
                         at two locations:        the Shift Supervisor's office near the control
                         room, which served as an OSC for the Operations Support Manager and
                         shift personnel, and the Technical Support Center Building, from
                        which the remainder of OSC functions were carried out. Additional
                         0SC support personnel could be dispatched from a nearby assembly
                        warehouse located outside the protected area but located on the
                         licensee's owner controlled area.
                         Based on the above, the NRC inspectors concluded that the location of
                         the OSC appeared to be adequate.
              2.1.1.2   Alternate OSC Location
                        The NRC inspectors noted that the licensee did not have a designated
                        alternate OSC, and the primary OSC functions were carried out in
                         facilities that had a protection factor of five, and charcoal and
                        high efficiency particulate filtering systems.
                        The inspectors determined that the OSC would be radiologically
                        monitored during an emergency for personnel habitability. Support
                        personnel assembled at the warehouse would be relocated to the North
                        Omaha station cafeteria approximately 17 miles sou% of the Ft.
                        Calhoun Station.
                        Based on the above, the NRC inspectors concluded that these OSC
                        provisions appeared to be adequate.
              2.1.1.3   Size, Layout, and Environment
                        The NRC inspectors reviewed the size, layout, and environment of the
                        OSC against the guidance in NUREG-0696.           The NRC inspectors examined
                        the conceptual design, the Emergency Plan, and EPIPs, observed a
                        walkthrough and inspected the facility.
                        The NRC inspectors determined that the OSC consisted of a series of
                        rooms that included the Shif t Supervisor's office (approximately 6
                        operators, 200 sq. feet), Room 114 (9 persons, 250 sq. feet),

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                                     -    _ - - -  - - - , - _ , . .               _ . , _ - . - _ _. _ . - _ . _ - - . - - ,_ -

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                Room 112 (11 persons, 200 square feet), Room 101 (2 persons, 100
                square feet), Room 116 (1 person 150 square feet), and an assembly
                area of 300 square feet for additional support personnel. The
                inspectors noted that the size and layout of the OSC areas were
                sufficient for their function as an assembly area for certain inplant
                personnel. The inspectors further noted that since emergency tasks,
                including pre-dispatch briefings, were conducted elsewhere, the
                normal office environmental conditions were sufficient. In addition,
                during emergency conditions, the Shift Superv'.or's office will be
                located within the CR envelope, while the remainder of the OSC is
               within the TSC protective envelope.
                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the size,
                layout, and environment of the OSC appeared to be adequate.
       2.1.1.4 Display Interface
               The NRC inspectors reviewed the OSC display interface against the
                requirements of 10 CFR 50.47(b)(11).
               The NRC inspectors examined the Emergency Plan and EPIPs and
                inspected the facility.
               The NRC inspectors determined that there were no status boards within
               the OSC but that plant and radiological conditions were made
               available to OSC teams when called to the TSC for briefings prior to
               dispatch for performance of diverse emergency tasks.
               Based on the above, the NRC inspectors concluded that the OSC display
               interface appeared to be adequate.
       2.1.2   Radiological Equipment and Supplies
       2.1.2.1 Radiation Monitoring
               The NRC inspectors reviewed the OSC radiation monitoring
               instrumentation inventory, examined fixed and portable instruments
               and reviewed ten selected instrument calibration records to determine
               if radiological monitoring capabilities met the requirements of
               10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11), and Section IV.E.1 of
               Appendix E to Part 50.
               The NRC inspectors noted that the OSC was divided into two general
               areas.    One area was the shift supervisor's office in the control
               room and the other area was in the TSC.     The monitoring capabilities
               of the TSC area were reviewed in Section 1.1.2.1 of this report.
               This section will be limited to the control room part of the OSC.
               The NRC inspectors determined that an area radiation monitor was
               located just outside of the shift supervisor's office and an iodine

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                                             ;

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L
                 '
                          ~ air monitor was located in the control room area. These two monitors
                          ;would continuously measure radiation and airborne radioa:tivity
                           levels in the OSC and control room during the course of an accident.
                          ,In addition, the inspectors noted that one high-range portable dose

' * rate monitor, one high volume air sampler and a-sample counter would 

                           be.provided for OSC/CR~ room habitability surveys and contamination
                           control. activities during an accident. In reviewing'the monitoring
                           responsibilities of the OSC, the NRC inspectors concluded that

, .- radiological equipment appeared to be adequate to support OSC/ control 

   '
 p
                           roce radiation protection activities.
                          :The NRC inspectors reviewed the surveillance test (ST-RM-3) records
y'                         for' operability checks and inventory of energency plan supplies and
                           equipment, which was conducted on a monthly basis, and ten selected
          -
                           calibration procedures and records for radiological instrumentation.
                           In addition, observations of calibration stickers and performance of
                           operability tests for emergency equipment by the NRC inspector
                           verified that equipment was calibrated and maintained as stated in
                   -
                           the Plan and procedures.
                           Based on the above, the NRC inspectors concluded that radiation
                           monitoring in the OSC appeared to be adequate.
               '2.1.2.2    Personnel Dosimeters
                           The NRC inspectors reviewed the OSC/CR radiation dosimeter inventory
                           and examined selected self-reading dosimeter calibration stickers to
                           determine if the radiological monitoring capabilities met the
 ,                         requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11),
 '
                           Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50, and item 8.3.1 f. of
                           Supplement 1 to NUREG-0737.
                           The NRC inspectors noted that 20 TLDs were provided to supplement the
                           licensee's preassigned dosimeters. The NRC inspector also noted that
                           20 (0-500 mrem), 20 (0-50 rem), and 5 (0-100 rem) self-reading
                           dosimeters were provided for the-0SC/CR staff. A log of self-reading   .
                           dosimeter issuance and personnel doses was maintained during accident
                           conditions. In reviewing the self-reading dosimeter inventory, the
                           NRC inspector noted that the number of dosimeters available in the
                           TSC were adequate for the emergency response staff. The NRC
                           inspectors suggested intermediate range self-reading dosimeters
                           (e.g., 0-5 rem) which could accumulate up to the design doses with
                           good accuracy of readout without needing recharging. (See
                           Section 1.1.2.2.)
                           The NRC inspector sampled the calibration stickers of self-reading
                           dosimeters, reviewed the surveillance checklist, and verified that
                           dosimeters were calibrated and maintained in accordance with the
                           emergency plan and EPIPs.

  sm y ,                       ,.
                                                                                                        --- --
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                                           ,                       42
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   '         "
               ,                 ! Based on the above, the NRC. inspectors concluded that personnel
                 e                 dosimetry in'the'CR and OSC appeared to be adequate.
               "
     ,
         ,
                     2.1.2.3       Protective Supplies          .r
                                      .. .                      .     .
                                                                                .
           ~
                                   The NRC inspectors reviewed the OSC/CR dedicated radiological
     a ^
                                   protective supplies inventory and examined the contents of the OSC/CR
                                   storage cabinet to determine if the radiological control capabilities

J. . set the requirements of 10 CFR 50.47(b)(8), 10 CFR 50.47(b)(11), and V' 'Section IV.E.1 of Appendix E to Part 50. 

                   .w                                                                                                .
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               <
                                   The NRC inspectors noted that the licensee had provided respiratory

A. protective equipment, protective clothing, potassium iodide tablets, 

   ,V                              and other protective and support supplies for the OSC and control
                                   roon..
  I
          1-                       The NRC inspectors also reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
        *                         . inventory of emergency plan supplies and equipment, which was
                                   conducted monthly, and verified that the protective supplies were
                                   maintained as stated in the Plan-and procedures.
                 '
                                   Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective
         1                         supplies appeared to be adequate for supporting radiological
                                   protection activities in the OSC and CR.
t' '
'
                                 LNon-Radiological Equipment and Supplies
                    _2.1.3
M                    2.1.3.1       Communications
 .
             '
                                   The NRC inspectors reviewed licensee's communication systems against
                                   the regulatory requirements in 10 CFR 50, Appendix E, Section IV.E.9
                                   and NUREG-0737, Supplement 1, item 8.3.1.c. In addition, the
                                   inspectors reviewed section H-3.2, " Communication Failures," of the
                                   emergency plan,                                                                   t
                                   The NRC inspectors determined that the OSC had an inplant
                                   intercommunication system for exchanging information among the TSC,
                                   OSC, and CR; local extension' telephones; and direct dial telephones              ,
                                   for offsite calls. The NRC inspectors noted that using these
                                   communication systems, OSC personne1'could communicate with inplant
                                   emergency teams. The NRC inspectors noted that the licensee had used
                                   all three communication systems during exercises and the systems

. 

                                   appeared to have performed satisfactorily.
                                   Based on the above, the NRC inspectors concluded that communication
                                   systems appeared to be adequate.
                     2.1.3.2       Support Supplies
                                  The NRC inspectors reviewed tho OSC non-radiological support supplies
                                   against the requirements in 10 CFR SU:47(b)(11) and 10 CFR 50,
                                  Appendix E. Section IV.E.1.
                                                                                              - , -         -  - - -

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                                                                                          -
                                                                                                        -
                                                                 .                                          .
                                                                                                                                             '

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                                                                        =

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                                                                                                 y
     ':                   Lw>~                _                                    _
                                                                                                  . .
                                                                                                                      .
                                                                                                                          .
                           u
                                                                                                                                      .
                '
                                            ,c                    '                                           _
 ,         ,
                                                                        The' NRC inspectors examined the Emergency Plan and EPIPs and

n,'m: 11nspected the: facility. 

     ,y
                                                                                      -
   W                y                               /     <
                                                              "
                                                                        The'NRC inspectors determined that plant reference materials and
   '
                   9~                       ,                           other job performance aids were available within the OSC. Damage
         <                    '               '
                                                       -w              : control equipment was maintained in the Tool Room, with spare' parts.

n _ and equipment in the store room, 

 em                                               ,.        ,               ,               ._
                                                                                                                ,
        s.
                                                                                                                            _
                                      M                               -Based on the above, the NRC inspectors concluded that OSC

y non-radiological support supplies appeared to be adequate. 

                           4 - I2.'2.FunctionalCapabilitiesandWalkthroughs
         c                              .2.2.1-                         Operations
         J
                  .                     "2.2.1.1                       lStaffino-              ,
                                                                                                   ;  .
                                                                                                          ,
 <
              '
                      1-                                       *
                                                                        The NRC inspectors reviewed licensee staffing against the
                                                                        requirements in 10 CFR 50, Appendix E, Sections IV.E.4 and 5, and
                                        '
                                                                      iNUREG-0737, Supplement 1, item 8.3.1.a. In addition, the inspectors
         .              ,;                      '                       reviewed sections H and M of the emergency plan.
                           '
                                                                      'The NRC inspectors determine'd that section H-3.4 contained a list of
   ,                                                                    personnel who,would report to the OSC in the event of an emergency.

_ 

                      -
                                                                        The NRC> inspectors noted that records of past drill exercise
                              '
                                                                        critiques . reflected that additional OSC personnel were needed, and
                                                                                ~
       '
             *
                                                                      .that corrective action'was taken. The NRC inspectors found that
 ,                                                                      operations, health physics, chemistry, and maintenance personnel were
             ' -
                                                                        available in the OSC, that they were responsible for performing
                                                                        in plant monitoring, first-aid, fire brigade, damage control,
     -
         '
                                                                      ' post-accident analysis, and search and rescue, and that each OSC
           -
                                                                        functional group had a supervisor who reported to the Site Director.
                        '
                 .
                                                '
                                                                 ' ; Based on the above, the NRC inspectors concluded that OSC staffing
                                                                      . appeared to be' adequate.
                                    .      2.2.1.2                      Activation
                                                                      : The NRC inspectors reviewed the licensee's activation scheme against
             u'
                                ,
                                                                        regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                                                        Supplement 1, item 8.3.1.a.
                                      '
                                                  '
                                                                        The NRC inspectors determined that licenste's procedure OSC-2

" 

                                                                        provided written instructions for the activation of the OSC at an
                                  '
                                                                        emergency class of a Notification of Unusual Event. The inspectors
                            '
                                                                        noted that during the recent June 25, 1986, annual emergency
                                                                        exercise, the OSC was activated and became functional in
             -z
                        ~
                                                                        approximately 1 hour and 45 minutes, and that since the licensee does
                                                                        not have an alternate OSC, transfer of responsibilities to alternate
                                                                        OSC staff would not apply.
                    '
                                        --                                    - _ . _

     . , / y,  O
            -
         ,:
                            4
                              .
                                                        44

y, 

i'
                         The following deficiency was identified in the activation scheme:

E~ * 

                                The licensee has not demonstrated that the OSC can be made

% _ operational within about I hour. (285/8620-20) h '2.2.1.3' Onsite Interface 

                         The NRC inspectors reviewed the onsite interface with regulatory

i~ requirements in 10 CFR Appendix E.IV.E.9 and NUREG-0737, 

                         Supplement 1, items 8.3.1.a and b, and reviewed section M of the
                         emergency plan.    The NRC inspector determined that OSC personnel were
  ,                      located in an area adjacent to the control room and reported to
                         supervisors co-located in the TSC, who in turn reported directly to
                         the emergency director.
                         Based on the above, the NRC inspectors concluded that the onsite
  ,
                         interface appeared to be adequate.
               2.2.2     OSC Functions
  '
               2.2.2.1   Coordination, Assianment, Proficiency, and Walkthroughs
                         The NRC' inspectors reviewed coordination, assignment, proficiency,
                         and walkthroughs against the requirements of Supplement 1 of
                         NUREG-0737, items 8.3.1.b and c.
    ,,                   The NRC inspectors reviewed a list of deficiencies from the last
                         exercise report and noted that the OSC provided adequate support
                         during the simulated emergency.
                         The inspectors attended a combined walkthrough of the TSC and OSC.
                         Results were reported in Section 1.3.2.2. Based on the above, the
                         NRC inspectors concluded that provisions in this area were adequate.
               3.0 Emergency Operations Facility (EOF)
               3.1 Physical Facilities
               3.1.1     Desian
               3.1.1.1   Size
                         The NRC inspectors reviewed the EOF size against the requirements of
                         10 CFR 50.47(b)(8) and Supplement 1 to NUREG 0737, items 8.4.1.c and
                         k.
                         The inspectors examined the conceptual design, the emergency plan,
                         and EPIPs, and inspected the facility.
                         The NRC inspectors determined that the EOF was approximately 6000 sq.
                         feet in size, and that it included space for the licensee emergency
       -

              ,                                          .
                                                                       _                   _ _   _-. -      - - - . - . - - - - - - -   --- - - --
         y :, ,                                      f, , '                         '
          x                %                   w.-              .                              -

%C[ , 

                                   *                              ~
                                                           '
                                                                                                                          2                        1
                                                     .,                  , ,
                                                   ^
6p                         . 7                                     .         y-          ,
                                                                                                                                                     ;
          ($[7                                                                                          4
                                                                                                       f5                                            }

M A ;; 1 3 - ' 

                                                                                               -
                                                                                                                                      '
                                                                                                                                                     !
                                                                                             ;
                                                 *
- g' f ,                                                 .
                                                                         '
                                                                                .
                                                                response.. staff;. federal.: state,.and local personnel; a' press briefing
            -
                                                                                                                                                     ;
     "'
                           . .
                           ;"
                                                                room; records; storage; sanitary facilities; and building support                    :
                                                                                                                                                     '
                                             ,
                                                           3(HVAC and electrical). .The1 inspectors noted that procedure EOF-1-3
                   J                 ,
                                                        e listed 45 persons assigned to the EOF, which yielded over,100 sq. feet                     >

y'gg 3' -* , per person at full: assigned occupancy. Workstations provided ample 

                                                           : floor space'and horizontal workspace to support the tasks performed by
                 '
                             ^
            ~'*                                   '
                                                                each individual in the E0F. .-In addition, .the inspectors noted that:             -
                *
                                                                each piece of operational _ equipment (CRTs, PCs, printers) was readily
                                       -
                                                 ,           . accessible for corrective or protective maintenance or replacement.
                                                              .
 -[           :3 $               "
                   l>              _.                      : Based on' the above, the NRC inspectors concluded that the size of the
                m3g                                        .. EOF: site. appeared to be adequate.

s" , 

                                     1,        -
              '
                         .
                                     -3.1;1.'2               . Layout-
                         -
                                                                                      f'
                                               '
                                       i                      The'NRClinspectors reviewed the EOF layout against 10 CFR.-
                                                                50.47(b)(8) and Supplement 1_to NUREG-0737, item 3.4.1.k.

'/ 

'
                               .c                          'The.NRC inspectors examined the conceptual design of the EOF, the
                                                      ~    . emergency plan, and EPIPs, inspected the facility, and determined that
  _
      '
                             <                                  the layout of the EOF provided a single room to be the focal location
                                                         * ;for emergency' response activities.
                                     '

1- ' 

                               e                           ' The-NRC: inspectors determined that the EOF had' separate areas for
                 *
                                                           / emergency. assessment and radiological' assessment that.were separated

f7 

                                                                from each other by the control center in such a manner that it
                                                                provided physical and acoustic separation without significantly,
 , " .
                                                           ~ impeding visua1 Lor physical access. Other teams were located in.
                                                                separate rooms across'a corridor that~1 oops around the core formed by
      *
                                                                Rooms 7 and 13.            The location of doors in the EOF. focal location
                                           ,
                                                                (Room 13) allowed personnel to move 'about freely without disrupting
                                                                activities in unrelated work areas.- Distances among individuals were-
        ,
          '
                                         ,
                                                                close enough to allow for adequate interaction.
                                                                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the EOF layout
                .,
                                                                appeared to be adequate.
                                     ~ 3.1.1.3                  Location
                                                                The NRC inspectors reviewed the EOF location against 10 CFR
                       '
                                ,
                                                            ,50.47(b)(8) and Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.4.1.b and Table 1.
                     '
                                                                The inspectors examined the conceptual design, the emergency plan, and
                                                                EPIPs, and inspected the facility.
                                                                The NRC inspectors determined that the EOF was located 17 miles from
                                                                the Ft. Calhoun Station, at the North Omaha Station, and noted that

l 

       '
                                                                provisions had been made for housing representatives from offsite
                                                                agencies (federal, State, and local) during emergencies.
                                                                Based on the above, the NRC inspectors concluded that the location of
                                                                 the EOF appeared to be adequate.
          !

w.. 

           '
                 s
 ps
       "

. 

                                                    46
       4

y 

    "
             3.1.1.4  Structure
    ;.                The NRC inspectors reviewed the EOF structure against Supplement 1 to
                      NUREG-0737, items 8.4.1.b and d, and Table 1, examined the conceptual
                      design, the emergency plan, and EPIPs, and inspected the facility.

lL The NRC inspectors determined that the EOF was designed to meet the 

    r    .
                      requirements of the Omaha Municipal Building Code, which provided for

[ the adoption of the National Building Code-1976 Edition. This means 

                      the building was designed to meet winds and floods with 100 year

{[ , , 

                      frequency of recurrence.

4 'f Based on the above, the NRC inspectors concluded that the structure 

                      of the EOF appeared to be adequate.
             3.1.1.5  Habitability / Environment
                      The NRC inspectors reviewed E0F habitability against requirements in
                      10 CFR 50 and item 8.4.1.b of Supplement 1 to NUREG 0737.
  '
                      Since the EOF is 17 miles from-the plant site, radiation protection
                      habitability features were not required or provided.
                      Based on the above, the NRC inspectors concluded that habitability
                      provisions for the E0F appeared to be adequate.
  i
             3.1.1.6  Display Interface
                      The NRC inspectors reviewed the EOF display interface against the
                      guidance in NUREG-0696.
                     .The inspectors reviewed the emergency plan and EPIPs, examined the
                      system description, operating instructions, and training guide for the
                      ERFCS/SPDS, toured the facility, and operated the CRTs.
                      The NRC inspectors determined that Room 13'in the E0F contained
                      preformatted status boards for plant and radiological data, four
                      large EPZ maps, and an emergency classification matrix. The
                      inspectors noted three unformatted display areas (i.e. a marker
 '
 ,                    board, chalk board, and flip chart), a microfilm reader / printer, EPZ
                      maps, protective action sector charts, and emergency response status
                      charts. The inspectors also noted that display boards in the EOF
                      were readily visible, adequate in number, understandable to those
                      personnel who needed to monitor the information, and could be updated
                      in a timely manner.
                      The NRC inspectors determined that the E0F contained two terminals
                      for the ERFCS/SPDS computer system, which provided a wide range of
 t

   g&
  , We                                          , '%
                                                     gy ~
                                                                              ;                           -
                                                                                                                        -
                                                                                                                                  '
                                                                                                                                            '                        *. '
                           . ..
                                          '
                                                                         ..
                                                                                                                                                     n.'         -
                                                                                                                                                                              , - ,
                                                                                                                                                                                                       - *
                                                                 q.n                                                                                                             o
                                                                                                                                                                                             ,
                                                                                                                          '
  1 pn.9?                                                                                      -
                                                                                                             ,
                                                                                                                               . ', .       '
                                                                                                                                                        '
                                                                                                                                                               . .
                                                                                                                                                                          "
                                                                                                                                                                                         -
                                                                                                                                                                                             '
                                                                                                                                                                                                     s
 j         .jin               -
                                              _
                                                                  -,
                                                                                                                                                '
                                                                                                                                                    ,
                                                                                                                                                                                                   ,
     ai4                            2.g'                     r                                 z                                                      s
                                                                                                                                                                   -
                                                                                                                                                                     's
      G fi' ', [ ~
                                                                                                                                                                      .
                                            ,                                                7          , . . , .                       0                                                      >
                                                                                                                                                                                           ^
                       Jr                               ,                                                 f         ,
                                                                                                                                                           ._
                                                                                                                                                                                   ~
                                                                                                         V
 f.W
  4, *- h hi:                                             "!                                                      >
                                                                                                                      '
                                                                                                                                              -
                                                                                                                                                      ' "l " ' -
                                                                                                                                                          -
                                                                                                                                                                               .
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 Q'
 :
    g&                       . -;
                                         : ?               '
                                                                    .
                                                                                 __[       ,
                                                                                                 . . _ . _ _                . _
                                                                            plant,sradiological and meteorological variables accessible to EOF
                                                                                                                                                      .;             f      y.
 %b , i                                                        - v ; personnel. :Referfto;Section 1.1.1.6 of this; report for further
 MW                                                  --
                                                                        ^ discussion.                                                                (
     M4                                               1        .
                                                                      ,
                                                                                                     ._          ?"
   %.'                                   .
                                              ,
                                                                        7   Based--on'the'above,8the NRC_ inspectors concluded that the EOF display
                                                                         ? interface ~ appeared to be' acceptable.
i A ,1.1                                          f-
      .&y                                 ,
                                                   -
                                                                                -
                                                                                                 - m
                                                                        J Radiologicil                Eau'ipment and Supplies
   % [ '13.1;2
[ hh[
 ,      ,w=            N 'I3.1[2'.1    .
                                                                            Ra'iationMonItorina
                                                                                 d                                                                                                   ,
      ,
                4                   >
                                            *
                                                                                     ~
                                                                                                                                                                -
   ,          h                                                          ;The NRC: inspectors determined that a high-range dose rate survey
 JE7                                                                        . instrument, a portable air sampler, and a sample counting kit were -                                                         t
 #j %                         ' >
                                         .+
                                                        -                ; maintained in the EOFfforfradiation monitoring contingencies.
                                                                                                                                                                                                           '
                                                                                         .
                                                                                                                                                  e
                                  L                                      :The'NRC inspector also reviewed the surveillance-test.(ST-RM-3) for
           ;9(m  "
                       '
                                          s
                                                ,
                                                                             inventory lof emergency plan equipment, which was being conducted
                         ,                                               Leonthly,:and verified that the protective' equipment was maintained as
p, ?                                                         _ ,.           stated in the Plan and~ procedures,
     a + n;.=                                                                                                                       .
                                                                                                                                                             ,
         '
             7M                                                        : Based on.the above,~the NRC inspectors concluded that radiation
                ,
                                                                            monitoring in the EOF appeared to be adequate.
                                                                                                                                                  p                         .
                                      - 3.1.'2.2                            Personnel Dosimeters                                                                                       ~
                   '
                                                                            The NRC inspectors ~ determined that 12 TLDs and 12'(0-500 mrem) and 12
                                                                         L(0-50 rea),self-reading dosimeters were maintained in the EOF for                                                                ,
                                                                            radiation monitoring contingencies.                                                                                            t
         ,a                                                                            .                                                                                                         .         +
            i '
                              -
                                                                        tThe NRC1 inspectors also. reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for
                                                                             inventory.of emergency' plan equipment, which was conducted monthly,
                                                                            and verified that the personnel monitoring equipment was maintained as
                                                                            stated in tha' Plan and procedures.
       .
      -
                   .
                                                                         - Based on.the'above, the NRC inspectors concluded that personnel                                                                 !
                                                                         . dosimetry in the' EOF appeared to be adequate.
                                          3.1.2.3                           ProtectiveSboplies                                                                                                             .

6 ' 

                                                      <                     The NRC inspectors determined that respiratory protection equipment,
                                                                            protective clothing, potassium iodide tablets, and other protective
                                                                            and support supplies were being maintained in thec .0F for radiation

} , 

                                ;                                           control contingencies..
                                                                            The NRC inspectors also reviewed the surveillance test (ST-RM-3) for

, ' 

              ,                                                              inventory of emergency plan supplies, which was conducted monthly, and
                     ,
                                                                         . verified that the protective supplies were maintained as stated in the
                                                                             Plan and procedures.
                     '

p h. ^ 

                                                                            Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective

i 

                                                                             supplies in the EOF appeared to~be adequate.
                       n.         .

, I; 

                                s
                ?        -*           e**-                ~~+v-v-              - , - * - = ~ .                              +-w--<,*,,e+-w--------,vwew-------

                      s m ,; c                     ,
 y 7,1                               . , ,x                      ,
                                       *
                 .
 A                                         *
                                                 1       .
                  a                                    ,
                                                                                                                       4g ,
y * ,g ,
                           .<-
                                                          .
                                               3.1. 3'              Non-Radiological Equipment and Supplies
  yk                                         l3;1.3.1: Communications-
                                            ~ '                              ~
  '
              .             .                                     :The_NRC: inspectors reviewed licensee ~ EOF communication links with
          .                                                         emergency _ response facilities and offsite agencies against the
                      (
   '
                                                                   1 regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(5), 10 CFR 50 Appendix E,
                             '
                                                                    Section IV.E.9, and NUREG-0737, Supplement 1,' item 8.4.1.f. In
                                                                 -addition, the inspectors reviewed EOF communication section H-2.2.1
  4            x                                                    of the emergency plan.                                                                                                .
                                      '
                                                                                                                                                                                          l
                                                                                                                                                                                         '
   i                                                                The NRC inspectors determined that the EOF communication system
   a
      '
                                                                    consisted of_a' dial telephone' system pfovided by#a telephone system
                                                                     located in Omaha, Nebraska. 'This.sy' stem provided an intracompany
                                                                                                                       .
 't                                                                 telephone system with access to the public telephone network. Three
                       *
                           a                         -            -lines from the Ft. Calhoun dial-telephone system'(PABX) in the EOF
                         ,'                                       -allowed uninterrupted private communications with all Ft. Calhoun
         _ _;
                                e    - ,
                                                                   : station service areas. The.NRC~ inspectors noted that dedicated 3
                                                                 : telephone: lines were.available from the EOF to the Nebraska' State EOF,
                    ~
  .p                                 '
                                                                   -Washington County. Emergency Operations' Center (E0C), Iowa State EOC,
     b c                                                           LPottawattamie County EOC, and Harrison County EOC, and that
         -
                                                                    radiocommunication means were in-place using Ft. Calhoun's ultra high
                                                                ifrequency-radio repeaters. The NRC inspectors determined that the
          -C   ^
                                                                   -radio. system could be used in conjunction-with portable radios to
    -
                                                                  ; communicate with-offsite radiological. monitoring teams. Additional
   ~
                                  . '
                                                                 ? radio equipment was available in-the E0F for the Nebraska State Civil
                                                                    Defense emergency response team.
   *
                                                                               ~
                             <
                                               -
                                                                  iThe NRC inspectors noted that an~ emergency notification system (ENS)                                                 i
                                                                                                                                                                                         '
         C                                                          dedicated'line was available-for.NRC and licensee emergency response
 b.                                                                 communicators.                 Additionally, a commercial-line was available for the                                 ;
          -
                                                                    NRC and licensee to exchange radiologi al data and information. Two
            .'"'                                              < - facsimile' machines were installed in the EOF to transmit information
                                                                    to. compatible offsite agencies receiving equipment; e.g., the NRC,
    ,
                      -
                               '
                                  ,                                ~the states of. Iowa and Nebraska, and Logan, Iowa, in Harrison County.
       -
                   -                                                The inspectors found that the Media Release Center located at the
       s
                    ,
                                               -
                                                                ' Omaha / Douglas County Civic Center could communicate with the EOF via
 %                                                                 'a-dedicated telephone line located in the. EOF media response area,
                                                                  'and that a dose assessment computer terminal available in the EOF
 ( ,7
 l                                 ,                                would allow transmitting meteorological, radiological, and dose
         -
                                                                   -assessment data to the TSC, state EOCs, and Iowa's forward operation
      ]                                                          ,1ocation.
                         '
               <
                                                                    The NRC! inspectors noted that the licensee had used drill and
   .
                                                _"
                                                                   ' exercise critiques to identify communication deficiencies and had
                                                                    taken corrective action. The results of previous drill and exercise
 Y'                    '
                                                                  . deficiencies had resulted in telephones being added, system changes,
                                                                    or telephones being relocated.
            '
                                                            ,

, 

                                                   .
    r*
              -3                                g
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                                                                       --ee.e-ere w . - - p ,,,m.-    ---g-%-1.- .>w..   9 ----. -w- r- ,,. - - .~ -- - e. m,-- y- -9,4---my-, - .. -- -

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                               >                                ~
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                                                                                                                                                o   -
                                                                                                                                                            ..y  p.
                                                                                                                                                                           ,
 Q
    L                                ,                          \,                           .,            -
                                                                                                                                                                  q
         :-                     ., ,                                F         ,q.
                                                                                ,
                                                                                                     ~
                                                                        '
 M gJ '                                                      .                   ,
                                                                                                                                                                                    '
 %                                                                            ;w                                          -
                                                                                                                                                                   v
 $$%                       Js                                                                                                                            ,49.
  $ di.% yk d,(
                                                                                        .                                                 -
                                                                                                                                                                     '            "
                                                '
   ' % ..                      . _ _ .                     c2
                                                  ~
                ;
 d. G
     fN:..v%
                                                                                ,~                     .           ..
                                                                                                                            .
                                                                                                                                                                  .    .
                                                                                                                                                                         ,
                                N.                                                ,, Finally,the inspectors determined that communications equipment in
      d%4 .                                        -g:                                     the EOF had backup battery, power or an-alternate power source in the
  g-                     . g
                                                    %  -
                                                                                       . event of a loss;of power to,the-EOF.
                                                                                                                                                      .,
                                                                                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                      -
                                                                      '
                                                                                                                                  _ .

f J, y Based on the above, the NRC inspectors concluded that communications 

 W
                                                    ,
                            Mac                          ;: ,                              systems 11n'the EOF. appeared to be adequate.                                     ,,
  =.                        yll                   pp.M .                                                                       '
                                                                                                                                                        '
 f)( % ' z3.L 3.2 [ Recons /Orawings -
                            '                            -
                                                                            -
   , ,,              .
                                                                      .
                                                                                                         .
        .
                                          ~
                                              .                                        1R efer to'Section 1.1.3.2 of this report.'
  , . .               c
 f$i                              ~ ,13.1I3.3 Support Supplies                      #

krL j?t 

                            , .N vic The NRCcinspectors1 reviewed support supplies maintained in the E0F
                                                                                                   -       :. . ., -
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                                                                                       Lagainst'the inventory listing provided within the Surveillance test
                                                                   '
                                                                                      LST-RM-3,7" Emergency Plan. Radiation Instruments and Equipment."
g                                      '                                                                                                .
   l'          '
                            ,4                                                         -The(inspectorsdet'erminedthatthe.inventoryincludedplantand. area
   w                  ,
                             >
                                      #                              ,
                                                                                      . maps, calculators, pens, pencils, grease pencils, paper, flashlights,
 _ ' ' q 2,                              ~                                                 flashlight batteries,-and masking tupe. The Surveillance Test was
                                                                                                                        -
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                                                                                  ~
 B                                                                                         required to be performed monthly. The NRC inspectors reviewed the
                                                                                          previous 6 months of. tests and determined that the system was adequate
  Y,-                                                      -
                                                                                      sto maintain the" EOF inventory.
Fg                   n.                                                                     . .                .
                                                                                                                                                          ,
                        h                                                             ,The NRC. inspectors reviewed'other EOF supplies and noted that
%bj$
 fy.3                         z>
                                                            *
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                                                                            '
                                                                                      .isopleths were:readily available for use, as'were means for data
   -
         ?m                                       4,                                   . trending, computer.-paper,'and a library of reference material which
 o'                                                  "
                                                                        #_ ,
                                                                                           included the~RERP and EPIP-(5 sets), the USAR, state of Nebraska
     h                                                                              sEmergency Plan, Estate of Iowa Emergency Plan, Pottawattamie, Harrison,
                                   .                              g .and Washington County' Emergency Plans, FEMA Region VII Emergency
 
                                                                   W ! Response Plan,-a complete set of operating manuals, P&ID books,
        ?? J 3
            ,.
                   ;
                          '
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                                                                                        Technical Specifications, and the INPO Emergency Resources Manual,
                                                                                                                                            '
          .           ,                  ,                    .                       21984.                                          .
  3               . /                                         y ,
  4                 ,
                                                                        N ~'"                                     i
                                                                                      -sasedontheIbove,ftheinspectorsconcludedthtEOFsupport

^; JP l supplies'hppyaredtobeadeque%. 

  .'          ~'
                                  '
                                           ,.
                                         " 3.27,,_Information Nadagement~
                                                                                                                 :%
 'O:*7                                   M                            y.                          .          . R
                                       - 13.2.1                                         Variables-Provided.                                      ..
                                                                                                                                                      '

h, .&;'n ~' 

                                                                                                                                                      S.

iMN y 

               .'       G           3.        2.1.11                          Regulatory                            Guide'1.97,               Revision        2, Variables

d .' - JThe NRC inspectors conducted interviews, held discussions with 

 b                ,..                                                                    licensee personnel, conducted E0F walkthroughs, including several

i ' 

            it W                                                                        computer terminal demonstrations and pertinent documentation-
                                                                                        specifically, OPPD letter dated April 2,1985, " Fort Calhoun Station
                                                                  '

h.;7 , ' M// ' Compliance with Regulatory Guide 1.97, Revision 2," and NRC letter 

                                                                                        dated June-18, 1986,."Conformance [of OPPD] to Regulatory Guide 1.97,

l; 4 3 .k L 1 

                                                  s
                                                                                                                      m
                                                                                         '
                                                                                                                                 ~
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                             ~
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                                                                                                                              i?
                        ;
                                                                                                         3*

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  *
                                                                                                      1
                                                              50
                                Revision 2." Based on the above, the NRC inspectors concluded that
                                unresolved items ~ identified in Section 1.2.1.1 would also apply to
                               -this section.
                    3.2.1.2     Other Veriables
               ,
                                Refer to Section 1.2.1.2 of this report.
                    3<2.1.3'    Relationship to Functional Needs
                                Refer to Section 1.2.1.3 of this report.
                    3.2.2       Data Acquisition
                   :3.2.2.1     Data # Collection Methods
           .                    Refer to Section 1.2.2.1 of this report.
                    3.2.2.2    Time Resolution
                                The NRC inspectors evaluated time resolution of sensor data available
                              'to the ERFCS, against the requirements in item 8.4.1.g of Supplement 1
                                to NUREG-0737.    The NRC inspectors reviewed the OPPD ERFCS System
                                Software Overview, conducted interviews and held discussions with a
                                system program analyst, and received a hands-on demonstration of
                              ' system capabilities in the EOF.
 ,                              Refer to Section 1.2.2.2 of this report for further details.
                    3.2.2.3     Isolation
                                Refer to Section 1.2.2.3 of this report.
                                                                             4
 E                  3. 2. 3 -  Data Communications
                    3.2.3.1    Capacity
             -
                                Refer to Section 1.2.3.1 of this report.
                    3.2.3.2    Error Detection
      s
b       +s                      Refer to Section~1.2.3.2 of this report.
                    3.2.3.3    Transmission Between ERFs
                              . Refer to Section 1.2.3.3 of this report.
                    3.2.4      Data Analysis
 -

p --- 

                   _
                           ,-._
                            ,
                                     __       __

44;,; . . , 

            a                 .

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                                  ~
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                                                                        51
                 *

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                                        '
                                                  ~
                       ,
                           3.2.4.1,       Reactor Technical Support
                                          Refer to Section 1.2._4.1 of this report.

L -3.2.'4.2 . Dose Assessment 

-
                                          Refer to Section 1.2.4.2 of this report.
  '
               -
                           3.2.4.3        Central Processor Capability

- 

                                          Refer to Section 1.2.4.3 of this report.

l _ . 

        -
                           3.2.5      . Data Storage
                           3.2.5.1    = Storage Capabilities
  _
        ' '
                                          Refer to-Section 1.2.5.1 of this report.
                           3. 2. 6 -      System Reliability and Validity
            ,
                          ~3.2.6.1        Validation and Verification
    -
                                        ' Refer to Section 1.2.6.1 of this report.
                           3.2.6.2        Computer Based Systems
                                          Refer to Section 1.2.6.2 of this report.
  ,
                           3.2.6.3    . Manual Systems
      ;                                   Refer to Section 1.2.6.3 of this report.
    -                    : 3.3 Functional Capabilities and Walkthroughs
                          ~3.3.1          Operations
                           3.3.1.1        Organization

L- 

                                        -The NRC inspectors compared licensee organization commitments with
                                          regulatory requirements in 10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,
                                          Supplement 1, item 8.4.1.i. The inspectors reviewed Section M of the
                                          emergency plan and held discussions with selected licensee staff
                                          members.
                                          The NRC inspectors determined that the E0F organization was the same
          ,
                                          as indicated in the Plan and procedures. During the recent exercise
                                          conducted June 25, 1986, the EOF was staffed in approximately 1 hour
                                        .with the organization indicated in the Plan.
                                          Based on the above, the NRC inspectors concluded that the emergency
                                          response organization of the E0F appeared to be adequate.

, 

                                                                 ' '~
                                                                               , ,
i;3f. y [. ;                                               ,   ;
                                                                                                                   s. -
     p                                 ,
                                                         .                                       .
                                                                              - *'
                                  , M.
$g 7#; :,2 .                                                                        .
                                                                                                          52
                                                                                                               -i.      ,
                                                                                                                                                  ^
    ll                                                                                         -
                                                                                                                 l
p * _' m-                                    .          ..                                                  ,                  r
                                                                                                                                 '
  rQ2                       i
                                                   J3.3.1.2 ' Staffing ~                                      '           "
                                                                                                                             ;              ,
                                                                                                                                                ,
   '*
                      "
                                                                            The.NRCinspectorscomparedlicensedstaffingcommitmentswith
        ,           ,?N                                               -regulatory requirements in'10 CFR 50.47(b)(2) and NUREG-0737,-
               -
                                  .
                                                                        ) Supplement 1, and reviewed section H-2.4, of the emergency plan. ,
N i,,!                               1                                                                   <.
                                                                                                                               '
                                                                                                                                     ,s
                                                                                                                                          '
                      # _
                                                                                .
         S                                                                 .The NRC inspectors. determined 1that-the' licensee had 21 positions
     ;              ~-*                                        '
                                                                            including: Recovery Manager, Recovery _ Operations-Coordinator;
JW^F    '
                                                                        ~ Administrative Logistics Manager,' Emergency Coordinator,' and Dose
+                                      ,
                                           -                      T-        Assessment' Coordinator..     '
                                                                                                            ,
                                                                                                                           -
                                                                                                                                        n     -
                                                                                             .     .
                                                                                                               .     .
                                                                                  ~
                 *
 ?                                                                          Based on the'above, the.NRC in'spectors concluded that the staffing of
hf y *-
                               .
                                                      ,
                                                        ,
                                                                         (the EOF emergency. response organization appeared to be adequate.
   7                      .                          3.3.1.3               ' Activation-
   h? f"                         .
                                                                            The NRC inspectors compared licensee activation commitments made in a
   ~1 .
                                         -
                                                                            letter dated March 1, 1982, with regulatory requirements in 10 CFR
                  .
                                 <         <
                                                                            50.47(b)(2) and NUREG-0737,' Supplement 1, item 8.4.1.i. :The NRC
                                                                         . inspectors determined from a review of the licensee EOF activation
                                                                                                                                   .
                                   '
           -
                        ,            4
 ,'                                   ~
  ..
                                                                        irecords pertaining to the annual exercise conducted June 25, 1986,

%% ' 

                                      t
                                                                            that the' EOF.was activated and functional within 1 hour and 9 minutes
                                                                        .after the declaration of the alert emergency class.
 4' y' j
      .
      .
                                                                            Based on the above, ths NRC inspectors concluded that the activation
   @f                                                                    -time of the emergency response organization appeared to be adequate.
                                                  '3'.3.1.4' ~ Communication Interfaces.
                                                                         -
t.y' .
                                              '
                                                                            Refer.to Section 1.3.1.4 of this report.                                ,
          ,.
                                    *-
                                                   -
                                                     3.'3.1.5: 0'ffsite Interfaces
   .                                                                                                                                                ,
                                                                                         , _
                                                                            Refer to Section 1.3.1.5 of this report.
                                                   13.3.1.6             ' Transfer of Responsibilities
          .                                                               .The NRC inspectors reviewed the transfer of responsibilities in their
           ,                                                                emergency response organization'against the requirements of
                                                                            Supplement 1 to NUREG-0737, items 8.4.1'.a and b, and Table 1.
 .
                                       ,
                                                                            The inspectors reviewed the emergency plan and EPIPs and determined
 ?
               ~'
                                                                         'that the transfers of responsibilities from the Shift Supervisor (CR)
                                                                        -to the Site Director (TSC) and from the Site Director to the Recovery      ;

' 

             ,                                                              Manager (E0F) were adequately addressed in procedures E0F-13 and
                                                                            E0F-14.                                                                 '
                    .
                                 '
                                                                            The NRC inspectors noted that the transfer of responsibilities was
               l
                                             ~
                          '
                                                                            accomplished when the Site Director had reported to the TSC following

' 

                                                                            declaration of an Alert (a Site Area Emergency). Procedure E0F-2
                              +.

d 

                                                     .([
                                                                                                                                                     l
                      ,                                      -
                                                                                                                                                    l
     ,                     ,                    . -                   -               ..

                                                                                                                                 _ _ .__                  .          -_ __         . ..   _ -
                         5            .                                           %_                        h
               .:
                                                                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                         '
                      1y                                '
                                                                               ,     .
                                                                                                                                            +
             J~                  ^
                                                                                                                            '
                                                                                                                                                *
                                                                                                      53                               '
                                                                                                                                                                                                  f
                      y                                                                           .
                                                                                                       -
                                                                                                                                                                             -   c
 g                                                                                                                                                                                                ,
 y.
                          ,
                         -
                                          T                                                                               ,
                                                                                                                              ,_              ;
 c"                                                                          .                  .
          ,W^
                                                                      .
                                                                   instructed the user to' notify inplant personnel of.the transfer from
                                                        m       >the: Shift Supervisor to-the Site Director by means~of.;an' announcement-
  'fif"r
     ,
          ,                                         a
                                                            '
                                                                Lover the'GAITRONICS~ system, but'did not explicitly indicate how                                                          ,
                                                                                                                                                                                                't
  c. 7 u .                                "
                                              >
                                                                   ~offsite agencies.would be notified of' this. critical . transfer of:
                                                                . responsibility." RR-10 directed the- Recovery Manager to make:a formal ' '
L                                                        '
                                                                                                                                                                                                  ,
d.% q'                                                             announcement, to issue a memorandum, Land to brief the EOF staff,                                                          .
    ^ ' '
                  W,                                               including offsite representatives.                                                 -
                                                                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                                                                        '
                                                                   Based on ths above .the NRC inspectors concluded that transfer of'
  g                                                       _   ; responsibilities ~ appeared to be adequate.
                '
                                            ' 3. 3. 2 =            TSC-Support
        a
                                              .3.3.2.1'            Technical-Support                                                                                                              i
     ,              _
                               i                               ~The NRC.inspectorsLreviewed EOF. technical support against the
                      '
                                                                jrequirements of; Supplement 1 to NUREG-0737, item 8.4.1.a.
             *
                                                                ~The NRC inspectors observed EOF walkthroughs and noted that
    ~
                      '~
                                                                   coordination with vendors and outside consultants was demonstrated
            ,                                                      adequately'by contacts made with Combustion Engineering, INPO, and
                              -                         -
                                                                   several. logistic sources.
                                                                                                                                                                                                  .
                                                                        ,
              c              .
                                                               -Based on.the above, the.NRC inspectors concluded that EOF
          (                                                     -capabilities for providing technical support to the TSC under
     ,
               0                        -
                                                ,
                                                                   accident conditions appeared to be adequate.
            .
                                             ' 3. 3. 2. 2.      : Logistic Support
                                                  .             LThe NRC inspectors observd 'the performance of support functions by
   ', _                                                         -the-Administrative Logistics Manager during an EOF-walkthrough. The
                                                                . inspectors determined that the' EOF was capable of providing extensive
                                                                 ~
               c                                      <
      _
                                                                   logistic support to the TSC. The NRC inspectors noted that the
                                                                                                                        -
 [.                                                             'AdministrativeLogisticsLManagercontrolledandcoordinatedthese
        "'
                                   -                               efforts >through an assigned logistics. support group consisting of:
                                                                . communications support, administrative support, a finance
                  ~

1 , f_ ~ coordinator,:an accommodations coordinator, commissary support, a 

                                                                   human resources- coordinator, a materials management coordinator, a
                                                                   transportation coordinator, an accounting coordinator, a security
                                                                   coordinator, and a computer specialist. In addition, the inspectors
                                                                 ~
    '__
                                                                   noted that. adequate reference material was available, including
                                        ~                          emergency phone numbers and the INP0 Emergency Resources Manual.
                            '
                                            '
                                                                   Based on the above, the NRC inspectors concluded that the TSC

. 

        -
                                                                   logistic support provided by EOF appeared to be adequate.

' 

                                              ~3.3.2.3             Implementation of Mitigating Actions

" 

                                                                'The NRC inspectors observed walkthroughs.in both the TSC and the E0F,
               -
                                     '
                                                                   and held discussions with licensee personnel associated with the
                  .
 }w
  Y.
      .f:q; -
K _ ma _ ~ ___                                                                                      . - _ _ _ . _ _ _ _                    _ _ _ . _ _ _ _ . _ _ _ _ . _ . _ _ _

                        , - ..                                -.

7 

                            b9:
                                                                  '

.(?o ~ 

                                                                                                                                                            i
                                        '
,3

{ - 

                   '
                                           s *         <
                +
                                                           ,.
                                                                                     54
                                                                        .
s-
                  >
                            y                       ;de0elopmentandimplementationofmitigatingactions. These-
         . ,
                           f                          discussions ir.cluded considerations of offsite impacts associated
                                                      with' mitigating actions, the' liaison and coordination maintained

P 

                    *
                                                  v between the two facilities during formulation of mitigating actions
                                                      and alternative actions, and their. potential offsite impact. The NRC
                                              -
                                                     ; inspectors noted that the: capability to develop dose assessments of
                                                    : alternative mitigative actions was available and could be done on the
       i
                                                      computer in"between real time assessment computations.
 .                                 .
                                                         .
                                                                      ,
  "                                                 ; Additionally, 'the NRC inspectors' determined that an Advisory Support
                                                      Group in the EOF proposed and< formulated alternative protective
                                                    . actions for: consideration by the. Recovery Manager. _ Mitigative
          -
                        '
                                                    ' actions were coordinated ~with the state of. Nebraska ~ Rad Health
                            c
                                                ~
                                                    1 Director and with the state of Nebraska. Civil' Defense Director, both
                                                      located in'the EOF.' Coordination'with the state of Iowa was
                                     '
   ,

(i - 

                                                      accomplished with a representative of the state of Iowa Office of
                                                      Disaster Services, who maintained an open line from the EOF to his
                                                                                                                                                           *
                                                    -superiors.in Des.Moines.
                  '
      ,,
       I                                              The NRC. inspectors noted that-responsibility for implementing
   , _                                                mitigative actions under various conditions appeared.to be clearly
                                                      understood by those . interviewed, that EOF notification procedures .
          _                                           were' observed to provide for adequate notification in-the event of
    .R                                                containment venting or other planned releases, and that adequate
                                                     ' decision aids were available to the EOF staff for planning ~a venting
                             '
                ~
                                                      of the containment.
          -
                                                      Based on;the above, the NRC inspectors concluded that the area-
                                                      inspected. appeared to be adequate.
         E                        "
                                       3.3.3          EOF Functions
         --
                                     .
                                       3.3.3.1        Notification / Communication
                                                    .The NRC inspectors reviewed EOF-Notification / Communication
                                                      capabilities against the requirements of 10 CFR 50.47(b)(6), and
                                                    : Supplement 1.to NUREG-0737, item 8.4.1.f. The inspectors reviewed
                                                      the emergency plan and EPIPs and observed a walkthrough.
 7
                                                      ThelNRC inspectors determined that the licensee's notification
                               ,                      procedures contained in OSC-2 were consistent with the emergency
                                                      classification' scheme and contained a provision for verifying
                                                      messages when necessary.     Procedures for alerting, notifying, and                                 ,
                                                      activating personnel-and organizations were complete, and the content
                                         '
    ,
*             ,                                       of emergency messages to offsite authorities was adequate.
                                                      Based'on the above, the NRC inspectors concluded that the EOF
                                                      notification and communications functions appeared to be adequate.
                                                                                                                                                           t
                                 4
                      '
            1
  
                                                                                       . - - - , - . - . , - - - - - - , ~ - - - , - - - - - , , - - - -
                                                                                           -                         -                                   -

 sc                       y gg                                                    .
                                                                                               m3
                                                                                                                                      ~
[yM J                                                                                                                .                                                                          .
kS f                                                  g
hih; [                                                            
                                                                                                                                                     55~
                                                                                                                                                                                              ~
   y;Q wa
         x&
         ,
              ,
                                                           ,            3                                                                    . ,
                                                      .                                                                                       ,
 M
                                                                                               ,
                                  ,
                                                      13.3i3l2? tDose Assessment?
                                                                     ,                          .
 [%
                                                      '                                                                 ~
                                                            -
                                                                              _
                                                                                                      LThe NRC inspectors reviewed the dose assessment capability in the EOF-
 "'                                                                                   '
                                                                                                       :against;the requirements.of 10 CFR 50.47(b)(9), Appendix E,
                             ..                 .
 '
             .                t,                                                                 .! paragraph IV.E.2,' Supplement ~1 to NUREG-0737, item 8.4.1.a, and~
              ' '
                        >
                                                                                                         Regulatory Guide 1.97.' The; inspectors interviewed licensee staff
                                      >
                                                                                                  J responsible for; development of the dose _ assessment program and its
    ,f                               _ ',     ,                                                      iassociated training, and' reviewed. relevant documentation. These-
                                                        -
                                                                                                          included EOF-6, Section I of the emergency plan,..and the EAGLE
i,                                                                                                   ! Program User's Guide and. Technical Manual (December 1984). The
Lw
                                                                                                                                                 ~
                                          <
                                                              ,
                                                                       '
                                                                                             .
                                                                                                          inspectors also checked equipmentJused to perform dose assessment and
 <
                                          <?                                                          .had the licensee perform sample calculations using the EAGLE computer
   ,n                                        x,                                                          program.
                                        w.
        w                                               :                                         * The' inspectors. determined that if the EAGLE program was not
                  >                                     '
                                                                                                      :available, a manual backup' system compatible with EAGLE was available
                                                                                                          in the control room, TSC, and EOF (see Section 1.2.4.2).- Critical
                                                                                                     . data inputs into.the manual, method included meteorological data,.
                                  '
                                                                          ~
                                                  _
    .
                                                                                                         stack flow rate, and process monitortreadings. , Procedure EOF-6 did
                          ~
      <
                   t                            ~,
                                                                                                       Lnot provide guidance on-how to determine'if the primary source was
                                                                                                  ' not available for these inputs, or describe how to'obtain historical
                                                                            '
 M;                      - ~_               ,                                                          -
                       ,                                         a                                       meteorological. data for use during an emergency.
    , .
                             -
                                                      _.                                             'The .NRC inspectors determined that dose assessment was properly
         "'
                                                                                                          incorporated into the protective action decisionmaking process? The
                                                               '
                            '
                                                    .
                                                                                                       ' dose assessment group in the control room, TSC, and EOF would report
                                                                                                     cprotective action recommendations to the' shift supervisor,
                                                    '
       '
                                        f                                                                HP/ chemistry supervisor, orl emergency coordinator, respectively.
                                                                                                    : These recommendations would be based on the-EPA Protective Action
 h'                                                       '
                                                                                                    -Guidelines.
                                                                                                                                                     '
                                *
                                                                                                         Based on the above, the NRC inspectors concluded that dose assessment
                                                                                                                                                   -
 $(4<A          -
                                                                                                          in the EOF appeared to be adequate.
           ^                                                            ~
   '
                  '
                               .                             3.3.3.3: -Protective Action Decisionmaking
                                                                               -
                   ,. *                                            ,
                                                                                                                                                                                                              ,
                                                                                                                                                                                                              '
 p                                                                                                       The NRC inspectors determined that the shift supervisor was assigned
                                    ,
                                                                                                         Site Director duties upon declaration of an emergency, that Site
                                                                                                         Director responsibilities were transferred to the TSC upon activation
                   ,                                                                                 2of the'TSC, and that responsibility for directing the emergency was
   .~                                                                                                    transferred to the Recovery Manager upon activation of the EOF. In
                                                                                                         addition,'the inspectors noted that it was mandatory for a shift
       .
                       '

gi r 

                     ,                  ,
                                                                                                          supervisor to remain onsite at all times.
            +' .

- Based on the above, the NRC inspectors concluded that protective ' 0 action decision-making was adequate. 

                            ,

. , - 

                                                       -3.3.3.4L                                         Coordination of Radiological and Environmental Assessment
                                                                                                         The NRC inspectors held discussions with licensee representatives and
                         .                                                                                reviewed the emergency plan and procedures E0F-8 and E0F-18 to
                                                           ,
                              *.,
                                                  -                  - , _ _ . _ ~ . _ _ - . , . . - _ . _ . - . _ . _ - - - . . . . - - - . _           _.- , - _ - ,-._ _ ,...-~ .-.--_ ---     - , , -- _.

w - 

                                         -- u
                       ,
              2                     ..
                                                                     .
                                                                                   56'
          ,
   w                                ^W e
                                                     determine if the licensee's coordination of radiological and
                                          '
                                                     environmental assessments met the requirements of 10 CFR 50.47(b)(9),
 .
                                              *
                                                     paragraph IV.E.2 of Appendix E to Part 50, and item 8.4.1 a. of
                                                     Supplement 1 to NUREG-0737.
                 ^
                                                     The.NRC inspectors determined that two OPPD field monitoring teams

P. = 

                                                     were dispatched from the plant to perform plume monitoring as

t 

                                                   ~ directed from the E0F by radio after the EOF was activated. The

i 

        w                                            field monitoring teams were directed to preselected monitoring points

f based.on access roads and population centers. The field monitoring [ . 

                                            '
                                                     results were displayed on a sector map board and compared with dose
                                                     assessment results. The deployment of OPPD field monitoring teams
                                                     was discussed with the state field team coordinator locatd in a room
                -                                    adjacent to the OPPD operations area in the EOF. The NRC inspectors
                                                     noted.that this coordination was ad hoc and suggested that the
                                                     licensee use procedures and joint training to assure efficient and

t' 

               ,
                                                     well coordinated offsite monitoring actions.
     '
                  ,
                                                     The NRC inspectors determined that OPPD planned to use their
                                                     en'vironmental program personnel to collect environmental samples
                 ~

{" after,_the termination of the radioactivity release', using the routine 

                                                     environmental sampling procedures, and forward the samples and
     ,                                               environmental TLDs to an offsite contract laboratory for analysis.
                                         '
                                                     The sample collection and analysis would be conducted under control
                                                    .of the existing quality assurance procedures for the environmental
                                                     program.
                                                     Based on the above, the NRC inspector concluded that the licensee's
                                                   . program in this area appeared to be adequate.
                                           3.3.3.5
                                                                                                                             '
                                                     Walkthroughs
                                                     The NRC inspectors observed E0F walkthroughs to determine whether the
        ,
                    >
                                                     E0F appeared capable of performing its assigned functions.
      '
                                                   'The NRC inspectors met with utility representatives and developed a
                                                     listing of functional requirements for each ERF. The licensee           l
 "
                                                     developed scenarios which would demonstrate those capabilities,
                                                     provided controllers, and ran two walkthroughs. lasting 2 hours cach
                                                     with the NRC inspectors acting as observers. One walkthrough            ;
                                                    -involved the EOF; the other involved the TSC/0SC.                       I
                                                     The scenario demonstrated the following functional capabilities from
            -
                                                     each facility: dose projections, PARS, notification, classification,
                                                     habitability, and technical support. In addition, the licensee
                                                     den.onstrated evacuation / accountability decisionmaking and retrieval
                                                     of meteorological data from non-0 PPD sources.
                                                     The NRC inspectors determined that both the TSC and the E0F released
                                                     and transmitted protective action recommendations without obtaining
                                                     signed authorization from the site director or recovery manager.
                                                     (See Section 1.3.2.2 of this report.)
                                                                                                                             1
 h                    _ . . . .

                                                                                                                                                '

R'?%  ; < 

                                                                                                                                                            ;

m; g;nv.}; f , 

                                                                                                                                                  ,
                                                                                                                                                              ,
                                                                                    ,     ,
                                                                                                                                                ,
ip ' _ - ,
                                                                                                                                                          '
                                                                                                                                                               .9
                                                            A."          7                                                                  '                   '
       -u                                                                         >
                                                                                             ,
              -' '
t                            A

y 

                                  4
                  -
                                #'i                              ,
                                                                                        -
                                                                                                               57
                         W                 -
                                                                                      m
                                                                                                                                              .         ,
       ,
                                                                                .
                 ~
                                                                     ,
                                                                        The*NRC) inspectors noted that_the EOF human resources coordinator-
    4                                      -s                          .provided the administrative logistics manager with a manpower-
            ' -                                                -
                                                                        schedule;for long tern EOF staffing which listed two positions as -
,",
                                     -                             >
                                                                        staffed by single individuals-on 24-hour ' rotation, the administrative
                                                                        supervisor!and the. licensing' administrator. The licensee explained
                                                                       -that the latter-position was "on call"; butithe alternate had
                                                                                                                            '
                                    '
                                         -
                                                     ,
                        '
                                                                        terminated employment three weeks earlier and'no_ replacement was in-
                              -
                                -
                                                        . .
                                                                        place. :The NRC. inspectors were informed that usually emergency
v                                                       -
                                                                        positions in the OPPD/FCS emergency organization had.two individuals
                ,
                                                                        assigned. The: inspectors concluded'that in some cases this scheme
     -
                                                                        would be insufficient to support long. term staffing of the ERFs.
                                                     ' "
                                                                        The-following~ deficiency _was identified:
            '
                           '                       ~
                                                                        *
                                                                                      An. insufficient depth of trained personnel was provided in their
         ~
                                                                                   - emergency' organization to ensure that ERF staffing will be
                                       -                                           -
                                                                                      adequately; staffed during long term emergencies. (285/8620-21)
@                                            . . .                         . ..
                                             14;0 Unresolved Items
      a-                              "
                                                            ' An unresolved item-is a matter about which more information is required
       _ ,                                         - in' order. to a'scertain whether it is an acceptable item, a deviation, or a
                                                            ' violation. -Unresolved-items are identified in paragraphs 1.2.1.1 and
                                       -
                                                           ?1.2.2.3.
                                             -5.0             Exit-Interview
                          ~
                                                             The exit' interview was conducted on July 11,.1986, with licensee
          <                                                   representatives. Mr. Donald E. Sells, Project Manager, NRC-HQs was in
                                                              attendance.-
                                                                                                                                                                  ,
                                                             Mr.LNemen'M.-Terc,1the NRC Team Leader, summarized the team comments and
                                                             observations in the subject areas of the Emergency Response Facility                                 I
                                                            : Appraisal. The NRC inspectors discussed the nature and specifics of each                            1
                                                              of the 14 deficiencies, the 7 unresolved items, and 22 improvement items.
. Er
jf                                                            Further, the NRC Team Leader stated that the 22_ improvement items would
   ""
                                                              not appear in the written report and did not require a response, but that                           I
                                                              the NRC team believed the licensee should consider them for enhancing
                                                              their emergency preparedness program.
 1
  >
                      ,
                                        %
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Q V. R 

                                               ~
                                                                      w~            .

gAny i' 

                                                   s               .             .   p
                                                                       ~
                        y                                           _
                              
           r .

[ 5 N: 

                           hw                                   x
                                                                  '
                                              4                                            ACRONYMS AND INITIALISMS

 :                ~
                              (& .          *
                                                     >
 }_y
       1                       ,-                    1 ASCII:            lAmerican' Standard Code of Information Interchange-
                       '
                                   ,                 LABT-                ~ Automatic' Bus _-Transfer.(switch)
                                                   '
                                                         COP-              Conference OperationsiNetwork
           '
                                                         CPU' .           -Central Processor Uniti
                                                         CSTWLL            Condensate Storage Tank Water Level
                                                     :CR       ;v/       :. Control _ Room

y' ' - 

                ,
                                                     ) CRT :
                                                       :DAS     _
                                                                           Cathode Ray Tube.
                                                                           Data Acquisition Subsystem-
                                                      'DCRDR               Detailed Control Room Design Review
                                                         DCC               Document Control Center:
                                                                           Emergency Action Level
                         '
                                                      :EAL' .
   ;
                                         w           ;-EAGLE -             Emergency Assessment of Gaseous and Liquid Effluents
                                                 -       EI'               Energy Incorporated
        M                                                ENS.              Emergency Notification System
                                                         EOC:              Emergency Operations Center
                                                         E0P             ' Emergency Operating Procedure
                                                 '
                                                         E0F -             Emergency Operations Facility
                                                         EPA .             Environmental Protection Agency
 A                                                   LEPIP .             ; Emergency Preparedness Implementation Procedure
                   ,                                     ERFCS-           ~ Emergency Response Facilities Computer-System       ,
                   '
                                                         ERE'            . Emergency Response Facility-
                      o                                  ESF;              Emergency Safety Features                . -       -
                           *
             . .                                         FCS-            : Fort Calhoun-Station
                       ;e
                                          '
                                                     /FLIC.              ~FLIC Computer Software Package ~
                                                         GDC~              General Design Criteria
                              "                          GSE              .(0 PPD) Generating Station Engineering
              '
       s              >-                                 HOST-             Supervisory Computer System
  <
                                  ,                  -HVAC                 Heating,- Ventilation, and Air Conditioning
       -
                                       '
                                               ,      ~ICCI              -Inadequate _ Core Cooling. Instrumentation-
                                                         INPO            ' Institute ~for Nuclear Power Operations

in -ISC' -Intelligent Systems Corporation C KV' - Kilovolts f. 

         -
                                                         LOCA-             Loss of Coolant' Accident
 ' -                                                     MAX IV           . Computer Software Package
                                                         MAXNET            Computer Software Package
     "
                  ,                                      MPP               Miscellaneous Power Panel-
           /
                   '
                                                     .NAWAS-               National Weather Advisory Service
                                                     .NRC                  Nuclear Regulatory Commission
                                                                           Omaha Public Power District
                  '                  '
                                             .        .  0 PPD
   -
                                                         OAD.              Operational. Acceptance Demonstration
                                                       .01                 Operating-Instruction
                                                         OSC:              Operations Support Center
                                                         PABX            -Private Automatic. Branch Exchange-
                                                         PARS              Protective Action Recommendations
                                                         PASS             . Post' Accident Sampling System

, 

                            ,                        -PSIG'                Pounds Per Square Inch Gauge
                                                         QSPDS             Qualified Safety Parameter Display System
                                                         RERP              Radiological Emergency Response Plan
                                                         RCS-              Reactor Coolant System
     -              -
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                                          . SPDS '     Safety Paramethr Display System
                                             STA       Shift Technical Advisor
                                             TSC-      Technical Support Center
E                                          -
                                             UPS       Uninterruptable Power Supply
                 -
                                ,
                                             USAR     -Updated Safety Analysis Report

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