ML20117P121: Difference between revisions

From kanterella
Jump to navigation Jump to search
(StriderTol Bot change)
(StriderTol Bot change)
 
Line 1: Line 1:
{{Adams
#REDIRECT [[PY-CEI-NRR-0248, Forwards Revised Conformance Statements for Reg Guides in FSAR Section 1.8,per 850206 & 0402 Commitments]]
| number = ML20117P121
| issue date = 05/14/1985
| title = Forwards Revised Conformance Statements for Reg Guides in FSAR Section 1.8,per 850206 & 0402 Commitments
| author name = Edelman M
| author affiliation = CLEVELAND ELECTRIC ILLUMINATING CO.
| addressee name = Youngblood B
| addressee affiliation = NRC OFFICE OF NUCLEAR REACTOR REGULATION (NRR)
| docket = 05000440, 05000441
| license number =
| contact person =
| document report number = PY-CEI-NRR-0248, PY-CEI-NRR-248, NUDOCS 8505200407
| document type = CORRESPONDENCE-LETTERS, INCOMING CORRESPONDENCE, UTILITY TO NRC
| page count = 67
}}
 
=Text=
{{#Wiki_filter:_
e "e
* 1 siu    pu i, F ,l [: }
                                          ^s "N - ,_
t i .
                                                                'l ;;
u  .;i.l.!;.f
                                                                            < u tai J
                                                                                      !!T r],
                                                                                      ,    1.. s4 fl  [o' oD l^a^(I1 5 '14j'/.
f7M-        P.o. box 5000 - CLEVELAND, oHlo 44101 - TELEPHONE (216) 622-3800 - ILLUMINATING BLDO. - 55 PUBLICSQUARE Serving The Best Location in the Nation 1
MURRAY R. EDELMAN VICE PRESIDENT                                                  May 14,1985                    -
NucuAn                                                          PY-CEI/NRR-0248 L Mr. B. J. Youngblood, Chief Licensing Branch No. I                                                                                                  j Division of Licensing U.S. Nuclear Regulatory Commission                                                                                      1 Washington, D.C. 20555                                                                                                  l l
Perry Nuclear Power Plant Docket Nos. 50-440; 50-441 Regulatory Guide Conformance Clarification
 
==Dear Mr. Youngblood:==
 
We have completed our review of the regulatory guides in FSAR Section 1.8 as agreed to in our letters dated February 6, 1985 (PY-CEI/NRR-0177L) and April 2, 1985 (PY-CEI/NRR-0222L). Conformance statements associated with regulatory guides 1.12, 1.21, 1.29, 1.32, 1.33, 1.44, 1.48, 1.71, 1.84, 1.85, 1.89, 1.100, 1.138 and 1.150 were affected by this review and our proposed wording is attached. Our response to NRC staff concerns regarding regulatory guides 1.39 and 1.54 is also included within the attachment. Finally, we have strengthened the FSAR reference columns in Tables 1.8-1 and 1.8-2 and this accounts for the bulk of the submittal. Revised FSAR pages reflecting the above changes are attached for your review.
We will continue to notify the Staff and update our conformance to the re3ulatory guides in the FSAR as changes, exceptions and alternate methods are determined to be necessary. Please feel free to contact me if you have any questions concerning this matter.
ery truly you s, smut Murray R. Edelman Vice President Nuclear Group MRE:nje Attachments cc: Jay Silberg, Esq.
John Stefano (2)
J. Grobe I I 8505200407 840514 PDR    ADOCK 05000440      PDR p
 
s_  --
t, e.
1.8      NRC REGULATORY GUIDE ASSESSMENT In 1970, the NRC (AEC) began to issue Regulatory Guides (Safety Guides) which    l describe in detail the methods acceptable to the NRC Staff for implementing-specific parts of the Commission's regulations and in some cases to delineate -    -
techniques.used by the Staff in evaluating specific problems or postulated accidents and to provide guidance to' applicants concerning certain.of the information needed by the Staff in its review of applications for permits and licenses.
Tables 1.8-1 and 1.8-2 list 'esch Division 1 and Division 8 Regulatory Guide '
        . addressed on the Perry Project. The appropriate revision for the Perry Project has been determined by referencing the NRC's Regulatory Requirements Review Committee (RRRC) categorization nomenclature for each of the Regulatory Guides.
The RRRC Categories. referenced in Tables 1.8-1 and 1.8-2 are defined as follows:
: a. Category 1 - Clearly forward fit only.
: b. Category 2 - Further Staff consideration of the need for backfitting appears to be required for certain identified items of the regulatory position. These individual issues are such that existing plants need to be evaluated to determine (a) their status with regard to these safety issues and (b) the need for backfitting.
: c. Category 3 - Clearly backfit.
: d. Category 4 - Regulatory Guides not categorized by the RRRC.
l Table 1.8-1 provides a listing of our conformance to the recommendations of each of the non-QA related regulatory guides for design, testing, maintenance and operation of the Perry Nuclear Power Plant. Conform as used in Table 1.8-1 means that PNFP has implemented the regulatory guides, to the extent described in the table and in the referenced FSAR sections. Our level of commitment to each regulatory guide has been established jointly with NRC during the acceptance review and safety review of the FSAR sections describing PNPP's implementation of the regulatory guides. Therefore, in order to obtain the specific degree of conformance to each regulatory guide, it is necessary to
        . review Table 1.8-1 along with the referenced sections of the FSAR. The specific acceptance of this implementation by NRC is. reflected in the            ,
appropriate sections of the Safety Evaluation Report (SER). (NUREG-0887)          i Table 1.8-2 provides a listing of our commitments to the QA-related regulatory.
guides. We have specifically committed to the regulatory guides in this Table with all exceptions / clarifications noted in the Table.
l l
l l
 
7 o
TAllLE 1.8-1 CONFORilANCE TO NRC itEGULATORY GillDES IJegree of Conformance               Reference Regulatory Guide (itev. ;RRRC Category) _
: 1. I' - (Revision 0 - 11/70;ltitRC Cat. 1)
* PHPP conforms to this guide.                        5.4.7, Het positive suction head for emergency                                                                  6.3.2 core cooling and containment heat removat system pumps 1.2 - (Revision 0 - 11/70;RRRC Cat. 1)
Thermal shock to reactor pressure                  PNPP conforms to this guide.                        5.3.3 vessels Mi - (Revision 2 - 6/74;RRRC Cat. 1)
PNPP conforms to this guide with the following      15.6.5 Assumptions used for evaluaLing the potential radiological consceluences of            except. ions :                                        15.0.3 6.5. I    FSAR a  loss of coolant accident for boiling
: 1) Annulus mixing assumpt. ions is in accordance                  Ref.
water reactors.
wit.h standard review plan (SRP) 6.5.3, page 4. 12.6.1      Only 9 .4 . 2
: 2) Dose conversion factors and average ganuna energies Laken from NRC TACT III computer code.
1.4 - (Itevision 2 - 6/74)
Not applicable to the PHPP design.
Asunmptions used for evaluating the          .
potenLial radiological conscajuences of a loss of coolant accidcut for pressurized water reactors.
1.5 - (Revision 0 - 3/71;RRRC Cat. 1)
PNPP conforms to this guide with the exception that  15.6.4 Assumptions _used for evaluating the potential radiological conseepiences of            dose conversion factors and average gaimna cuergies a steam line break accident for boiling            were taken from NRC TACT III code.
  .e        . , , .
 
                      ..n                                                                                                                          -.
TAlllE 1.U-1                                                          s Refutence
                                        't:RRC Category)-
1)cgree of Conformance                                      .
Ret;"Lutary Unide (Rev. ;                    _
l . f, - (Ituvin f on 0 - 3/11; RRRC Cat. 1                                                                      7 1.1, The ludependence among standby power sources and              8.1 independence between redundant utandby            amond their distribution nyutems is in accordance              8.3.1                  .
(onnite) power noucceu and between their            with thiu guide. The lipCS system con [ormance is diutr Lisotion uyutems, discussed in Section B.3.1.
6.I.I I
l.7 - Revlulun 2 - II/7ti; RRRC Cat. 1)                                                                          6.2.5 FSAR Ref, FliPP conf orms to this guido.
Control of combustable gou concentrations                                                                        7.3.2
                                                      ~                                                                                  Only-in containment following a lous of                                                          ,
15.0.3 Tech.
coolant accident.
* Specs.
1.3 - (Revintun I-R - 5/77; RRRC Cat. 1)_                                                                      12.5, pHpP Project conforms to this guido, with the                                  FSAR Persui nel :; election and Training.                                                                            13.1. I clarification that the qualifications of operattuns            13.l.3 Ref, personnci meet the requirements of ANSI HlU.1-19/1                            Only Tech.
and this guide, ou detailed in the reuumen provided        "
Specs.
                                    ~
in Tablo 13.1-3. Additionally,      the following ex-Reguintury Culde 1.0, s tates ''The ception    tu tnken:
Rpil should have a bachelor's degree or the equivalent in a science or engineering subject Luetuding some
                  ,                                        formal training in radiation protection'* nnd at
                  '                                          least 5 years of profeusional experience in applied radiatLon protection. It is our punition that                        8 equivalent us used in Reg. Culde 1.0 for the bacturlor's              ._
degree means (a) four years of formal schooling in                    Q science or engineering (b) four yours of upplied radiation protection experience at a nuclear facility, (c) four years of operational or technical experience or training in nuclear power, or (d) any combinations of the above totaling four years.
 
TABLE 1.8-1                                        ,
CONFORMANCE TO NRC REGULATORY GUIDES                                .-
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)                            Degree of Conformance              Reference i
1.9 - (Revision 0 - 3/71; RRRC Cat. 1) i l  Selection, design, and qualification of-      The standby diesel generators conform to this            8.1 l diesel-generator units used as onsite          guide. The HPCS diesel-generator will conform          8.3.1  FSAR
;  electric power systems at nuclear power        to Regulatory Guide 1.9 except that the starting      3.11.2 -  Ref.
j
~
plants.                                        transient for the single large motor load may        Tech. Only cause the voltage'or the frequency variations to      Specs.
l                                                  exceed the maximum suggested but without impair-ment of the system function. Also recent test results, reported in' Amendment 3 to NEDO 10905 (August 1979) showed that the voltage and frequency recovery requirements of Reg. Guide 1.9 were fully met.
1.10 - (Revision 1 - 1/73; RRRC Cat. 1) j  Mechanical (cadweld) splices in rein-          PNPP design conforms to this guide with the            3.8.1 1  forcing bars of Seismic Category I            exception that mechanical testing is based on
!  concrete structures.                          ASME Section III, Division 2, paragraph CB/CC 4333 1.11 - (Revision 0 - 2/72; RRRC Cat. 1)
:  Instrument lines penetrating primary          PNPP design conforms to this guide.                  7.1.2, reactor containment.                                                                                6.2.4          ,
4, 1.12 - (Revision 1 - 4/74; RRRC Cat. 4)
,-  Instrumentation for earthquakes.              PNPP design conforms to this guide with the            3.7.4 exception of paragraph C.4.b, Response Spectrum        Tech Recorder Frequency Range. The Perry Nuclear Power      Specs, t                                                  Plant Response Spectrum Recorders have a frequency range of "2HZ to 24.4HZ," rather than the recommended IHZ to 30 HZ.
  !  1.13 - (Revision 1 - 12/75;RRRC Cat 4) 1 1
Spent fuel storage facility design basis      PNPP design conforms to this guide.                      9.1  FSAR
;                                                                                                        6.5.1  Ref.
9.4.2  Only  '
1 1.14 - (Revision 1 - 8/75)
Reactor coolant pump flywheel integrity      Not applicable to PNPP design                              -
 
r-~~
TA11LE 1.U-1-(Continued)                                                            --
lieference                    ,
                      ~
Itidu: Catestory)i .                        1)estrue of Conformance gnolatory Gulde (ituv.;                                                      '
1 15 - (Itev lu ton I - 12/ 7 2 ; lllutC Ca t . l)_ ,
3.U.1            FSAR FilPP design couforms to this guide.
                                                                                              '                                        3.8.3            Ref.
TenLing of reinforcing baru for                                                                                                  -3.8.4            only ,
Seismic Category L concrete structures.                                                                                          3.8.5      ..
                                  ')/7 5; _ItttitC Cat. 1 )_
1.16 - (ltevin ton 4 tt:1u guide with clie following                        FSAR FNPP conforms witit                                              Tech.              Ref, Iteporting of operattug information -                          clarificationscThose sections of reguintory guide                  specj,            Only Appendix A Technical Specifications.                          1.16 that are still applicable to reports required by, the PHPP Tecluilcal Specifications will be uned as
                                                        ~            guidance l'n preparlug the respective Technical                                        ,
Specification reports.
1.17 - (itevinton I - fi/13; ItititC Cat . 1)                                                                                13.6 e  i PilPP conforms to tiniu guido.                                SecurLLy Protectiini  of nuclear power plaulu                                                                                        Pise againnt industrial unisoLage.
1.18 - (itevision 1 - 12/72; lutitC Cat.1)                                                                                            -      -
llot upplicabic to the PflPP doulgn.
Structural acceptance Lent for concrete                                                                                                        t primary scactor conLainmenLu.
f
: 1. iS' - (liev in ton 1 - 11/ /2; itt l!C Cat.1)                                                                          ,
FilPP conf orms to thlu guide.                                      ,
llundentructive examinallonu of primary contalument 11ner weidn.
: 1)                        .
3.9.2 1.20 - (liev in t on 2 - 5/ / 6; itititC Ca t .      _
I'llPP conf orms to Llilu guidu.
Comprehenulve vibration unnenumeut program f or reactorinLLL: interunto    during L utart-up preoperational and Luuling.
    .                                      e
                                                                                                              / 9 O          I e
 
c                                                                                                                      n TABLE 1.8-1 (CONTINUED)
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)            Degree of Conformance                          Reference 1.21 - (Revision 1 - 6/74; RRRC Cat. 1)
Heasuring, evaluating and reporting    PNPP conforms _with this guide with the                        7.2.2 radioactivity in solid wastes and-      following exceptions:                                            11.5  FSAR release of radioactivity in liquid                                                                    12.3.4  Ref.-
and gaseous effluents from light-      1. Meteorological' data will be provided                  Tech    Only.
water cooled nuclear power plants.            to the NRC in the formats outlined in                  Specs.
PNPP Technical Specifications.
: 2. Liquid effluent sampling and analysis will be performed in'accordance with PNPP Technical Specifications. All radioactive releases from liquid rad-waste will be monitored by the Radwaste Discharge Radiation Monitor-ESW Discharge (D17K606). The monitor alarm setpoint will eliminate the need to periodically sample the effluent during discharge.
Prior to release, LRW tanks to be discharged will be mixed and samples drawn and analyzed.
Based on these analyses, the D17K606 radiation monitor alarm will be set to detect fluctuations in radwaste activity during release. This radiation monitor provides a control function, (i.e., if the alarm setpoint is exceeded'the release will be terminated). Therefore, periodic sampling will not be necessary.
: 3. Gaseous effluent sampling and analysis will be performed in accordance with PNPP Technical Specs.
i                                            4. Average energy (E) requirements will not be
!                                                adhered to for gaseous ef fluent reporting since E is not used by PNPP to calculate gaseous release i                                                  (rate) and dose (rate).
l                -
l
 
l l
l TABLE'l.8-1 (CONTINUED)                                            '..
I Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)          Degree of Conformance                            Reference 1.21 (continued)                        5.'  Periodic checks of composite samples to determine loss of radioactive material due to deposition or i                                                                        volatilization will not be performed since the
!                                                                        addition of HNO to each sample upon collection eliminatesthedeposition/volatilizationproblem.
: 6. Periodic inservice calibrations of radiological effluent monitoring systems need not be performed
+
since "real time" efficiencies are determined
:                                                                        by direct correlation of measured total activity with the net monitor response. Effluent monitor set points and release rates are calculated using the efficiencies determined by the radiological i                                                                        monitoring systems' response to the radionuclide mix present. Effluent monitoring system calibration i                                                                        and testing will be performed in accordance with the
;                                                                        Technical Specifications.
: 7. Total radionuclide release rate data will be reported in the Semi-annual Radioactive Effluent Release Report j                                                                        in the format of Tables IA-lC of the reg. guide. This j                                                                        data will not be broken down by release point (Table IB & IC) because all release points are ground level,
;                                                                      all releases continuous and. Technical Specifications i                                                                        do not contain release rate (mci /cc) limits.
1.22 - (Revision 0 - 2/72; RRRC Cat. 1) 1 Periodic testing of protection system  The protective systems and components important              7.6.2 actuation functions.                    to safety are designed to allow periodic                      7.4.2 FSAR
:                                                                  testing in accordance with this guide.                        7.3.2 Ref.
7.2.2 Only 8.1 i                                                                                                                                8.3.1 1.23 - Revision 0 - 2/72; RRRC Cat. 1)
  !                        Onsite meteorological programs          PNPP conforms to this guide.                                  2.3.3 2.3.4
 
3 TAl3LE 1.0-1 (Continucd): '
* Ite[erence          .
L)egree of Conformance ggulatory Culile (Rev.;'RRRC Category)_.                        P                                                .
1)_                                                                                    ' -
1.24 - (nevininn U -3/72; RRRC Cat.                                    .
llot opplicuble to PHPP design.                                                              .
Asuumptionn used for evoluuting the .,f            a potentinL radiological conocquences o                        .
prennne tr.ed water reactor gno utorogo Lank' Iallure.
1 25 - (iteviulon 0 - 3/72;        RRRC Cat. 1 )_                                                                                            FSAR 6.5.1 PNFP design conforms to this guide witti the                            9.l.2          Ref Annumptions used for evaluating the,                    following exceptions: a. (Regulatory position                          9.4.2          On1 potential radiological const..nencen          of        C.I..))    filter efficiencies of 95% are uued lu                    15.7.4 a fuct handling accident in clie fuel                  accordance with Reguintory Culde 1.52; luindling and storage incl 11ty for                    b.      (Regulatory position C.3.a/c) done conversion boiling und presourir.ed water reactoru.                f actors and average gonnu energies are taken f1 rom      and
    '                                                      NRC TACT Ill computer code in lieu of Table l          !          '
                                '                          Referenco 12.                                                '
3.2.I 10.3.3 6.2.4 l.26 - (1:evinion :) -3/16; itRRC Cat. 1 )_                                                                                9,4 FSAR PHPP design conforms to this guide'                                                Ref.
9.5          Only ynality group clannt[ications and                                                                                          6.5 us.anlards tur water , steam , and                                                                                        6.7 radioactive-wante-containing compuncutu                                                                                  Table 3.2-1 of' unclear power plants.
1.27 - (Reviniin ? - 1/70;        RRRC Cat. 2)                                                                                9 2 . 's, PHPP conforms witli Lliis guide with the following .                      2.4 Ultimate lleat tiink for flocicar Power                ciurification:
Plautu.
Technical Specifications do not uddreou the                                        ,
loss of copubility of the ultimate heat sink nince there la no single active or pouulve In11ure which would preclude the ultimate heat sluk from meeting its design criteria.
l
                                                    - . e , rs, w..(j, .          ,..
                                                                                            ..,.,.,.g.  . . , . , .
i
 
                              .                              TABLE 1.8-l'(CONTINUED) 4 Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)              Degree of Conformance                          Reference
* 1.28 - (Revision 2 - 2/79)
Quality assurance requirements (design  See Table 1.8-2.                                              17.2
!                  and construction),
i                  1.29 - Revision 3 - 9/78; RRRC Cat. 1)
Seismic design classification.          PNPP design conforms to this guide, with                    3.2.1,
~
exceptions as stated in Notes 19 and 24 of Table            3.7.3, 3.2-1 and with the following clarifications:                10.3.1, 6.2.4, Position C.I.e - The design of the main steam                8.3.1 system incorporates a third isolation valve be-                9.1 tween the outermost MSIV and the turbine stop valve          9.3.5 in each main steam line. The piping downstream-                9.4 of this MOV is non-safety class.                                9.5 Positions C.3 and C.4 - Seismic Category I design requirements are required to be extended "to the                6.5 i
first seismic restraint beyond the defined boundaries."        6.7 Seismic analysis of a piping system requires                Table 3.2.1 division of the system into discrete segments terminated by fixed points. Thus the seismic design is not terminated at a seismic restraint,
                                                                ~
but is extended to the first point in the system that can be treated as an anchor to the plant. structure or to a distance sufficient such that the effects of the piping beyond the safety class boundary are insignificant.
Paragraph C.4 also requires that "the pertinent quality assurance requirements of Appendix B to 10 CFR Part 50 be applied to the safety requirements" of such items. Both these requirements are considered to be adequately met by the following practice:
: a. Design and_ design control for these items are carried out in the same manner as that for items directly important to safety. This includes the. performance of appropriate design reviews.
Position C.4 - Design for items that would otherwise be classified as nonseismic but whose failure could reduce the functioning of items important to safety to an unacceptable safety level is performed in accordance with Seismic Category I requirements. Design control is carried out in the same manner as that for items directly important to safety.
 
                                                -TABLE 1.8-1 (CONTINUED)                                        <
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)            Degree of Conformance                          Reference 1.29 - continued                          For piping and support of piping beyond the class break the following applies:
: a. Procurement of piping, in-line components and their supports is performed in accordance with the item's safety classification, i.e., non-safety.
: b. Installation of piping and in-line components is also performed as with other non-safety items,
: c. Fir.al installation of component supports is inspected as a formal part of. the Corporate Nuclear Quality Assurance Program.
1.30 - (Revision 0 - 8/72; RRRC Cat. 1)
Quality assurance requirements for the    See Table 1.8-2.                                            17.2 FSAR installation, inspection, and testing                                                                7.1.2  Ref.
of instrumentation and electrical                                                                    3.8.2  Only equipment.
1.31 - (Revision.3 - 4/78; RRRC Cat. 1)
Control of ferrite content in stainless  Conformance evaluation was based on an extensive              3.8  FSAR steel weld metal.                        test program which demonstrates that controlling            4.5.1  Ref.
weld filler metal ferrite at 5% minimum produces            6.1.1: Only production welds which meet the regulatory re-quirements. All austenitic stainless steel weld filler material for PNPP is supplied with a min-inum of 5% ferrite material.
1.32 - (Revision 2 - 2/77; RRRC Cat. 1)
!    Criteria for safety-related electric      The design of the PNPP Class IE power system                7.1.2 l    power systems for nuclear power plants. conforms to IEEE Standard 308-1974 as modified                8.1 l
by the positions of Regulatory Guide 1.32, with the          8.3 exception that the battery performance test may be
!                                              performed in lieu of the battery service test at j                                              the once per 60 month interval.
l l    1.33 - (Revision 2 - 2/78; RRRC Cat. 1)
Quality assurance program requirements    See Table 1.8-2                                              17.2  FSAR (operations).                                                                                        12.5.3  Ref.
13.4, 13.5  Only
 
                                                                -                      .l      .
TAlli.l!' l.0-1 (Continneil) i3 ste r c r ena
                                                                                            . tienree of Confurinniu:n H.;gpil ni ryJul[In (Itev . Itt3C Categni y)
* a 4.5.2            FSAR-l'.34 - (it e ri n i o_n n - 12 /72 jlitute Cat. 1 )_
                                          ~
5 1.3              Ref.
                                                                        !!Lectroning weliling una not uneil Inring                5.3.1              Only Control or electrusing welit properties                              falarication of A!;llE iloit er anil'I'icuunro Vesset Coila tioction III, Components.
Unt. Il                                                                        -
l .35 - (itevi n inn _1 - 4[_Illittuu:
lint applicable to the Pl!PP ilusign.
Innervice inni nction of ungrontest tensions in prentreaucal csnscrete containment                                              '
ntructures                  .
      ' l
                                -  2 / 7 3 ;lt_ItitC Ca t . 1)                                                                      le . l . )      FSAR 1.36 - (Itevi si on II I'llPP conformu' to tiilu gnisic,                        4.5.2            Re f.
l Only linnme t al l i c t in:s inni innul nt. inn for                                          ,
nos t.cni t i c atninteni stuul                                                                                                      .
H- 'l/ lil;ltttitC Unt .' I)                                                                            17 .2
      ,l_.J7 - (l'.ni.ith!L                                                                                                            4. 5.1 -
      .e                                            for See Taisle 1.0-2                                                        FSAR 4.5.2 thini  i t y annornnce reigni cernent.sf iniel nynt.cmn aunt onnneinteil                                                                      Ref.
s.lenning ni                                                                                                                    6.1.1 Only c omi.un e n t. n ni unter ennicil nociene                                                                                      10.3.6 pluntn
: 1)                                                                      17 .2.
1.3 0 -- (ite si:ii nni ? - j/gjltillil! I:nt. .
tico Tubic l 11 - 2 Juniin y nanornne:n reignirementn for                                    ,
pu t:k n g i e.g , nhi s g.iing , recisiving, atorngu, nn.I lino.Il inn ni itemn for unter conleil nocicor pou :r i.I n n t a                                        .
8
 
                                                                                            'o TABLE I.8-1 (Continued)'
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                      Degree of Conformance Re ference 1.39 - (Revision 2 - 9/77; RRRC Cat. I)
Housekeeping requirements for water          See Table 1.8-2                      17.2    FSAR-cooled nuclear power plants.                                                      12.5.3  Ref.
Only.
c, s
 
                                                                      ~
7 s, l
TABLE 1.8-1 (Continued)
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                  . Degree of Conformance                  Reference 1.40 - (Revision 0 - 3/73;RRRC Cat. 1)                                                                      FSAR 3.11      Ref.
Qualification tests of continuous-duty    Inside' containment Class 1E Hotors are type          /.1.2,lonly motors installed inside containment of    tested in accordance with IEEE Standard 334-1971    . 8.1 water-cooled nuclear power plants          as modified by the regulatory positions of Regulatory Guide 1.40.
1.41 - (Revision 0 - 3/73;RRRC Cat. 1)
Preoperational testing of redundant        PNPP conforms to this guide with the following        14.2.12 FSAR onsite electric power systems to          clarification: Suitable preoperational tests to                  Ref.
verify proper load group assignments      detect lack of independence will be performed.            8.1lonly These tests will assure that each redundant on-site power source and its load group can function without any dependence upon any other
                                        ~
redundant load group or portion thereof. In relation to position C1, PNPP will isolate at interbus transformer source breaker L1010 and L2006.
1.42 - (Revision -)                    -
Regulatory Guide'l.42 was withdrawn on 3/22/76              -
(Federal Register Notice.41FR11891) 1.43 - (Revision 0 - 5/73)
Control stainless steel weld cladding      Safety class component specifications require          5.3.1 of low-alloy steam components              that all low alloy steel be produced to fine grain practice. The requirements of this
(
Regulatory Guide are not applicable to the
                                                  'NSSS components at PNPP.
i I                                    .
L e
 
TABLE 1.8-1 (Continu;;d)
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)                        Degree of Conformance                    ' Re ference
* I.44 - Revision 0 - 5/73;RRRC Cat. I      PNPP conforms to this guide with the following exceptions:
Centrol of the use of sensitized          Position C.3 stainless steel                          The stainless steel components in the NSSS scope of supply        4.5.I of this regulatory guide definition were either ' solution        4.5.2 heat treated or the weld joint inside surface was pro-            5.2.3 tected with corrosion resistant cladding or other means          6.1.1 to minimize material susceptibility to IGSCC. There fore , .
corrosion testing, as required by this position, was not-performed.
Position C.6 Intergranular corrosion testing was not considered necessary to qualify welding procedures because the essential variables used in welding procedures were based on recommendations made by General Electric following extensive research. Furthermore, IGSCC countermeasures (CE - 22A4298) have been applied to the extent practical. Steps were taken to minimize sensitization by control of welding procedures.
1.45 - (Revision 0 - 5/73;RRRC Cat. I Reactor coolant pressure boundary leakage PNPP conforms to this guide                                      8.3.I detection systems.                                                                                          7.6.2    FSAR 5.2.5    Ref.
12.3.4    Only Tech.
l.46 - (Revision 0 - 5/73;RRRC Cat. I                                                                    SPecs.
Protection against pipe whip inside      PNPP design conforms to this guide.                              3.6      Ref.
containment.                                                                                                6.2.5    Only 1.47 - (Revision 0 - 5/73;RRRC Cat. I                                                                      8.3.2 Bypassed and inoperable status indication Bypass and inoperable status indication is provided in the                FSAR for nuclear power plant systems,          plant control room in accordance with Regulatory Guide 1.47.      8l1 Only 9.4 6.5 7.3.2 1.48 - (Revision 0 - 5/73;RRRC Cat. I Design limits and load combinations for  PNPP conforms to this guide, with the exception that the          3.9.3    FSAR Seismic Category I system components      NRC positions are more conservative for stress allowables        .3.9.I    Ref, used for ASME Class 2 vessels and piping in faulted              6.2.4    Only
 
                                          ' TABLE I.8-1 (C:ntinu;d)                      '
conditions. Refer to Table 3.9-16 'for details concerning  9.2.I' NSSS systems. Non-NSSS systems are-covered-in'Section 3.9. 9.4.6 1.49 - (Revib'on 1 - 12/73;RRRC Cat. I Power levels of nuclear power plants . PNPP. design conforms to this guide.                      1.l l
l
 
i TABLE 1.0-1 (Continued)                                                ...
lieference Degree of Conformance Regulatory Culde- (Itev. ! RRRC Category)_
1.50 ~ (Ituvin ton 0 - 5/73; RRRC Cat. 1)
        ^
5.2.3 FHPF conforms to.this guide.                            5. 3.1 :    FSAR Control . uf' preheat temperature for
* 10.3.6        Ref.
welding of low-alloy ateel.                                                                                                  Only 6.1.1' 1.51 - (Revinion -)                                                                                                    -
Reguintory Guide 1.51.was, withdrawn on 7/21/75.
(Federal Register Horice.4QFICOSIU) 1.52 - (Revision 2 - 3/78; RRRC Cat. 2) 6.4 .
                                                                                ~ ' ~'~-                          6.5.1 PHPP's design'and cesting conforms . co this          9.1        FSAR Design, tusling and maintenance criteria                guide as presented in Tables 6.5-1 througli post-accident engineered unfety                                                                                9.4        ' Re f.\ / '
6.5-3.                                              12.3          Only-featujeaLmunphereclunnupsystemair fILLratlun and abriorption unIto of                                                                          15.7 IIght-water couted nuclear power plants.                                                                      Tech.
Specs.
l .53 - (itevinf on 0 - 6/73; RRRc Cat. 1)                                                                    4. 5.3
                                                                                                                  /.3.2, Single failure criteria is applied to                7.2.2        FSAR Application of ninR      i c failure criterion protection systemn in accordance with                3.1.        Ref.
to nuclear power plant protecLlon                        Regulatory Culde 1.53.                              7.4.2        Only systems.                                                                                                      7.6.2 1.54 - (1:evision 0 - 6/73; HRRC Cat. 1)                                                                    7. s' 17.2
* See Table 1.11-2.                                    6.l.1 tjual LLy Aunurance reyntremento for                                                                            6.1.2 protective coating apptled to water-cooled nuclear power plantu.
h55 - (Itev i n Lun H - 6 / 7 3; RRRC 'Ca t . 1 ).                                                              17.2      FSAR Concrete placement in Category 1                          See Table 1.11-2                                        3.8    Ref.
l Only.
structuten.
                                                              'd*,
 
O          '                                                  -
i s                                                        .
                                                                                    . TAlli.l! 1.Il 1 (Continued) .
                                                                                                    '                                        lt e rc r enr_i; 15cerne of Conrnrmance ygulatni y Unide (itev . i lutitC Cater.ory)__
* 1.56 - (itevi sion 1 - ft/7tli itititC Cat. 3)                        ,
5 .1.3 ,
PilPP conforms to the gnide with exception toPilPP the '    1(1. 4 . f.
I linintennnce of unter purity in boiling                                      resin sampling frequency of Position c.4d.
unter reactors                                        * *        *
                                                                                    ' wiLL sample condensate demineralizer resin prior to its addition to the demineralizer.
1) 1.57 - (itevi nion il - 6/73; tutitC Cat.                                        .
3.9.3.          FSAR
                                                                                  ' PilPP design conforms to this guido as                                      Ref.
Ilesign limits and londing combinations                                                                                              3.8.3 described in Section 3.U.2.5.                                            Only for metat primary reactor containment .                                                          -
I      system components 1 - 9/11111 ItititC Cat. 1)                                                                                17.2 L5B - (itevi nion                                            '.            See Tuhle f.U-2 spint i fiention-of nucient pnuer plant innpection, examination, and testing personnet                                                      .
I 2 - 11/771 itititC Cnt ." 2)                                          .
2.4.1
.              _1._59 - (it evi n i on PilPP design conforms .to this ;;ni.le.                  2.4.5        FSAR lier.ign basis finodo for nuclear pouer s
2.4.3        Ref.
plantu j
e Only
 
A.            ,
TABLE 1.8-1 (Continued)
Regulatory Cuide (Rev.1RRRC Category) _                Degree of Conformance        Reference
                                                        -                                          FSAR l.60 - (Revision 1 - 12/731RRRC Cat. 1)                                                        Ref.
                                                          -                              2.5.2 Only 1)esign response spectra for seismic      PNPP design conforms to this guide.        3.7.1 design of nuclear power plants 1.61 - (Revison 0 - 10/731RRRC Cat. 1)                                                              .
3.7.1    FSAR Damping valves for seismic design of      PNPP design conforms to this guide.
Ref.
nuclear power plants                                                                  3.10.1 lI Only e
h e
4 I
i l
l
 
                  - .                                .                                                        .    .      -                  .      .        , . ~    -                        ,
e 5        .
L s;                            .
3 :.                .
TAllt.E 1.11-1 (Continucil)-
lie fe rence
                                                                                                                'Denrce of Caniformance                                                        -
Citiele (Itev. I;_lltitC Categori '
    ,lt,c gu l a to r y                                                                                          i:
7.2.2.-
1)_                            ,
1.62 - (itevision n - Ing3;1tititc Cat.                                                                      I.
7 J.2 4
PHPP conforms to tinis gulele.                                                                      FSAR llanual' initiation of girotective actions
                                                                                                                                                                        '7.4.2
;                                                                                                                                                                          7.6.2      .Ref.
                                      *    -                                                                                                                              8.3 I Only 4
8.1        FSAR-2 - 7/711';111111C Cat. 2)_                                                                                            317-1976,          3.I1.2 E63_ - (itevision                                                              PHPP elesign conforms t.o IEEF. fitanslaril                                                    Ref.
au mosti fleal liy 1(eguritory Cuisle 1.63.                                          8.3.1      ongy Electric penetration annemlillen in containment structures for 1inht-pat er-coolc<l nuclear power plants                                                                                                                                    9 ,2 6/76;1tititC Cat. 1),
_1_.64 - (itevision 2 -
See Tulile 1.0-2 f}uality asus:rance requirements for the elesign of nuclear power gelants i
e
  ~
0 8
g                                                                                                          .
                                                            * *                                    ,ee ,-        ,      ,
                                                              '' 7. b 8 * $'f j. ,**"& g  e  ,.
8.-    .
: m.            .        ',    .
                                                                                                                                                                                                  ~
: t.                                                                                      .
I.
TAlli.F.- l .Il-1 (Continued)  ..
                                                                                                                                  '                                          lie ference
                                                                                                                'lienrce of Conformance          ~~~~~
C ide      (IlcV OIIIIIC U"'."ll".TY-) --
_it.c Gn I a t a ry u See Table 1.8-2 1.64 - (itevining (continued):
                                                            ~                        .              .                                                                                          .
11                          .
3.1 1.gr - (Itevision n - 10/,7],;pititc cat.                                      Tlic PilPP reactor vessel order                                  elate    - precctIciI Tlin Guide      1.65.
i enientation of 1(egulat.or                            eolting meets tiu:
llaterials atul innt'"etion for reactor ve.uel s        clonure studs                                                    reactor vesset. closure studintent of itegulatory Guitle 'l 65                    l-
                                          '
* maximum tensi.le strength of the stuil materia                                dd
                                                                                        -In 174 kni inntend of 170 kn1 an reconma:n                        I("r"#  L        e liy Position Ull8(l) of LI'" 8"I'I"'
Section 5.3.1.7 for sletalla.
FSAR 5.2.3      Ref.
Only l.66 - (Itevi son -3.                                                          This llegniatory Guide was wittotraun '
f                                    i m us t l')77.
lion. lent ruct.ve examinall""
i                                                                                                                        ,
tuliut a r proelucts                                                                                      g.'
* 3,s .3 i                                                                        Il            ,
_1_. 67 - (it e v i n i on n - I n/Dgtititc cat.
pilPP design conforms to thin guide.                                                                          .
luntallation of overprensure protective ilevicen                                                                                        .
m  .
e
                                                                                          $,h.' ) -*',- h,                    *''*'g*s''
e  ,
                                                                          .e '
s
 
TABLE 1.0-1 (Continue'd)'
Reference _
Degree of Conformance Regul_atory Golde (Rev. ; RRRC Category)_-
1.611    '(RevLnion 2 - U/78; RRRC Cat. 1)                                  .;
* 8.1 The initial test: program consists of three                          8.3.1  FSAR      .
Initial test programs for water-cooled                            phases including initial checkout and run-in,                                Ref.
nuclear power plants,                                                                                                                    9.5
,                                                                          preoperational testing and startup testing.                          10.4.7 Only
* PHPP conforms to this guide witti the following                      14.2 clarifications and exceptionst i
: 1) Section C.9, itema a and bt                                                    -
4 PHPP takes exception to items a and b as being j                                                                            included in the report. PHPF will list the i
                                                                      -    tests performed and refer.to FSAR Chapter 14 4
for a description of test methods and objectives.
            +
g                                                          For those tests which do not meet acceptance I
criteria, the report will include a JustLfication for acceptance au required by C.9c, items d and c.
: 2) Appendix A.1, Paragraph 2 (Page.1.68-6)
PHPP. takes exception to perfortelng system expansion, vibration atad restraint tests on            PNPP l
8 ali-structures, systems and compossents.
will test tiiose structures, systems and                                            -
I a                                                                              components identified in Section 3.9.2.
i                                                                              3) Appendix A',,Section 1.c PNFP takes exception to time response testing I
requirements. PHPP will time response test the reactor protection system channels including uensors                                  ,
as deflued in the Technical Specifications and in                                      l Chapter 14 of time FSAR.                                                            *
: 4) Appendix 9, Section 1.g (1) und.(2).
to PNFP takes' exception to the requirement                                          ',
demonstrnte the load-carrying capability of system cables in accordance with design criteria. PHPP will e
1 i                                                                                                                                  .
1
* i v t".'          .
                                                                                                          . - e,e ,    . p.,                                          "
 
TAlllE 1.ti-1 C:ntintud Reference.
1)cgree of Conformance (Rev. ; RRRC Category)_              _
                    .g,nlat ory Culelu demonstrate tliat system componesitu.ond cablen l . 61) (Continued)                                                    adequately st'pply system load,.ng demonutrate.the cable design load carrying capability."
PHPP also takes exception to the. requirement to demonstrate cliac emergency loada can start with' the maximum and minimum design voltage available.
PNPP will verify cleat proper voltages are tantinble
                                                                                            -    in order to estabilah transformer tap settingu arJ to verify computer modeling of-the electrical system.
9
: 5)    Appendix A. Section 1.h, Parngenph 2.
PNPP takes exceptioit to the requirement to verify.
functioning of protective devices unch nu lenk tight covers or housingta.
1.cak tight. requirements for covers nod. housings are part of the equipment speciftentions.
: 6)  Appendix A, Section 1.J (15)
N/A - PNPP docu not use on automatic dinpatcher control system.
I A
: n. ._ - - -- -                .---  _
TAlllE 1.8-1 (Continuid).                                                      ..-
Ite rc rence luutC Category)_
Degree of Conformance 3;nint eiry Gulile (Itev.;
1.611 (Continued) l . fill .1 - (iterv i n t on 1 - t / 77 ; lutitC Cat . 1)_                                                                14.0 PNPP conforms to clits guide witti."Preoperationni the exception l
Preoperational and inlLlui utneLup                          to commitments of Position C.1 Lesting of feedwater and condenunte                          Testing", sluce both the condenunte and feedwater-systems for holling,'unter reactor power                      systems are classified as nonsafety for testability plantu.                                                      purposes.
1.611.2 - (Itevision 1 - 7 /711; Ittu(C Cat. 1 )_                                                                        14.0 PHPP conforms to this guide with clie following clarification to position C.3: thlo test will
                            .i tu i t,i n t a:.nrtup tent proi;rna to demonstrate remote uhntdwon capabilty                        be initiated witti steam being bypanned to the for water-cooled nuclear power plants,                      main condenser. Itaving the turbine-generator in operation would produce an unnecesunry perturbation on tite distribution system.
: 1. f,') - (IWvluion 0 - 12 / 7 '); luutC Ca t . 1 )_                      ,
3.8        FSAR-PHPP conforms:to this guide.                                  12.3.2 Ref.
Concrete      radiation nhieldu for nncient                                                                                          Only-
                    , power pinnLu.
B
 
TABLE 1.8-1 (Continued)-
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)              ' Degree of Conformance                  Reference 1.70 - (Revision 3 - 11/78; RRRC Cat. 1)
R.G. 1.70 was utilized in the preparation              FSAR Standard format and content of safety analysis reports for nuclear power        of the PNPP FSAR which was docketed by NRC plants,                                    on January 30, 1981. The FSAR has subsequently been reviewed and accepted by NRC through the Safety Evaluation Report'(SER) and its
                        -                supplements.                                              .
9 m
G
 
TABLE.1.8-1.(CONTINUED)                                      +
i-    Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)                              Degree of Conformance                        Reference'
* l 1.71 - (Revision 0 - 12/73; Cat. 1)
Welder qualification for areas of                        During construction PNPP conforms to this                  3.8.3
      . limited accessibility                                    guide with the exception of' Position C.1: .              5.2.3
-                                                                The Project has developed guidelines to aid                4.5.2' in identifying limited access conditions.                '10.3.6 Where a potential condition is. identified, a Project Organization welding engineer evaluates the actual field condition and determines
!                                                                what steps will be taken to assure quality.
For shielded metal are welding, the limiting
!                                                                conditions are as follows: Where there is i                                                                an obstruction on one side only, the necessary 4                                                                clearance will be 8 inches; where the obstruction is on two sides, the necessary clearance will be 10 inches; where the obstruction is on j                                                                three sides, the necessary clearance will be 12 inches.
For gas tungsten are welding, the limiting conditions are as follows: Where there is an obstruction on one side only, the necessary clearance i                                                                will be 4 inches; where the obstruction is on two l                                                                sides, the necessary clearance will be 5 inches; where the obstruction is on three sides, the necessary
}
clearance will be 6 inches.
!                                                                During operations.PNPP conforms to this guide l
with the exception of Position C.1: Performance j                                                                qualifications for personnel who weld under j                                                                conditions of limited access, as defined in l
Regulatory. Position C.1, are maintained in accordance with the applicable requirements of i
ASME Sections III and IX. However, specific qualification for limited access welds will not be required. To assure that the-required integrity level for a specific limited access weld is achieved, welding conducted in areas of limited access must pass the. required non-destructive examination. No waiver or relaxation of examination methods or acceptance criteria because of the limited access will be permitted.-
 
                                                    -aw--      _
_ ,n, -          ..                                                                                  ..
o TAlli.E '1.8-1 (Conginued)-                                                                                                        ~
lteference llenree' of Conformance
                                                                  )                  . _
jtegniatory_Gnide' (Itev. ;ltilitC Catenory                                                                  ,
11                                                      ,
l .72 - (iteviulon 2 - II/711;1tititC Cat.
llot applicabic to the PilPP design.
  --Itpray pond piping nanale f rom filserglass -
* reintorced LliermoscLLing resin                      .
                                                                                                                          'I
                                                                                                            ,                                                                                            11 . 1 1/74;ItititC Cat.          1 )_
1.73 - (Itevinion n
* Qualification of electric                                IEEE Standard  valve operators          at PilPP 3.11.2 382-1972, as Qualification              Lent.n      of containment electric valve                              in in accarilance witit J ustalleil    Junide                            ,                  modified by the positions of llegulatory ope ra t.u ru                                                                                                                                                                                                                .
Guide 1.73.                    .
    'ofjnnelearpower3:1 ants                                                                                  . , ,
0 - 2/74;111111C Cat. 1)_                                                                                                                                                    17.2 l .74 - (ltevision                                                                      Gee Table 1 . 11 - 2                                                                      ,
defjilt. ions Quality assurance f.crms anti                                                      '                                        '
41                                                          '                                                                        15 . 1        FSAR 1.75 - (Itev i n ion 2 - 9/711_jltltitC Cat..                                            PilPP design is in accordance with IEEE Standard 7.1.2 s                                                                                      Ref.
_f inilependence of electrical
:184-1974, an moilified by the positions of                                                        7.6.1        only Pitys i ca l                                                                          ' Itegniatory cuide 1.75, with Llic. alternative                                                                8.3.1 s y .; t em.;
positions as discussed in Tabic !!.1-2.
                                                                                                                                  .                                                                                      FSAR Re 4)_                      ,
                                                                                                                                                                                                                    .2  _ g 1.7r - (itevinjun 0 - 4/74;1tilitC Cat.                                                  PilPP design conforms to this gnide.
for sinelear power                                                                                                                                                  Table 2.3-5 liesir,n basis tornado                                                                                                    .
p l ain t s                                                                                                                    '                                          -
1 )_
1,77 - (ltevinion 0 - 5/74;ltltitC Cat.                                      ,
llot applicable to the PilPP deuign.
Anunmpt.innu used for for            evaluating prennurized      a control rod ejection accident                                          .
u.il t* t* r e a Clu l'S                                                          ..            ..                                      *
                                                            -                    .                                                                                                                t
                                                                                                                                                        .                                          9
 
u O
t>  -                                    y          ,
iw
                                                                                                                                          ,s
                                                                                                                              . TABLE 1.8 1 (Continued)-                                                    ~ ,'
Regulatory Guide (Rev. RRRC Category)                                                    . Degree:of Conformance                          Reference 1.78 - (Revision 0 - 6/74;RRRC Cat. 1)
Assumptions for evaluating the                                            PNPP design conforms to this guide.                              2.2.3      FSAR habitability of a nuclear power plant                                                                                                      6.4'      Ref.
control room during a postulated                                                                                                                      Only hazardous chemical < release            .
1.79 - (Revision 1 - 9/75;RRRC Cat. 1),
Preoperational testing of emergency core                                  Not applicable to the PNPP design.                                      -
cooling systems for pressurized water reactors 1.80 - (Revision 0 - 6/74;RRRC Cat. 4_),
Preoperational testing of instrument                                      PNPP conforms to this guide for the preoperational              14.0 air systems                                                                testing of the P57 safety related instrument air                                    l system with the following clarification:
Item C7 test and check requirements will be accomplished during the served equipment's                                      e, system preoperational phase testing.                                      ,_.  -
1 PNPP conforms to this guide for the acceptance                                  S testing of the PS2 non-safety related instrument air system with the following clarifications:
: 1) Item C7 test and check requireinents will be accomplished during the served equipment's system preoperational phase testing.
t
                                                                                                                                                          ~            __-              _
 
      .r                                                .
                                                          .n  c
  !                                                                                                                        .g TABLE 1.8-1 (Continued).
Degree of Conformance                . Reference Rep,ulatory Cuide (Rev.1RRRC Cater.ory) .
1.80 - (Revision 0)'(Continued)            2) . Items C8, C9 and C1'O will be accomplished by placing the valves to be tested in their normal
    '                                                  operating position for simulation of the                          ,
instrument air pipe break on selected system                      g branches. Similarly, valves to be tested will                    ,
be placed in their normal operating position
                                    -                  for simulation of instrument air pipe                          -
freezing / plugging on the selected system branches. The response of valves to a loss of air pressure when 'placed in a position other than failed as described in Ites C8a will be verified, where required, on an individual component basis.
I 1.81 - (Revision 1 - 1/751RRRC Cat. 1)                              ,
pHPP design conforms to this guide for Class 1E            8.1 Shared emergenc'y and shutdown electric systems for multi-unit n'aclear power      power systems. Each un'it has separate, plants independent electric systems capable of supplying ESP and safe shutdown loads, 4
assuming a single failure and loss of offsite power.
1.82 - (Revision 0 - 6/741RRRC Cat. 4)
Sumps for emergency core cooling and      'Not applicable.to the PNPP design.
j containment spray systems 1.83 - (Revision 1 - 7/75;RRRC Cat. 4)
Inservice inspection of pressurized        Not applicable to the PHPP design.
l water reactor steam generator tube's
)                                                                      .
 
                                                                                                                                            'N
    /~~                                            .
r            -        .
TABLE 1.8-1 (Continued)
Denree ofe Conformance                              lie f e rence Itenulatory Cuide (Itev. iltilltC Category) 1.84 - (Itevi sions 4 throunh 19 - 11/781                                  -
Itititc Cat . 1)                                                                          ,
PHPP conforms to.the guide revlalonn which                            5.2.1 Desir,n and fabriention code.cnno                        .
neceptability - ASilE Section III
                                                        ~
                                                                'correnpond to the appilcable.ASME code of record. Additional code cases may be endorsed Division 1          '
* by NRC and used by PNPP prior to revision of                                          '
hs5 - (Itevisionn 4 through 1J - 11/701                      this regulatory guide.
liltitC Cat . I)
Itaterials code case acceptability -                        PNPP conforms to'the gulde revisions which                            5 . 2 .1 -
ASilE Sectiqn gill Div.ispn I                              correspond to the applicable ASHE code of i ;
record. Additional code cases may'be. endorsed by NRC and used by PNPP prior to revision of this regulatory guide.
                              ~.
1 9
e 4
e 6
9 e
e
* 4 e
4 t
9              e
 
TABLE 11.8-1 (Continued)
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                        Degree of Conformance Re ference 1.86 - (Revision 0 - 6/74;RRRC Cat. 1)
Termination of operating licenses for        CEI will comply-with this guide.
nuclear reactors.
1.87 - (Revision I - 6/75;RRRC Cat. 1)
Guidance for construction of Class I          Not applicable to PNPP design.
components in elevated-temperature reactors (supplement to ASME Section III Code Classen 1592, 1593, 1594, 1595 and 1596) 1.88 - (Revision'2 - 10/76;RRRC Cat. 1)
See Table 1.8-2
              ~
Collection,' storage, and maintenance of                                            17.2 nuclear power quality assurance records.
                                                                                              \
 
                                                                                                              ~
TABLE 1.8-1 (Continu d)                                                                                        -
Regulatory Culde (Rev.lHRRC CateRory)
DeAree'of Conformance                            Reference 1,89 -~(Revision 0 - 11/741RRRC Cat. 4)                '
All Class IE equipment is environmentally qualified.to IEEE 323-74 as endorsed by R.G.                                            8.3.1, qualification of Class IE equipment                    ..
l.89 and NUREG-0588,.with the exception that                                        3,gg      -
for nuclear power plants                    '
NSSS equipment in mild environment is qualified
                                                                  .to IEEE 323-71. supplemented by a well-supported                                        Table 8.1-2
                                                  .            . maintenance / surveillance program.                                                ,                  ,
: s.                                                                                  -
O$9 4
e I                                                                                  e                                                    .
t D
5 4
                    .                                                                                                  e e
e
                                                                                      .                                              S 4
t O
O e                            O ii                                                      .
                                                              ,.j  ,
G 9
:rg                    .
                                            = =                        ,
:  , .y.      e ,'* . ~ ' '        .            J-                  .
                                  .n    o  . m                    .h,
                                                                    <                                                        ,As ev-    -
 
                                                                                                                .m . s            .
      ~
TAlllE 1.8-1,(Continued).                                                        -
I                                              ,
lie f er ency
                                                                                                                                          .      lier.rce of conf ornumen Ite noi n t o r y culite (Itev.11ttutc catenary)                                _              ,
1.90 - (lteviulun 1 - II/7711titite cnt. 1)                                                    llot applicable to PilPP design.
inservice inspection of prcatresaca                                      ,
concrete containment structurce ulth grouted tendons                                      .
              .                                                              2)                                                                                                                                      2.2.3 l_.91 (itevi nion 1 - 2/7tilititite Cat.                                  '
P11PP conforms to this guide.                                                        .
livalunt. ions of exploalons postulated to occur on t.rnnuportation routes near nuclear power plant.s                                                                                                              *                                -
3.7.2 3.7.3 FSAR I                                                                                                                                  '
l'.92 - (itevision 1 - 2 /1filllltite Cat. 11' PilPP design ' conforms to this guide.                                                                                                                              Ref.
3.10.1 Only
              ~comisining modal Trenponnen and spatint s
3.8.2 i                                    -                            .
component.u in nelamic response.'analys s -        3 n - 12 / 74 ;ltltite cat. 4)
FSAR l_ .93 - (Itevi nion                                                                          The resluirements of Renul'atory Culda 1.93 for                                                    l  Tech.
t                                                                                              I.imiting Conditions for Operations are                                                    ~
j  Specs.        Ref. -
                'Avaltnisility of electric poucr ocurces                                                        addecased in Technical Specificat!cns.                                                            t              Only 8.2.1
                                                                                                                                                    . .. .                                                        e 7                                                1 - 4 / 7 611tititC Cat . 11                                                                                    .
                                                                                                                                                                                  .                                ) 7. 2.
_l.94 - (itevision                                                                            See Table 1. 8.-2 ..                      -                                                            .
for                                                                                          ***
(lunlity annorance respairements'innpoet.lon, and testing "of f i n s t. n l l o t. i o n ,
structurnt concrete and utructural                  f nuclearsteel                            ,
du ri nt.. the conutruel. ion phase o                            , , ,
e
* pouce ..Innta                                                                  .
l                                                              .
                                                                                . . .. ,l : . . .
4 e
 
                                                  . TABLE 1.8-1 (Contin md).-                    7 Degree of Conforiannce      Reference Reguintury Ciilde (Rev.; RRl(C Category)_
1.'J5 - (Revin ton 1 - 2/77;'RRRC Cat.1)                                                                          '
2.2.3 FSAR Protection of nucient power pinnt control  _PNPP conforms to this guide with the following '      14 . Ref, exception:-                                                    "I rooin operators against an accidental chlorine release.                            Control room leakage will be determined by using the tracer gas method per ASTN E 741-83.
G t
I 4
I        !
f i
!          I i
l l
                                                              '.i.    .
 
                                                                                .i"
                                                                    .ti TABLE 1.8-1 (Continued)
Regulatory Cuide (Rev.iRRRC Category)                          Degree'of Conformance                ' Reference 1.96 - (Revision 1 - 6/761RRRC Cat. 1)                      ,
Design of main steam isolation valve'        , PNPP. design conforms to this guide.                  6.7.1, leakage control systems for boiling                                                                    7.3.2          Y water reactor nuclear power plants          ,
1.97 - (Revision 1 - 8/771RRRC Cat. 3)                                                                              -
Instrumentation for light-water-cooled          PNPP design conforms to this guide as stated in      7.1.2 FSAR.
nuclear power plants to access plant            Table 7.1-4.          ,
Table 3.2-3    Ref, conditions during and following an                                                                      12.3.4 Tech.          Only accident                                                            .
1.98 - (Revision 0 - 3/76;RRRC Cat. 1)                                            -
Assumptions used for evaluating the              PNPP conforms to this guide with the following        15.7.1 I potential radiological consequences of          exceptionst a radioactive offgas system failure in a boiling water reactor                            1) Position C.2.at The SJAE is conservatively assumed to pump for 30 minutes.
: 2) Position C.2.et      '
t                                                        Condenser air,in leakage is assumed to be 2 scfm.                      ,
!                                                    3) Source term differences as noted in the                                *
                                              .          reference section.
1.99 - (Revison 1 - 4/771RRRC Cat.-3) l  Effects of residual elements of predicted        PNPP design conforms to this guide.                  5.3.1, i  radiation damage to reacto'r vessel                                                                    5.3.2          FSAR materials                            -
Tech.      ' Ref.
l                                                                                                          Specs.        Only i
 
:3                                                                                                                .
                                                                                                                                                                                                                                                          .                s s
I TABLE 1.8-1.(Continued)
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                                                                                                          Degree of Conformance                                                    Reference 1.100 - (Revision 1 - 8/77;RRRC Cat.. 1)                                      ,
_All Class IE equipment is seismically qualified in accordance with IEEE 344-75, as modified by                                                                                -
: 3. M , . -
Seismic qualification of electric                                                                  . Reg. G6ide 1.100.                                                                                                  8.1,                    .
equipment for nuclear power plants                                                  ,
                                                                                                                        ,    ~
i 1.101 - (Revision 1 - 3/77;RRRC Cat. 3)                                                                                                          .
Emergency planning.for nuclear power' PNPP conforms to,this guide.                                                                                    PNPP          FSAR plants Emergency      Ref.
Plan          Only 1.102 - (Revision 1 - 9/76;RRRC Cat. 2)
Flood protect)on for nuclear power PNPP conforms to this guide.                                                                                    2.4          FSAR plants
                                                                                                                                                                                                                    -                                  9.1.2'        Ref.
                                                                                                                                                                                            .                                                            9.5.8        Only 1.103 - (Revision 1 - 10/76;RRRC Cat. 1)                                                        '
                                                                                                                                    'Not applicable to'the PNPP design.
post-Lensioned prestressing systems for.-
concrete reactor vessels and containments                                                                        ,                ;t                                      .
1.104                                                                        .
                                                                                                              ~
Overhead crane handling systems for                                        ,
Regulatory Guide l.'104 was withdrawn on                                                                            -
nuclear power plants                                                                    -              August 16, 1979,                                                .-      ,
i                                                                                                                                                                                                        "
                                                                                                                                        ;                                                          n l        ,
: c.                                                            .. .
I                                                                                                                                        4-          ,                                              .
t                                                                                      -    _        .
yf * ?!'6ws_.                        -**      . _ e. e                                                ,. g          ay
                                                                                                                                                                                                                                        . O'
 
  /                                      _                                                                      ,.
TABLE 1.8-l'(Continued)
{            .
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                              Degree of Conformance            Reference 1.105 - (Revision 1 - 11/761RRRC Cat. 2)
Instrument setpoints                            PHPP conforms to'this guide. The trip setpoint        7.1.2
                                                -(instrument setpoint) allowance value (technical)            FSAR specification limit) and the analytical or design    8.1    Ref, basis limit are all. contained in Technical                  Only.
Specifications.; These parameters are all
                                                ' appropriately separated from each other based on instrument accuracy, calibration capability and design drift (estimated) allowance data. The setpoints are within the instrument accuracy range.
The established setpoints provide margin to satisfy both safety requirements and plant availability objectives.
1.106 - (Revision 1 - 3/771RRRC Cat. 1)                s'
                                                                              ,\ ~
Thermal overload protection for electric        Thermal overload relays to protect motor operated    8.1 motors on motor operated valves                valves are not included in the design of the
                                              -  . Class 1E power systeel therefore, the positions of this guide are not, applicable to the PNPP design.
                                                                                              ,t, 1.107 - (Revision 1 - 2/771RRRC Cat.-1)                                    .
Qualifications for cement grouting for-        Not. applicable to the PHPP design.                      -
prestressing tendons in containment structures                                                                            .
1.108 - (Revision 1 - 8/771RRRC Cat. 2)                      .
Periodic testing of diesel generator            The guidelines presented in Regulatory Guide        8.1 1.108 are used in establishing preoperational        1.8 units as onsite electric power systems
                                                ' and periodic test procedures for the standby          8.3.1  FSAR at nuclear power plants                                                                              Tech. Ref.
and IIPCS diesel, generators, with the exception Specs. Only D
 
b
                                              ~
TABLE 1.8-1 (Continued) -                    ,
Degree of Conformance                                Reference Regulatory Cuide (Rev.;RRRC Catenory) 1.108 - (continued)                                                        ,
that "first-out" annunciation was not used. The basis for this is the use of individual trip alarms, which give the operator adequate information for correct actions. Additionally,
                                  ~.              Technical Specifications shall provide for testing                                ,
in accordance with the applicable sections of this                                          ,
regulatory guide.except for position c2a3. The diesel generator units shall demonstrate full-load
                                                  . carrying capability for an interval of not less l        .
than 24 hours at a load equivalent to the continuous rating of the diesel generator. The continuous rating of the diesel generator excee ds the maximum accident load and therefore is an adequate demonstration of diesel generator capability. Maximum loads for each of the diesel generatora are identified in Table 8.3-1.
t    9 e
3 o
S e
e e
i                                                                                                                      s.
 
gamme- - r-,        .%        w      , -- - .-
g          ...
i .. .                                            ,_
                                                          -TABLE 1.8-1 (Continued)
Regulatory Guide '(Rev. ;RRRC Category)                        Degree of Conformance        Reference 1.109 - (Revision 1 - 10/77;RRRC Cat. 1)
Calculation of annual doses to man from        PNPP conforms to this guide.                  12.4.4, routine-releases of reactor effluents                                                        Environmental for the purpose of evaluating sompliance                                                    Report .,
with 10 CFR Part 50 Appendix I,                                                              Chapter 5 Tech.      FSAR 1.110 - (Revision 0 - 3/76;RRRC Cat. 1)                                                      Specs.      Ref.
Only
      .      Cost benefit analysis for radwante            The positions of this guide are not          11.2              <
systems for light-water-cooled                applicable since the construction permit nuclear power reactors                        for PNPP was docketed on, or after, January 2,1971, and prior to June 4,1976, and the radwaste systems and equipment
                                                          ' described in the FSAR satisfy the Guides on Design Objectives for Light-Water-Cooled Nuclear Power Reactors proposed in the Concluding Statement-of Position of the Regulatory Staff in Docket RM-50-2.
1.111 - (Revision 1 - 7/77;RRRC Cat. 1) 2.3.4 FSAR Methods of estimating atmospheric              PNPP conforms to this guide.                  2.3.5      Ref.
transport and dispersion of gaseous                                                          Tech.      Only effluents in routine releasca from                                                          Specs.
light-water-cooled reactors                                  .
1.112 - (Revision 0-R - 5/77;RRRC Cat. 1)                  '
Calculation of releases of radioactive        PNPP conforms to this guide.                  11.2.3, materials in gaseous and liquid effluents '                                                  11.3.3 from light-water-cooled power reactors s
 
                                                      -                                                .o.-              >
y        ,
TAlli.li - 1.0-1 *(Continued) s              .
ltercrenen
* lienece of Conformance
:.ii le (itev. titititC Category)                      ,._
A gulatory                                                                                                              **
I I.ll'1 - (Itevision 1 -* 4/7711tititC Cat. 1)_                                                                              .
2.4.12
                                                                                            ..PiiPP conforias to tiils guida.                                                      ,
Est.imnLing nignatic ilispersion of-
* effluents from accidental                      and routine for the t.urpose of.
* reactor releases                                      -      .
innplementing Appendix I 1.114 - (ftevision 1 - 11/7611tltitC Cat. 3)                                                                                                                          '              13.5.1 PilPP conforms ,to this guida.
Cuidance on lacing operator at the g
controls of a nucicar power plant                                                                                        ''
2 )_ '
l.115 - (Itevision 1 - II/7711tlil(C Cnt.                                                                                                                                        3.5.1 PilPP conforens to this gulde.                                      8 Protection anninst low trajectory                                                                      .                          ..
* incl.ine misai tes                                                                                                                                                                      .
1 )_
l . I l f, - (itevi sion 11 - 5 /7 7 titttitC Cat.
            ^
i                                                                                See Table 1. 0-2., . : *
(Jonlity assurance resinirements for                                                            *          *
* instalintion, inspection-and tenting of meclinnical espai pmcast and syntesas                                                          .
                                                                                                                                    ~                  s
                                                          .                                        .          *: ,                    . ie i. .          ..
                                                                                                                      *                                .,g.              f
                                                                                                                  ...                  .. e J
                                                                                                                                * .        gg        ,e- ,,,
4 0
                                                                    .O            .
                                          ._                                                                                                                    ~ .
: p.                                  .                  ,
TABLE 1.8-1 (Continued)
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                            Dearee of Conformance                  Reference 1.117 - (Revision 1 - 4/78;RRRC Cat. 2)
Tornado design classification                        PNPP does not have a tornado design classification,  3.5, however, all safety class and Seismic Category I    3.8.1, equipment and systems are protected from tornado. 3.8.4 FSAR effects, including missiles as described in Sections 9.1.2 3.5 and 3.8.
Ref.
9.5.8 only e
e m
S S
e e
9 e
S
 
l.
t%                                          '
TAlli.l? ' 1.Il-1 (Continued)            e lie fe rence llenece of Conformance                                              ...
(itev._-I(f(ItC Cate_ggi
  ~llegulatory~Guiele                                            ,,
I .1111 - (INvision 2 - 6/11t;          Itt<ltC Ca t . 1)_                                                                                                    8.1 PNPP conforms to this guide with the following
__ Periodic testing of electric power and          -                clarifications:
production systems.
Under the direction of approved procedures jumpera can be temporarily coimected at anyappropriate ter the removal of the . jumpers.
I                                                            Under the direction of approved procedures, fuses and/or breakers can be removed or operated during the performance of tests to prevent operation of equipment.
1.119  i                                                                  llegulatory Guide 1.119 was withdrawn on 6-20-77 t                                                                                                .
                                  -  II/77;1tititC Cat. !)_                                                                                                      PflPP Fire 3 .12 tt - (Ite sinion 1                                                  The fire protection guidelines for PilPP are                                    Protection I; valuation l' ire protes:t lois guialelines for nisclear                              taken from !!TP-APCSil U.5-1 Appendix A, Itupurt power plantu-                                                            "Culilclinen for. Fire Protection forI Ulluclear                7 fi" .                      FSAR Ref.
I
                                                                                  ' Power Plants docketed prior to July 1,A17.2                                      detailed  Onlyevalu in Section 5 of the PilPP Fire Protection                    .
livaluation 1(cport. -
                                                                                                                                                                          ~
1.171 - (itevision 0 - II/7fs)                                  .
llot applicahic to the filPP dc8184 liasin f or pingning degraded PilR utcom                                                                                    .
generatur tuleen
* m                .
i      ,.
            "                                    ,                            .A -    .I
                                                                                    .t                          .
                                                                    **                  I .      .
* TAllt.E 1.8-1 (Continued)          .
itercrence
                                                                                      ? lionree of Conforinnnen j gnintory cuiilu (Itev. lltititC Cater.ory)                                    .
1.122 - (Itevi ni on 2/71111titRC Cnt.                    1 )_ '
* 3.7.2
  .                                                                  *PilPP design conformis to'this guide with.the-              3.10.1    FSAR      +
tievelo psnent of floor design responsa                      exception tlist prior to'the' initial Issue of                          Ref*
spectra for saisinic elesign for floor-                    the guide (Septessber, 1976), tho spectrum peak            App. 3A Only supported equipinent or cuenponents -      ,
was broadened by A.10%.
1.12'l - (itevi sion 1 - 7/77)                                                                                            17.2
                                                              -        See Table 1.8-2 Ilonlity assurance requirciments for
        ' control of- procurement of items and              *                                                                      .
siirvi ces for nucicar puuer plants                                                                                            .
1.124 - (itevi sion 1 - 1/71111tititC Cat. 2 )_                                                                                -
Itegulatory Culde 1.124 la not addressed in the Pill'P Service limits and loading combinations.                    FSAll since the construction permit una docketed ofprior for Class I linear component supports                      to January' lu,1978, as referenced in Sect. ion !)
the Guide.
 
                                                                                                ~
TABLE 1.8-1-(Continued)
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                          Degree of Conformance      ' Reference 1.125 - (Revision 1 - 11/78;RRRC Cat. 1)
Physical models for design and operation  Regulatory cuide'1;125.is not addressed in the              'FSAR of hydraulic structures and systems.for    PHPP FSAR since the documentation of data and        3.8 Ref.
studies recommended by this guide are requested              Only nuclear power plants for review during the construction permit stage.
Physical models used for design of the hydraulic
* structures are discussed in Section 3.8.
e 9
e G
G e
9 9
e O
 
4
                                                                    - TAlil.E 1.8 _1 - (Continuedj
                              ,                                                                                                                          -ite re rence llenree ' of Conformance A g;ulatory Cuide (Itev. ;ltltitC Category) _
        - 1.126 - (Itevision 1 - 4/78;MilitC Cat.        1)_                                                                                            . 4.2 CE is currently" working witit ~ the fuel An acceptalite model and related                            fabrication facility to see that the fabrication statistical methods for Llic analysis                        conforms to this guide.                        .
5-3/78;itHitCCat. 3) 1.127 - (Itevision PilPP conforms to this gulile.  '
Inspection of water control structures                                      ,
          . associated with ineclear- power planta l.12n -_(Itevision 1 - 10/78;ltHHC Cat. 1)_                                                                                                      8.1 Class 1E hatteries are designed 'and installed                      in as modified i.
_ installation design and installation of                      accordance witlei1EEE Standard,-484-1975,            h t a  liydrogen larne lea.1 storage IsaLLeries for                        _ by llegulatory tidide'I.128, except                  ta nuclear power plants                                          nurvey will not he performed. Calculations                                                  ,
ineticate that the maximnas concentrnLlon in the battery area will be less than 0.00l*/,.          .
1 - 2/73;ltHitC Cat. 1)_                                                                                                31 1.129 - (Itevision                                                                                                                        .
FSAR pHPP conformu to IEEE Std. 450-19110 au muiltried                              Tech, LesLing, and replacement of Ila i nt.ena nce ,                                              lay Reg. Unide 1.129 with renpoct to                maintunnnce,              spec,,      Ref.
larne Icast storage batteries for nuclear (E utorngu                                Only touting inid replacement of Cinnu puucr plants                                                  batterica.
1 - 10/7ft;ltititC Cat. 2)_            ,                                                                                      -
El'lu - (Itevi sion
                                                                      -      ItegnIntory Gntda 1.130 is not addresned in the
            . Seivice limits and loadlun combinations                          PHPP FSAR since ,tise constriscLion permit was for Class I-Plate-and-shell-type                              issued prior to Octolier 31, 1978 as referenced cusponent c.npports                                          .in Section D of the Guide.
Y
 
TAllLE 1.8:-1 (Coni.inued)
I_te f e rence_
llegree of Conformance Ay,ulatory t;ulde (itev.;1tititC Categori                                                                                          -
                              - 8/77;ltitRC Cat. Il                                                                          .
M31 - (ltevision                                            Issued for comument.
Quali fication test of electric ' cahics, field splices,      and connections for
* 1inht-water-cooled nucicar-power nlants 2.5.1, 1 - 3/19;ltitRC Cat. Il                                                                                2.5.4, 1.132 - (1tevision Site investigations for foundations llost of the geological site investigations                      2.5.5 forPHPP the Guide in September '1977, however workh was
  'of.nucicar power plants                                      performed in conformance with the Intent of t e
                                                          -      guide.
11                                                                            4.4.6 E133 - (Itevision 0 - 9/77;1tHHC Cat.                                                                                                        FSAR PHPP design con' forms to t.his guide, uitti exceptiosi        Tech.
Ref.
of egualification to IEEE Standard 323.          .
Specs.
1.uose part eletection progrnm for the poimary system of lig;ht-water-cooled                                                              """""''""      I'I r s?a c Lui a                                            .
Reg. Culde L.134, Huv. I, w1Lh thu followtug I  "l/79;llitRC Cat. 11-1.134 - (Itevision                                      .
clurL[icacion:
licilical evaluation of nuclear power                        .    . A biennint 'exa=Luntion program to tini plant perunnnet respiiring operntor            -    .
respitroments of ANSL ll546-197(i  will leo fuel lond.-
II'"""""*                                                        ' implemented bogluning at 2 . 4 . 11 ,
11 1.135 -jnevision 0 - 9/77;HititC Cat.                                                                                      2.4.11 flurnial water Icvet nint discharge at PflPP design conforms to this guide, however aconse nuclear puucr plants                                      C-3 was used, in that the menn monthly waterlevel determine normal level.
                                                                                              .g
 
                                                                                                                                                                .1 TABLE 1.8-1 (Continued)
;                      Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                                              Degree.of Conformance              Reference 1.136 - (Revision 1 - 11/78;RRRC Cat. 1)
Material for concrete containments                                Not applicable to the PNPP desigr..                        -
.i 1.137 - (Revision 1 - 10/79;RRRC Cat. 2)                                        .
i
.                    Fuel-oil systems for standby diesel                              Although dot required by the Implementation            9.5.4 FSAR
;                    generators                                                      section of the guide, the diesel generator fuel      Tech Re f.
oil storage and transfer system conforms to          Specs.
Only Regulatory Guide 1.137 with the following exceptions:
!                                                                                      la) No provision has been provided to reduce
'                                                                                            turbalence during filling of the storage tanks as recommended by C.2.g.
Ib) The cathodic' protection system, referenced
                                                                                            ' in C.I.g, has no special provisions to prevent the ignition of combustible vapors of diesel generator fuel. oil.' The No. 2.
fuel oil being used has a flashpoint of 150*F. The fuel oil is not preheated for use and is not expected to see a temperature                  '
greater than 100*F.
4 1
2a.    (6.1 of ANSI N195-1976) The standby diesel generator fuel oil day tank'capa7ity is not sufficient to maintain at least 60 minutes j                                                                      .
of diesel operation at the level where oil
!                                                                                            is automatically addeJ'to the day tank.
5 (7.5 of ANSI N195-1976) No fill line
                                                                                    . 2b.
shutoff valve or strainer is provided.
4 2c.    (8.2.d. of ANSI N195-1976) No high i
level alarms are provided on the underground storage tanks.                                                  ,
w
 
TAllLF. 1.8-1 (Continued)
Ite f e rence Der.rne of Conformance llennt ni nry cniste (Itev.lltittte cat.cr.nry)
                                                                            - 4 / 7 til i .1311 - (Itevi s i nn
                                                                                                                'The PNPP Construction          Permits were issued 1, 1978. Therefore, l.nl,nratory inventinations of soils for cunincerior, analysis and design of                                  prior to December 1.138 does not apply.
Regulatory Guide nuclear pnuer plants                                                                                                                .
1.139 - (itevi sion              - 5/7t!)                                                                                                  -
Issued for . conwie'nt.                                                          FSAR Cuidance        for residunt heat removal                                                                                          9.4                Ref.
3 / 71111tititC ' Cat . 1)_                                                                  12.3.3              hly l.140 - (Itevision il -
Ft1PP's design and testing conforms to this e
Dl:s i gn ,
testing, and maintennnce criterla                    guide as presented in Table' 12.3-3.
Inr normal ventilation exhnnst system air Iiltration and chsorption units of                        .
light-water-cooled nnclear power plants.
1.141
                                                          - (ite.,ininn u - 4/711).
Issued f or conunent.
t;nntninment isolation provisions for                                                                                                  .
I,luid systems
: 1. 4 4 2 - (it e v i r. i sm II - 4 / 715 ).
                                                                                                                                                    '                              3.8.1          FSAR Issued for cousnent.                                          3 . 8 .' 3 Ref.
Safety reinted concrete stencturen                                                                                              3.8.4          Only f or nuclear *puucr pinnts (other than                                                                                          3.8.5 reactor vesse:Is and containments)
* 11.2, l .143 - (itevi si on 1 - 10/7911 tittle cat.                      11'-design is in conformance with this guide, PitPP                                                        11. :1, Design nuidance for radianctive                    waste        with tho'following exceptions and clarificationst            II.4              ,
SAR structnren, and                                    g.                                          Table.3.2-1
* managem.:nt    systems, components installed in light-water-Haterials in" the lintuid radwasto system conform
: 1) to ASTH Standards, and are constructed to hi gh                                    Only conled nuclear power plants.
industry standards.
 
1, TAllt.l! 1.11-1.(Continued) iteIcrence
                                                                            'Denece of Conformanen (itev.11tilitC Cntegnry) .
, A nnintnry t:nlite                                                                        .
1.143 - (itevi sion 1 - 10/79)_(Continued)
: 2) Haterints in the gaseous radwnste system are supplied to ASTH Standards.
: 3) 'The sn11d radwasta system is fabriented in accordance witti itTP ETSil-11.3.
FSAR 1.144 - (Itevi si on 1 - 9/80).                                                                                  17.2      Ref, See Table 1.U-2                                                    Only An.litini, of iguality nasurance programs for nuclear power plants                .
SAR 1.145 - (itevi s i on 't" - 8 / 79 )                                                                          2.3.4  .
PHPP Pcoject conforms to tlis guide.                    2.3.5 Atnuisplierie dinpersion models for                .
potential accident conseiguence assessments at nuclear power plants FSAR l.146 - (Ituvisinn 0 - 8/80)                                                                                    17.2    Ref.
See Table _l.8-2                                                  Only yunlification of quality Assurance Irnnram Audit Perunnnet for lluclear Power Plantu 1.150 - (Revision I - 2/83)
Ultrasonic testing of reactor vessel welds                PNPP conforms to the alternative method presented in Appendix A of the guide.
during preservice and inservice examina-tions.
                                                                    ~ t
 
TABLE I.8.1 (Continued) ~
Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)                      Degree of 'Conformance  Re ference 8.1 - (Revision 0 - 2/73)
Radiation Symbol                            PNPP Project conforms to this guide.
8.2 - (Revision 0 - 2/73)
Guide for administrative practices in      PNPP Project conforms to this guide. 12.3.4, radiation monitoring                                                              12.5
 
TAllLE 1.8-1 (Continued)
Heference Degree of Conformance              _
lier,n t at ory Gisii_le (itev.11tilitC k:ntennry)_
8.J - (itevision n - 2/73)                                            '                                              12.5
                                                                .TLD's are the ' primary monitoring device at PilPP.
l'ilm leadge perforinance criteria                          In Llic evcut Illa landges are utilized for                                ,
personnel monitoring, PHPP will conform to'Lliis                        ,
guide.
5.4 - (Hevision u - 2/731                                                                                            12.5 FNPP. Project conforens to this stelde.
      . Ilirect rea. ling anil Indirect reading                      .
pdrhet dusiincters                                                ~
B.5 - (Itevision n - 2/73)                                                                                          12 . 3 . /s ,
PNPP Project conforms with this guide.                  Emergency FSAR Inuuediate evacuatinin signal                                                                                                        Ref.
Plan Only; 4.4 - (Revision n - 5/731                                                                                            12.5 PHPP Project conf orms witti Llita e,uitle.
dLandardtentprocedureforgciger' sniiller counters                      .                                                                .
8.7 - (itevision u - 5/73)_                                                                                        12.5 PNPP Project confocuss with thin guitic.
Oconpational rastiaLjun exposure records nyutemu                                                                                                              11.3.1 11.4.I
: 8. 8 - (itev i n i on 3 - (./ 711)                                                                                  12.1, FSAR PNPP Pro.iect conforms with Liais guide.                  12.3, lainemation relevant to ensuring tient
* 12.5 Ref.
occupational radiaLion cuponsercs at                                                              .
Tech.
I nuclear power stations will lac as low as
* reanunalsly aclaievaletc                                                                                            Specs.
9
                                                                                                                          .D
 
                                                                                                                                                  ,1 3
TAllLE 1.8-1 -(Couttuued).
Iteference llenree of Conformance 3r,ulatory i:alite (itev.11tititC t:ntennry) 8.9 - (stevi niini (1 - 9/ 7 3)_                                                                                      ,12.3, FNFP Project conforms to tinis guide.                    12.5 Ar.ceptable concepts, models equations and                                                                                      .
assumptions for a leiosasay program 12.1 8 . 1 11 - (It evi s i on 1-n - 5/77)
                                                                                                                      '52.5        ys'dR -
FNPP Projget conforms to titis r.ulde.                    Tech        Ref.
Operating philosophy for maintaining                                                                        -
Specs.      Only occupational radiation exposures as low ns is reasonal l y achievalste .
8.11 - (itevision 0 - 6/74)_                                                                                              -
llot'applicatale at PilPP.
Applications of hionssay for uranium 3.12 - (itevision ! E 1/lil)                                                                                      9.1.1, PilPP Projec't. conforms to this gulde. Exception        12.3.4, Criticality accident alarm system                      is taken to 10 CFR 70.24 for implementing a                12.5 criticality ac'cident alarm system taaseil usi PilPP's fuel storage area design and tisis guide.
8.13 - (itevi sion 1 - 11/75)          i                                                                      12.5 PilPP Project conforms w[tle this guide.
Inntruction.concerning prenatal                                                                    .
railiation exposure
            's.14 - (Ib vision 1 - II/77)                                                                                  12.5 PilPP Project conforms wlth this g*ulde.
Personnel neutron dustmeters S.15 - (Itevision il - 10/76)_          ,
12.5
                                                                .PilPP Project conforms witle this gulde.
Acceptable programs for respiratory protection t
 
                                                                                                                      ~
                                                                                                                                                    ~.
p,                                          ,.
                                                                                                ' TABLE'1.8-l'(Continucd).                                      ..
Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                                        Degree of Conformance'    Reference 8.18 - (Revision 0 - FC - 12/77)                    -
Information relevant to ensuring that                      Not applicable. to the PNPP Project.              -
occupational radiation exposures st-                                                                              ,
medical institutions will be as Low as reasonably achievable                                                              -
8.19 - (Revision 1 - 6/79)                                              -
Occupational radiation dose assessment                      PNPP. conforms to the administrative and    12.5 in light-water reactor power plants                        procedural considerations as recommended design stage man-rem estimates                              by Section D of the guide.                ,
8.20 - (Revision 1 - 9/79).
Applications of bioassay for I-125 and                      PNPP conforms to this guide.                12'.5 1-131 8.21 - (Revision 1 - 10/79) licalth physics surveys for byproduct                        Not applicable to the'PNPP Project.              -
material at NRC-licensed processing and manufacturing plants 8.22 - (Revision 0 - FC - 7/78)                                          _
Bioassay at uranium mills                                    Not applicable to the PHPP Project.              -
8.23 - (Revision 0 - FC - 2/79)
Radiation safety surveys at medical                          Not applicable to the PNPP Project.              -
institutions                                                                                                        ,
 
r
                                                                                                                                                  .r
                                                                        ~          .                                                                                                *
                                                                                                                                                                                                        ~
                          ~                                        ,,
O              ...
1 g-TABLl! 1.0-l'(Continued)
                                                                                                                                                                                                                                  ~
                                                                                                                                                                                                      -McTerence licitree of' Conformance
                                    .  (ttev litHHC Catejinry) y g.utatory cus.le                                                                                                                    ,
11.24 - (itevi sion t - 10/19) llot applicable tu the PilPP. Project..
lle n t tii  tilsysics surveys durlur. enciclacd                                                                      ,t uranium-735 processing.and fuct (alerication                                                              .
11.28 - (Itevisiun 0 - R/B1)                        .
Not.used at the.PNPP Project Auilit.le-nlarm dosimeters
                                                                .[$ I e
i                          .                                      .
I
              !                                                                                                                        I
* 6                                                                                                                                          .
    .e J
V 4                        '                                                                                              I
: a.          *
                                                    .I                  ,
I                          *'.'
                                                                    '.      .,g          . q', .
                                                                            ~
 
e TAllt.E I .8-2                                                                    .
CtnupLlance with QA Itelnted HitC !!cculptory Cult (en
* Heference Degree of Comptinnee_
itenul.it ory t:nide (Itev.;ttititC Catenary)_                                        -
I.28 - (itevininn 2 - 2/79)_
17.2 PHPP complies with this guide.
                        +          Quality annurance requirescuts (design l
cud cunattuction)                                                                                                                        --
                .$ '                                                                                              1 )_                                                                                                FSAR      .
1.,30 - (!!cv in lun 0 - U/ 7 2 ; RRRC Ca t .                                                                  .
17 .2
          %,,                                                                                                                          PHPP complies with this guide with the following                    N2      Ref. l
                                    -Quality ananenuce regntrements for the Only clarifications / exceptions:                                        p instaltnLion. Inspection, and testing                                                                                                    will be applied j                  n[  Luutrumentat, ton und electrient                                                            For operations, ANSI N45.2.4-1972                                                    !
d                  equlpment.                                                                                        to activitica comparable lu nature and extent to                                    .
J                  ,
construction phasa activities with the following                                    f l                <:                i
* clarification:                                                                      :
5 i
.                                    ~
CEL may' proceed.with installation, inspection, and
'                E,
                                                                      ~
testing activities of items lacking required quatity l
d                                                                                                                      documentation provided that these items have been l
                        )                                                                                                                identified and released in accordance with PHPP
* nonconformance control procedures und that nLL requLred l                      -
                                                                                                                            -            quality documentation has been recieved and accepted                                l j                                                                                                                prior to tle item bcIng pinced in service.
j I
I 4                      i                                                                                                                  Section 6.2.1 of AHSL H45.2.4-1972:
f                                                                                                                'the last paragraph of this section denis with tagglud                            i and labeting. CEI will comply      with an niternato tant
;                      1                                                                                                                                          "Each safety-related item of i                                                                                                                  paragraph which reads:
!                        I                                                                                                                  procons instrumentation isThluidentified progenewithin  one n mntntntnn l                        }                                                                                                                  Repetitivu Tank Program.
record of calibration status incinding the date of calLbration. This data and the identity of the person l                        i                                                                                                                                                                      In l                        {                                                                                      q performing the calibration is readily available.
                          ~
certain. cases we may also use tags'or labels attached to
!                        j                                                                                                                  the installed instrumentation to provide this information.
'                                                                                                                                                                            ble in nature
                                        *The statement "For operations, ANSI...will be applied:co activities compara7 1976 and applies
                ;j                        and extent to construction phase activities..." is taken from' ANSI.N18. -The PNPP Quality Assurance Progra l                          l-            to several regulatory guides in this Table.                                                                                                in nature
!                        j              responsibility for determining which operational phase activities are comparable                                                                -
i and extent to activities normally associated with design and construction.'
                                                                                                                                                            ^
 
4A 3
                                                                                                  .                  y                      '..
Q                                        .W          . .
o TAlli.lL I.8-1 (Continned)v-                                                                    .                  *
                                                                                                                                                                                              .w lle f' e rencq
[
t
                                                                                          'llegree of Compilance f(I(l(C 8:nt.el;ory)                                                                            '                                              ,
H., pit ol erg,s'n t.ler ( perv ._ ;
f 2 - 7/7H; itlinC Cn;.. 1 )_                                                                                                        'l7.2
        ,i y - (r.isintene                                            The pilpp project complies witle'this niside for                  operna-inns                    12.5.3 1818.1-1916*                                FSAR-i'    igual i t y nunornin:o prograus re:qiilrumuuto                wit.h the Lultuwing cLurtfications Lu . AiciL                                                                Ref.
(equis at lunn) .                                                                                                                                                g3,4 L!rucarement dncomunts for uporations uhu! L,                                              g .* 5 IY
                                                                        ~
to thu extent neceuspry,:requiro unppliurn.to                                            f*ch .
                                                  ' 4 N                        lutva a spintity annorance progenn which mantu
                                                      '                                                                                                                  3 q ~                                  the pertinuut regulrements of All31 1145.2-1911 in 4                          ILuu of AHSL H45.2-1971.
of All31 NIX.7-1916 respelren tinit Ziection 5.2.l's                                                  t nLutuu 4I~ing he mnCitnined to ident Lf y thu enrren of tempurpry muillflentions much nu temporary hypnus 11 nun, etcetrient Jumpurs                Lif tual olectrLent Lundu nini temporary trJp pt Int cuttings. plipp Lukun ex-coptlun to this requirement when the Instal 1ntlun                    in und removal'uf noch tempururynpproveil        modificultuun Instrnettun.
                                                '                                  upuciftently nildresuud in an:
Thunu tnutructions w1LL ennuru Linit the circuitry
;                                                                                  in returned Lu Itu origioni con [1gurnLlun when Llie                                        .
i uperation in completed.
                                                                                    !;cet tun 5.2.7 - liince certain emergein:y altantions IIiItII'd artuu which might prevent prnpinnning of att activltico CKL will comply withd on                olturunto parngraple              tu whicli h                                      ting
                                                                                  , tino rundnt f  Lrnt senteiscu      lu    t e necun"Except              under    emorgency or nhnorant o
                              -                                                      condLtions whero Jamedinto netluno nru reipstred to                                .                        "
protect the henith and unfuty of the puhtic,                r ventto  the
    ,                                                                                .pruluct equlpmunt or pursuinicL, or tu p eduturloration of pinnt ununf o or unntablu luvut,- matutuonnce ur imidtfication or equipmunt uhnll leu preptunned                  Ilhere nini performed in accordance with proceduren. written procedur need, thu actLvition tinit wuru ncen=p1Luised nro
      ~                                                                                doenmunted oftur-Lhu-fact and reculve the unmu degreu.uf review as if they had been preptnoned."
i                                                                                                                    .
r
                                                                                        ..          ~
 
TABLE I.8-2 (Continued) i.
4
:      Regulatory Guide (Rev.;RRRC Category)                    Degree of Compliance                          Reference i
1.33 (Continued)                        Section 6.2.1 of ANSI N45.2.4-1972:                                                      -
The last paragraph of this section deals with tagging
{'
and labeling. CEI will comply with an alternate last paragraph which reads: "Each safety-related item of i                                            process instrumentation is identified within our i                                            Repetitive Task Progran. This program maintains a record of calibration status includine the date of                                    l calibration. This data and the identity of the person                                  '
i performing the calibration is readily available.            In                        ;
certain cases we may also use tags or labels attached to                              '
the installed instrumentation to provide this information.
I t
* e a
I e
3 f
3 f
f r
!                                                                                                                                        L
: r.        -      --                            -
TAllLE I.8-2 (Continuid)
Iteference IJegree of Comptinnce Itenulai s ry i;uiili. (Itev.';ttititt: Catenury)_                                                                    ..
l .37 - (th:vi rtion il        '.1/ 7111tititC Cat ' l )_ .                                        .
17.2 For operations, Iten. Cuida 1.37 wiLL ha
<t}uality assurance requirements for applied.to activities enmparablu in nature                        4.5  FSAR clennir.g of Ilui.I nystems and associnted                            and extent to construction phase act.tvtLies.                    6.1.1 Ref.
component.u .uf unter coute 1 nuclear                          ,
10.3.6 Only-
.P I ""'8
' I .38 - (itevi ni ou '? - 5/7 711tititC Cn t . 1 ).
17.2 For operations, lleg. Cuido 1.38 wiiL ha t}untity assuronc.e resguirements for                                applied to activities comparable in nature and po ck n n i n y. , shi ppisin, receiving, stornne,"                  extent to construction phase activities.with
;nnd hxndlinn of items for~unter cooled                                the followisig clarifications to All3[ lit: 5.2. 2-19 711:
.nuc1 car puuur pinutu                                          .
Section 5.2.1 of Alls 1 III5.2.2 roegni rus that
* a prelimionry visunt inspection or ennaination for sliipping demane he performed prine to untending. The mn'lority of itcies roccived durisig thu operationnL tilinse are sunlL in physient sixo e
6 e
i
                                                                        . . - . - . . . ..-.....*        gt., ,, , ,      .
 
TABLE l.B-2 (Coutinued)-
unfercuec_      ,
Degree of Compliinice (1:ev. Inttite Cater,ury)_                                                                            ~
    - Mr.ulisi. n y ::uiste 1.J3 - (thivi-sivu 7 - 5/17 ;ttitite Cat. 1)
                                            ~                and conscipiently, it is impractical Lo perform sitipplier, demann inspectioni prior        to assilanding.
CEI will ieispect In Lien of'Lliis resguirement, incoming items for sliipping damage iluring unloadisig and/or unpackaging girion.Lo ease.
Section 5.5 of AllSI III5.2.2 provides for
                                                              " rework" anil "use as is" dispositionis for nonconforming items. Tlie " repair" disposition, wiLL nLao be useil as defincil in AllSt 11/ 5 . 2 , 1 0 i
lay pilPP wiicn appropriate.
Section 6.5 of AllSI lite 5.2.2 resguires tiint Items retcaseil from storage and placed in.their final locations within the power plant he inspected and enred for in accordance with Llic reiluirements of Section 6 of this stanilned and other applienhle    CEI will, standards.- In lieu of this reipiirement, whenever feasible, transfer items from their oppropriate storage areas to staging.arens uitliin Clie plant which provide. celuivalent environneental
* conditions to those uliich the itenes were elusignied to withstand. Item. identification and acceptnoce standards wiLL bc innintained within .Lliese stagiorn areas.
Section A.3.4.2Thuru of AllSI suny  114  be5enses
                                                                                                          . 2'. 2involving addresnes    Inert.
large Cns litankets.
or complex slinpeu for winir.h an inert or if ry nir purge [ Low is provided rather tlinn n static gns blanket due to the difficn1Ly in providinr. n leak pruor hurrier, in these enues, a positive pressure puri;c flow may be utiLir.ed as an alterunto to a Lcok proof barrier.
4 e
O
 
I TABLE 1.8  ~ Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)            Degree of Compliance                          Reference ~ *
  '1.39 - (Revision 2 - 9/77;RRRC Cat. 1)
Housekeeping requirements for water-    PNPP complies with this guide with the                        17.2 cooled nuclear power plants.            following clarification: Cleanliness re-                    12.5.3 quirements for Housekeeping activities shall be established on the basis of three zone designations.
e
: a. Zone A This designation applies to major portions of the reactor coolant system and the Nuclear Steam Supply System which are open for inspection, maintenance or repair.
Personnel accountability in Zone A is controlled
                                              'by Security and Health Physics requirements which are implemented by the supervisors responsible for the' work activity. Personnel admittance should be limited to maintain safe working conditions.
Personnel entering this zone shall wear outer protective clothing appropriate to their work activity. This protective clothing shall only be worn within the confines of the established zone or the change area and shall be removed prior to exiting the change area.
NOTE: Small_ openings for short duration into critical
                                                      . nuclear components, such as. disassembly of a valve may not require a changeroom or protective coverings.
Special cleaning of the area prior to disassembly may be required due to the critical nature of the work being per-formed.
Special ventilation arrangements may be required to pro-vide protection from operations in the general area which
              .                              provide excessive dust and dirt.
 
108-2 (CONTINUED);                                              o Regulatory Guide (Rev.; RRRC Category)                Degree of Compliance                    Reference 1.39 (continued).                            An equipment and material. accountability log shall be maintained in this zone.
;                                              Material or equipment entering shall be appropriately.
cleaned prior to entry.
.                                          2) Zone B This designation applies to the Radiological Control Areas of the Plant. The intermediate, fuel handling, containment, auxiliary, rad-waste, off-gas, heater bay, turbine power complex and turbine buildings are all in the Radlological Control Area (RCA) and are controlled by Health Physics requirements in the areas of Housekeeping, Plant and Personnel Safety, and Fire
!                                              Protection. These requirements include the movement of equipment, tools and material in and out of the RCA.
: 3) Zone C l
This designation applies to the remainder
!                                              of the plant.
4 e      -    -      _          _        .--    - - - - - _
 
t TAlllE I .U-2 (Continued)
Ite rc renc e.
llenrce o r Coinplinnec_
(Itev . ;ttlittu Catennry )_'
      -1: .gu l as ..ry Un iele
                                    - t./ rlyiltitd'ca'L''."Il 1 7 . 2 ,-      S  - le- at:
1.54 - (itevi ninn ti For operationn, All!il 11101.4-1972 utlt bu                    6.1.1,      . f ey ./.9 F yoality Antiurances r.upii rcuututu for                              applied to activitics comparable in                          '6.1.2        ggj,f,p.a protectivi: cuationes applical to                                  nature und extent to cosistruction phase uater-cuuled nuclear power plants                                  activitics.
: 1)                                                                                        FSAR.
      ' t .55 - (stevi .si on n '- 6/ 7:1;ititite Cnt .                                                                                  .17.2 PHPP complies with this guide.                                  3.8      'Ref.
Only Concrete pi n c ement in Catennry 1 structuret.
                                        'J /UU; ItititC Cat. 1)_                                                                                  17.2 1.58 - (Itav_  _i n i on l j'flPP, complies wiph this guide with the followJnn qualification ol' nuclear power planet                            ciurifications:
Inspection, examination, and Lenting pernunnel.                                                              L'ernonnel who only handle Leut reunits or
                                              ~.
perform document control activities will not be certified.                                                            .
Purnonnel luvulved lu the performance, cvatuntion, and supervision of gan Icak test methods shall meet the qualification re-quirementu specifled in Section 3, Quni-ifications, of Alls 1/ASHS 1445.2.0 - 1978 on supplemented by Section C.5, C.6, C.7, C.U oud C.10 of R.C. 1.50.
For surveillance, startup testing and opera-tions phase activities, this regulatory guide applies only to quality assurance / quality control personnel performing quality veri-fication activities.
4 9
 
TAHLE I .0-2 (Cositinurd)                                                          .:
ltefercuce (itev. ;l Hl:C Cni.enory)_                            pegree of Cointillunce _
Ig;pilat us y i:ialite
    . l .f4 -- (th vi: insi *! - lid [e,jijHIMj_ Cal.. __Il 17.2 followinP, PNPP compiles with tisis guide with tlee Quality annurance reeinircinents for tlic                    clarlfication:
design of nuclear pouce planLu AllSI'll45.2. ll-1974, Section 6.1
: 1)    J f in an exceptional circumstance, the designer's Junnedinte supervinor lu the only tecinsicnily qualified individunt avaliable in Llic organientioni to perforni n desigst verJ fiention by desig;n review, Lliis review inny he condincted Isy the anticevisor provl<lini; Lhat:
a)  The ,inntification in individually
  -                                                                              docuinented and approved in ailvance lay    .
the supervinor's manag;cment; and                              .
                                              '                              b). QA nudi.La cover frespiency and effectivencun of use of supervisoin                      .
nn design verifiern, to guaril at;ninst n hiis c.
: 2) Aii leidiviihin t weio contribut.ed to a given denigst may participnLc_ f u a group verification of that design provideil that the indi.vidual who contrihnted to the vicsign                '
does not (a) verify lits contrilintion 1.o the design, and (b) serve au chairman or Jender of the 1;roi. , ver1[ication .activi ty.
4    0 D
9 b
 
:6 TAlit,15 l.il-2 (Continusd)                  -
                                                                                                                                                                                                      =
ite re r enc e_
Iles;rce o f- Compt innce                                                            :
                                                                                                                                                                                                  --/
1:egulas or f :di f.; (it v . ;lti!!!C Ca t er;o r y ) '
Itlll!C CHL- I )-                                                      .                                                37 2
    . I 24_ ~ d3II lV i fd'.'H_Il - 2041
                                                                          ~ PHPP coinplies witli tliis guido.
Quali.l y' nn::urance terms nuit definitions                                                                                                  .
1  1/7(    ItttC Cat . 1 )_                                                                                                    II.2 l . 88 - (1,tgi_ n i on ''                                                                          '
                                                                          ~
PHPP complies witle this guide with tlie                          .
collection, stornr.e,          and maintennnce of'                      clarification that where duplicate records are e.uclear puuur. quality nunurance recorda              -
not maintained, records will leo stored in n                                                          ,
facility whose construction incorporates                vitti t.hofeatures reconunended in All31 1845.2.9-1974, following exceptions                                            ,
I)oor nnnemblics are lluderwriter'n I,nhorntury listed with a three hour enting; to provide fire protection in accordance with ASTH E-152..              '
                                            '                                                  For utornne of specint procanned records (nuch an radiogenphs and                                                  ,
microfilm), humidity and temperature ,
controls phall be provided so an t.o maintain an environmental- coentition on prencribed in paranrnph 6.1.1 of Allst I'll 1.43-1979 in Lieu of the Inst paragenph in section 5.6 of AllSI 1145.2.9-1974.
11.2 1.s4' - (n.r.i ai an 1 - 4/7613tilitC Cat- 1 )- For operationn, lleg. Guide 1.94 will be f                                                                                                                                                                        .
tlonlity nunurance requiremento forand tanting of applied to.nctivitica comparable in onture l
'          installation, inspection,                                                  and. extent to construction phase activiticu.
structurnt concrete and atructurnt steel                          .        .
during the constructi in phase of nuclear -
puuur pin llL4                                                                        e e            '                                  .                                                              4
                                                                                  .' ,g'  e$    q,  ,
 
                          +                                                                                    !    '
              +
1                                                                        .
2 2                                                                      1 e                            7                                                                      1 c                            1 n
e                                                .
r                                                                                                                                                                                                      .
e f
e                                                                                                                                                                                . "s i
l
                                                                                                                                                    .      3 omo g                                                                      t et p      2                                            t g                                                      s                n n                                                                                              un1                              t            di c r              ee                  i ci .                              n      m      e        i n
i nu                  ri                    w                            1 t w                o                            eut          .            o                    a s          n                    era          ref o              t i[
oL hti e                      l mtd r                            moreedi ef ghh ac l
t n                  avv                l                        r    nnuc          .
rc l
f o
dt en h a a
rn I ni o l          tb              f o                      oeat cl f g          ccH d
s r eu        ,otd,agpn r
p sl            oo      . inca                        e                      nn4 anC    r a          i      co "s    sel h
e l
up ti st        ,
wia 6 eed e            h t
s o ecn ing1 nro
: 6. t mf            vr moth asi opecn                      t t :            f t g          ea                      s a l
oo              r        t net cn nn      rni .        1 l                                      ioi                                  pfi amore
                                                                                                    .bah nm 5                                      1                          h                vnsncff                                        rencmn e h7                eei                                                    t o          ee        nl                o e                            t 9            b nn            mmd          1 rpu                      i rf dd ii        coa              6          eur            u c                            i 1                    an        eae                a    n              w              po                ch            7 nd aid m r w-            l me            t t v          opnn                                                                        9oanrnqecu  ueoi u                                                            u    nu                                  e                          nuf nu
                  'n                              e0 l ri iec              yoi          d moi i oit                      d              3l      o nGioh    cn 1 i
                                                                                                                                                                                - t g          e n"            q e
i t                            d2                wp            ach c      nct n                    i              1 rI ye                      3 c          yr                                ,
i                          r                            ce                u                              rpnt      m      1      eit          4rr p
u5              ege            et a          U                          g'            2. nC    t E oso                      .l      ni n            o            .      ,
nn                  sui
: 2. eel  s i aonf i o ndi e m                              g4              pns                                                                                                                                                        ,
o                                            iia            ies              . crf                    s              5 o            t i "r C                                  11                                        gi t i                                  4 cynrt
_                                                    s              P sl          f vi et sr                    i bI eii                5          ruti sar f                            i1                    uor        en            t    ina                  h 1
1 e      nd sa            4 ecqattt u hS                            d rs            I t                                                  8 h nu          t cnnc                          .
  -                  o                            tl                  . yd            ps              vol                                  I hd gnop                          1 t oneS noneeoo a      ,icc                                    St eeupe l
A              t y      l                                                                                s r                            mcr                        .
e c                          it                h. ci h.      l ol              st ncoe h
t l
l Arf i  t i
di I
H rc            m        u c ,
p        ,
it c o i h e d"r r,
y t o it 1
o r      w              oath                    i                                                  l l
Af o".eufrcoorg
        )                                                                    n          d s      i          t              w :s            ffl t t                                      rao d          d en d
e c                            w 's 5. el                      ses          t at ng o't                  sn                o        ait oo                f oo              s            vi          .
u 1),
s n            4 vt            ef e          r      en                eo                      s uuit q      m                otF e rynnub      t t ce                    .
rl n
: 2. nt n                                          eo i i                nme n
uui          edti                    ii l t                              e r n "n          4 e n
et eeo                            .
i l t              oum          d gl een pexd                    pa                8 esceni mrnpo-                            m.hi mmhm e t
n                                          pa i mc mp tii            cra oi e u l l                    mc oi'              neea                in  :        nestl ee ore          arr                ,t o                                        oi                cxu            o      e      r pd c opnn                    cfi              orid en n                        ii      chuiuLi C                                          c f,              caq            rsl                                                      iil rbi -            vc            t urcqucL                                    .
(            '                                              i me        P ac        !
I    aai                  P r'              t upo                              cqui                qone
_                                                        i            !
P a                cqpcyon                          eeohrerhh                                    .
2 P r p a                            )              )                          Nl                eeucar S rS a m            p"u          srs      uorP st                          *-
8                                          Nl              )
2              3                        P c                -
P c              1 9
                                                                                                                                                                                                                                ~
I                                                                                                                                                                                                                    ~
E l
n                                                                                                                                                                                                                    -
A r
,.                                    )
f                                                                                                                                                                    -
o
                        )            1 y                                                                                                            1 r              .                  g o            t                    n                                                                    rn g            a              ri                                                                        ono t
                -        e          C                ot                          ~                                            f t                            f nn                                                                              s n
.                          a          C                      em                                                                  smn                                                                          .
C            H                nt e                                                                      t ei t              t          t                                                              nt p C            it              nd s                                                      )
ei r
1 1
                                        ;              eny                                                        7                m it          7                mas                                                        7                ef e row 1
7                e                                                        /
i          o
                                      /                rnd                                                        7                a t p v          5              ii on ia                                                      -
pn s
o                          pt                                                                        eer
[
t f
                                          -            e cct                            .
1              rma  ee n            ~ren    pe                                                    n            erl e            n            es    ;
m                                                  o            cuc t
s                        cnp                                                        i                ncu i
i u_            nii                                                          s            aon n          n              a          u                                              i              r r G                          r      ,q                                                    v            upr i
v            une                                                                        s          u y                          n o                                                                        sff r            e                                                                        ''te            ao t              ail u        Q              nt a ac                                                      -            yl n s
li.            -            yl i                                                                      t oe 1
:                        t l n p;        6            iaa                                                                        l t v nnr c                      l th W i ri 1                                                                                                                                I ns c                                                                      uoei l'
1
                                                .          une                                                                      qcs 1            Qim                                            *
 
                                                                                                                                                              . e.
                                                                                                                                                                    ' e- .
TA11LE l.Il-2.(Coutlauctl) ~                      .
Degree of Cointilinoce -                lie forcuce
{l;iilist ory Culele (Itev. ;ltiti C Catel;ury)_                                                            _. ;..
1.14 4 - (18stviisisisi l    'J_/ fit _i)
PilPP Project coinpLles . willi Llii s guislu.                      17.2    .
Anili t inir, ur spinli ty annurnuce prograins lue unclear puuer plantn
[1_.146 - (Iteviniun il - II/Illd ~                                                                                                      17.2 t'llPP Pmject c unplies wille till8 r.u iile .
fluali fiention-of flunlity Assurnuce l'rui; rani Anili t Personnel for lluclear l'esuit r I'l nuLu -
e s
a Y
I e
4                                                                                                            # '
9
                                                                        -            e-                    g                    ,
T                g                  g
  ,                                                                                                              8                  9
    -                                                                                  g
                                          -I                                                                          .,
 
O E
o 4
TABLE 17.2-1 OPERATIONAL QUALITY ASSURANCE PROGRAM COMPLIANCE MATRIX Deleted 1,.                                                                      See Table 1.8-1                                                    l e
* 6 9
e 4
17.2-67
              - - . .._ . . -. . - . . - --    . .. . - - - - - - . - _ . . - . - -        ..-.  . . .. - . . - . __ -. _ - - - - - -}}

Latest revision as of 17:04, 24 July 2023

Redirect to:

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML20117P121&oldid=3583066"