ML24135A321: Difference between revisions

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


=Text=
=Text=
{{#Wiki_filter:Krishna P. Singh Technology Campus, 1 Holtec Blvd., Camden, NJ 08104 Telephone (856) 797-0900 Fax (856) 797-0909
{{#Wiki_filter:}}
 
10 CFR 50.36a(a)(2) 10 CFR 72.44(d)(3)
May 14, 2024
 
Attn:  Document Control Desk U.S. Nuclear Regulatory Commission Washington, DC  20555-0001
 
Pilgrim Nuclear Power Station Renewed Facility Operating License No. DPR-35 Docket No. 50-293 and 72-1044
 
==Subject:==
Annual Radioactive Effluent Release Report, January 1 through December 31, 2023.
 
In accordance with the requirements of  the Pilgrim Station Defueled Safety Analysis Report, Appendix B-5.6.3, and 10 CFR 50.36a(a) 2, Holtec Decommissioning International LLC (HDI),
on behalf of Pilgrim Nuclear Power Station, herby submits the Annual Radioactive  Effluent Release Report for calendar year 2023. This report includes the Annual ISFSI Radiological Effluent Release Report required per Section 5.4.of Appendix A to the Cask Certificate of Compliance (CoC), Renewed Certificate No. 1014, Amendment 14, and NRC Approved Exemption dated January 31, 2023 (ML22356A070).
 
This letter contains no new regulatory commitments.
 
Should you have any questions or require further information, please contact  Mark Lawson, Radiation Protection and Chemistry Manager, at (508) 830 -7109 or me at (856) 797-0900, ext.
3578.
 
Respectfully,
 
William Noval Director of Regulatory Affairs Holtec Decommissioning International
 
==Enclosure:==
Annual Radioactive Effluent Release Report, January 1st through December 31st 2023 cc:
USNRC Regional Administrator, Region I USNRC Project Manager, NMSS - Pilgrim Nuclear Power Station USNRC Region I, Lead Inspector - Pilgrim Nuclear Power Station Director, Massachusetts Emergency Management Agency Deputy Regional Director Bureau of Air & Waste, Massachusetts DEP Environmental Analyst Surface Water Discharge Permitting Program, Mass achusetts DEP Director, Massachusetts Department of Public Health Radiation Control Program
 
HDI-Pil-24-012
 
Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report January-December 2023
 
TABLE OF CONTENTS
 
SECTION      SECTION TITLE                                                                                      PAGE 1.0            EXECUTIVE
 
==SUMMARY==
5 2.0            RADIOACTIVE EFFLUENT DATA                                                              8 2.1            Supplemental Effluent Release Data                                                          8 2.2            Gaseous Effluent Data                                                                                8 2.3            Liquid Effluent Data                                                                                    8 3.0            METEOROLOGICAL DATA                                                                      18 4.0            MAXIMUM INDIVIDUAL DOSES                                                              18 4.1            Doses From Noble Gas Releases                                                              18 4.2            Doses From Gaseous Effluent Releases                                                  19 4.3            Doses From Liquid Effluent Releases                                                        25 5.0            OFFSITE AMBIENT RADIATION MEASUREMENTS                              29 6.0            PERCENT OF ODCM EFFLUENT CONTROL LIMITS                              31 6.1            Gaseous Effluent Releases                                                                        31 6.2            Liquid Effluent Releases                                                                            33 7.0            RADIOACTIVE WASTE DISPOSAL DATA                                                36 8.0            OFFSITE DOSE CALCULATION MANUAL REVISIONS                          38 9.0            PROCESS CONTROL PROGRAM REVISIONS                                      38
 
==10.0            REFERENCES==
39 APPENDIX A    Results of Onsite Groundwater Monitoring Program                                  40 APPENDIX B    Corrections to Previous Effluent Reports                                                  44 APPENDIX C    Changes to PNPS Offsite Dose Calculation Manual                                  45 APPENDIX D    ISFSI Radiological Effluent Report                                                            46
 
Page 3 Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Jan-Dec 2023
 
LIST OF TABLES
 
TABLE    TABLE TITLE                                                                                                PAGE 2.1      Supplemental Information                                                                                10 2.2-A      Gaseous Effluents - Summation of All Releases                                              11 2.2-B      Gaseous Effluents - Elevated Releases                                                          12 2.2-C    Gaseous Effluents - Ground Level Releases                                                  13 2.3-A      Liquid Effluents - Summation of All Releases                                                  15 2.3-B      Liquid Effluents                                                                                                16
 
4.2-A      Maximum Individual Organ Doses from Gaseous Effluents                                      20 Jan-Mar 2023 4.2-B      Maximum Individual Organ Doses from Gaseous Effluents                                      21 Apr-Jun 2023 4.2-C      Maximum Individual Organ Doses from Gaseous Effluents                                      22 Jul-Sep 2023 4.2-D    Maximum Individual Organ Doses from Gaseous Effluents                                        23 Oct-Dec 2023 4.2-E      Maximum Individual Organ Doses from Gaseous Effluents                                      24 Jan-Dec 2023 4.3-A      Maximum Individual Organ Doses from Liquid Effluents                                        26 Jan-Mar 2023 4.3-B      Maximum Individual Organ Doses from Liquid Effluents                                        26 Apr-Jun 2023 4.3-C    Maximum Individual Organ Doses from Liquid Effluents                                        27 Jul-Sep 2023 4.3-D    Maximum Individual Organ Doses from Liquid Effluents                                        27 Oct-Dec 2023 4.3-E      Maximum Individual Organ Doses from Liquid Effluents                                        28 Jan-Dec 2023 5.0      Average TLD Exposures by Distance Zone During 2023                                30 6.1      Percent of ODCM Effluent Control Limits for Gaseous Effluent                              32 Releases During 2023 6.2      Percent of ODCM Effluent Control Limits for Liquid Effluent Releases                      34 During 2023 7.0      Solid Waste and Irradiated Fuel Shipments                                                    37
 
Page 4 PILGRIM NUCLEAR POWER STATION ANNUAL RADIOACTIVE EFFLUENT RELEASE REPORT JANUARY 01 THROUGH DECEMBER 31, 2023
 
1.0      EXECUTIVE
 
==SUMMARY==
 
INTRODUCTION
 
This report quantifies the radioactive gaseous, liquid, and radwaste releases, and summarizes the local meteorological data for the period from January 01 through December 31, 2023. This document has been prepared in accordance with the requirements set forth in the Pilgrim Nuclear Power Station (PNPS) Technical Specifications and Regulatory Guide 1.21, Measuring, Evaluating, and Reporting Radioactivity in Solid Wastes and Releases of Radioactive Material in Liquid and Gaseous Effluents from Light Water Cooled Nuclear Power Plants. This document has been prepared in accordance with the requirements of PNPS Facility Licensing Basis.
 
The quantity of radioactive material released from PNPS is determined from sample analyses and continuous  in-line  monitoring  of  gaseous  releases  from  the  reactor  building  vent,  various decontamination facilities, open air demo activities, and liquid releases into the discharge canal, when executed.
 
The quantity and volume of radioactive waste shipped offsite from PNPS for processing and burial were determined from data contained on the radwaste shipping documentation. The meteorological 10-year data was obtained from monitoring instruments located on the 220-foot tower located at Pilgrim Station.
 
GASEOUS EFFLUENTS
 
Gaseous radioactive releases for the reporting period are quantified in Tables 2.2-A, 2.2-B, and 2.2-C. There are no longer Radioactive noble gases released from the plant due to the plant condition (shut down and defueled). Releases of radioactive particulates with half-life of greater than 8 days totaled 0.00021 Curies and tritium releases totaled 4.31 Curies. No gross alpha radioactivity was detected in gaseous effluents.
 
There were no noble gas releases during 2023, therefore all quarterly and annual Noble gas dose consequences are zero. The release of radioactive particulates and tritium in gaseous effluents from PNPS during the reporting period resulted in a total body dose and to any organ to the maximum-exposed hypothetical individual of approximately 0.00031 mrem.
 
The maximum individual doses from gaseous radioactive effluents were compared to the applicable ODCM dose limits. Noble gas doses were 0.00% of the corresponding 10CFR50 dose objectives.
Maximum doses resulting from releases of particulates and tritium in gaseous effluents were less than 0.0021% of corresponding 10CFR50 objectives.
 
LIQUID EFFLUENTS
 
Liquid radioactive releases for the reporting period are quantified in Tables 2.3-A and 2.3-B. No discharges of liquid effluents occurred during the reporting period. The resulting maximum total body dose was 0.00 mrem, with a corresponding organ dose of 0.00 mrem. All doses from liquid discharges were less than 0.00% of corresponding 10CFR50 objectives.
 
Page 5 METEOROLOGICAL DATA
 
Meteorological joint frequency distributions (JFDs) are no longer listed within this report as RG 1.21 rev 2, June 2009 does not require them to be included. The site adopted revision 2 in a previous revision of the ODCM. Historical meteorological data is retained on site for reference use. Data recovery for the annual period is no longer maintained for the 33-ft and 220-ft levels of the tower individually. A 10 year average data comparison was completed in June 2022 that showed the 2005 to 2014 meteorological data and 2012 to 2021 meteorological data were statistically similar with the predominant wind direction was from the south-southwest, which occurred approximately 14-15% of the time (with the differences in time periods being less than 1%). The predominant stability class was Class D and E (neutral), which occurred similarly within the two 10-year periods with less than 1% difference. The small differences demonstrate that the JFDs for both periods from a distribution of stability class are nearly identical.
Data recovery for both 10-year study periods was greater than 90%. The goal of the study was to determine  if  the  previous  10-year  meteorological  data  are  representative  of  the  long-term meteorological conditions and that they are corresponding 10-year JFDs can be used in future dose assessment calculations during the remainder of the PNPS decommissioning activities. Based on the analysis performed the resultant JFDs are representative of the long-tern meteorological conditions at PNPS and can be used for future dose assessment during the remainder of decommissioning activities.
 
OFFSITE AMBIENT RADIATION MEASUREMENTS
 
Ambient radiation exposure was evaluated to complete the assessment of radiological impact on humans. In past reports the dose to the maximum-exposed member of the public at the PNPS Health Club was used showing a fraction (and sometimes less) of a mrem of exposure even though that TLD is within the owner-controlled area. As this dose value is calculated using the nearest TLD to the PNPS Health Club (TC) reading average over the 4 quarters of 2023 multiplied by 4. Then the Zone 4 (background) is subtracted from it. That annual average net value is then multiplied by 500/8760 to show the exposure per 500 hr period in mR/yr. In the past this area was accessible to the public and that dose would be an accurate calculation, but it is no longer the case. To that effect there is no longer any area on the site proper that would be considered recreational or accessible to the general public.
The entirety of the site proper (areas accessible through the three entrances off Rocky Hill Road) is considered for business purposes only and therefore not accessible through means of fencing (i.e fences, jersey barriers, gates), signage, or security monitoring (i.e tours, cameras). The more accurate dose to an actual MEMBER OF THE PUBLIC as defined in NUREG 1302 would be that calculated from ISF-1 TLD located on the public roadway across from the same parking lot entrance as the previously accessible health club. ISF-1 TLD dose calculated in the same manner as explained above to result in -0.29 mrem/year. It was identified during the investigation of why this result is negative, that one of the Zone 4 TLD locations had an increase in its annual readings. Zone 4 currently includes two TLD locations, the Division of Marine Fisheries and East Weymouth (both greater than 20km from the plant in different directions). While the Division of Fisheries stayed constant over the years it appears East Weymouth has increased roughly 15 mrem in the last two years for unknown causes (from 69.5 +/- 1.8 mR in 2021 to 79.8 +/- 9.3 mR in 2022 and 84.6 +/- 2.8 mR in 2023). The cause of this increase is under investigation and is being tracked through an Isse Report with in the sites Corrective Action Program (CAP), but as the TLD location is located almost 40 km away from the plant in the least prevalent wind direction it is outside of the plant influence and the cause is not plant related.
Due to the identification of control location TLD result increase and following calculation was also performed using Manomet Elementary and Manomet Substation TLD location as an interim zone
: 4. Both locations are the next furthest from the plant at greater than 3km and have had stable results over the years with an average for 2023 of 67 mR. With the interim Zone 4 used in the calculation above a MEMBER OF THE PUBLIC at the ISF-1 TLD location would receive 0.53 mR/yr. There was no significant increase during 2023 in ambient radiation measurements at the location of the nearest resident 0.8 km southeast of PNPS.
 
Page 6 COMBINED DOSE IMPACT
 
The collective total body dose to a maximum-exposed hypothetical member of the public from airborne radioactivity, liquid-borne radioactivity, and ambient radiation exposure resulting from PNPS operation during 2023 was calculated as being approximately 0.53 mrem. This amount is approximately 0.08%
of the typical dose of 620 mrem received each year by an average person from other sources of natural and man-made radiation. Although this calculated collective dose occurs to a maximum-exposed hypothetical individual, it is also well below the NRC dose limit of 100 mrem/yr specified in 10CFR20.1301, as well as the EPA dose limit of 25 mrem/yr specified in 40CFR190. Both of these limits are to be applied to real members of the general public, so the fact that the dose to the hypothetical maximum-exposed individual is within the limits ensures that any dose received by a real member of the public would be smaller and well within any applicable limit.
 
RADIOACTIVE SOLID WASTE DISPOSAL
 
Solid radioactive wastes shipped offsite for processing and disposal during the reporting period are described in Table 7.0. A sum of all low-level waste of approximately 1930 cubic meters of solid waste, containing 329 Curies of radioactivity, was shipped from the site during the 2023 reporting period.
 
ONSITE GROUNDWATER MONITORING PROGRAM
 
In response to the Nuclear Energy Institute Groundwater Protection Initiative, Pilgrim Station instituted a groundwater monitoring program during 2007. Four monitoring wells were installed onsite during the fourth quarter of 2007, and the first samples were collected in late November 2007. Additional sampling wells were added in 2010, 2011, 2012, 2013, and 2014. As of the end of 2023, samples are being collected from a total of 23 monitoring wells. Low levels of tritium, a radioactive isotope of hydrogen, were detected in only two of these onsite wells. No other plant-related radioactivity was detected in the groundwater samples. The average concentration of tritium detected in these onsite monitoring wells during 2023 was well below the voluntary communications reporting level established by the EPA Drinking Water Standard of 20,000 pCi/L. Although the EPA Standard provides a standard for comparison, no drinking water sources are affected by this tritium. The maximum hypothetical dose resulting from tritium in groundwater presumed to enter Cape Cod Bay is calculated to be 0.0000033 mrem/yr. Results of the groundwater monitoring program are presented in Appendix B.
 
CONCLUSION
 
The PNPS Offsite Dose Calculation Manual contains effluent controls to limit doses resulting from releases of radioactivity to the environment. None of the effluent controls associated with liquid or gaseous effluents were exceeded during the reporting period, as confirmed by conservative dose assessments performed at weekly and monthly intervals. Conformance to the PNPS ODCM effluent control limits ensures that releases of radioactivity in liquid and gaseous effluents are kept as low as reasonably achievable in accordance with 10 CFR Part 50, Appendix I. Compliance with the ODCM also demonstrates that requirements of the Environmental Protection Agencys nuclear fuel cycle standard, 40CFR190.10, Subpart B, have been met. Based on the dose assessment results for 2023, there  was  no  significant  radiological  impact  on  the  general  public  from  PNPS  operation  or decommissioning activities.
 
Page 7 2.0      RADIOACTIVE EFFLUENT DATA
 
Radioactive gaseous and liquid releases for the reporting period are given in the standard format presented in Tables 1A, 1B, 1C, 2A, 2B, and Supplemental Information table from NRC Regulatory Guide 1.21 (Reference 1) format.
 
2.1      Supplemental Effluent Release Data
 
Supplemental information related to radioactive gaseous and liquid releases for the reporting period are given in the standard NRC Regulatory Guide 1.21 format in Table 2.1.
 
2.2      Gaseous Effluent Data
 
Gaseous radioactivity is released from Pilgrim Station to the atmosphere from the reactor building vent and various decontamination facilities. Combined gaseous effluent releases from all release points are summarized in Table 2.2-A. No alpha activity was detected on any of the particulate filters collected  during  the  reporting  period. The  total  gaseous  releases  for  various  categories  of radionuclides, as well as the corresponding average release rates, can be summarized as follows:
 
Particulates with                    0.000206 Ci,  0.00000654  Ci/sec half-life greater than 8 days
 
Tritium:                                            4.31 Ci,  0.137 Ci/sec
 
Noble gases:                                  0.00 Ci , no longer producing due to plant condition Carbon-14:                                      0.00 Ci,  no longer producing due to plant condition
 
The main stack effluent was removed as a pathway at the end of 2019 and since removed from the ODCM. There are no longer any releases out of the main stack as detailed in Table 2.2-B
 
Ground-level effluent releases are detailed in Table 2.2-C. Data in this table include releases from the reactor building vent , open air demolition, and assorted equipment decontamination facilities (e.g.,
carbon dioxide pellet decon trailer, plastic media decon trailer, etc.) used during the period. Due to the close proximity of the reactor building, all of these release points are considered to be mixed-mode/ground level release points.
 
The use of supplemental heaters in the Spent Fuel Pool as well as the Reactor Cavity for heating and functionality of equipment purposes also increased the water volume evaporated from these bodies of water. Due to the increased evaporation, the total Curies of tritium released in 2023 also increased as shown above and in Table 2.2-A from the previous reporting period, though still less than 10% of the release of tritium in the last operating period of the station.
 
Table 3.1-2 of the PNPS ODCM requires that if any of the gaseous effluent monitors are inoperable for more than 30-days, such events are to be reported in the Annual Radioactive Effluent Release Report with an explanation of why the affected monitor was not returned to operable status in a timely manner. There were no instances in 2023 when the minimum channels of monitoring of Reactor Building Vent was out of service during a 30 consecutive day period. The RBV effluent process radiation  monitor  was  removed  from  the  ODCM  in  Revision  15. The  effluent  monitor  and  its surveillances became a part of the Emergency Planning (E-plan) program until such a time as the spent  fuel  was  offloaded  into  canisters  and  placed  onto  the  Independent  Spent  Fuel  Storage Installation (ISFSI) II pad. That effort was completed in December of 2021. The reference to gaseous effluent monitoring includes only the particulate filter, effluent system flow rate measuring, and sample flow rate measuring at a single channel minimum.
 
Page 8 During July of 2023 it was observed that the normal Reactor Building process flow had decreased significantly. The cause of the flow reduction was plenum flow impedance by wildlife biological material. The cleaning and subsequent need for calibration of the flow instrument identified the previous calibration was outside the ODCM prescribed frequency and its grace period. An evaluation was conducted and concluded the reported flow and calculated offsite dose was accurate during the time of missed calibration. There was no identifiable impact significance.
 
2.3      Liquid Effluent Data
 
Liquid radioactivity (when discharged) is released from PNPS to Cape Cod Bay via the site discharge canal. These permitted effluents enter Cape Cod Bay at the outfall of the canal, which is located approximately 1100 feet north of the reactor building.
 
Liquid  effluent  releases  are  summarized  in  Table  2.3-A. Detailed  breakdowns  for  individual radionuclides are listed in Table 2.3-B. There were no discharges of liquid effluents containing radioactivity during the reporting period. Total releases for the various categories of radionuclides, as well as their corresponding mean concentrations, can be summarized as follows:
 
Total Effluent Volume:                      0 Liters
 
Total Dilution Volume:                      0 Liters
 
Fission/Activation products:              0.00 Ci,  0.00 Ci/mL
 
Tritium:                                              0.00 Ci,  0.00 Ci/mL
 
Dissolved/entrained noble gases:    0.00 Ci,  0.00    Ci/mL
 
Page 9 Table 2.1 Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Supplemental Information January-December 2023
 
FACILITY:  PILGRIM NUCLEAR POWER STATION                                LICENSE:  DPR-35
: 1. REGULATORY LIMITS
: a. Fission and activation gases:                                500 mrem/yr total body and 3000 mrem/yr for skin at site boundary b,c. Iodines, particulates with half-life:                1500 mrem/yr to any organ at site boundary
            >8 days, tritium
: d. Liquid effluents:                                                    0.06 mrem/month for whole body and 0.2 mrem/month for any organ (without radwaste treatment) 1.5 mrem/qtr, 3 mrem/yr TB and 5 mrem/qtr, 10 mrem/yr Max Organ
: 2. EFFLUENT CONCENTRATION LIMITS
: a. Fission and activation gases:                              10CFR20 Appendix B Table II
: b. Iodines:                                                                Not Applicable
: c. Particulates with half-life > 8 days:                      10CFR20 Appendix B Table II
: d. Liquid effluents:                                  2E-04 Ci/mL for entrained noble gases; 10CFR20 Appendix B Table II values for all other radionuclides
: 3. AVERAGE ENERGY                                          Not Applicable
: 4. MEASUREMENTS AND APPROXIMATIONS OF TOTAL RADIOACTIVITY
: a. Fission and activation gases:                              High purity germanium gamma spectroscopy for all
: b. Iodines:                                            gamma emitters; radiochemistry analysis for H-3,
: c. Particulates:                                      Fe-55 (liquid effluents), Sr-89, and Sr-90
: d. Liquid effluents:
: 5. BATCH RELEASES                          Jan-Mar          Apr-Jun        Jul-Sep        Oct-Dec        Jan-Dec 2023            2023            2023            2023            2023
: a. Liquid Effluents
: 1. Total number of releases:                    N/A                N/A                N/A                N/A                N/A
: 2. Total time period  (minutes):                N/A                N/A                N/A                N/A                N/A
: 3. Maximum time period (minutes):          N/A                N/A                N/A                N/A                N/A
: 4. Average time period (minutes):            N/A                N/A                N/A                N/A                N/A
: 5. Minimum time period (minutes):          N/A                N/A                N/A                N/A                N/A
: 6. Average stream flow during periods of release of              N/A                N/A                N/A                N/A                N/A effluents into a flowing stream (Liters/min):
: b. Gaseous Effluents                              None              None              None              None              None
: 6. ABNORMAL RELEASES
: a. Liquid Effluents                                    None              None              None              None              None
: b. Gaseous Effluents                              None              None              None              None              None
 
Page 10 Table 2.2-A Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Gaseous Effluents - Summation of All Releases January-December 2023
 
Est.
RELEASE PERIOD                    Jan-Mar      Apr-Jun      Jul-Sep      Oct-Dec        Jan-Dec      Total 2023          2023          2023          2023          2023        Error A. FISSION AND ACTIVATION GASES Total Release:  Ci                                  N/A  N/A            N/A          N/A          N/A Average Release Rate:  Ci/sec              N/A          N/A            N/A          N/A          N/A        22%
Percent of Effluent Control Limit*            *                  *                  *                  *
* B. IODINE-131 Total Iodine-131 Release:  Ci                N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Average Release Rate:  Ci/sec              N/A              N/A              N/A              N/A              N/A 20%
Percent of Effluent Control Limit*            *            *            *            *
* C. PARTICULATES WITH HALF-LIVES > 8 DAYS Total Release:  Ci                              3.63E-05    3.05E-05    4.48E-05    9.46E-05    2.06E-04 Average Release Rate:  Ci/sec          4.60E-06    3.86E-06    5.68E-06    1.20E-05    6.54E-06            21%
Percent of Effluent Control Limit*            *                  *                  *                  *
* Gross Alpha Radioactivity:  Ci              NDA            NDA            NDA            NDA            NDA D. TRITIUM Total Release:  Ci                              5.46E-01    1.84E+00    9.09E-01    1.02E+00    4.31E+00 Average Release Rate:  Ci/sec          6.92E-02    2.33E-01    1.15E-01    1.29E-01    1.37E-01            20%
Percent of Effluent Control Limit*            *                  *                  *                  *
* E. CARBON-14 Total Release:  Ci                                  N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Average Release Rate:  Ci/sec              N/A              N/A              N/A              N/A              N/A N/A Percent of Effluent Control Limit*            *                  *                  *                  *
* Notes for Table 2.2-A:
* Percent of Effluent Control Limit values based on dose assessments are provided in Section 6 of this report.
: 1. NDA stands for No Detectable Activity.
: 2. LLD for airborne gross alpha activity listed as NDA is 1E-11      Ci/cc.
: 3. N/A stands for not applicable.
 
Page 11 Table 2.2-B Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Gaseous Effluents - Elevated Release January-December 2023
 
There was no elevated release during 2023. The elevated release through the PNPS Main Stack was secured in 2019 and is no longer a pathway.
 
Page 12 Table 2.2-C Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Gaseous Effluents - Ground-Level Release January-December 2023
 
CONTINUOUS MODE RELEASES FROM GROUND-LEVEL RELEASE POINT Nuclide Released                    Jan-Mar 2023      Apr-Jun 2023        Jul-Sep 2023      Oct-Dec 2023      Jan-Dec 2023
: 1. FISSION AND ACTIVATION GASES:  Ci Ar-41                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A Kr-85                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A Kr-85m                                            N/A    N/A                N/A                N/A                N/A Kr-87                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A Kr-88                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A Xe-131m                                          N/A      N/A                N/A                N/A                N/A Xe-133                                            N/A    N/A                N/A                N/A                N/A Xe-133m                                          N/A      N/A                N/A                N/A                N/A Xe-135                                            N/A    N/A                N/A                N/A                N/A Xe-135m                                          N/A      N/A                N/A                N/A                N/A Xe-137                                            N/A    N/A                N/A                N/A                N/A Xe-138                                            N/A    N/A                N/A                N/A                N/A Total for period                                N/A      N/A                N/A                N/A                N/A
: 2. IODINES:  Ci I-131                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A I-133                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A Total for period                                N/A      N/A                N/A                N/A                N/A
: 3. PARTICULATES WITH HALF-LIVES > 8 DAYS:  Ci
 
Cr-51                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Mn-54                              1.14E-06          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          1.14E-06 Fe-59                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Co-58                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Co-60                              2.79E-05            7.71E-06          0.00E+00          0.00E+00          3.56E-05 Zn-65                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Sr-89                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Sr-90                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Ru-103                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Cs-134                            0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00 Cs-137                            7.30E-06            2.27E-05            4.48E-05            9.46E-05            1.69E-04 Ba/La-140                        0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00          0.00E+00
 
Total for period                  3.63E-05            3.05E-05            4.48E-05            9.46E-05            2.06E-04
: 4. TRITIUM:  Ci H-3                                5.46E-01          1.84E+00          9.09E-01          1.02E+00          4.31E+00
: 5. CARBON-14:  Ci C-14                                                N/A  N/A                N/A                N/A                N/A
 
Notes for Table 2.2-C:
: 1. N/A stands for not applicable.
: 2. NDA stands for No Detectable Activity.
: 3. LLDs for airborne radionuclides listed as NDA are as follows:
Fission Gases:    1E-04 Ci/cc Particulates:        1E-11 Ci/cc
 
Page 13 Table 2.2-C (continued)
Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Gaseous Effluents - Ground-Level Release January-December 2023
 
BATCH MODE RELEASES FROM GROUND-LEVEL RELEASE POINT Nuclide Released                    Jan-Mar 2023      Apr-Jun 2023        Jul-Sep 2023      Oct-Dec 2023      Jan-Dec 2023
: 1. FISSION AND ACTIVATION GASES:  Ci Ar-41                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Kr-85                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Kr-85m                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Kr-87                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Kr-88                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-131m                                          N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-133                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-133m                                          N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-135                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-135m                                          N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-137                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Xe-138                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
 
Total for period                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
: 2. IODINES:  Ci I-131                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A I-133                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
 
Total for period                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
: 3. PARTICULATES WITH HALF-LIVES > 8 DAYS:  Ci Cr-51                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Mn-54                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Fe-59                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Co-58                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Co-60                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Zn-65                                              N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Sr-89                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Sr-90                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Ru-103                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Cs-134                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Cs-137                                            N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A Ba/La-140                                        N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
 
Total for period                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
: 4. TRITIUM:  Ci H-3                                                  N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
: 5. CARBON-14:  Ci C-14                                                N/A                      N/A                      N/A                      N/A                      N/A
 
Notes for Table 2.2-C:
: 1. N/A stands for not applicable.
: 2. NDA stands for No Detectable Activity.
: 3. LLDs for airborne radionuclides listed as NDA are as follows:
Fission Gases:    1E-04      Ci/cc Particulates:        1E-11    Ci/cc
 
Page 14 Table 2.3-A Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Liquid Effluents - Summation of All Releases January-December 2023
 
Est.
RELEASE PERIOD              Jan-Mar      Apr-Jun      Jul-Sep    Oct-Dec    Jan-Dec      Total 2023        2023        2023        2023        2023      Error A. FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS Total Release (not including        N/A          N/A        N/A          N/A        N/A tritium, gases, alpha): Ci Average Diluted Concentration        N/A          N/A        N/A          N/A        N/A        +/-12%
During Period:  Ci/mL Percent of Effluent Concentration    N/A          N/A        N/A          N/A        N/A Limit*
B. TRITIUM Total Release:  Ci                  N/A          N/A        N/A          N/A        N/A Average Diluted Concentration        N/A          N/A        N/A          N/A        N/A During Period:  Ci/mL                                                                          +/-9.4%
Percent of Effluent Concentration    N/A          N/A        N/A          N/A        N/A Limit*
C. DISSOLVED AND ENTRAINED GASES Total Release:  Ci                  N/A          N/A        N/A          N/A        N/A Average Diluted Concentration        N/A          N/A        N/A          N/A        N/A During Period:  Ci/mL                                                                            +/-16%
Percent of Effluent Concentration    N/A          N/A        N/A          N/A        N/A Limit*
D. GROSS ALPHA RADIOACTIVITY Total Release:  Ci                  N/A          N/A        N/A          N/A        N/A        +/-34%
E. VOLUME OF WASTE RELEASED PRIOR TO DILUTION Waste Volume:  Liters                          N/A              N/A              N/A              N/A              N/A +/-5.7%
F. VOLUME OF DILUTION WATER USED DURING PERIOD Dilution Volume:  Liters                    2.31E+08    2.13E+08    3.86E+08    2.15E+08    1.04E+09 +/-10%
 
Notes for Table 2.3-A:
* Additional percent of Effluent Control Limit values based on dose assessments are provided in Section 6 of this report.
: 1. N/A stands for not applicable.
: 2. NDA stands for No Detectable Activity.
: 3. LLD for dissolved and entrained gases listed as NDA is 1E-05 Ci/mL.
: 4. LLD for liquid gross alpha activity listed as NDA is 1E-07 Ci/mL.
 
Page 15 Table 2.3-B Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Liquid Effluents January-December 2023
 
CONTINUOUS MODE RELEASES Nuclide Released              Jan-Mar 2023    Apr-Jun 2023    Jul-Sep 2023    Oct-Dec 2023    Jan-Dec 2023
: 1. FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS:  Ci Cr-51                                          N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Mn-54                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Fe-55                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Fe-59                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Co-58                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Co-60                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Zn-65                                        N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Zn-69m                                      N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Sr-89                                          N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Sr-90                                          N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Zr/Nb-95                                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Mo/Tc-99                                  N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Ag-110m                                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Sb-124                                      N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Cs-134                                      N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Cs-137                                      N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Ba/La-140                                  N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Ce-141                                      N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A
 
Total for period                          N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A
: 2. DISSOLVED AND ENTRAINED GASES:  Ci Xe-133                                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A Xe-135                                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A
 
Total for period                          N/A                    N/A                    N/A                    N/A                    N/A
 
Notes for Table 2.3-B:
: 1. N/A stands for not applicable.
: 2. NDA stands for No Detectable Activity.
: 3. LLDs for liquid radionuclides listed as NDA are as follows:
Strontium:        5E-08 Ci/mL Noble Gases:    1E-05 Ci/mL All Others:        5E-07 Ci/mL
 
Page 16 Table 2.3-B (continued)
Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Liquid Effluents January-December 2023
 
BATCH MODE RELEASES Nuclide Released              Jan-Mar 2023    Apr-Jun 2023    Jul-Sep 2023    Oct-Dec 2023    Jan-Dec 2023
: 1. FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS:  Ci Na-24                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Cr-51                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Mn-54                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Fe-55                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Fe-59                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Co-58                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Co-60                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Zn-65                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Zn-69m                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Sr-89                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Sr-90                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Zr/Nb-95                          N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Mo/Tc-99                          N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Ag-110m                          N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Sb-124                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Cs-134                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Cs-137                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Ba/La-140                        N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Ce-141                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Ce-144                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A
 
Total for period                  N/A              N/A              N/A              N/A              N/A
: 2. DISSOLVED AND ENTRAINED GASES:  Ci Xe-133                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A Xe-135                            N/A              N/A              N/A              N/A              N/A
 
Total for period                  N/A              N/A              N/A              N/A              N/A
 
Notes for Table 2.3-B:
: 1. N/A stands for not applicable.
: 2. NDA stands for No Detectable Activity.
: 3. LLDs for liquid radionuclides listed as NDA are as follows:
Strontium:        5E-08 Ci/mL Noble Gases:    1E-05 Ci/mL All Others:        5E-07 Ci/mL
 
Page 17 3.0      METEOROLOGICAL DATA
 
Meteorological data are summarized for the reporting period in Appendix A, in the standard joint frequency distribution format as given in NRC Regulatory Guide 1.21.
 
The predominant meteorological conditions as mentioned in a previous section are no longer being observed continuously during the normal annual reporting period. An evaluation was performed in June of 2022 that looked closely at two 10-yr periods (2005-2014 and 2012-2021, excluding 2015 due to equipment failures) to assess if the last 10 years were comparable to the previous 10 years in terms of meteorological data. As a result, the evaluation determined the two 10-yr periods differed less than 1%  and  therefore  the  meteorological  data  could  be  used  as  a  10-yr  average  for  determining calculations during future decommissioning activities. The last 10 year period averages are as follows:
 
Stability Class:                      Class D, 43.89%
33-ft Wind Direction (from):  South-southwest, 14.25%
33-ft Wind Speed:                3.5-7.5 mph, 55.77%
220-ft Wind Direction (from): South-southwest, 13.4%
220-ft Wind Speed:              12.5-18.5 mph, 35.6%
 
Joint data recovery for the 33-ft level and 220-ft level of the tower was over 90% (with more than half the years over 95%, both of which meet the 90% annual data recovery goal specified by the NRC.
 
4.0      MAXIMUM INDIVIDUAL DOSES
 
Doses to the maximum exposed individual resulting from radionuclides in effluents released offsite were calculated using methods presented in the PNPS Offsite Dose Calculation Manual (ODCM, Reference 2), NRC Regulatory Guide 1.109 (Reference 3), NRC Regulatory Guide 1.111  (Reference 4), and the Pilgrim Station Unit 1 Appendix I Evaluation (Reference 5). Maximum individual doses are calculated separately for: (1) particulates and tritium in gaseous effluents; and, (2) liquid effluents.
Maximum consumption and use factors for various pathways from Table E-5 of the PNPS ODCM are used for calculating the doses to the maximum exposed individual.
 
Information related to liquid and gaseous effluent releases are summarized Section 2 of this report.
These effluent release data were used as input to computer programs to calculate the resulting doses.
PNPS ODCM methodologies were used to calculate the dose contributions to the various organs in each age class from major exposure pathways.
 
4.1      Doses From Noble Gas Releases
 
Gaseous effluent release data presented in Tables 2.2-A, 2.2-B, and 2.2-C from this effluent release report are no longer used as input to a dose assessment computer program to calculate radiation doses. Though data from gaseous releases from the PNPS reactor building vent are still used for particulate results and tritium (as seen in the next section), they no longer contain any Noble Gases due to current plant condition and therefore the table sections listed above are not applicable (NA). All noble gas inventory on site has decayed away. The only Noble Gas is Kr-85 within the spent fuel assembly gaps that has been sealed in dry casks and moved to the Independent Spent Fuel Storage Installation (ISFSI) II pad. ISFSI monitoring is discussed in Appendix D.
 
All noble gas detector instruments and surveillance requirements were removed from the ODCM in revision 15. All spent fuel was transferred in December of 2021. As explained above the majority of noble gases have decayed away. The remaining gas (Kr-85) is a beta emitter with one gamma released for every 250 decays, the detectors would not have detected it even in a Designed Basis Accident (DBA) scenario. Furthermore Pilgrim Engineering DBA Calculation No. M1422, Radiological Consequences of a Design Basis Fuel Handling Accident Based on the Alternate Source Term
 
Page 18 Methodology - Update for Permanent Shutdown, June 5, 2018 assessed the offsite dose impact of a dropped fuel canister with a damaged fuel assembly assumed to contain 150 fuel rods. The LPZ TEDE dose at 30 days is 92 mrem. The dose proportionally projected out to one year is 0.18 mrem (assuming the DBA occurred one year post permanent shutdown, which the site is beyond after shutting down permanently on May, 31, 2019).
 
The maximum individual doses resulting from radioactive noble gases released in gaseous effluents are presented in Table 4.1 no longer apply, therefore the table has been removed.
 
4.2      Doses From Gaseous Effluent Releases
 
Gaseous effluent release data presented in Tables 2.2-A, 2.2-B, and 2.2-C from this effluent release report were used as input to a dose assessment computer program to calculate radiation doses.
These data include gaseous releases from the PNPS reactor building vent. Meteorological data obtained from the PNPS 220-foot meteorological tower during the 10-year period from 2005 through 2014 were used as input to the NRC XOQDOQ computer program (Reference 7). This program was used to calculate the annual average atmospheric dispersion and deposition factors used in the dose assessment computer program to calculate maximum individual doses from airborne effluents. As stated in earlier sections the 2012-2021 10-year period was evaluated to be less than 1% difference in meteorological data compared to the 2005-2014 period and therefore the dose assessment computer program did not need to be updated in order to complete the calculations for this reporting period.
 
The maximum individual doses resulting from radioactive particulates and tritium released in gaseous effluents are presented in Tables 4.2-A through 4.2-E. These tables cover the individual calendar quarters and the total calendar year, respectively.
 
Tables 4.2-A through 4.2-E summarize the maximum total body and organ doses for the adult, teen, child, and infant age classes resulting from the major gaseous exposure pathways. These tables present the dose data according to specific receptor location and the exposure pathways assumed to occur at that location. For example, the second column of the tables presents the information for the hypothetical maximum-exposed at the most restrictive site boundary location, where only inhalation and ground deposition exposure pathways are assumed to occur. Since this is a shoreline location controlled by Holtec, the other pathways of garden vegetable production, milk production, and meat production are assumed not to occur. Doses for other offsite locations not under Holtec control, where other exposure pathways can and do occur, are presented in subsequent columns of the tables, and represent the potential maximum doses  to  individuals  at these  locations. For consistency,  all distances listed in the first row of Tables 4.2-A through 4.2-E are measured from the Reactor Building Vent. However, doses at the specific receptor locations are calculated based on the actual distances from the applicable release points (PNPS reactor building vent).
 
Radioactivity (particulates and tritium) released in gaseous effluents from PNPS during 2023 resulted in a maximum total body and organ dose of 0.00031 mrem (child age class at nearest cow-goat for max organ of the liver) Carbon-14 contributed 0% of dose for 2023 as Carbon-14 is only generated during the operation of the plant.
 
Page 19 Table 4.2-A
 
Maximum Individual Organ Dose at Receptor Location -- mrem From Gaseous Release Period:  Jan-Mar 2023
 
Receptor:        Bound            Resident        Garden          Cow/Goat          Cow/Meat        Meat Direction:      WNW            S                    S                  W                  W                  S Distance1:        0.24km          2.22 km          3.44 km          3.75 km          5.17 km          3.82 km Pathway2:        DI              DI              DIV3            DIVCG3            DIVCM3          DIVM3 Age Class: Adult Bone                2.03E-08          8.69E-09          9.75E-07          9.53E-07          1.97E-06          5.13E-09 GI-LLI              2.16E-06          8.19E-07          9.44E-06          9.57E-06          1.06E-05          5.87E-07 Kidney              2.12E-06          8.06E-07          8.08E-06          7.65E-06          1.02E-05          5.78E-07 Liver              2.14E-06          8.13E-07          9.06E-06          8.64E-06          1.20E-05          5.82E-07 Lung                3.02E-06          1.13E-06          8.67E-06          8.10E-06          1.04E-05          8.16E-07 Thyroid            2.11E-06          8.03E-07          7.63E-06          7.21E-06          9.24E-06          5.75E-07 T.Body              2.13E-06          8.10E-07          8.71E-06          8.33E-06          1.12E-05          5.80E-07 Age Class: Teen Bone                2.79E-08          1.14E-08          1.55E-06          1.41E-06          3.42E-06          7.14E-09 GI-LLI              2.17E-06          8.25E-07          1.03E-05          9.63E-06          1.21E-05          5.91E-07 Kidney              2.14E-06          8.15E-07          9.14E-06          8.26E-06          1.22E-05          5.84E-07 Liver              2.17E-06          8.23E-07          1.06E-05          9.65E-06          1.53E-05          5.90E-07 Lung                3.46E-06          1.29E-06          1.00E-05          8.97E-06          1.24E-05          9.32E-07 Thyroid            2.13E-06          8.10E-07          8.43E-06          7.62E-06          1.06E-05          5.81E-07 T.Body              2.15E-06          8.16E-07          9.46E-06          8.61E-06          1.24E-05          5.85E-07 Age Class: Child Bone                3.72E-08          1.48E-08          3.63E-06          3.24E-06          8.17E-06          9.60E-09 GI-LLI              1.90E-06          7.21E-07          1.28E-05          1.17E-05          1.62E-05          5.17E-07 Kidney              1.89E-06          7.20E-07          1.28E-05          1.15E-05          1.78E-05          5.16E-07 Liver              1.92E-06          7.28E-07          1.53E-05          1.38E-05          2.32E-05          5.22E-07 Lung                2.96E-06          1.11E-06          1.31E-05          1.17E-05          1.71E-05          7.98E-07 Thyroid            1.88E-06          7.16E-07          1.16E-05          1.04E-05          1.52E-05          5.13E-07 T.Body              1.89E-06          7.19E-07          1.28E-05          1.15E-05          1.68E-05          5.15E-07 Age Class: Infant Bone                2.31E-08          9.70E-09          2.27E-08          1.92E-08          9.18E-06          5.87E-09 GI-LLI              1.09E-06          4.14E-07          1.11E-06          9.49E-07          7.74E-06          2.96E-07 Kidney              1.09E-06          4.15E-07          1.11E-06          9.50E-07          1.05E-05          2.97E-07 Liver              1.11E-06          4.22E-07          1.13E-06          9.66E-07          1.84E-05          3.02E-07 Lung                1.77E-06          6.63E-07          1.78E-06          1.52E-06          9.41E-06          4.77E-07 Thyroid            1.08E-06          4.12E-07          1.10E-06          9.45E-07          7.61E-06          2.95E-07 T.Body              1.09E-06          4.14E-07          1.11E-06          9.48E-07          8.46E-06          2.96E-07
 
1  Distances are measured with respect to the reactor building vent.
2  Pathway designations are as follows, note not all these pathways exist at Pilgrim Station:
D = Deposition (Ground Plane)              I  = Inhalation            V = Vegetable Garden C = Cow Milk                                        G = Goat Milk            M = Meat 3  Doses are conservative since it is unlikely for vegetables to be grown outside or for animals to be fed on pasture during winter months.
 
Page 20 Table 4.2-B
 
Maximum Individual Organ Dose at Receptor Location -- mrem From Gaseous Release Period:  Apr-Jun 2023
 
Receptor:        Bound            Resident        Garden            Cow/Goat        Cow/Meat        Meat Direction:      WNW            S                    S                  W                  W                  S Distance1:        0.24km          2.22 km          3.44 km          3.75 km          5.17 km          3.82 km Pathway2:        DI              DI              DIV3              DIVCG3          DIVCM3          DIVM3 Age Class: Adult Bone                8.67E-08          6.37E-08          2.58E-06          6.13E-06          3.07E-06          2.97E-06 GI-LLI              1.01E-05          7.77E-06          2.28E-05          3.17E-05          2.12E-05          2.50E-05 Kidney              1.01E-05          7.79E-06          2.35E-05          3.40E-05          2.22E-05          2.57E-05 Liver              1.02E-05          7.84E-06          2.59E-05          3.95E-05          2.50E-05          2.84E-05 Lung                1.04E-05          8.03E-06          2.29E-05          3.23E-05          2.14E-05          2.50E-05 Thyroid            1.01E-05          7.76E-06          2.23E-05          3.11E-05          2.08E-05          2.43E-05 T.Body              1.01E-05          7.82E-06          2.47E-05          3.67E-05          2.36E-05          2.70E-05 Age Class: Teen Bone                1.19E-07          8.88E-08          4.09E-06          1.07E-05          5.11E-06          4.39E-06 GI-LLI              1.02E-05          7.84E-06          2.52E-05          3.64E-05          2.33E-05          2.63E-05 Kidney              1.02E-05          7.87E-06          2.65E-05          4.06E-05          2.52E-05          2.77E-05 Liver              1.03E-05          7.94E-06          3.02E-05          5.00E-05          2.97E-05          3.16E-05 Lung                1.07E-05          8.23E-06          2.57E-05          3.80E-05          2.40E-05          2.68E-05 Thyroid            1.01E-05          7.83E-06          2.47E-05          3.58E-05          2.29E-05          2.57E-05 T.Body              1.02E-05          7.87E-06          2.66E-05          4.08E-05          2.53E-05          2.78E-05 Age Class: Child Bone                1.58E-07          1.20E-07          9.60E-06          2.54E-05          1.21E-05          1.01E-05 GI-LLI              8.97E-06          6.92E-06          3.44E-05          5.17E-05          3.27E-05          3.56E-05 Kidney              9.01E-06          6.95E-06          3.71E-05          5.92E-05          3.62E-05          3.84E-05 Liver              9.10E-06          7.02E-06          4.33E-05          7.57E-05          4.40E-05          4.49E-05 Lung                9.38E-06          7.24E-06          3.54E-05          5.44E-05          3.40E-05          3.66E-05 Thyroid            8.96E-06          6.91E-06          3.41E-05          5.13E-05          3.25E-05          3.52E-05 T.Body              8.99E-06          6.93E-06          3.56E-05          5.50E-05          3.43E-05          3.68E-05 Age Class: Infant Bone                9.84E-08          7.29E-08          5.76E-08          2.86E-05          1.18E-05          5.67E-08 GI-LLI              5.16E-06          3.98E-06          3.23E-06          2.58E-05          1.41E-05          3.18E-06 Kidney              5.19E-06          4.00E-06          3.25E-06          3.47E-05          1.77E-05          3.20E-06 Liver              5.26E-06          4.06E-06          3.29E-06          5.92E-05          2.79E-05          3.24E-06 Lung                5.42E-06          4.19E-06          3.39E-06          2.95E-05          1.56E-05          3.34E-06 Thyroid            5.16E-06          3.98E-06          3.23E-06          2.57E-05          1.40E-05          3.18E-06 T.Body              5.17E-06          3.98E-06          3.23E-06          2.81E-05          1.50E-05          3.19E-06
 
1  Distances are measured with respect to the reactor building vent.
2  Pathway designations are as follows, note not all these pathways exist at Pilgrim Station:
D = Deposition (Ground Plane)              I  = Inhalation            V = Vegetable Garden C = Cow Milk                                        G = Goat Milk            M = Meat
 
Page 21 Table 4.2-C
 
Maximum Individual Organ Dose at Receptor Location -- mrem From Gaseous Release Period:  Jul-Sep 2023
 
Receptor:        Bound            Resident        Garden            Cow/Goat        Cow/Meat        Meat Direction:      WNW            S                    S                  W                  W                  S Distance1:        0.24km          2.22 km          3.44 km          3.75 km          5.17 km          3.82 km Pathway2:        DI              DI              DIV3              DIVCG3          DIVCM3          DIVM3 Age Class: Adult Bone                1.65E-07          1.24E-07          5.07E-06          1.21E-05          6.05E-06          5.84E-06 GI-LLI              4.98E-06          3.84E-06          1.12E-05          1.57E-05          1.04E-05          1.22E-05 Kidney              5.05E-06          3.89E-06          1.34E-05          2.10E-05          1.31E-05          1.47E-05 Liver              5.18E-06          4.00E-06          1.80E-05          3.19E-05          1.86E-05          2.00E-05 Lung                5.00E-06          3.86E-06          1.18E-05          1.73E-05          1.12E-05          1.29E-05 Thyroid            4.98E-06          3.84E-06          1.10E-05          1.54E-05          1.03E-05          1.20E-05 T.Body              5.12E-06          3.95E-06          1.56E-05          2.62E-05          1.57E-05          1.72E-05 Age Class: Teen Bone                2.27E-07          1.74E-07          8.06E-06          2.10E-05          1.01E-05          8.63E-06 GI-LLI              5.02E-06          3.87E-06          1.23E-05          1.81E-05          1.15E-05          1.29E-05 Kidney              5.12E-06          3.95E-06          1.58E-05          2.72E-05          1.59E-05          1.66E-05 Liver              5.30E-06          4.09E-06          2.29E-05          4.56E-05          2.47E-05          2.42E-05 Lung                5.06E-06          3.90E-06          1.36E-05          2.14E-05          1.31E-05          1.42E-05 Thyroid            5.02E-06          3.87E-06          1.22E-05          1.77E-05          1.13E-05          1.27E-05 T.Body              5.12E-06          3.95E-06          1.59E-05          2.74E-05          1.60E-05          1.67E-05 Age Class: Child Bone                3.04E-07          2.34E-07          1.89E-05          5.01E-05          2.38E-05          1.99E-05 GI-LLI              4.44E-06          3.42E-06          1.70E-05          2.57E-05          1.62E-05          1.75E-05 Kidney              4.53E-06          3.49E-06          2.27E-05          4.10E-05          2.35E-05          2.36E-05 Liver              4.70E-06          3.63E-06          3.49E-05          7.33E-05          3.88E-05          3.64E-05 Lung                4.47E-06          3.44E-06          1.90E-05          3.10E-05          1.87E-05          1.96E-05 Thyroid            4.43E-06          3.42E-06          1.68E-05          2.54E-05          1.60E-05          1.74E-05 T.Body              4.48E-06          3.45E-06          1.95E-05          3.24E-05          1.94E-05          2.02E-05 Age Class: Infant Bone                1.88E-07          1.43E-07          1.13E-07          5.63E-05          2.33E-05          1.11E-07 GI-LLI              2.56E-06          1.97E-06          1.60E-06          1.29E-05          7.01E-06          1.57E-06 Kidney              2.61E-06          2.01E-06          1.63E-06          3.04E-05          1.43E-05          1.61E-06 Liver              2.75E-06          2.12E-06          1.72E-06          7.86E-05          3.42E-05          1.70E-06 Lung                2.58E-06          1.98E-06          1.61E-06          1.98E-05          9.89E-06          1.59E-06 Thyroid            2.55E-06          1.97E-06          1.60E-06          1.27E-05          6.93E-06          1.57E-06 T.Body              2.57E-06          1.98E-06          1.61E-06          1.74E-05          8.86E-06          1.58E-06
 
1  Distances are measured with respect to the reactor building vent.
2  Pathway designations are as follows, note not all these pathways exist at Pilgrim Station:
D = Deposition (Ground Plane)              I  = Inhalation            V = Vegetable Garden C = Cow Milk                                        G = Goat Milk            M = Meat
 
Page 22 Table 4.2-D
 
Maximum Individual Organ Dose at Receptor Location -- mrem From Gaseous Release Period:  Oct-Dec 2023
 
Receptor:        Bound            Resident        Garden          Cow/Goat          Cow/Meat        Meat Direction:      WNW            S                    S                  W                  W                  S Distance1:        0.24km          2.22 km          3.44 km          3.75 km          5.17 km          3.82 km Pathway2:        DI              DI              DIV3            DIVCG3            DIVCM3          DIVM3 Age Class: Adult Bone                3.48E-07          2.63E-07          1.07E-05          2.55E-05          1.28E-05          1.23E-05 GI-LLI              5.59E-06          4.30E-06          1.26E-05          1.79E-05          1.18E-05          1.38E-05 Kidney              5.74E-06          4.42E-06          1.73E-05          2.91E-05          1.75E-05          1.92E-05 Liver              6.01E-06          4.64E-06          2.70E-05          5.21E-05          2.90E-05          3.03E-05 Lung                5.63E-06          4.34E-06          1.40E-05          2.12E-05          1.35E-05          1.54E-05 Thyroid            5.58E-06          4.30E-06          1.24E-05          1.72E-05          1.15E-05          1.34E-05 T.Body              5.88E-06          4.53E-06          2.20E-05          4.01E-05          2.30E-05          2.45E-05 Age Class: Teen Bone                4.81E-07          3.67E-07          1.70E-05          4.43E-05          2.13E-05          1.82E-05 GI-LLI              5.64E-06          4.34E-06          1.40E-05          2.07E-05          1.31E-05          1.46E-05 Kidney              5.84E-06          4.50E-06          2.14E-05          3.99E-05          2.23E-05          2.25E-05 Liver              6.22E-06          4.80E-06          3.63E-05          7.88E-05          4.10E-05          3.85E-05 Lung                5.72E-06          4.40E-06          1.67E-05          2.76E-05          1.64E-05          1.74E-05 Thyroid            5.63E-06          4.34E-06          1.37E-05          1.98E-05          1.27E-05          1.42E-05 T.Body              5.85E-06          4.51E-06          2.16E-05          4.04E-05          2.25E-05          2.27E-05 Age Class: Child Bone                6.43E-07          4.95E-07          3.99E-05          1.06E-04          5.03E-05          4.20E-05 GI-LLI              4.98E-06          3.83E-06          1.91E-05          2.90E-05          1.83E-05          1.98E-05 Kidney              5.17E-06          3.98E-06          3.13E-05          6.14E-05          3.37E-05          3.26E-05 Liver              5.55E-06          4.28E-06          5.71E-05          1.30E-04          6.61E-05          5.97E-05 Lung                5.05E-06          3.89E-06          2.33E-05          4.03E-05          2.36E-05          2.42E-05 Thyroid            4.98E-06          3.83E-06          1.89E-05          2.84E-05          1.80E-05          1.95E-05 T.Body              5.06E-06          3.90E-06          2.45E-05          4.34E-05          2.51E-05          2.54E-05 Age Class: Infant Bone                3.97E-07          3.01E-07          2.38E-07          1.19E-04          4.93E-05          2.35E-07 GI-LLI              2.87E-06          2.21E-06          1.79E-06          1.46E-05          7.94E-06          1.76E-06 Kidney              2.99E-06          2.30E-06          1.86E-06          5.16E-05          2.32E-05          1.84E-06 Liver              3.29E-06          2.54E-06          2.05E-06          1.54E-04          6.54E-05          2.02E-06 Lung                2.92E-06          2.24E-06          1.82E-06          2.94E-05          1.40E-05          1.79E-06 Thyroid            2.87E-06          2.20E-06          1.79E-06          1.42E-05          7.76E-06          1.76E-06 T.Body              2.90E-06          2.23E-06          1.81E-06          2.41E-05          1.18E-05          1.78E-06
 
1  Distances are measured with respect to the reactor building vent.
2  Pathway designations are as follows, note not all these pathways exist at Pilgrim Station:
D = Deposition (Ground Plane)              I  = Inhalation            V = Vegetable Garden C = Cow Milk                                        G = Goat Milk            M = Meat 3  Doses are conservative since it is unlikely for vegetables to be grown outside or for animals to be fed on pasture during winter months.
 
Page 23 Table 4.2-E
 
Maximum Individual Organ Dose at Receptor Location -- mrem From Gaseous Release Period:  Jan-Dec 2023
 
Receptor:        Bound            Resident        Garden          Cow/Goat          Cow/Meat        Meat Direction:      WNW            S                    S                  W                  W                  S Distance1:        0.24km          2.22 km          3.44 km          3.75 km          5.17 km          3.82 km Pathway2:        DI              DI              DIV3            DIVCG3            DIVCM3          DIVM3 Age Class: Adult Bone                6.37E-07          4.73E-07          1.92E-05          4.57E-05          2.29E-05          2.21E-05 GI-LLI              2.37E-05          1.83E-05          5.48E-05          7.59E-05          5.08E-05          6.05E-05 Kidney              2.39E-05          1.84E-05          6.13E-05          9.42E-05          5.94E-05          6.72E-05 Liver              2.44E-05          1.88E-05          7.87E-05          1.36E-04          8.01E-05          8.73E-05 Lung                2.53E-05          1.95E-05          5.63E-05          8.11E-05          5.30E-05          6.13E-05 Thyroid            2.36E-05          1.82E-05          5.24E-05          7.30E-05          4.87E-05          5.69E-05 T.Body              2.41E-05          1.86E-05          6.98E-05          1.14E-04          6.94E-05          7.71E-05 Age Class: Teen Bone                8.75E-07          6.60E-07          3.05E-05          7.94E-05          3.81E-05          3.27E-05 GI-LLI              2.39E-05          1.84E-05          6.04E-05          8.72E-05          5.57E-05          6.33E-05 Kidney              2.42E-05          1.87E-05          7.17E-05          1.20E-04          7.09E-05          7.50E-05 Liver              2.49E-05          1.92E-05          9.86E-05          1.90E-04          1.04E-04          1.04E-04 Lung                2.62E-05          2.03E-05          6.46E-05          9.95E-05          6.14E-05          6.73E-05 Thyroid            2.38E-05          1.84E-05          5.79E-05          8.40E-05          5.37E-05          6.02E-05 T.Body              2.42E-05          1.87E-05          7.23E-05          1.21E-04          7.16E-05          7.58E-05 Age Class: Child Bone                1.17E-06          8.90E-07          7.15E-05          1.90E-04          9.00E-05          7.52E-05 GI-LLI              2.11E-05          1.62E-05          8.16E-05          1.23E-04          7.74E-05          8.46E-05 Kidney              2.14E-05          1.65E-05          1.02E-04          1.79E-04          1.04E-04          1.06E-04 Liver              2.21E-05          1.70E-05          1.49E-04          3.02E-04      1.62E-04          1.55E-04 Lung                2.30E-05          1.78E-05          8.90E-05          1.43E-04          8.70E-05          9.22E-05 Thyroid            2.10E-05          1.62E-05          7.99E-05          1.20E-04          7.61E-05          8.26E-05 T.Body              2.12E-05          1.63E-05          9.06E-05          1.48E-04          8.92E-05          9.40E-05 Age Class: Infant Bone                7.24E-07          5.42E-07          4.28E-07          2.13E-04          8.83E-05          4.22E-07 GI-LLI              1.21E-05          9.34E-06          7.58E-06          6.11E-05          3.33E-05          7.47E-06 Kidney              1.23E-05          9.50E-06          7.70E-06          1.27E-04          6.06E-05          7.59E-06 Liver              1.29E-05          9.93E-06          8.04E-06          3.10E-04          1.36E-04          7.93E-06 Lung                1.34E-05          1.03E-05          8.36E-06          8.81E-05          4.46E-05          8.23E-06 Thyroid            1.21E-05          9.33E-06          7.57E-06          6.02E-05          3.29E-05          7.46E-06 T.Body              1.22E-05          9.38E-06          7.61E-06          7.80E-05          4.03E-05          7.50E-06
 
1  Distances are measured with respect to the reactor building vent.
2  Pathway designations are as follows, note not all these pathways exist at Pilgrim Station:
D = Deposition (Ground Plane)              I  = Inhalation            V = Vegetable Garden C = Cow Milk                                        G = Goat Milk            M = Meat 3  Doses are conservative since it is unlikely for vegetables to be grown outside or for animals to be fed on pasture during winter months.
 
Page 24 4.3      Doses From Liquid Effluent Releases
 
Liquid effluent release data presented in Tables 2.3-A and 2.3-B were used as input to the dose assessment computer program to calculate radiation doses. The maximum individual doses resulting from radionuclides released in liquid effluents are presented in Tables 4.3-A through 4.3-E. These tables cover the individual calendar quarters and the total calendar year, respectively.
 
Tables 4.3-A through 4.3-E summarize the maximum total body and organ doses for the adult, teen, and child age classes resulting from the major liquid exposure pathways. NRC Regulatory Guide 1.109 does not recognize the infant age class as being exposed to the liquid effluent pathways.
Therefore, doses for this age class are not included in any of the tables.
 
It should be noted that doses calculated for the entire year might not equal the sum of the doses for the individual quarters. Doses from liquid effluents are based on the concentration (activity divided by volume) of radionuclides released in the effluent, as prescribed by the NRC in Regulatory Guide 1.109.
If a larger proportion of activity is released with a relatively smaller volume of dilution water during a given quarter, the resulting concentration for that quarter will be higher than concentrations from other quarters. This will result in a proportionally higher dose for that quarter. However, when that quarters activity values are included in the annual sum, and divided by the total annual dilution flow, the resulting dose contribution will be smaller. In such a situation, the annual dose will actually be less than the sum of the individual quarterly doses.
 
There were no liquid Effluent releases from PNPS during 2023, therefore the Radioactivity released in liquid effluents from PNPS during the reporting period resulted in a maximum total body dose (teen age class) of 0.00 mrem. The maximum organ dose (teen age class, Liver) was 0.00 mrem.
 
Page 25 Table 4.3-A
 
Maximum Individual Organ Doses -- mrem From Liquid Release Period:  Jan-Mar 2023
 
Age Class Organ Dose - mrem
* Organ                Adult              Teen              Child Bone                  N/A                  N/A                  N/A GI-LLI                N/A                  N/A                  N/A Kidney                N/A                  N/A                  N/A Liver                  N/A              N/A                  N/A Lung                  N/A                  N/A                  N/A Thyroid                N/A                  N/A                  N/A T.Body                N/A              N/A                  N/A
 
Table 4.3-B
 
Maximum Individual Organ Doses -- mrem From Liquid Release Period:  Apr-Jun 2023
 
Age Class Organ Dose - mrem Organ                Adult            Teen              Child Bone                  N/A                  N/A                  N/A GI-LLI                N/A                  N/A                  N/A Kidney                N/A                  N/A                  N/A Liver                  N/A                  N/A          N/A Lung                  N/A                  N/A                  N/A Thyroid                N/A                  N/A                  N/A T.Body                N/A                  N/A          N/A
 
Page 26 Table 4.3-C
 
Maximum Individual Organ Doses -- mrem From Liquid Release Period:  Jul-Sep 2023
 
Age Class Organ Dose - mrem Organ                Adult              Teen              Child
 
Bone                  N/A              N/A              N/A GI-LLI                N/A              N/A              N/A Kidney                    N/A                  N/A                  N/A Liver                N/A              N/A              N/A Lung                      N/A                  N/A                  N/A Thyroid              N/A              N/A              N/A T.Body                    N/A                  N/A      N/A
 
Table 4.3-D
 
Maximum Individual Organ Doses -- mrem From Liquid Release Period:  Oct-Dec 2023
 
Age Class Organ Dose - mrem
* Organ                Adult              Teen              Child
 
Bone                      N/A                  N/A                  N/A GI-LLI                N/A              N/A              N/A Kidney                N/A              N/A              N/A Liver                      N/A                  N/A                  N/A Lung                  N/A              N/A              N/A Thyroid                  N/A                  N/A                  N/A T.Body                N/A              N/A              N/A
 
Page 27 Table 4.3-E
 
Maximum Individual Organ Doses -- mrem From Liquid Release Period:  Jan-Dec 2023
 
Age Class Organ Dose - mrem
* Organ                Adult              Teen              Child Bone                  N/A                  N/A                  N/A GI-LLI                N/A                  N/A                  N/A Kidney                N/A                  N/A                  N/A Liver                  N/A                  N/A            N/A Lung                  N/A                  N/A                  N/A Thyroid                N/A                  N/A                  N/A T.Body                N/A                  N/A            N/A
 
Page 28 5.0      OFFSITE AMBIENT RADIATION MEASUREMENTS
 
The PNPS ODCM does not contain control limits related specifically to offsite ambient radiation exposure. However, Regulatory Guide 1.21 (Reference 1) recommends calculation of ambient radiation exposure as part of the overall assessment of radiological impact on man.
 
Thermoluminescent dosimeters (TLDs) are posted at 46 locations both inside and beyond the PNPS site boundary. A number of these TLDs located within the site boundary, on Holtec property, are in close proximity to the restricted area. The TLDs are collected on a quarterly basis and used to calculate the ambient radiation exposure in milliRoentgen (mR) over the exposure period. These TLDs are grouped into four zones of increasing distance from the station. Average exposure values for each of these zones were calculated for each calendar quarter and the total year. The average exposure values (mR) for the four zones are presented in Table 5.0.
 
In addition to responding to ambient radiation exposure, TLDs will also record radiation resulting from noble gases (plume and immersion exposure), particulate materials deposited on the ground, cosmic rays from outer space, and from naturally-occurring radioactivity in the soil and air. Typically, the exposure from cosmic rays and other natural radioactivity components is approximately 40 to 70 mR/year. As calculated in Sections 4.1 and 4.2 of this report, the ambient radiation component of doses from PNPS effluent emissions are below 1 mrem/yr and would not be discernible above the natural radiation exposure levels.
 
The major source of ambient radiation exposure from PNPS include radiation emitted from contained radioactive materials and/or radwaste at the facility. Despite these sources of ambient radiation exposure at PNPS, increases in exposure from ambient radiation are typically not observable above background levels at locations beyond station controlled property.
 
The average exposure values presented in Table 5.0 appear to indicate a decrease in ambient exposures in Zone 1 from the previous years, those TLDs within 2 miles of PNPS. Most of this decrease is due to the removal of structures and components near TLD locations on station property in close proximity to the station proper. For example, the annual exposure at TLD location (BLE),
located at the East Boat Launch near the PNPS Trash Compaction Facility (TCF), was 148.6 mR for the previous reporting year of 2022  This location was immediately adjacent to the station proper and overlooked the radiological waste building. This area which once housed type A waste containers and other rad components, was demolished in 2023 resulting in an annual total of only 83 mR. When the near-site TLDs (those located within 0.6 km of the Reactor Building) are removed from the calculation of averages, the mean annual exposure in Zone 1 falls from 76.2 +/- 34.2 mR/yr to 64.3 +/- 9.2 mR/yr.
Such a corrected dose is not statistically different from the Zone 4 (interim) average of 67.0 +/- 3.8 mR/yr, and is indicative of natural background radiation.
 
Although the annual exposure at TLD location BLE was 71.2 mR above the average Zone 4 exposure, members of the general public do not continuously occupy this area. When adjusted for such occupancy, a hypothetical member of the public who was at this location for 40 hours per year would only receive an incremental dose of 0.33 mrem over natural background radiation levels. At the nearest residence 0.8 kilometers (0.5 miles) southeast of the PNPS Reactor Building, the annual exposure was calculated as being 59.8 +/- 2.4 mR (based on continuous occupancy at this location),
which is even lower than the Zone 4 annual average background radiation level of 77.4 +/- 7.0 mR.
 
Page 29 During 2023 Pilgrim Station was actively moving irradiated material to the old Independent Spent Fuel Storage Installation (ISFSI) located within the protected area immediately west of the PNPS Reactor Building, though not as much activity as the spent fuel canisters, it is not to be discounted. Three TLDs were installed at the beginning of 2016 to monitor any incremental dose from this facility/area.
TLD ISF-1 was located on Rocky Hill Road 0.35 km (0.21 mi) southwest of the reactor building. The annual exposure at this location was calculated as being 76.2 +/- 3.3 mR (based on continuous occupancy at this location), or 9.3 mR above the Zone 4 (interim) average of 67.0 mR. However, the area is not continuously occupied, and when corrected for an exposure time of 365 hours/year, the estimated exposure to a person walking along this section of Rocky Hill Road would be 0.38 mR/year.
 
It must be emphasized that the projected ambient exposures discussed above and on the previous page  are  calculated  to  occur  to  a  maximum-exposed  hypothetical  individual. Even  though conservative assumptions are made in the projection of these dose consequences, all of the projected doses are well below the NRC dose limit of 100 mrem/yr specified in 10CFR20.1301, as well as the EPA dose limit of 25 mrem/yr specified in 40CFR190. Both of these limits are to be applied to real members of the general public, so the fact that the dose to the hypothetical maximum-exposed individual is within the limits ensures that any dose received by a real member of the public would be smaller and well within any applicable limit.
 
Table 5.0
 
Average TLD Exposures By Distance Zone During 2023
 
Average Exposure    Standard Deviation:  mR/period Exposure            Zone 1*            Zone 2              Zone 3              Zone 4 Period            0-3 km              3-8 km            8-15 km              >15 km Jan-Mar            21.8 +/- 15.0            16.9 +/- 1.2          Removed ***          16.9 +/- 1.2 Apr-Jun          18.5 +/- 5.4          17.3 +/- (1)        Removed ***          17.25 +/- (1)
Jul-Sep          18.0 +/- 4.0          16.3 +/- 1.2        Removed ***          16.3 +/- 1.2 Oct-Dec              17.9 +/- 4.0            16.8 +/- 1.4          Removed ***          16.8 +/- 1.5 Jan-Dec          76.2 +/- 34.2        67.0 +/- 3.8        Removed ***          67.0 +/- 3.8
* Zone 1 extends from the PNPS restricted/protected area boundary outward to 3 kilometers (2 miles), and includes several TLDs located within the site boundary.
 
**  When corrected for TLDs located within the site boundary, the Zone 1 annual average is calculated to be 64.3  9.2 mR/yr.
 
*** TLDs beyond 3 km (with the exception of Manomet Elementary, Manomet Substation, and control locations) were removed from the REMP program in revision 15 of the ODCM.
 
(1)  Note: No Standard Deviation due to lack of data points.
 
Page 30 6.0      PERCENT OF ODCM EFFLUENT CONTROL LIMITS
 
The PNPS ODCM contains dose and concentration limits for radioactive effluents. In addition, the effluent controls specified ensure that radioactive releases are maintained as low as reasonably achievable. The percentage of the PNPS ODCM Control limit values were determined from doses calculated in Section 4, the effluent releases summarized in Section 2, and the ODCM Control limits/objectives listed in Tables 6.1 and 6.2.
 
The percent of applicable control limit values are provided to supplement the information provided in the Section 2 of this report. The format for the percent of applicable limits is modified from that prescribed  in  Regulatory  Guide  1.21 (Reference  1) to  accommodate  the  Radioactive  Effluents Technical Specifications (RETS) that became effective March 01, 1986. The percentages have been grouped according to whether the releases were via liquid or gaseous effluent pathways.
 
6.1      Gaseous Effluent Releases
 
Dose-based  effluent  controls  related  to  exposures  arising  from  gaseous  effluent  releases  are presented in Table 6.1. The maximum quarterly air doses and annual whole body doses listed in Table 4.1 were used to calculate the percentage values shown in Table 6.1.
 
Organ dose limits for the maximum-exposed individual from radioactive particulates and tritium from the PNPS ODCM are also shown in Table 6.1. The maximum quarterly and annual organ doses from Tables 4.2-A through 4.2-E were used to calculate the percentages shown in Table 6.1. The resulting organ doses from Pilgrim Stations gaseous releases during 2023 were a small percentage of the corresponding effluent control. As stated in previous sections there are no longer any monitored Noble Gasses released from PNPS. The 3.3.1 and 3.3.2 sections in the ODCM that listed the dose controls for Noble Gas releases have been removed and therefore have also been removed from this report.
Gaseous Effluent releases consist of particulates and tritium as seen in the table below.
 
Page 31 Table 6.1
 
Percent of ODCM Effluent Control Limits for Gaseous Effluent Releases During 2023
 
A.                  Instantaneous Dose Rate Limit - Particulates & Tritium PNPS ODCM Control 3.3.1.b Limit:  1500 mrem/yr Organ Dose
 
Period                        Value - mrem/yr                    Fraction of Limit Jan -Dec                          3.10E-04                          2.06E-03%
 
H.        Quarterly Dose Objective - Particulates & Tritium PNPS ODCM Control 3.3.3.a Objective:  7.5 mrem Organ Dose
 
Period                          Value - mrem                      Fraction of Limit Jan -Mar                          2.32E-05                          3.09E-04%
Apr-Jun                                      7.57E-05                                    1.01E-03%
Jul -Sep                          7.86E-05                          1.05E-03%
Oct-Dec                            1.54E-04                          2.05E-03%
 
I.        Annual Dose Objective - Particulates & Tritium PNPS ODCM Control 3.3.3.b Objective:  15 mrem Organ Dose
 
Period                        Value - mrem/yr                    Fraction of Limit Jan-Dec                            3.10E-04                          2.06E-03%
 
Page 32 6.2      Liquid Effluent Releases
 
Liquid effluent concentration limits and dose objectives from the PNPS ODCM are shown in Table 6.2.
The  quarterly  average  concentrations  from  Table  2.3-A  were  used  to  calculate  the  percent concentration limits. The maximum quarterly and annual whole body and organ doses from Tables 4.3-A through 4.3-E were used to calculate the percentages shown in Table 6.2. The resulting concentrations, as well as organ and total body doses from Pilgrim Stations liquid releases during the reporting period were zero as there were no radioactive liquid discharges in 2023.
 
Page 33 Table 6.2
 
Percent of ODCM Effluent Control Limits for Liquid Effluent Releases During 2023
 
A.        Fission and Activation Product Effluent Concentration Limit PNPS ODCM Control 3.2.1 Limit:  10CFR20 Appendix B, Table 2, Column 2 Value
 
Period                            Value - Ci/mL                        Fraction of Limit Jan  -Mar                                N/A                                    N/A Apr-Jun                                          N/A                                              N/A Jul-Sep                                  N/A                                    N/A Oct-Dec                                          N/A                                              N/A Jan  -Dec                                N/A                                    N/A
 
B.        Tritium Average Concentration Limit PNPS ODCM Control 3.2.1 Limit:  1.0E-03 Ci/mL
 
Period                            Value - Ci/mL                        Fraction of Limit Jan-Mar                                          N/A                                              N/A Apr-Jun                                  N/A                                    N/A Jul-Sep                                  N/A                                    N/A Oct-Dec                                          N/A                                              N/A Jan  -Dec                                N/A                                    N/A
 
C.        Dissolved and Entrained Noble Gases Concentration Limit PNPS ODCM Control 3.2.1 Limit: 2.0E-04 Ci/mL
 
Period                            Value - Ci/mL                        Fraction of Limit Jan-Mar                                          N/A                                              N/A Apr-Jun                                  N/A                                    N/A Jul-Sep                                          N/A                                              N/A Oct-Dec                                  N/A                                    N/A Jan  -Dec                                N/A                                    N/A
 
Page 34 Table 6.2 (continued)
 
Percent of ODCM Effluent Control Limits for Liquid Effluent Releases During 2023
 
D.        Quarterly Total Body Dose Objective PNPS ODCM Control 3.2.2.a Objective:  1.5 mrem Total Body Dose
 
Period                            Value - mrem                        Fraction of Limit Jan -Mar                                N/A                                  N/A Apr-Jun                                          N/A                                              N/A Jul -Sep                                N/A                                  N/A Oct-Dec                                          N/A                                              N/A
 
E.        Annual Total Body Dose Objective PNPS ODCM Control 3.2.2.b Objective:  3 mrem Total Body Dose
 
Period                            Value - mrem                        Fraction of Limit Jan -Dec                                N/A                                  N/A
 
F.        Quarterly Organ Dose Objective PNPS ODCM Control 3.2.2.a Objective:  5 mrem Organ Dose
 
Period                            Value - mrem                        Fraction of Limit Jan -Mar                                N/A                                  N/A Apr-Jun                                          N/A                                              N/A Jul -Sep                                N/A                                  N/A Oct-Dec                                N/A                                  N/A
 
G.      Annual Organ Dose Objective PNPS ODCM Control 3.2.2.b Objective:  10 mrem Organ Dose
 
Period                            Value - mrem                        Fraction of Limit Jan -Dec                                N/A                                  N/A
 
Page 35 7.0      RADIOACTIVE WASTE DISPOSAL DATA
 
Radioactive wastes that were shipped offsite for processing and disposal during the reporting period are described in Table 7.0, in the standard NRC Regulatory Guide 1.21 format.
 
The total quantity of radioactivity in Curies and the total volume in cubic meters are summarized in Table 7.0 for the following waste categories:
* Spent resins, filter sludges, and evaporator bottoms;
* Dry activated wastes, contaminated equipment, etc.;
* Irradiated components, control rods, etc.; and,
* Other.
 
During the reporting period approximately 83.5        cubic meters of spent resins, filter sludges, etc.,
containing a total activity of approximately 165 Curies were shipped from PNPS for processing and disposal. Dry activated wastes and contaminated equipment shipped during the period totaled 903 cubic meters and contained 6.29 Curies of radioactivity. Shipments of irradiated components during the reporting period contained 54.7 cubic meters and contained 154 Curies of radioactivity.. Shipments of Other wastes during the reporting period included 884 cubic meters and contained 3.20 Curies of radioactivity. There were no shipments of irradiated fuel during the reporting period.
 
Estimates of principal radionuclides, those comprising greater than 1% of the total activity in each waste  category  shipped, are  listed in  Table  7.0. There were  30 shipments to Waste  Control Specialists, Compact Waste Disposal Facility and 38 shipments to Waste Control Specialists, TSD Facility.
 
Page 36 Table 7.0 Pilgrim Nuclear Power Station Annual Radioactive Effluent Release Report Solid Waste and Irradiated Fuel Shipments January-December 2023
 
A. SOLID WASTE SHIPPED OFFSITE FOR BURIAL OR DISPOSAL (Not irradiated fuel)
: 1. Estimate of volume and activity content by type of waste Jan-Dec 2021 Type of waste                                        Volume - m3                      Curies                  Total Error
: a. Spent resins, filters, filter sludges,                            8.35E+01                      1.65E+02                  25%
evaporator bottoms, etc.
: b. Dry activated waste, contaminated                                  9.03E+02                      6.29E+00                  25%
equipment, etc.
: c. Irradiated components, control rods, etc.                        5.47E+01                      1.54E+02                  25%
: d. Other (describe):                                                              8.84E+02          3.20E+00                  25%
: 2. Estimate of major nuclide composition by type of waste Type of waste                                        Radionuclide                  Abundance              Total Error
: a. Spent resins, filters, filter sludges,                                    Mn-54                            2.19%          25%
evaporator bottoms, etc.                                                    Fe-55                            65.07%      25%
Co-60                            23.92%  25%
Ni-63                            2.17%  25%
Zn-65                            3.23%  25%
Cs-137                            2.88%  25%
: b. Dry activated waste, contaminated                                    Mn-54                            1.04%                25%
equipment, etc.                                                                    Fe-55                            82.36%  25%
Co-60                          15.11%  25%
Ni-63                            1.42%  25%
Mn-54                            6.02%                25%
: c. Irradiated components, control rods, etc.                            Fe-55                            52.54%              25%
Co-60                            37.61%              25%
Ni-63                            3.18%              25%
Fe-55                        52.8%                    25%
: d. Other (describe): Contaminated oil and water                          Co-60                      36.17%                    25%
Ni-63                              9.9%              25%
1  Major is defined as any radionuclide comprising >1% of the total activity in the waste category.
: 3. Solid Waste Disposition Number of Shipments                    Mode of Transportation                                      Destination 30                            Goulet Trucking, Inc                        Waste Control Specialists, LLC TSD Facility 24                                INTERSTATE VENTURES                      Waste Control Specialists, LLC Compact Waste Disposal Facility 6                                INTERSTATE VENTURES                    Waste Control Specialists, LLC TSD Facility 6                                        Landstar Ranger            Waste Control Specialists, LLC (CWF)
Conpact Waste Disposal Facility 2                                        Landstar Ranger            Waste Control Specialists, LLC (TSDF)
TSD Facility
 
B. IRRADIATED FUEL SHIPMENTS & DISPOSITION
 
Number of Shipments                    Mode of Transportation                                      Destination None                                                N/A                                                            N/A
 
Page 37 8.0      OFFSITE DOSE CALCULATION MANUAL REVISIONS
 
The PNPS Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) was revised one time during the calendar year of 2023. A full copy of the ODCM is attached to this report with revision changes noted.
 
9.0      PROCESS CONTROL PROGRAM REVISIONS
 
The following list summarizes changes made during 2023 to various procedures related to the Process Control Program (PCP). Any changes made to EN procedures were not adopted by PNPS following the shutdown of the plant at the end of May 2019.
 
EN-RW-103, Radioactive Waste Tracking Procedure Rev 5:
 
Effective Jul 2023 Procedure retired EN-RW-104, Scaling Factors Rev 15:
 
Effective Dec 2023 Revision to recommendations of REE 11-007 Addendum 41 10CFR61 Waste Stream Sampling Frequencies.
Notes added to Sections 5.1, 5.3 and 5.5 regarding transition decommissioning uses decay-correction of existing waste stream data.
Removed several gross chemistry measurements in Section 5.4, no longer applicable for non-operating plant.
This procedure already has a PAD Exclusion on a previous revision which is unaffected by this revision.
 
EN-RW-101, Radioactive Waste Management Rev 4:
 
No changes
 
EN-RW-102, Radioactive Shipping Procedure, Rev. 23:
 
No changes EN-RW-105, Process Control Program Rev 7:
 
No changes
 
EN-RW-106, Integrated Transportation Security Plan:
 
No changes
 
EN-RW-108, Radioactive Shipment Accident Response:
 
No changes
 
Page 38
 
==10.0    REFERENCES==
: 1. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Measuring, Evaluating, and Reporting Radioactivity in Solid Wastes and Releases of Radioactive Materials in Liquid and Gaseous Effluents from Light-Water Cooled Nuclear Power Plants, Regulatory Guide 1.21, Revision 1, June 1974.
: 2. Pilgrim Nuclear Power Station Offsite Dose Calculation Manual.
: 3. U.S. Nuclear  Regulatory  Commission,  Calculation  of  Annual  Doses  to  Man  from  Routine Releases of Reactor Effluents for the Purpose of Evaluating Compliance with 10CFR50  Appendix I, Regulatory Guide 1.109, Revision 1, October 1977.
: 4. U.S. Nuclear  Regulatory  Commission,  Methods  for  Estimating  Atmospheric  Transport  and Dispersion  of  Gaseous  Effluents  in  Routine  Releases  from  Light-Water-Cooled  Reactors, Regulatory Guide 1.111, July 1977.
: 5. Boston Edison Company, Pilgrim Station Unit 1 Appendix I Evaluation, April 1977.
: 6. Entech Engineering Inc., P100-R19, "AEOLUS A Computer Code for the Determination of Atmospheric Dispersion and Deposition of Nuclear Power Plant Effluents During Continuous, Intermittent  and  Accident  Conditions  in  Open-Terrain  Sites,  Coastal  Sites  and  Deep-River Valleys".
: 7. U.S. Nuclear Regulatory Commission, XOQDOQ: Computer Program for the Meteorological Evaluation of Routine Effluent Releases at Nuclear Power Stations, NUREG/CR2919, September 1982.
 
Page 39 APPENDIX A
 
Results of Onsite Groundwater Monitoring Program
 
In response to the Nuclear Energy Institute (NEI) Groundwater Protection Initiative, Pilgrim Station instituted a groundwater monitoring program during 2007. Four monitoring wells were installed inside the protected area fence during the fourth quarter of 2007. The first samples were collected in November 2007. Since these are onsite wells, they are not considered part of the Radiological Environmental Monitoring Program (REMP), and data from these wells are being reported in the annual Radiological Effluent Release Report. Two pre-existing wells were incorporated into the groundwater monitoring program in early 2008. Additional wells were added to the program in 2010 (12 wells), 2011 (2 wells), 2012 (1 well), 2013 (3 wells), and 2014 (1 well). A total of 23 wells are being sampled on a routine basis.
 
In addition to sampling the onsite monitoring wells, samples of surface water are collected from a location in the PNPS Intake Canal. These locations are along the shoreline in the same direction as the groundwater flow gradient.
 
All samples collected are analyzed for tritium, a radioactive isotope of hydrogen, and also for gamma emitting radionuclides. In accordance with industry practice established under the NEI initiative, lower limits of detection (LLDs) used for analysis of REMP samples were used when assessing these samples for the presence of radioactivity. Low levels of tritium were detected in only 2 of the 23 onsite wells. Although gamma spectroscopy indicated the presence of naturally-occurring radioactivity, such as Potassium-40 and radon daughters from the uranium/thorium decay chains, there was no indication of any plant-related radioactivity in the groundwater samples, other than tritium. Such levels of natural radioactivity are expected as these radionuclides are dissolved into the groundwater from the rocks and  soil. The  fact  that  these  low  levels  of  naturally-occurring  radioactivity  can  be  detected demonstrates the ability of the gamma spectroscopy analyses to detect radioactivity in groundwater.
Analyses are also performed for hard-to-detect radionuclides, including Iron-55, Nickel-63, Strontium-89, and Strontium-90 on a less frequent basis. These hard-to-detect radionuclides were also non-detectable in all of the wells sampled and analyzed during 2023.
 
A summary of the results of the tritium analyses conducted in 2023 are presented in the following table. In this table, a value of NDA < xx in the columns indicates that no activity was detected in the sample when analyzed to the minimum-detectable level following the < sign. For example, if a sample  collected  from  MW201  contained  no  detectable  tritium,  and  a  minimum  detectable concentration of 508 pCi/L was achieved on that sample. The achieved sensitivity of 508 pCi/L is well below the required REMP LLD of 3000 pCi/L, and no tritium was detected even when counted to this more sensitive level of detection. No plant-related radioactivity (other than tritium) was detected in any of the monitoring wells, and no tritium or plant-related radioactivity was detected in surface water samples collected from the intake canal.
 
Page 40
 
Installation    Number of        Number of            Minimum                  Maximum Monitoring Well ID          Date          Samples          Positive          Concentration            Concentration Results                pCi/L                    pCi/L MW201              Nov-2007              4                      0                    NDA < 177                NDA< 648 MW202              Nov-2007              4                      0                    NDA<189                  NDA<621 MW202-I            Apr-2010              4                      0                    NDA < 188                  NDA< 625 MW203              Nov-2007            Well decommissioned in 2013 during construction of ISFSI pad MW204              Nov-2007              4                      0                    NDA< 178                  NDA<639 MW205              Apr-2010              4                      0                    NDA< 176                  NDA<639 MW206              Apr-2010              4                      0                    NDA < 181                  NDA<642 MW207              Apr-2010              4                      0                    NDA < 493                  NDA< 639 MW208-S            Apr-2010              4                      0                    NDA < 493                NDA < 632 MW208-I            Apr-2010              4                      0                    NDA < 481                NDA < 641 MW209              Aug-2010              4                      0                    NDA< 176                  NDA<653 MW210              Aug-2010              4                      0                    NDA< 184                  NDA<635 MW211              Aug-2010              4                      0                    NDA<495                  NDA<645 MW212              Aug-2010              4                      0                    NDA< 187                  NDA< 635 MW213              Aug-2010              4                      0                    NDA< 182                  NDA<626 MW214              Aug-2010              4                      0                    NDA< 488                  NDA<628 MW215              Dec-2011              4                      0                    NDA<184                  NDA<639 MW216              Sep-2012              4                      1                    NDA<507                        467 MW217              Dec-2011              4                      0                    NDA< 493                  NDA< 630 MW218              Nov-2013              4                      1                    NDA<506                        585 MW219              Dec-2013              4                      0                    NDA< 192                  NDA<631 MW220              Dec-2014              4                      0                    NDA< 187                  NDA<626 MW3                Jul-1987              4                      0                    NDA< 181                  NDA< 628 MW4                Jul-1997                Well decommissioned in 2013 during installation of MW4R MW4-R              Nov-2013              4                      0                    NDA< 498                  NDA<628 All Wells                    --                  92                    2                    NDA < 176                      585
 
Intake Canal West            --                    4                      0                    NDA < 401                NDA <632 Intake Canal East            --          Discontinued sampling in 2016 for sampling safety concerns
 
Concentrations of tritium detected in the onsite wells ranged from non-detectable at less than 176 pCi/L, up to a maximum concentration of 585 pCi/L. The average quarterly concentrations from these onsite wells are well below the voluntary communication reporting level of 20,000 pCi/L as established by the EPA Drinking Water Standard. Although the EPA Standard provides a baseline for comparison, no drinking water sources are affected by this tritium. All of the affected wells are onsite, and the general groundwater flow pathway is under Pilgrim Station and out into the salt water of Cape Cod Bay. As such, there is no potential to influence any off-site drinking water wells. Even if worst-case assumptions were made and the water from monitoring well with an average concentration of 3,246 pCi/L was consumed as drinking water for an entire year, the maximum dose consequence would be less than 0.25 mrem/yr. In actuality, any dose consequence would be much less than this, as any tritium-laden water potentially leaving the site would be diluted into the seawater of Cape Cod Bay before being incorporated into any ingestion pathways. No drinking water ingestion pathway exists at the Pilgrim Station site.
 
Page 41 Although there are no indications that the groundwater containing detectable tritium is actually migrating offsite, a bounding calculation was performed to assess the potential dose impact of such a scenario. Based on the tritium concentrations detected during 2023 (as actual values instead of less then MDA values), the annual average concentrations of tritium in groundwater in the four monitoring wells most closely adjacent to the shoreline (MW204, MW205, MW202, and MW201) were used to estimate potential tritium migration into the intake bay. Hydrological characteristics of the compacted backfill in the vicinity of these wells were measured in 2010 and indicate the hydraulic conductivity ranges from 0.002 cm/sec to approximately 0.006 cm/sec. When coupled with the hydraulic slope of 0.014 and average porosity of 0.3, the flow velocity was calculated as being between 0.08 and 0.23 meters per day. Using an assumed horizontal shoreline interface area 236 meters long by 3 meters deep  that  could  potentially  transmit  groundwater  into  the  intake  bay,  the  annual  discharge  of groundwater would be approximately 12.5 million Liters of water per year. Assuming this volume of 12.5 million liters contained the segment-weighted average concentration of 468 pCi/L, the annual discharge of tritium into the intake bay under this hypothetical scenario would be 0.00585 Curies. This activity represents less than 0.15% of the annual airborne effluent of tritium released from the reactor building vent (see Table 2.2-C). Such airborne effluents can be washed down to the ground surface during  precipitation  events  and  infiltrate  into  the  ground,  thereby  introducing  tritium  into  the groundwater.
 
In the hypothetical scenario described above, the 0.00585 Curies of tritium entering the intake bay would be further diluted into the cooling water flow of the plant. As documented in Table 2.3-A, the total  volume  of  cooling  water  flow  during  2023  was  1.04  billion  Liters,  yielding  an  effective concentration of tritium in the intake bay of approximately 5.76 pCi/L. Such a concentration would be well below the detection sensitivity of approximately 450 pCi/L used to analyze water collected from the discharge canal as part of the radiological environmental monitoring program (REMP). The calculated dose to the maximum-exposed member of the public from such a hypothetical release would be 0.0000033 millirem, resulting from ingestion of tritium incorporated into fish and shellfish.
Since the tritium would be incorporated into seawater, there is no drinking water ingestion pathway in the described scenario.
 
The following table lists the hydrological characteristics in the vicinity of each of the monitoring wells used to estimate tritium migration. Predicted flow velocities, annual discharge volumes, average tritium concentrations, and hypothetical tritium discharges are listed for each shoreline segment represented by each monitoring well.
 
Page 42 Shoreline Segment Number                                    1                        2                        3                        4 Monitoring Well Number                                    MW204              MW205              MW202              MW201 Hydraulic Conductivity - cm/sec                        1.99E-03            4.27E-03            3.13E-03            5.64E-03 Hydraulic Slope                                                    0.014                0.014                0.014                0.014 Porosity                                                                0.300                0.300                0.300                0.300 Flow Velocity - m/day                                        8.02E-02            1.72E-01            1.26E-01            2.27E-01 Flow Velocity - ft/yr                                            9.61E+01          2.06E+02          1.51E+02          2.72E+02 Length of Shoreline Segment - m                        61.0                  38.1                  45.7                  91.4 Thickness of Water Layer - m                              3.0                    3.0                    3.0                    3.0 Volumetric Discharge    - m3/day                        4.40E+00          5.90E+00          5.19E+00          1.87E+01 Volumetric Discharge    - Liter/yr                        1.61E+06          2.16E+06          1.90E+06          6.84E+06 Annual Average H-3 Concentration - pCi/L            4.85E+02          4.92E+02          4.78E+02          4.85E+02 Annual Segment Tritium Discharge - Ci/yr            7.79E-04          1.06E-03          9.06E-04          3.32E-03 Total Volumetric Discharge - L/yr                                                              1.25E+07 Total H-3 Discharge - Ci/yr                                                                        6.06E-03 Annual Circulating Water Flow - Liter/yr                                                    1.04E+09 Discharge Canal H-3 Concentration - Ci/L                                        5.76E-12 Discharge Canal H-3 Concentration -                                              5.76E+00 pCi/L Max. Indiv. Dose Factor - mrem/yr per Ci/L                                      5.73E+05 Maximum Individual Dose - mrem/yr                                                        3.30E-06
 
In conclusion, the only radionuclide detected in groundwater during the 2023 monitoring effort that is attributable to Pilgrim Station operations is tritium. Although some previous soil samples near the separation in the underground discharge line from the neutralizing sump years ago indicated the presence of low-level gamma radioactivity, such activity has not been detected in the groundwater and indicates the radioactivity is immobile and confined to the soil. Even in the case of the three reportable events that occurred in 2013 and subsequent sample results in 2016, the total dose impact to a maximally-exposed member of the public would have been much less than 1 mrem/yr.
 
Page 43 APPENDIX B
 
CORRECTIONS TO PREVIOUS EFFLUENT REPORTS
 
There were no corrections made to the previous effluent (ARERR) report during the calendar-year of 2023.
 
Page 44 APPENDIX C
 
CHANGES TO PNPS OFFSITE DOSE CALCULATION MANUAL
 
The PNPS Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) was revised once during calendar year 2023.
The changes are as listed below:
 
In summary the ODCM was revised to add 3 new TLDs to the program located on the edge of the upper parking lot ISFSI PAD area.
 
DOCUMENT REV.                                                                                    SECTION NO.                      IDENTIFICATION OF CHANGE                                    AND PAGE 17 Updated the total number of program TLDs in TABLE 3.5-1                        3/4 -20 Added Upper Parking Lot 1    -3 TLDs to TABLE 3.5-2                              3/4 -23 Added Upper Parking Lot 1    -3 TLDs to FIGURE 3.5-2                            3/4-26 to 27
 
Page 45 APPENDIX D
 
ISFSI Radiological Effluent Reporting
 
This section of the report until 2023 was reported and submitted to the NRC in a separate effort. Like many other sites, the spent fuel storage facility onsite at PNPS required its own effluent reporting.
The information is now and will remain a part of the Annual Radiological Effluent Release Report (ARERR).
 
The HI-STORM 100 Cask system that holds spent fuel and other irradiated parts does not create radioactive materials or have any radioactive waste treatment systems. Therefore, specific operating procedures for the control of radioactive effluents are not required. The HI-STORM 100 Cask System is designed and fabricated with a totally sealed-welded pressure vessel such that leakage from the confinement boundary is not considered to be a creditable occurrence.
 
Therefore, there were no radionuclides released to the environment in liquid or gaseous effluents from the ISFSI at PNPS during 2023. Without a release there is no dose consequence.
 
Page 46
 
PNPS-ODCM Rev. 17 RECORD OF DOCUMENT CHANGES
 
DOCUMENT REV.                                                                                                        SECTION NO.                              IDENTIFICATION OF CHANGE                                                  AND PAGE 17 Updated the total number of program TLDs in TABLE 3.5-1                                          3/4 -20 Added Upper Parking Lot 1-3 TLDs to TABLE 3.5-2                                                3/4 -23 Added Upper Parking Lot 1          -3 TLDs to FIGURE 3.5-2                                        3/4-26 to 27
 
16        Added definition of Site Boundary as found in NUREG 1302, changed                              2.2 reference of FSAR figure 1.6        -1 to site drawing C1290A.
Changed RBV System and Sample flow from daily to weekly                                          3/4-7 Updated the total number of program TLDs                                                      3/4-20 Removed ISFSI-3 TLD location from Table 3.5                -1                                    3/4-23 Removed ISFSI-3 TLD location from figure 3.5-2                                                3/4-26 to 27 Added Reference 32- PNPS Site Drawing C1290A- Site Radiological                              13-2 Dosimetry Strategy
 
ii PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE OF CONTENTS
 
SECTION                                                          TITLE                                                      PAGE
        --            RECORD OF DOCUMENT CHANGES                                                      ii
        --            Deleted                                                                                                        iii
        --            TABLE OF CONTENTS                                                                              iv
        --            LIST OF FIGURES                                                                                    vii
        --            LIST OF TABLES                                                                                      viii
 
==1.0                    INTRODUCTION==
1-1
 
2.0                    DEFINITIONS                                                                                            2-1
 
3/4.0                EFFLUENT AND ENVIRONMENTAL CONTROLS                                3/4-1 3/4.1                INSTRUMENTATION                                                                              3/4-2 3/4.1.1              Radioactive Liquid Effluent Instrumentation                                            3/4-2 3/4.1.2              Radioactive Gaseous Effluent Instrumentation                                        3/4-5
 
3/4.2                RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENTS                                                    3/4-10 3/4.2.1              Liquid Effluents Concentration                                                                3/4-10 3/4.2.2              Dose - Liquids                                                                                          3/4-12 3/4.2.3              Liquid Radwaste Treatment                                                                    3/4-13
 
3/4.3                RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENTS                                              3/4-15 3/4.3.1              Gaseous Effluents Dose Rate                                                                3/4-15 3/4.3.2              DELETED                                                                                                3/4-18 3/4.3.3              Dose - Radioactive Material in Particulate Form, and Tritium                3/4-19 3/4.3.4              DELETED                                                                                                3/4-20
 
3/4.4                TOTAL DOSE                                                                                          3/4-22 3/4.4.1              Total Dose                                                                                              3/4-22
 
3/4.5                RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING                            3/4-23 3/4.5.1              Environmental Monitoring Program                                                        3/4-23 3/4.5.2              DELETED                                                                                                3/4-45
 
iii PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE OF CONTENTS (continued)
 
SECTION                                                          TITLE                                                      PAGE 5.0                    RADIOLOGICAL EFFLUENT CONTROLS AND METHODOLOGY                                                5-1 CROSS REFERENCE
 
==6.0                    DESCRIPTION==
OF RADWASTE SYSTEMS                                            6-1 6.1                    Liquid Radwaste System                                                                            6-1 6.2                    DELETED                                                                                                  6-1
 
7.0                    RELEASE POINT AND MONITOR DESCRIPTION                                  7-1 7.1                    Radioactive Effluent Release Point Description                                        7-1 7.1.1                Liquid Radioactive Waste Effluent Release                                              7-1 7.1.2                DELETED                                                                                                  7-1 7.1.3                Reactor Building Exhaust Vent Release                                                    7-1 7.1.4                DELETED                                                                                                  7-2 7.2                    Radioactive Effluent Monitoring System Description                                7-3 7.2.1                Liquid Radioactive Waste Effluent Monitoring System                              7-3 7.2.2                DELETED                                                                                                  7-3 7.2.3                Reactor Building Exhaust Vent Monitoring System                                  7-4 7.2.4                DELETED                                                                                                  7-4 7.3                    Measurement Method During Release                                                      7-4 7.3.1                Liquid Effluent                                                                                            7-4 7.3.2                Gaseous Effluent                                                                                        7-4 7.3.3                Limitations                                                                                                  7-4
 
8.0                    MONITOR SETPOINT                                                                              8-1 8.1                    Liquid Effluent Monitor                                                                              8-1 8.2                    DELETED                                                                                                  8-2 8.3                    DELETED                                                                                                  8-2 8.4                    DELETED                                                                                                  8-2
 
9.0                    CALCULATIONAL METHODS                                                                  9-1 9.1                    Concentrations of Liquid Effluents                                                            9-1 9.2                    Liquid Effluents Dose Assessment Methodology                                      9-2 9.2.1                Liquid Pathways Annual Dose Rates                                                        9-2 9.2.1.1              Aquatic Foods Ingestion (Fish, shellfish)                                                  9-2 9.2.1.2              Shoreline Deposits (Discharge Canal and Recreational Area)                  9-3 9.2.1.3              Swimming (White Horse Beach)                                                                9-3 9.2.1.4              Yachting/Boating (Cape Cod Bay)                                                            9-3 9.2.2                Definitions                                                                                                  9-4
 
iv PNPS-ODCM Rev. 17
 
TABLE OF CONTENTS (continued)
 
SECTION                                                          TITLE                                                      PAGE 9.3                    Gaseous Effluents Dose Assessment Methodology                                  9-6 9.3.1                DELETED                                                                                                  9-6 9.3.2                Gaseous Pathways Annual Dose Rates from Particulates with a                        9-6 Half-Life Greater Than 8 Days and Tritium 9.3.2.1              Ground Plane Deposition                                                                          9-6 9.3.2.2              Breathing/Inhalation                                                                                  9-6 9.3.2.3              Leafy Vegetation Ingestion                                                                        9-7 9.3.2.4              Root Crop/Non-Leafy Vegetation Ingestion                                              9-7 9.3.2.5              DELETED                                                                                                  9-7 9.3.2.6              DELETED                                                                                                  9-7 9.3.3                Definitions                                                                                                  9-8 9.4                    Total Dose to a Member of the Public                                                      9-11 10.0                  RECEPTOR LOCATIONS, HYDROLOGY, AND METEOROLOGY        10-1 11.0                  RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL SAMPLING AND                                            11-1 MEASUREMENT LOCATIONS 12.0                  ANNUAL REPORT PREPARATION                                                        12-1 12.1                  Radioactive Effluent Release Report                                                        12-1 12.2                  Annual Radiological Environmental Operating Report                              12-1
 
==13.0                  REFERENCES==
13-1 Appendix A      DATA REQUIRED FOR EFFLUENT CALCULATIONS                            A-1 Appendix B      DEFINITION OF THE LOWER LIMIT OF DETECTION                            B-1 Appendix C      NRC SAFETY EVALUATION FOR ONSITE DISPOSAL OF                                            C-1 SLIGHTLY CONTAMINATED CONSTRUCTION SOIL
 
v PNPS-ODCM Rev. 17 LIST OF FIGURES
 
FIGURE                                                                                                  PAGE NUMBER                                          FIGURE TITLE                                          NUMBER
 
4.2-1        Liquid Radwaste Treatment System Schematic                                                3/4-12 4.3-1        Gaseous Effluent Treatment System Schematic                                              3/4-16 3.5-1        Environmental TLD Locations Within the PNPS Protected Area                      3/4-25 3.5-2        TLD and Air Sampling Locations:  Within 1 Kilometer                                      3/4-26 3.5-3        TLD and Air Sampling Locations:  1 to 5 Kilometers                                        3/4-28 3.5-4        TLD and Air Sampling Locations:  Greater Than 5 Kilometers                        3/4-30 3.5-5        Marine/Aquatic Sampling Locations                                                                  3/4-32 3.5-6        Environmental Sampling and Measurement Control Locations                        3/4-34
 
vi PNPS-ODCM Rev. 17 LIST OF TABLES
 
TABLE                                                                                                  PAGE NUMBER                                          TABLE TITLE                                          NUMBER
 
1.1        Effluent Controls Cross-Reference                                                                      I-2 3.1-1        Radioactive Liquid Effluent Monitoring Instrumentation                                    3/4-3 4.1-1        Radioactive Liquid Effluent Monitoring Instrumentation Surveillance                      3/4-4 Requirements 3.1-2        Radioactive Gaseous Effluent Monitoring Instrumentation                                3/4-6 4.1-2        Radioactive Gaseous Effluent Monitoring Instrumentation Surveillance                      3/4-7 Requirements 4.2-1        Radioactive Liquid Waste Sampling and Analysis Program                              3/4-9 4.3-1        Radioactive Gaseous Waste Sampling and Analysis Program                        3/4-14 3.5-1        Radiological Environmental Monitoring Program                                              3/4-20 3.5-2        Environmental TLD Locations                                                                          3/4-23 3.5-3        Routine Radiological Environmental Sampling Locations                                3/4-24 3.5-4        Reporting Levels for Radioactivity Concentrations in Environmental                      3/4-36 Samples 4.5-1        Detection Capabilities for Environmental Sample Analysis                              3/4-37 5-1        PNPS Effluent Controls And Methodology Cross-Reference                              5-2 7-1        Radioactive Effluent Monitor Data                                                                      7-3 10-1        Critical Receptor Locations and Atmospheric Dispersion Factors                      10-2 A-1        Bioaccumulation Factors To Be Used In The Absence Of Site              -Specific          A-1 Data A-2        Dose Factors For Immersion In Water                                                        A-2 A-3        Recommended Values For Liquid Effluents                                                    A-3 A-4        DELETED                                                                                    A-4 A-5        Stable Element Transfer Data                                                                A-4 A-6        DELETED                                                                                    A-4 A-7        DELETED                                                                                    A-4 A-8        Recommended Use Factors To Be Applied For The Average Individual                            A-5 A-9        Recommended Use Factors To Be Applied For The Maximum Exposed                              A-6 Individual A-10        External Dose Factors For Standing On Contaminated Ground                                  A-7 A-11        Inhalation Dose Factors For Adult                                                                      A-9 A-12        Inhalation Dose Factors For Teen                                                                      A-13 A-13        Inhalation Dose Factors For Child                                                                      A-17 A-14        Inhalation Dose Factors For Infant                                                                    A-21
 
vii PNPS-ODCM Rev. 17 LIST OF TABLES (continued)
 
TABLE                                                                                                    PAGE NUMBER                                            TABLE TITLE                                            NUMBER A-15        Ingestion Dose Factors For Adult                                                                      A-25 A-16        Ingestion Dose Factors For Teen                                                                      A-29 A-17        Ingestion Dose Factors For Child                                                                      A-33 A-18        Ingestion Dose Factors For Infant                                                                      A-37 A-19        Recommended Values For Gaseous Effluents                                                    A-41
 
viii PNPS-ODCM Rev. 17
 
==1.0      INTRODUCTION==
 
This manual contains the current methodology, parameters, data, and information used in the calculation of offsite doses due to radioactive gaseous and liquid effluents, in the calculation of  the liquid effluent monitor alarm/trip setpoint, and in the conduct of the radiological environmental monitoring program.
 
All effluent controls contained in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) were originally part of  the  PNPS  Technical  Specifications  (Reference  1). In  response  to  Generic  Letter  89-01 (Reference 2) from the Nuclear Regulatory Commission, these Radiological Effluent Technical Specifications (RETS) were removed from the main body of the Technical Specifications and relocated to the ODCM.
 
The effluent controls previously existed as parts of Section 3/4.8 and Section 7/8 of the PNPS Technical Specifications. In conjunction with the transfer of the effluent controls from the RETS to the ODCM, the numbering scheme for the individual effluent controls were changed to agree with the numbering scheme present in NUREG-1302, "Offsite Dose Calculation Manual Guidance:
Standard Radiological Effluent Controls for Boiling Water Reactors" (reference 27).
 
In conjunction with the GL89-01 change, the ODCM was restructured from that which previously existed. None of the requirements or methodologies were changed. Rather, the various sections were  reorganized  to  facilitate  support  of  the  effluent  controls  relocated  from  the  Technical Specifications. Descriptions of effluent monitoring systems and setpoint calculations were moved to the sections immediately following the controls, followed by dose calculation methodologies, and finally by the environmental monitoring program section. Supporting information is listed in the appendices at the rear of the manual.
 
1-1 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 1.1
 
EFFLUENT CONTROLS CROSS-REFERENCE
 
Original Technical                  Revised ODCM Effluent Control Topic                                        Specification Section                  Control Section
 
Liquid Effluents Concentration                                          3.8.A.1                            3.2.1 4.8.A.1                              4.2.1.a 4.8.A.2                            4.2.1.b Table 4.8-1                        Table 4.2-1
 
Radioactive Liquid Effluent Instrumentation                              3.8.B.1                            3.1.1 4.8.B.1                              4.1.1.a 4.8.B.2                            4.1.1.b Table 3.8-1                        Table 3.1-1 Table 4.8-2                        Table 4.1-1
 
Liquid Radwaste Treatment                                                3.8.C.1                            3.2.3 4.8.C.1                              4.2.3.a 4.8.C.2                            4.2.3.b Figure 4.8-1                      Figure 4.2-1
 
Gaseous Effluents Dose Rate                                              3.8.D.1                            3.3.1 DELETED                          DELETED 4.8.D.2                            4.3.1.b Table 4.8-3                        Table 4.3-1
 
Radioactive Gaseous Effluent                                          3.8.E.1                                3.1.2 Instrumentation                                                      DELETED                            DELETED 4.8.E.2                              4.1.2.b Table 3.8-2 (partial)                  Table 3.1-2 Table 4.8-4 (partial)                  Table 4.1-2
 
Gaseous Effluent Treatment                                            Figure 4.8-2                      Figure 4.3-1
 
Environmental Monitoring                                                  7.1.A                                  3.5.1 8.1.A                              4.5.1 Table 7.1-1                        Table 3.5-4 Table 8.1-1                        Table 3.5-1 Table 8.1-2                        Table 3.5-3 Table 8.1-3                        Table 3.5-2 Table 8.1-4                        Table 4.5-1
 
1-2 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 1.1 (continued)
 
EFFLUENT CONTROLS CROSS-REFERENCE
 
Original Technical                Revised ODCM Effluent Control Topic                                  Specification Section              Control Section
 
Dose - Liquids                                                                    7.2.A                                  3.2.2 8.2.A                          4.2.2
 
DELETED                                                          Deleted                        Deleted Deleted                        Deleted
 
Dose - Radioactive Material in Particulate                          7.4.A                          3.3.3 Form, and Tritium                                                  8.4.A                          4.3.3
 
Total Dose                                                          7.5.A                          3.4.1 8.5.A                          4.4.1
 
1-3 PNPS-ODCM Rev. 17 2.0      DEFINITIONS
 
This section lists definitions which are unique to the ODCM. Other definitions pertaining to actions and surveillance requirements for the various controls can be found in the Technical Specifications (Reference 1).
 
2.1      ACTION - ACTION shall be that part of a Control that prescribes remedial measures required under designated conditions.
 
2.2      CHANNEL  CALIBRATION  -  A  CHANNEL  CALIBRATION  shall  be  the  adjustment,  as necessary, of the channel such that it responds within the required range and accuracy to known values of input. The CHANNEL CALIBRATION shall encompass the entire channel including  the  sensor  and  alarm,  interlock  and/or  trip  functions,  and  shall  include  the CHANNEL FUNCTIONAL TEST. The CHANNEL CALIBRATION may be performed by any series of sequential, overlapping, or total channel steps such that the entire channel is calibrated.
 
2.3      CHANNEL CHECK - A CHANNEL CHECK shall be the qualitative assessment of channel behavior during operation by observation. This determination shall include, where possible, comparison of the channel indication and/or status with other indications and/or status derived from independent channels measuring the same parameter.
 
2.4      CHANNEL FUNCTIONAL TEST - A CHANNEL FUNCTIONAL TEST shall be:
: a. Analog channels - the injection of a simulated signal into the channel as close to the sensor as practicable to verify OPERABILITY including alarm and/or trip functions and channel failure trips.
: b. Bistable  channels  -  the  injection  of  a  simulated  signal  into  the  sensor  to  verify OPERABILITY including alarm and/or trip functions.
 
The  CHANNEL  FUNCTIONAL  TEST  may  be  performed  by  any  series  of  sequential, overlapping, or total channel steps such that the entire channel is tested.
 
2.4 - 5  CONSTRUCTION DEWATERING -  The evacuation of accumulated precipitation, surface water runoff and groundwater infiltration from subsurface basement structures directly to receiving waters or tanks for treatment and discharge. This process supports collection of core samples, survey gridding, performance of radiation surveys and other demolition and decommissioning activities. With low to no detectable levels of radionuclide concentrations expected (typically leached from the concrete and metal surfaces in subsurface structures) this water can be discharged within the vicinity of the service water discharge to preserve liquid effluent dose modelling assumptions, or the intake if groundwater infiltration only. In all  cases,  a  liquid  discharge  permit  must  be  completed  in  accordance  with  station procedures, the requirements of Control 3.11.1.1 and the stations NPDES permit. The pathway is nearly identical to that for discharge of Treated Water Tanks or the Neutralizer Sump,  except  for  the  source  location  (building  structure  basements)  and  flexibility  in selecting discharge locations (intake if the source is groundwater only, the SSW Sparger, or within the vicinity of the Service Water Discharge point) to the extent these do not challenge liquid effluent discharge off site dose calculation assumptions.
 
2.5      MEMBER(S) OF THE PUBLIC - MEMBER(S) OF THE PUBLIC shall include all persons who are not occupationally associated with the plant. This category does not include employees of the licensee, its contractors, or vendors. Also excluded from this category are persons who enter the site to service equipment or to make deliveries. This category
 
2-1 PNPS-ODCM Rev. 17 does include persons who use portions of the site for recreational, occupational or other purposes not associated with the site.
 
2.6      OFFSITE    DOSE    CALCULATION    MANUAL    (ODCM)    -    The    OFFSITE    DOSE CALCULATION MANUAL (ODCM) shall contain the methodology and parameters used in the calculation of offsite doses resulting from radioactive gaseous and liquid effluents, in the calculation  of  liquid  effluent monitoring  Alarm/Trip  Setpoint, and in the conduct of  the Radiological Environmental Monitoring Program. The ODCM shall also contain:  (1) the Radioactive  Effluent  Controls  and  Radiological  Environmental  Monitoring  Programs required  by  Technical  Specifications  Administrative  Controls  5.5.1  and  5.5.4;  and,  (2) descriptions  of  the  information  that  should  be  included  in  the  Annual  Radiological Environmental Operating and Annual Radioactive Effluent Release Reports required by Technical Specifications Administrative Controls 5.6.2 and 5.6.3.
 
2.6-5  OPEN AIR DEMOLITION EFFLUENT MONITORING - Open Air Demolition Monitoring is the particulate sampling of concrete and demolition dust leaving structures undergoing demolition activities at exit points and openings in structures (overhead doors, personnel doors,  equipment  hatches, etc.). The sampler is positioned at  the opening  and run continuously while work is performed. To quantify plant related activity in effluents leaving the openings, exit air velocity out of the structure is quantified daily/shiftly (handheld anemometer,  e.g.)  is  used  with  the  opening  dimensions  to  calculate  the  effluent concentration  and  rate  of  release  to  project  off  site  dose  assuming  a  ground  level release. These  are  established  at  each  opening  of  structure  undergoing  internal demolition  and  component  removal  with  known  levels  of  radioactivity  present  and fixed/loose contamination. The same method is used to quantify effluents generated from the demolition of structures and walls and moving debris piles by positioning the REMP like air particulate samplers in the vicinity of the activity and standardizing the cone of release geometry. For dose modelling, with the wind velocity and release geometry established, it is assumed to be a ground level release from the reactor building.
 
2.7      OPERABLE - OPERABILITY - A system, subsystem, train, component, or device shall be OPERABLE  or  have  OPERABILITY  when  it  is  capable  of  performing  its  specified function(s), and when all necessary attendant instrumentation, controls, electrical power, cooling or seal water, lubrication, or other auxiliary equipment that are required for the system, subsystem, train, component, or device to perform its function(s) are also capable of performing their related support function(s).
 
2.8      RADWASTE TREATMENT SYSTEM - Liquid Radwaste Treatment System - The liquid radwaste treatment system is that system identified in Figure 4.2-1.
 
2.9      REPORTABLE  EVENT  -  A  REPORTABLE  EVENT  shall  be  any  of  those  conditions specified in Section 50.73 of 10CFR Part 50.
 
2.10    SITE BOUNDARY - The SITE BOUNDARY shall be that line beyond which the land is neither owned, nor leased, nor otherwise controlled by the licensee.
 
The site boundary or site Exclusion Area for business purpose only is shown on site drawing C1290A (Reference 32).
 
2.11    SOURCE CHECK - A SOURCE CHECK shall be the qualitative assessment of channel response when the channel sensor is exposed to a source of increased radioactivity.
 
2.12    UNRESTRICTED AREA - An UNRESTRICTED AREA shall be any area at or beyond the SITE BOUNDARY, access to which is not controlled by the licensee for the purposes of
 
2-2 PNPS-ODCM Rev. 17 protection of individuals from exposure to radiation and radioactive materials, or any area within the SITE BOUNDARY used for residential quarters or for industrial, commercial, institutional, and/or recreational purposes.
 
2-3 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.0  EFFLUENT AND ENVIRONMENTAL CONTROLS
 
This section includes the effluent and environmental controls that were originally part of the PNPS Technical Specifications. With the exception of the environmental monitoring program previously listed in the Technical Specifications (Reference 1), these controls were relocated into the ODCM without any substantial changes, in accordance with Generic Letter 89-01 (Reference 2). Text and tables were reformatted to the style of the ODCM. The various controls were renumbered from the original numbering scheme of the Technical Specifications. A cross-reference of the old Technical Specifications section to the new ODCM section is presented in Table 1.1.
 
Prior to the Generic Letter 89-01 change to the ODCM (Revision 8), the ODCM contained an enhanced radiological environmental monitoring program (REMP), above that required by the Technical Specifications. To prevent confusion and capture the more inclusive monitoring program that existed in the ODCM, the original Technical Specification REMP was replaced with the REMP described in the ODCM. Therefore, the monitoring program listed in section 3/4.5 contains more samples and monitoring locations than existed in the Technical Specifications REMP prior to the Generic Letter 89-01 change.
 
In addition to the changes in the REMP program described above, all of the tables were revised with the latest distance and direction information available. The global positioning system (GPS) was used to verify the locations of the various sampling and monitoring stations, and the tables were updated accordingly. In keeping with governmental efforts to adopt the metric system of measurement, all distances have been listed in metric units (meters and/or kilometers) in the various tables and figures.
 
Any changes in distances and directions to the various monitoring locations from those originally listed in the Technical Specifications REMP are corrections based on new information. None of the locations of the sampling stations were actually changed. Some of the verbal descriptions, especially those for near-plant TLDs, have been updated to reflect current names of buildings and other areas near Pilgrim Station. Again, none of the physical locations were altered, and the change merely reflects up-to-date place names adopted by station management.
 
In 1977, Boston Edison Company was pursuing construction of a second unit on the PNPS site.
As part of the preliminary licensing efforts for this second unit, Pilgrim Station committed to a special and aggressive marine sampling program under the REMP for a period not to exceed 10 years. Following an evaluation of results obtained from this specialized marine sampling program over the past 25 years, it has been determined that the analyses have shown that the impact of radioactivity in liquid discharges on the general public and environment is negligible and the program was once again reduced to follow guidance from NUREG-1302 (reference 27) and the Branch Technical Position on Environmental Monitoring (reference 28).
 
PNPS ceased operation on May 31,2019. The sites Effluent and Environmental Programs have been reduced to match the plant condition and its reduced pathways.
 
In order to streamline the flow of information for each of the applicable effluent controls, the technical bases for the controls were relocated from the end of Section 3/4 to within the applicable control. As is the case with Technical Specifications, the bases are not considered to be part of the control or its requirements. Rather, the bases provide the technical rationale behind the applicable control, and are listed to provide additional clarification regarding the specific control.
 
3/4-1 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.1              INSTRUMENTATION
 
3/4.1.1            Radioactive Liquid Effluent Instrumentation
 
CONTROLS 3.1.1              The radioactive liquid effluent monitoring instrumentation channels shown in Table 3.1-1 shall be  OPERABLE with their alarm/trip setpoints set to ensure that the limits of Controls 3.2.1 are not exceeded during periods when liquid wastes are being discharged via the radwaste discharge header.
 
For releases other than the radwaste discharge header, the above specification does not apply, these releases shall be made in accordance with Action 1 of Table 3.1-1.
 
APPLICABILITY:  As shown in Table 3.1-1.
 
ACTION:
: a.        With  a  radioactive  liquid  effluent  monitoring  instrumentation  channel  alarm/trip setpoint less conservative than a value which will ensure that the limits of Control 3.2.1 are met, without delay suspend the release of radioactive liquid effluents monitored by the affected channel or change the setpoint so that it is acceptably conservative or declare the channel inoperable.
: b.        With one or more radioactive liquid effluent monitoring instrumentation channels inoperable, take the action shown in Table 3.1-1.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.1.1.a            The setpoints for monitoring instrumentation shall be determined in accordance with the ODCM.
 
4.1.1.b            Each  radioactive  liquid  effluent  monitoring  instrumentation  channel  shall  be demonstrated OPERABLE at the frequencies shown in Table 4.1-1.
 
BASES 3/4.1.1            Radioactive Liquid Effluent Instrumentation
 
The radioactive liquid effluent instrumentation is provided to monitor and control, as applicable, the releases of radioactive materials in liquid effluents during actual or potential releases of liquid effluents. The alarm/trip setpoints for these instruments shall be calculated in accordance with NRC  approved  methods  in  the  Offsite  Dose  Calculation  Manual  (ODCM)  to  ensure  that  the alarm/trip will occur prior to exceeding the limits of 10CFR20. The OPERABILITY and use of this instrumentation is consistent with the requirements of General Design Criteria 60, 63, and 64 of Appendix A to 10CFR50.
 
3/4-2 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.1-1
 
RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENT MONITORING INSTRUMENTATION
 
Minimum Channels Instrument                          Operable        Applicability                            Action(1)
: 1. GROSS RADIOACTIVITY MONITORS PROVIDING ALARM AND AUTOMATIC TERMINATION OF RELEASE
: a. Liquid Radwaste                  1                During actual discharge of              1 Effluent Line                              liquid wastes
: 2. FLOW RATE MEASUREMENT DEVICES
: a. Liquid Radwaste                  1                During actual discharge of              2 Effluent Line                              liquid wastes
: b. Discharge Canal                            N/A              During actual discharge of    3 liquid wastes (1)  Actions Required --
 
ACTION  1:  With  the  number  of  OPERABLE  channels  less  than  required  by  the  minimum  channels OPERABLE requirement, effluent releases may be resumed provided that prior to initiating a release:
: a. At least two independent samples are analyzed in accordance with Control 4.2.1.a; and,
: b. An independent verification of the release rate calculations is performed; and,
: c. An independent verification of the discharge line valving is performed.
 
ACTION  2:  With  the  number  of  OPERABLE  channels  less  than  required  by  the  minimum  channels OPERABLE requirement, effluent releases via this pathway may continue provided that the flow rate is verified at least once per 4 hours during actual releases. Flow will be estimated based on design flow rate of the operating effluent discharge pump rate and/or tank level drop over per unit time.
 
ACTION  3: Flow will be estimated based on the sum of the operating waste discharge pumps and/or operating salt service water pumps.
 
3/4-3 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 4.1-1
 
RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENT MONITORING INSTRUMENTATION SURVEILLANCE REQUIREMENTS
 
Channel      Source    Channel            Channel Instrument                            Check        Check    Calibration        Functional Test
: 1. GROSS RADIOACTIVITY MONITORS PROVIDING ALARM AND AUTOMATIC TERMINATION OF RELEASE
: a. Liquid Radwaste                  (1)                  N/A        Once per Quarterly Effluents Line                                        24 months(2)
: 2. FLOW RATE MEASUREMENT DEVICES
: a. Liquid Radwaste                  (1)                  N/A        Once per Quarterly Effluents Line                                        24 months (1)  During or prior to release via this pathway.
 
(2)  Previously established calibration procedures will be used for these requirements.
 
3/4-4 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.1              INSTRUMENTATION
 
3/4.1.2            Radioactive Gaseous Effluent Instrumentation
 
CONTROLS 3.1.2              The  radioactive  gaseous  effluent  monitoring  instrumentation  channels  shown  in Table 3.1-2 shall be  OPERABLE to ensure that the limits of Control 3.3.1 are not exceeded.
 
APPLICABILITY:  As shown in Table 3.1-2
 
ACTION:
: a.        DELETED.
: b.        With one or more radioactive gaseous effluent monitoring instrumentation channels inoperable, take the action shown in Table 3.1-2.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.1.2.a            DELETED.
 
4.1.2.b            Each  radioactive  gaseous  effluent  monitoring  instrumentation  channel  shall  be demonstrated  OPERABLE at the frequencies shown in Table 4.1-2.
 
BASES 3/4.1.2            Radioactive Gaseous Effluent Instrumentation
 
The radioactive gaseous effluent instrumentation is provided to monitor and control, as applicable, the releases of radioactive materials in gaseous effluents during actual or potential releases of gaseous effluents. The OPERABILITY and use of this instrumentation is consistent with the requirements of General design Criteria 60, 63, and 64 of Appendix A to 10CFR50.
 
3/4-5 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.1-2
 
RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENT MONITORING INSTRUMENTATION
 
Minimum Channels Instrument                            Operable        Applicability  Parameter                  Action(1)
: 1. REACTOR BUILDING VENTILATION EFFLUENT MONITORING SYSTEM
: a. DELETED
: b. Particulate Sampler                1                (2)        Collect Particulate              2 Filter                                                        Sample
: c. Effluent System Flow                1                (2)        System Flow Rate                3 Rate Measuring Device                                          Measurement
: d. Sampler Flow Rate                  1                (2)        System Flow Rate                3 Measuring Device                                              Measurement
 
(1)  Actions Required --
 
ACTION  2*:  With  the  number  of  OPERABLE  channels  less  than  required  by  the  minimum  channels OPERABLE requirement, effluent releases via this pathway may continue provided samples are continuously collected with auxiliary sampling equipment as required in Table 4.3-1.
 
ACTION  3*:  With  the  number  of  OPERABLE  channels  less  than  required  by  the  minimum  channels OPERABLE requirement, effluent releases via this pathway may continue provided the flow rate is estimated at least once per 4 hours.
* Note: (For Actions 2-3) If the instruments are not returned to OPERABLE status within 30 days, explain in the next Annual Radioactive Effluent Release Report why the inoperability was not corrected in a timely manner.
 
(2)  During releases via this pathway.
 
3/4-6 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 4.1-2
 
RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENT MONITORING INSTRUMENTATION SURVEILLANCE REQUIREMENTS
 
Channel      Source    Channel                  Channel Instrument                              Check        Check      Calibration              Functional Test
: 1. REACTOR BUILDING VENTILATION EFFLUENT MONITORING SYSTEM
: a. DELETED
: b. Particulate Sampler                N/A              N/A        N/A                                  N/A Filter
: c. Effluent System Flow            Weekly(1)          N/A        Once per            Quarterly Rate Measuring Device                                  24 months
: d. Sampler Flow Rate              Weekly(1)          N/A        Once per            Quarterly Measuring Device                                        24 months
 
(1)  During releases via this pathway.
 
3/4-7 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.2              RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENTS
 
3/4.2.1            Liquid Effluents Concentration
 
CONTROLS 3.2.1              The concentration of radioactive material released in liquid effluents to areas at and beyond the SITE BOUNDARY shall be limited to ten times the concentration values specified in Appendix B, Table 2, Column 2, to 10 CFR 20.1001-20.2402.
 
APPLICABILITY:  At all times.
 
ACTION:
 
With the concentration of radioactive material released from the site to areas at and beyond the SITE BOUNDARY exceeding the above limits, without delay restore concentration within the above limits.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.2.1.a            The radioactivity content of each batch of radioactive liquid waste to be discharged shall be determined prior to release by sampling and analysis in accordance with Table 4.2-1.
 
4.2.1.b            The results of pre-release analyses shall be used with calculational methods in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) to assure that the concentration at the point of release is limited to the values in Control 3.2.1.
 
BASES 3/4.2.1            Liquid Effluents Concentration
 
This control is provided to ensure that the concentration of radioactive materials released in liquid waste effluents to areas at and beyond the SITE BOUNDARY will be less than ten times the concentration values specified in Appendix B, Table 2, Column 2, to 10 CFR 20.1001-20.2402.
This limitation provides additional assurance that the levels of radioactive materials in bodies of water at and beyond the SITE BOUNDARY will result in exposures within (1) the Section II.A design objectives of Appendix I, 10CFR50, to a MEMBER OF THE PUBLIC and (2) restrictions authorized by 10 CFR 20.1301(e).
 
3/4-8 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 4.2-1
 
RADIOACTIVE LIQUID WASTE SAMPLING AND ANALYSIS PROGRAM
 
Minimum                                      Lower Limit of Sampling            Analysis              Type of Activity        Detection(1)
Liquid Release Type                            Frequency          Frequency            Analysis                Ci/mL
: 1. Batch Waste Release Tanks        (2)                                                                  Principal Each                Prior to                Gamma                  5E-07
: a. Non-treatable Releases                  Batch                Each                    Emitters(3)
(e.g., Neutralizer Sumps),                                        Batch AND                                                                  Release
: b. Treatable Releases (e.g., Radwaste Tanks, Torus as TWT)
: c. Construction Dewatering Composite        Monthly                H-3                          1E-05 from Each        Composite(4)        Gross Alpha            1E-07 Batch                Quarterly              Sr-90                      5E-08 Composite(4)        Fe-55                      1E-06
: 2. Continuous Releases                          Weekly                                          Principal Grab                  Weekly                Gamma                  5E-07
: a. Salt Service Water                          Sample                                          Emitters(3)
: 3. Continuous Releases(5)
: a. Torus as TWT
: b. Construction Dewatering
 
(1)    Refer to Appendix B of the ODCM for definition of lower limit of detection (LLD).
 
(2)    A batch release is the discharge of liquid wastes of a discrete volume.
 
(3)    The  principal  gamma  emitters  for  which  the  LLD  control  applies  exclusively  are  the  following radionuclides:  Mn-54, Fe-59, Co-58, Co-60, Zn-65, Cs-134, Cs-137, and Ce-144. This list does not mean that only these nuclides are to be considered. Other gamma peaks that are identifiable, together with those of the above nuclides, shall be analyzed and reported in the Annual Radioactive Effluent Release Report.
 
(4)    A composite sample is one in which the quantity of liquid sampled is proportional to the quantity of liquid waste discharged and in which the method of sampling employed results in a specimen which is representative of the liquids released.
 
(5)    For Torus as a TWT, recirculation, sampling and analysis of tank prior to discharge, with a subsequent grab on each day shift past the first day to be composited for offsite analyses, or a composite sampler in lieu of this. Construction Dewatering is identical for each day the discharge continues past day one. On day one, three grabs are taken from different locations in the volume to assure a representative sample, followed by one grab sample per day until the release is terminated.
 
3/4-9 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.2              RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENTS
 
3/4.2.2            Dose - Liquids
 
CONTROLS 3.2.2              The dose or dose commitment to a MEMBER OF THE PUBLIC from radioactive materials in liquid effluents released at and beyond the SITE BOUNDARY shall be limited:
: a.        During any calendar quarter to < 1.5 mrem to the total body and to < 5 mrem to any organ; and,
: b.        During any calendar year to < 3 mrem to the total body and to < 10 mrem to any organ.
 
APPLICABILITY:  At all times
 
ACTION:
 
With the calculated dose from the release of radioactive materials in liquid effluents exceeding any of the above limits, prepare and submit to the Commission within 30 days, a special report that identifies the cause(s), corrective actions taken, and corrective actions to be taken.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.2.2              Dose Calculations - Cumulative dose contributions from liquid effluents shall be determined in accordance with the ODCM for each calendar month during which releases occurred.
 
BASES 3/4.2.2            Dose - Liquids
 
This  section  is  provided  to  implement  the  requirements  of  Sections  II.A,  III.A,  and  IV.A  of 10CFR50, Appendix I, to assure that the releases of radioactive material in liquid effluents will be kept "as low as is reasonably achievable."  Because Pilgrim is not a site where plant operations can  conceivably  affect  drinking  water,  none  of  these  requirements  are  intended  to  assure compliance with 40CFR141. The dose calculations in the ODCM implement the requirements of 10CFR50, Appendix I, Section III.A to ensure that the actual exposure of a MEMBER OF THE PUBLIC  through  appropriate  pathways  is  unlikely  to  be  substantially  underestimated. The equations specified in the ODCM for calculating the doses due to the actual release rates of radioactive  materials  in  liquid  effluents  will  be  consistent  with  the  methodology  provided  in Regulatory Guide 1.109, "Calculation of Annual Doses to Man from Routine Releases of Reactor Effluents  for  the  Purpose  of  Evaluating  Compliance  with  10CFR50,  Appendix  I,"  Revision  1, October  1977  and  Regulatory  Guide  1.113,  "Estimating  Aquatic  Dispersion  of  Effluents  from Accidental and Routine Reactor Releases for the Purpose of Implementing Appendix I," April 1977.
NUREG-0133 provides methods for dose calculations consistent with Regulatory Guides 1.109 and 1.113.
 
3/4-10 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.2              RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENTS
 
3/4.2.3            Liquid Radwaste Treatment
 
CONTROLS 3.2.3              The liquid radwaste treatment system shall be maintained and used to reduce the radioactive materials in liquid wastes prior to their discharge when the dose due to liquid effluent releases to areas at and beyond the SITE BOUNDARY averaged over a 31-day period would exceed 0.06 mrem to the total body or 0.20 mrem to any organ.
 
APPLICABILITY:  At all times.
 
ACTION:
 
With radioactive liquid waste being discharged without treatment and in excess of the above limits, prepare and submit to the Commission within 30 days a special report which includes the following information:
: 1.        Explanation of why liquid radwaste was being discharged without treatment, identification of any inoperable equipment or subsystems, and the reason for the inoperability; and,
: 2.        Action(s) taken to restore the inoperable equipment to OPERABLE status; and,
: 3.        Summary description of action(s) taken to prevent a recurrence.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.2.3.a            Doses  due  to  liquid  releases  at  and  beyond  the  SITE  BOUNDARY  shall  be calculated at least once per 31-day period in accordance with the ODCM, only if releases in that period have occurred.
 
4.2.3.b            The liquid radwaste treatment system schematic is shown in Figure 4.2-1.
 
BASES 3/4.2.3            Liquid Radwaste Treatment
 
The requirement that the appropriate portions of this system be used when specified provides assurance that the releases of radioactive materials in liquid effluents will be kept "as low as is reasonably achievable."  This control implements the requirements of 10CFR50.36a, General Design Criteria 60 of Appendix A to 10CFR50 and design objective Section II.D of Appendix I to 10CFR50. The specified limits governing the use of appropriate portions of the liquid radwaste treatment system were specified as a suitable fraction of the guide set forth in Section II.A of Appendix I, 10CFR50, for liquid effluents.
 
3/4-11 PNPS-ODCM Rev. 17 HIGH PURITY WASTE SYSTEM
 
Clean Waste                Mixed Bed                Treated Water              Discharge or Tanks                  Ion Exchange                  Tanks                      Recycle
 
LOW PURITY WASTE SYSTEM
 
Chemical Waste Tanks                                                                            Discharge
 
DETERGENT WASTE SYSTEM (Decon Areas)
 
Miscellaneous Waste Tanks or Non-treatable Releases                                                            Discharge (e.g., Neutralizer Sumps)
 
DECOMMISSIONING WATER PROCESSING - TORUS AS TREATED WATER TANK
 
Reactor Cavity                    Mixed Bed                          Torus                Discharge Ion Exchange                                          (thru radwaste header & PRM)
 
Spent Fuel Pool                  Mixed Bed                          Torus                Discharge Ion Exchange                                          (thru radwaste header & PRM)
 
Torus                    Mixed Bed                      Torus                      Discharge Ion Exchange              (at least 1 tank            (thru radwaste volume processed              header & PRM) thru & back to Torus)
 
CONSTRUCTION DEWATERING  (System will be functionally equivalent to depiction below)
 
Treatment (if                                            Discharge Subsurface Volume                  Control 3/ 4.2.3 not      Treated Tank (3 Grabs for Representative            met, treat)
Sample (1/day after)
 
If results <control limit 3/ 4.2.3, discharge directly (NPDES met)
 
Figure 4.2-1 Liquid Radwaste Treatment System Schematic
 
3/4-12 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.3              RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENTS
 
3/4.3.1            Gaseous Effluents Dose Rate
 
CONTROLS 3.3.1              The  instantaneous  dose  rate  due  to  radioactive  materials  released  in  gaseous effluents from the site boundary to areas at and beyond the SITE BOUNDARY (see DSAR Figure 1.3-1) shall be limited to the following:
: b.        For tritium, and all radionuclides in particulate form with half-lives greater than 8 days:  Less than or equal to 1500 mrem/yr to any organ.
 
APPLICABILITY:  At all times.
 
ACTION:
 
With  the  instantaneous  dose  rate(s)  exceeding  the  above  limits,  without  delay restore the release rate to within the above limit(s).
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.3.1.a            DELETED
 
4.3.1.b            The instantaneous dose rate due to tritium, and all radionuclides in particulate form with half-lives greater than 8 days in gaseous effluents shall be determined to be within  the  limits  of  Control  3.3.1.b  in  accordance  with  the  ODCM  by  obtaining representative samples (or estimating evaporative tritium releases - see reference
: 31) and performing analyses in accordance with the sampling and analysis program specified in Table 4.3-1.
 
BASES 3/4.3.1            Gaseous Effluents Dose Rate
 
This  control  is  provided  to  ensure  that  the  dose  rate  at  anytime  at  and  beyond  the  SITE BOUNDARY from gaseous effluents from all units on the site will be within the annual dose limits of 10CFR20. The annual dose limits are the doses associated with the concentration of 10CFR20, Appendix  B,  Table  2. These  limits  provide  reasonable  assurance  that  radioactive  material discharged in gaseous effluents will not result in the exposure of a MEMBER OF THE PUBLIC outside the SITE BOUNDARY to annual average concentrations exceeding the limits specified in Appendix B, Table 2 of 10CFR20.1001-20.2402. For MEMBERS OF THE PUBLIC who may at times be within the SITE BOUNDARY, the occupancy of the individual will usually be sufficiently low to compensate for any increase in the atmospheric diffusion factor above that for the SITE BOUNDARY. The specified release rate limits restrict, at all times, the corresponding gamma and beta dose rates above background to a MEMBERS OF THE PUBLIC at or beyond the SITE BOUNDARY to      500 mrem/year to the total body or to      3000 mrem/year to the skin. These release rate limits also restrict, at all times, the corresponding thyroid dose rate above background to an infant via the cow-milk-infant pathway to  1500 mrem/year for the nearest cow to the plant.
 
3/4-13 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 4.3-1
 
RADIOACTIVE GASEOUS WASTE SAMPLING AND ANALYSIS PROGRAM
 
Minimum                Type of Activity      Lower Limit of Sampling                Analysis              Analysis              Detection(1)
Gaseous Release Type                      Frequency              Frequency                                    Ci/mL Reactor Building Vent Monthly Grab                      Monthly                  H-3(5)                      1E-06 Sample or Estimate Weekly(4)                Principal Continuous(3)        Particulate              Gamma                1E-11 Sample                  Emitters(2)
Monthly Continuous(3)        Composite              Gross Alpha          1E-11 Particulate Sample Quarterly Continuous(3)        Composite              Sr-89, Sr-90          1E-11 Particulate Sample
 
(1)  Refer to Appendix B of the ODCM for definition of lower limit of detection (LLD).
 
(2)  The principal gamma emitters for which the LLD control applies are the following radionuclides: Mn-54, Fe-59, Co-60, Zn-65, Cs-134, Cs-137, and Ce-144 in particulate releases. This list does not mean that only these nuclides are to be considered. Other gamma peaks that are identifiable, together with those of the above nuclides, shall be analyzed and reported in the Annual Radioactive Effluent Release Report.
 
(3)  The ratio of the sample flow rate to the sampled stream flow rate shall be known for the time period covered by each dose or dose rate calculation made in accordance with Controls 3.3.1, 3.3.2, and 3.3.3.
 
(4)  Samples shall be changed at least once per 7 days and analyses shall be completed within 48 hours after changing, or after removal from the sampler.
 
(5)  Tritium is and has historically been sampled by collection of condensate in a cold trap from RBV sample stream flowing through it. As the only remaining source of gaseous tritium in effluent is from evaporation of Spent Fuel Pool Water and that from the Cavity, tritium releases may also be estimated by calculating the evaporative release rates correlated to the SFP and Cavity concentrations. Reference 31 provides the bases and method for accomplishing this.
 
3/4-14 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.3              RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENTS
 
3/4.3.2            DELETED
 
CONTROLS 3.3.2              DELETED
 
3/4.3              RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENTS
 
3/4.3.3            Dose - Radioactive Material in Particulate Form, and Tritium
 
CONTROLS 3.3.3              The dose to a MEMBER OF THE PUBLIC from radioactive materials in particulate form with half-lives greater than 8 days, and tritium in gaseous effluents released to areas at and beyond the SITE BOUNDARY shall be limited to the following:
: a.        During any calendar quarter to < 7.5 mrem to any organ; and,
: b.        During any calendar year to < 15 mrem to any organ.
 
APPLICABILITY:  At all times
 
ACTION:
 
With the calculated dose from the release of radioactive materials in particulate form, and tritium in gaseous effluents exceeding any of the above limits; prepare and submit to the Commission within 30 days, a special report which identifies the cause(s), corrective actions taken, and the corrective actions to be taken.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.3.3              Dose Calculations - Cumulative dose contributions for the total time period shall be determined radioactive material in particulate form with half-lives greater than 8 days, and tritium in accordance with the ODCM for each calendar month during which releases occurred.
 
BASES 3/4.3.3            Dose - Radioactive Material In Particulate Form, And Tritium
 
This section is provided to implement the requirements of Sections II.C, III.A and IV.A of 10CFR50, Appendix I, to assure that the releases of radioactive materials in gaseous effluents will be kept "as low as is reasonably achievable."  The ODCM calculational methods specified in the surveillance requirements implement the requirements of 10CFR50, Appendix I, Section III.A to ensure that the actual exposure of a MEMBER OF THE PUBLIC through appropriate pathways is unlikely to be substantially  underestimated. The  ODCM  calculational  methods  approved  by  the  NRC  for calculating the doses due to the actual release rates of the subject materials are required to be consistent with the methodology provided in Regulatory Guides 1.109 and 1.111. These equations also provide for determining the actual doses based upon the historical average atmospheric conditions. The release rate specifications for radioactive material in particulate form with half-lives greater than 8 days are dependent on the existing radionuclide pathways to man, in areas at and beyond the SITE BOUNDARY. The pathways which are examined in the development of these calculations are:    1) individual inhalation of airborne radionuclides, 2) deposition of radionuclides onto green leafy vegetation with subsequent consumption by man, and 3) deposition on the ground with subsequent exposure of man.
 
3/4-15 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.3              RADIOACTIVE GASEOUS EFFLUENTS
 
3/4.3.4            DELETED
 
Figure 4.3-1 Gaseous Effluent System Flow Schematic
 
REACTOR BUILDING                                                              Discharge to from Reactor Building                                                        Reactor Building Vent
 
RADWASTE BUILDING                                                            Discharge to from Radwaste Building                                                        Reactor Building Vent
 
TURBINE BUILDING                                                              Discharge to from Turbine Building                                                        Reactor Building Vent
 
3/4-16 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.4              TOTAL DOSE
 
3/4.4.1            Total Dose
 
CONTROLS 3.4.1              The dose or dose commitment to any MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY from Pilgrim Station sources is limited to < 25 mrem to the total body or any organ (except the thyroid, which is limited to < 75 mrem) over a period of any calendar year.
 
APPLICABILITY:  At all times
 
ACTION:
 
With  the  calculated  dose  from  the  release  of  radioactive  materials  in  liquid  or gaseous  effluents  exceeding  twice  the  limits  of  Controls  3.2.2,  3.3.2  or  3.3.3; prepare and submit a special report to the Commission and limit the subsequent releases such that the dose or dose commitment to any MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY from all uranium fuel cycle sources is limited to < 25 mrem to the total body or any organ (except thyroid, which is limited to < 75 mrem) over  any  calendar  year. This  special  report  shall  include  an  analysis  which demonstrates that radiation exposures to all members of the public from all uranium fuel cycle sources (including all effluent pathways and direct radiation) are less than the 40CFR190 standard. Otherwise, obtain a variance from the Commission to permit releases which exceed the 40CFR190 standard.
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.4.1              Dose Calculations - Cumulative dose contributions from liquid and gaseous effluents shall be determined in accordance with Controls 3.2.2, 3.3.2, and 3.3.3; and in accordance with the ODCM.
 
BASES 3/4.4.1            Total Dose
 
This  section  is  provided  to  meet  the  dose  limitations  of  40CFR190  that  have  now  been incorporated into 10CFR20 by 46FR18525. The control requires the preparation and submittal of a special report whenever the calculated doses from plant radioactive effluents exceed twice the design objective doses of 10CFR50, Appendix I. For sites containing up to 4 reactors, it is highly unlikely that the resultant dose to a MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY will exceed  the  dose  limits  of  40CFR190  if  the  individual  reactors  remain  within  the  reporting requirement level. The special report will describe a course of action that should result in the limitation of the annual dose to a MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY to within the 40CFR190 limits. For the purposes of the special report, it may be assumed that the dose commitment to the MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY from other uranium fuel cycle sources is negligible, except dose contributions from other nuclear fuel cycle facilities at the same site or within a radius of 8 km must be considered. If the dose to any MEMBER OF THE PUBLIC beyond the SITE BOUNDARY is estimated to exceed the limits of 40CFR190, a request for a variance in a special report in accordance with 40CFR190.11 and 10CFR20.2203(a)(4)  is  considered  to  be  a  timely  request  and  fulfills  the  requirements  of 40CFR190 until NRC staff action is completed. This is provided that the release conditions resulting in violation of 40CFR190 have not already been corrected. The variance only relates to the limits of 40CFR190, and does not apply in any way to the other requirements for dose limitation of 10CFR20. An individual is not considered a MEMBER OF THE PUBLIC during any period in which he/she is engaged in any operation that is part of the nuclear fuel cycle.
 
3/4-17 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.5              RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING
 
3/4.5.1            Environmental Monitoring Program
 
CONTROLS 3.5.1              An environmental monitoring program shall be conducted to evaluate the effects of station operation on the environs  and to verify the  effectiveness of the  source controls on radioactive materials
 
The radiological environmental monitoring program shall be conducted as specified in Tables 3.5-1 through 3.5-3.
 
APPLICABILITY:  At all times.
 
ACTION:
: a.        With the radiological environmental monitoring program not being conducted as specified in Tables 3.5-1 through 3.5-3, prepare and submit to the Commission, in the Annual Radiological Environmental Monitoring Report required by Technical Specifications Administrative Control 5.6.2, a description of the reasons for not conducting the program as required and the plans for preventing a recurrence.
: b.        With the level of radioactivity as the result of plant effluents in an environmental sampling medium at a specified location exceeding the reporting levels of Table 3.5-4 when averaged over any calendar quarter, prepare and submit to the Commission within 30 days, a special report that identifies the cause(s) for exceeding the limit(s) and defines the corrective actions to be taken to reduce radioactive effluents so that the potential annual dose to a MEMBER OF THE PUBLIC is less than the calendar year  limits  of  Controls  3.2.2,  3.3.2,  or  3.3.3. When  more  than  one  of  the radionuclides in Table 3.5-4 are detected in the sampling medium, this report shall be submitted if:
 
Concentration (1)  +  Concentration (2)  +  .....      1.0 Reporting Level (1)      Reporting Level (2)
 
When radionuclides other than those in Table 3.5-4 are detected and are the result of plant effluents, this report shall be submitted if the potential annual dose to a MEMBER OF THE PUBLIC is equal to or greater than the calendar year limits of Controls 3.2.2, 3.3.2, or 3.3.3. This report is not required if the measured level of radioactivity was not the result of plant effluents; however, in such an event, the condition shall be reported and described in the Annual Radiological Environmental Monitoring Report.
 
3/4-18 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.5              RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING
 
3/4.5.1            Environmental Monitoring Program (Continued)
 
CONTROLS ACTION: (continued)
: c.        DELETED
 
SURVEILLANCE REQUIREMENTS 4.5.1              The radiological environmental monitoring samples shall be collected pursuant to Tables 3.5-1 through 3.5-3 in the Offsite Dose Calculation Manual (ODCM) and shall be analyzed pursuant to the requirements of Table 3.5-1 and the detection capabilities required by Table 4.5-1.
: 1.        Cumulative  dose  contributions  from  the  current  calendar  year  from radionuclides  detected  in  environmental  samples  shall  be  determined  in accordance with the methodology and parameters in the ODCM. These results will be reported in the Annual Radiological Environmental Monitoring Report.
 
BASES 3/4.5.1            Environmental Monitoring Program
 
An environmental radiological monitoring program is conducted to verify the adequacy of in-plant controls on the release of radioactive materials. The program is designed to detect radioactivity concentrations to ensure that radiation doses to individuals do not exceed the levels set forth in 10CFR50, Appendix I.
 
Groundwater  flow  at  the  plant  site  is  into  Cape  Cod  Bay;  therefore,  terrestrial monitoring  of groundwater is not included in this program.
 
Detection capabilities for environmental sample analyses are tabulated in terms of the lower limits of detection (LLD). The LLD in Table 4.5-1 is considered optimum for routine environmental measurements in industrial laboratories. It should be recognized that the LLD is defined as an a priori (before the fact) limit representing the capability of a measurement system and not as an  a posteriori (after the fact) limit for a particular measurement.
 
Detailed discussion of the LLD, and other detection limits can be found in HASL Procedures Manual,  HASL-300  (revised  annually);  Currie,  L.A.,  "Limits  for  Qualitative  Detection  and Quantitative Determination - Application to Radiochemistry", Anal. Chem. 40, 586-93 (1968); and Hartwell,  J.K.,  "Detection  Limits  for  Radioanalytical  Counting  Techniques,"  Atlantic  Richfield Hanford Company Report ARH-SA-215 (June 1975).
 
3/4-19 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-1
 
RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING PROGRAM
 
Exposure Pathway,                      Sampling,                        Sampling, Sample, or                      Measurement,                      Measurement,                  Type and Frequency Measurement                    and/or Collection                and/or Collection                  of Analysis or Type                          Locations(1)                      Frequency                      Measurement
 
DIRECT RADIATION
 
Environmental TLD            46 Locations,                        Quarterly Collection            Gamma exposure          (2);
See Table 3.5-2                                                    Quarterly
 
AIRBORNE
 
Particulates                        6 Locations,                  Continuous sampling with          Gross beta radioactivity See Table 3.5-3                  particulate filter;              analysis 24 hours or Weekly Collection                more after weekly filter change (3);  Weekly AND Gamma isotopic (4) of composite by location; Quarterly
 
3/4-20 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-1 (continued)
 
OPERATIONAL RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING PROGRAM
 
Exposure Pathway,                      Sampling,                        Sampling, Sample, or                    Measurement,                    Measurement,                Type and Frequency Measurement                    and/or Collection                and/or Collection                  of Analysis or Type                        Locations(1)                    Frequency                      Measurement
 
MARINE/AQUATIC
 
Surface Water (7)                Discharge Canal,                Continuous Composite            Gamma isotopic (4),
Sample                          analysis of monthly
                                ---------------------------------- ---------------------------------- composite samples; Powder Point Control (5)        Weekly grab sample              AND H-3 analysis of quarterly composite samples
 
Sediment                            Discharge Canal Outfall,    Semiannual Collection        Gamma isotopic Manomet Point,                                                    analysis  (4)
Plymouth Beach, Plymouth Harbor, Green Harbor Control (5)
 
Mussels                              Discharge Canal Outfall,    Semiannual Collection            Gamma isotopic Plymouth Harbor, Green                                            analysis  (4) on edible Harbor Control (5)                                                portions
 
Soft-shelled clams              Plymouth Harbor,                  Semiannual Collection            Gamma isotopic Duxbury Bay Control      (5)                                      analysis  (4) on edible portions
 
Lobster                                Discharge Canal Outfall    Four times per season,          Gamma isotopic from May through                analysis  (4)  on edible October                          portions Offshore Control                Once per season
 
Fishes                                Discharge Canal Outfall    Semiannual for Group I(7);      Gamma isotopic annually in season for          analysis on edible Groups II, III, and IV (7)      portions Offshore Control (3)            Annually for each group (7);
 
3/4-21 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-1 (continued)
 
NOTES
 
(1)  Specific parameters of distance and direction sector from centerline of the reactor, and additional description where pertinent, are provided for each sample location in Table 3.5-1 in a subsequent tables and figures in the ODCM. Deviations are permitted from the required sampling schedule if samples are unobtainable  due  to  circumstances  such  as  hazardous  conditions,  extreme  inclement  weather, seasonable  unavailability,  and  malfunction  of  automatic  sampling  equipment. If  samples  are unobtainable due to sampling equipment malfunction, efforts shall be made to complete corrective action prior to the end of the next sampling period. All deviations from the sampling schedule shall be documented in the Annual Radiological Environmental Operating Report pursuant to PNPS Technical Specification Administrative Control 5.6.2. It is recognized that, at times, it may not be possible or practicable to continue to obtain samples of the media of choice at the most desired location or time. In these instances suitable alternative media and locations may be chosen for the particular pathway in question  and  appropriate  substitutions  made  within  30  days  in  the  Radiological  Environmental Monitoring  Program  outlined  in  ODCM  Table  3.5-1  and  subsequent  tables. Pursuant  to  PNPS Technical Specification Administrative Control 5.5.1, submit in the next Annual Radioactive Effluent Release Report documentation for a change in the ODCM including revised figure(s) and table(s) for the ODCM  reflecting  the  new  location(s)  with  supporting  information  identifying  the  cause  of  the unavailability of samples for the pathway and justifying the selection of the new location(s) for obtaining samples.
 
(2)  Minimum sensitivity for TLD exposure measurements is 1 R/hr, or 2.19 mR/standard quarter.
 
(3)  Airborne particulate sample filters shall be analyzed for gross beta radioactivity 24 hours or more after sampling to allow of radon and thoron daughter decay. If gross beta activity in air particulate samples is greater than 10 times the yearly mean of control samples, gamma isotopic analysis shall be performed on the individual samples.
 
(4)  Gamma isotopic analysis means the identification and quantification of gamma-emitting radionuclides that may be attributable to the effluents from the facility.
 
(5)  DELETED
 
(6)  Indicates control location.
 
(6)  Groundwater flow at the plant site is into Cape Cod Bay; therefore, terrestrial monitoring of groundwater and/or drinking water is not included in this program.
 
(7)  Fish analyses will be performed on samples from each of the following groups:
 
I. Bottom Oriented          II. Near Bottom            III. Anadromous      IV. Coastal Migratory Distribution
 
Winter Flounder            Tautog                    Alewife                Bluefish Yellowtail Flounder        Cunner                    Rainbow Smelt          Atlantic Herring Atlantic Cod              Striped Bass          Atlantic Menhaden Pollock                                          Atlantic Mackerel Hakes
 
3/4-22 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-2
 
ENVIRONMENTAL TLD LOCATIONS
 
TLD  Station                Location(1)                    TLD  Station                Location(1)
Description                    Code    Distance/Direction  Description                    Code    Distance/Direction TLDs Within Protected Area                                                    Zone 2 TLDs: 3-8 km to 3 km MANOMET ELEM                    ME    3.29 km SE Within Protected Area        P17        107  m  W FENCE-EXEC.BUILDING FENCE-TCF GATE                P11      183  m  ESE FENCE-TCF/BOAT RAMP          P27      185  m  ESE        Zone 4 TLDs:  >15 km(2)
FENCE-TCF/INTAKE BAY          P10      223  m  E          DIV MARINE FISH                DMF    20.97  km  SSE Zone 1 TLDs:  0-3 km                                                            EAST WEYMOUTH SUBST          EW      39.69  km  NW
 
BOAT LAUNCH WEST                BLW    0.11  km  E OVERLOOK AREA                  OA    0.15  km  W HEALTH CLUB                    TC    0.15  km  WSW BOAT LAUNCH EAST                BLE    0.16  km  ESE UPPER PARKING LOT #1          UP-1    0.22  km  SW SHOREFRONT SECURITY            P01    0.22  km  NNW UPPER PARKING LOT #2          UP-2    0.24  km  WSW UPPER PARKING LOT #3          UP-3    0.25  km  WSW ISFSI DOSE  #2                ISF-2  0.29  km  W ISFSI DOSE #1                  ISF-1  0.35  km  SW SHOREFRONT PARKING              PA    0.35  km  NNW ISFSI DOSE #4                  ISF-4  0.35 km    WSW ISFSI DOSE #5                  ISF-5  0.37 km    WSW STATION A                        A    0.37  km  WSW ISFSI DOSE #6                  ISF-6  0.41 km    WSW STATION B                        B    0.44  km  S EAST BREAKWATER                EB    0.44  km  ESE PNPS MET TOWER                  PMT    0.44  km  WNW ISFSI DOSE #7                  ISF-7  0.45 km    W STATION L                        L    0.50  km  ESE STATION G                        G    0.53  km  W PROPERTY LINE                  PL    0.54  km  NNW HALL'S BOG                      HB    0.63  km  SE GREENWOOD HOUSE                GH    0.65  km  ESE W ROCKY HILL ROAD              WR    0.83  km  WNW E ROCKY HILL ROAD              ER    0.89  km  SE CLEFT ROCK                      CR    1.27  km  SSW BAYSHORE/GATE RD                BD    1.34  km  WNW EMERSON ROAD                    EM    1.53  km  SSE EMERSON/PRISCILLA              EP    1.55  km  SE BAYSHORE                        BS    1.76  km  W JOHN GAULEY                    JG    1.99  km  W STATION J                        J    2.04  km  SSE PLYMOUTH YMCA                  RC    2.09  km  WSW TAYLOR/THOMAS                  TT    2.26  km  SE YANKEE VILLAGE                  YV    2.28  km  WSW GOODWIN PROPERTY                GN    2.38  km  SW RIGHT OF WAY                    RW    2.83  km  S TAYLOR/PEARL                    TP    2.98  km  SE
 
(1)  Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the monitoring location.
(2)  Indicates control locations.
 
3/4-23 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-3
 
ROUTINE RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL SAMPLING LOCATIONS
 
Description                                                              No. Code            Distance    Direction
 
Air Particulate Filters Pedestrian Bridge                                                    07      PB                  0.2  km            N East Breakwater                                                      09      EB                  0.5  km          ESE Property Line                                                          06      PL                  0.5  km        NNW East Rocky Hill Road                                              01      ER                0.9  km          SE Cleft Rock                                                                10      CR                1.3  km        SSW East Weymouth Control                                          21      EW                40  km          NW Surface Water Discharge Canal                                                      11      DIS                0.2  km            N Powder Point Control                                              23      PP                  13  km          NNW Sediment Discharge Canal Outfall                                          11      DIS                0.8  km          NE Manomet Point                                                        15      MP                3.3  km          ESE Plymouth Beach                                                      14      PLB              4.0  km        WNW Plymouth Harbor                                                      12      Ply-H            4.1  km            W Green Harbor Control                                              24      GH                16  km          NNW Mussels Discharge Canal Outfall                                          11      DIS              0.7  km          NNE Plymouth Harbor                                                  12      Ply-H              4.1 km            W Green Harbor Control                                              24      GH                16  km          NNW
 
Soft-shelled Clams Plymouth Harbor                                                      12      Ply-H            4.1  km            W Duxbury Bay Control                                                13      Dux-Bay        13  km          NNW
 
Lobster Discharge Canal Outfall                                          11      DIS                0.5  km            N Duxbury Bay Control                                                13      Dux-Bay        11  km          NNW Fishes Discharge Canal Outfall                                          11      DIS                0.5  km            N Cape Cod Bay Control                                            98      CC-Bay          24  km          ESE Buzzards Bay Control                                            90      BB                40  km        SSW Vineyard Sound Control                                          92      MV                64  km          SSW
 
3/4-24 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-1 Environmental TLD Locations Within the PNPS Protected Area
 
TLD Station                  Location*
Description                Code    Distance/Direction TLDs Within Protected Area FENCE-EXEC.BUILDING        P17      107  m  W FENCE-TCF GATE              P11      183  m  ESE FENCE-TCF/BOAT RAMP        P27      185  m  ESE FENCE-TCF/INTAKE BAY        P10      223  m  E
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the monitoring location.
 
3/4-25 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-2
 
TLD and Air Sampling Locations:  Within 1 Kilometer
 
TLD  Station              Location*              Air Sampling Station              Location*
Description                  Code    Distance/Direction  Description                  Code    Distance/Direction Zone 1 TLDs: 0-3 km BOAT LAUNCH WEST              BLW    0.11  km  E        PEDESTRIAN BRIDGE              PB    0.21  km  N OVERLOOK AREA                  OA    0.15  km  W        EAST BREAKWATER                EB    0.44  km  ESE HEALTH CLUB                    TC    0.15  km  WSW      PROPERTY LINE                  PL    0.54  km  NNW BOAT LAUNCH EAST              BLE    0.16  km  ESE      E ROCKY HILL ROAD              ER    0.89  km  SE UPPER PARKING LOT #1          UP-1    0.22  km  SW SHOREFRONT SECURITY            P01    0.22  km  NNW UPPER PARKING LOT #2          UP-2    0.24  km  WSW UPPER PARKING LOT #3          UP-3    0.25  km  WSW ISFSI DOSE #2                ISF-2  0.29  km  W ISFSI DOSE #1                ISF-1  0.35  km  SW SHOREFRONT PARKING              PA  0.35  km  NNW ISFSI DOSE #4                ISF-4  0.35 km    WSW ISFSI DOSE #5                ISF-5  0.37 km    WSW STATION A                      A    0.37  km  WSW ISFSI DOSE #6                ISF-6  0.41 km    WSW STATION B                      B    0.44  km  S EAST BREAKWATER                EB    0.44  km  ESE PNPS MET TOWER                PMT    0.44  km  WNW ISFSI DOSE #7                ISF-7  0.45 km    W STATION L                      L    0.50  km  ESE STATION G                      G    0.53  km  W PROPERTY LINE                  PL    0.54  km  NNW HALL'S BOG                    HB    0.63  km  SE GREENWOOD HOUSE                GH    0.65  km  ESE W ROCKY HILL ROAD              WR    0.83  km  WNW E ROCKY HILL ROAD              ER    0.89  km  SE
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the monitoring location.
 
3/4-26 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-2 (continued)
 
TLD and Air Sampling Locations:  Within 1 Kilometer
 
3/4-27 PNPS-ODCM Rev. 17
 
Figure 3.5-3
 
TLD Locations:  1 to 5 Kilometers TLD  Station                  Location*                Air Sampling  Station                  Location*
Description                      Code    Distance/Direction    Description                      Code      Distance/Direction Zone 1 TLDs: 0-3 km CLEFT ROCK                        CR      1.27  km  SSW CLEFT ROCK                        CR      1.27  km  SSW BAYSHORE/GATE RD                  BD      1.34  km  WNW EMERSON ROAD                        EM    1.53  km  SSE EMERSON/PRISCILLA                EP      1.55  km  SE BAYSHORE                          BS      1.76  km  W JOHN GAULEY                      JG      1.99  km  W STATION J                          J    2.04  km  SSE PLYMOUTH YMCA                    RC      2.09  km  WSW TAYLOR/THOMAS                    TT      2.26  km  SE YANKEE VILLAGE                    YV      2.28  km  WSW GOODWIN PROPERTY                  GN      2.38  km  SW RIGHT OF WAY                      RW    2.83  km  S TAYLOR/PEARL                      TP      2.98  km  SE Zone 2 TLDs: 3-8 km MANOMET ELEM                      ME      3.29 km    SE
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the monitoring location.
 
3/4-28 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-3 (continued)
 
TLD and Air Sampling Locations:  1 to 5 Kilometers
 
3/4-29 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-4
 
TLD and Air Sampling Locations:  Greater Than 5 Kilometers
 
TLD Station                          Location*          Air Sampling Station                    Location*
Description                    Code    Distance/Direction  Description                    Code    Distance/Direction Zone 4 TLDs:  >15 km                                                          EAST WEYMOUTH SUBST          EW      39.69  km  NW
 
DIV MARINE FISH                  DMF  20.97  km  SSE EAST WEYMOUTH SUBST              EW    39.69  km  NW
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the monitoring location.
 
3/4-30 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-4 (continued)
 
TLD and Air Sampling Locations:  Greater Than 5 Kilometers
 
3/4-31 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-5
 
Marine/Aquatic Sampling Locations
 
Description                                                      Code              Distance/Direction*
SURFACE WATER Discharge Canal                                              DIS                  0.2  km  N Powder Point Control                                      PP                  13  km  NNW
 
SEDIMENT Discharge Canal Outfall                                  DIS                0.8  km  NE Manomet Point                                                MP                3.3  km  ESE Plymouth Beach                                              PLB                4.0  km  WNW Plymouth Harbor                                            PLY-H            4.1  km  W Green Harbor Control                                      GH                16  km  NNW
 
MUSSELS Discharge Canal Outfall                                  DIS                0.7  km  NNE Plymouth Harbor                                            PLY-H            4.1  km  W Green Harbor Control                                      GH                16  km  NNW
 
SOFT-SHELLED CLAMS Plymouth Harbor                                            PLY-H            4.1  km  W Duxbury Bay Control                                      DUX-BAY      13  km  NNW
 
LOBSTER Discharge Canal Outfall                                  DIS                0.5  km  N Duxbury Bay Control                                      DUX-BAY      11  km  NNW
 
FISHES Discharge Canal Outfall                                  DIS                0.5  km  N Cape Cod Bay Control                                    CC-BAY        24  km  ESE Buzzards Bay Control                                      BB                  40  km  SSW Vineyard Sound Control                                  MV                64  km  SSW
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the sampling/monitoring location.
 
3/4-32 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-5 (continued)
 
Marine/Aquatic Sampling Locations
 
3/4-33 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-6
 
Environmental Sampling And Measurement Control Locations
 
Description                                    Code      Distance/Direction*    Description                              Code              Distance/Direction*
TLD (Controls)                                                                                  SURFACE WATER Div. Marine Fisheries                    DMF        21  km  SSE              Powder Point Control              PP                13  km  NNW East Weymouth Substation          EW          40  km  NW SEDIMENT AIR SAMPLING (Control)                                                                          Green Harbor Control            GH                16  km  NNW East Weymouth  Substation          EW          40  km  NW
 
MUSSELS Green Harbor Control            GH                16  km  NNW
 
SOFT-SHELLED CLAMS Duxbury Bay Control              DUX-BAY      13  km  NNW
 
LOBSTER Duxbury Bay Control              DUX-BAY      11  km  NNW
 
FISHES Cape Cod Bay Control            CC-BAY        24  km  ESE Buzzards Bay Control            BB                40  km  SSW Vineyard Sound Control          MV                64  km  SSW
* Distance and direction are measured from the centerline of the Reactor Building to the sampling/monitoring location.
 
3/4-34 PNPS-ODCM Rev. 17 Figure 3.5-6 (continued)
 
Environmental Sampling And Measurement Control Locations
 
3/4-35 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 3.5-4
 
REPORTING LEVELS FOR RADIOACTIVITY CONCENTRATIONS IN ENVIRONMENTAL SAMPLES
 
Airborne Water            Particulate              Fish          Food Products Analysis                  pCi/L              or Gases          pCi/kg, wet          pCi/kg, wet pCi/m3 H-3                          30,000 (1)                    --                          --                          --
 
Mn-54                          1,000                      --                    30,000                      --
Co-60                            300                        --                    10,000                      --
 
Zn-65                            300                        --                    20,000                    --
 
Cs-134                          30                        10                      1,000                  1,000 Cs-137                          50                        20                      2,000                  2,000
 
(1)  Value adjusted for fact that no drinking water pathway exists at Pilgrim Station.
 
3/4-36 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 4.5-1
 
DETECTION CAPABILITIES FOR ENVIRONMENTAL SAMPLE ANALYSIS
 
LOWER LIMIT OF DETECTION (LLD)(1)
 
Airborne        Marine and Surface        Particulate        Aquatic            Food Water          or Gases          Foods          Products        Sediment Analysis                pCi/L            pCi/m3        pCi/kg,wet        pCi/kg,wet      pCi/kg,dry Gross Beta                  --                  0.01                  --                    --                    --
H-3                    3000 (2)            --                    --                    --                    --
 
Mn-54                          15                    --                  130                  --                    --
 
Co-60                          15                    --                  130                  --                    --
 
Zn-65                          30                    --                  260                  --                    --
Cs-134                        15                0.05                130                  60                  150
 
Cs-137                        18                0.06                150                  80                  180
 
(1)  Refer to Appendix B of the ODCM for definition of lower limit of detection (LLD).
 
(2)  Value adjusted for fact that no drinking water pathway exists at Pilgrim Station.
 
3/4-37 PNPS-ODCM Rev. 17 3/4.5  RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL MONITORING
 
3/4.5.2            DELETED
 
CONTROLS 3.5.2              DELETED
 
3/4-38 PNPS-ODCM Rev. 16 5.0      RADIOLOGICAL EFFLUENT CONTROLS CROSS REFERENCE
 
Table 5-1 presents a summary of the limits contained in the PNPS Effluent Controls, Sections 3/4.2.1, 3/4.2.2, 3/4.2.3, 3/4.3.1, 3/4.3.3, and 3/4.4.1. This table also presents cross-references to applicable portions of Methodology Section 9.0.
 
This table is intended to serve as a summary of the PNPS Effluent Controls and does not, in itself, establish limits. The specific effluent controls presented in Section 3/4 should be consulted for exact wording and specifics.
 
5-1 PNPS-ODCM Rev. 16 TABLE 5-1
 
PNPS EFFLUENT CONTROLS AND METHODOLOGY CROSS-REFERENCE
 
Effluent Control  Methodology          Applicable Limit          Exposure Section          Section              or Objective              Period            Required Action 3/4.2.1                        10CFR20, App. B, Table 2 Liquid Effluent        9.1              Column 2, and          Instantaneous    Restore concentration to Concentration                                                                            within limits 3/4.2.2                              1.5 mrem T.B.            Calendar Dose- Liquids          9.2              5 mrem Organ              Quarter      30-day report if exceeded 3 mrem T.B.          Calendar Year 10 mrem Organ 3/4.2.3                              0.06 mrem T.B.          Projected for      Operate Liquid Waste Liquid Radwaste          9.2              0.2 mrem Organ              31 days          Treatment System Treatment 3/4.3.1                        ..........................................
Gaseous        ------------------- 1500 mrem/yr Organ from    Instantaneous    Restore release rates to Effluents          9.3.2        particulates with T1/2 > 8d.                        within specifications Dose Rate                                and tritium 3/4.3.3                              7.5 mrem Organ            Calendar Particulates, H-3      9.3.2                                        Quarter      30-day report if exceeded 15 mrem Organ          Calendar Year 3/4.4.1          9.2, 9.3.1,          25 mrem T.B.          Calendar Year      30-day report if controls Total Dose      9.3.2, and 9.4        25 mrem Organ                            3/4.2.2, 3/4.3.2, or 3/4.3.3 75 mrem Thyroid                          are exceeded by a factor of
: 2. Restore dose to public to within the applicable EPA limit(s) or obtain a variance.
 
NOTE:  T.B. means total body.
 
5-2 PNPS-ODCM Rev. 17
 
==6.0      DESCRIPTION==
OF RADWASTE SYSTEMS
 
6.1      Liquid Radwaste System
 
Liquid wastes from Pilgrim Station originates from a variety of sources which have a considerable disparity  in  chemical  and  radio-chemical  composition  and  concentration  (see  section  9.2  of Reference 3). Normally these wastes are collected and treated separately. The liquid wastes fall into the following categories:
: 1)        High Purity
: 2)        Low Purity
: 3)        Detergent
 
High  purity  clean  wastes  are  typically  characterized  by  having  variable  solids  content,  low conductivity, and variable radioactivity. They come from equipment drain sumps, ultrasonic resin cleaner (URC) operation, and the backwash and resin transfer water used to change out the condensate demineralizers. Reuse of processed high-purity waste is highly desirable.
 
Low purity chemical wastes have moderate conductivity and solids content. They come from building floor sumps and are generally high-purity wastes which have been contaminated by dirt, oil, etc. When processed, this stream may or may not be reused depending on the water balance in the plant and the quality of the product.
 
Detergent wastes are low radioactivity concentration wastes that have the potential to contain detergents. This waste is generated from washing and decontamination of equipment, the plant, and personnel. This detergent waste is collected in the miscellaneous waste tank and is not treatable. The  waste  is  passed  through  strainers,  prior  to  discharge  through  the  radwaste discharge header and into the circulating water discharge canal.
 
A schematic of the system as determined in Reference 4 is shown in Figure 4.2-1, in Section 3/4.2.
In the system, the high purity waste is collected in one of two 15,000-gal clean waste tanks. Low purity waste is collected in one of two 15,000 gallon chemical waste tanks. This low purity waste is batched to the clean waste tanks where both types of waste are processed through a mixed bed ion exchange demineralizer and/or reverse osmosis unit. The processed liquid is collected in one of four 18,000 gal treated water holdup tanks. It is reused to the greatest extent possible. In Decommissioning, two of these treated water holdup tanks may be lined up and valved to be recirculated, sampled and over boarded as a single volume of 36,000 gallons.
 
Additionally, as the last of plant system water is treated in preparation for discharge, the use of the Torus (600,000 gallons) as a large capacity treated water tank provides advantages for processing the current inventory of the Torus, Rx Cavity and Spent Fuel Pool and where these discharges may go longer than one day, will be treated as continuous discharges with composite sampling during discharge or grab samples for compositing at least once every 8 hour day shift.
 
Construction Dewatering is the voiding of subsurface structures filled with groundwater infiltration, stormwater runoff and/or precipitation when survey gridding, surveys, and/or core samples need to be performed or collected. In most cases, this water will meet all requirements for direct discharge without treatment, but capacity must be available to permit treatment if conditions warrant and must also meet NPDES permit discharge requirements for the relevant outfall.
 
6.2      DELETED.
 
6-1 PNPS-ODCM Rev. 17 7.0      RELEASE POINT AND MONITOR DESCRIPTION
 
7.1      Radioactive Effluent Release Point Description (Reference 3)
 
7.1.1  Liquid Radioactive Waste Effluent Release
 
The liquid radwaste discharge header receives discharge from the chemical radwaste monitor tank pumps, the clean radwaste treated water transfer pumps, and the miscellaneous waste drain tank pump (see Figure 4.2-1). The header provides controlled discharge through either a low flow discharge path or a high flow discharge path. The high flow path is normally used with a variable liquid radwaste effluent flow from 1-200 gpm. The common discharge header extends from both the low and high flow-paths and is monitored for radiation prior to discharge (see Section 7.2.1).
 
The monitor trips the discharge pumps, closes the flow control valves, and provides an alarm on high radiation. The liquid radwaste effluent is finally discharged to the circulating water discharge canal. Liquid effluent releases enter the Cape Cod Bay at the outfall of the discharge canal which is located about 1100 feet north from the center of the reactor building.
 
In addition, batch releases from sources other than the radwaste tanks are permitted provided at least two independent samples are analyzed in accordance with PNPS Effluent Control Section 4.1.1.a,  an  independent  verification  of  the  release  rate  calculations  is  performed,  and  an independent  verification  of  the  discharge  valving  is  performed. Concentrations  released  to unrestricted areas must be limited to the values specified in 10CFR20.
 
All batch releases which are not processed through the liquid radwaste treatment system are also discharged through an outlet to the circulating water discharge canal. These untreated liquid effluent releases also enter the Cape Cod Bay at the outfall of the discharge canal.
 
7.1.2  DELETED
 
7.1.3  Reactor Building Exhaust Vent Release
 
Air  from  areas  containing  potential  sources  of  radioactive  contamination  such  as  the  reactor building, radwaste building basement, and turbine building basement are discharged through the reactor  building  exhaust  vent  (see  Figure  4.3-1). Normal  airflow  is  routed  from  lesser  to progressively greater areas of radioactive contamination potential prior to final exhaust. The reactor building exhaust vent is continuously monitored by a radiation monitor (see Section 7.2.3).
 
The  operating floor ventilation  is  normally  supplied with  40,000 cfm of filtered and tempered outside air which enters the reactor building through louvers in the east wall. Air is exhausted from the operating floor through ducts located in the roof truss area and the south wall; adjacent to the floor (54,000 cfm per fan). Additional exhaust ducts are located above the water level in the fuel pool, steam dryer/separator storage pool, and the reactor cavity.
 
Two contaminated area exhaust fans (25,000 cfm per fan), each rated at design capacity, are located in the reactor building. The fans discharge to the main exhaust plenum at the base of the reactor building. An additional smaller exhaust fan (5,000 cfm), located in the reactor building, exhausts only from the control rod drive maintenance shop and discharges to the main exhaust plenum. Constant volume control is maintained by inlet vanes which are automatically positioned.
 
The reactor building exhaust vent is a square plenum extending from the top of the west corner of the reactor building. The exhaust plenum releases to the atmosphere at an elevation of 182 feet MSL.
 
7-1 PNPS-ODCM Rev. 17 7.1.4  DELETED
 
7.2  Radioactive Effluent Monitoring System Description (References 3, 5, and 6)
 
7.2.1  Liquid Radioactive Waste Effluent Monitoring System
 
The liquid radiation waste effluent monitoring system consists of a single channel (see Section 7.12 of Reference 3). This channel includes a scintillation detector, a seven decade logarithmic radiation monitor, and a strip chart recorder. The detector is located in a shielded sampler that is located in a section of the radwaste liquid discharge header to minimize background radiation. The meter and recorder are located in the main control room. This channel is connected to the  24 volt DC power bus.
 
The channel has an upscale trip to indicate high radiation level and a downscale trip to indicate instrument trouble. The upscale trip alarms in the main control room (see Section 8.1 for liquid effluent monitor setpoints), trips the monitor tank pumps, and terminates the discharge. The downscale trip alarms in the main control room. The waste discharge valve is the isolation control device for the liquid radwaste effluent stream and it is automatically closed when the alarm is tripped. There are two waste discharge valves, one is situated on a two inch line and the other is situated on a one inch line. Both valves are located prior to the radiation waste effluent monitor and prior to the discharge canal. The valves are air operated valves. The waste discharge valves are:  AO7216A and SV7216A, which are on the 2 inch line; and AO7216B and SV7216B, on the  1 inch line. The power source is the 24 volt DC power bus.
 
Alarm trip circuits can be tested using test signals. The channel is calibrated by laboratory analysis of a grab sample from the liquid radwaste system.
 
7.2.2  DELETED
 
7.2.3  Reactor Building Exhaust Vent Monitoring System
 
The reactor building exhaust vent monitoring system consists of two channels (see Section 7.12 of Reference  3). Each  channel  consists  of  a  gamma-sensitive  detector  and  a  seven  decade logarithmic count rate monitor that includes a power supply and a meter. Both channels are recorded on a two-pen recorder located in the main control room. Both channels are connected to the 24 volt DC power bus and the AC radiation protection system via a transfer switch to the emergency diesel generators.
 
Each monitor has two upscale alarms and one downscale alarm. Exceeding a setpoint initiates an alarm in the main control room, but no control action is provided. The upscale alarms indicate high radiation and the downscale alarm indicates instrument trouble.
 
To monitor particulates the gaseous effluent in the reactor building exhaust vent, a sample is drawn through an isokinetic probe which is located to assure representative sampling. The sample passes through a particulate filter.
 
The system also provides for sampling of particulates by the use of a filter located upstream of the gas being monitored in the shielded chamber. The filter is routinely analyzed in a chemistry laboratory in accordance with PNPS Effluent Controls.
 
7.2.4  DELETED
 
7-2 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 7-1
 
RADIOACTIVE EFFLUENT MONITOR DATA
 
Liquid Effluent
 
Item Manufacturer                                                                                    GE
 
Model Number                                                                          194X900G9
 
Serial Number                                                              6,342,995 PPA 6,342,788 PRM
 
Scale                                                                                                cps
 
Range                                                                                      1E-1 to 1E+6
 
Power                                                                                          24 VDC
 
Location                                                                                    Panel C910
 
Installation Date                                                                            9/13/71
 
Surveillance Test
: a. Daily
      .........................                                                  Channel Check
: b. Monthly                                                                .........................
: c. Quarterly                                                              .........................
Channel Functional Test
 
Calibration
: a. Quarterly                                                              Check Source
: b. 24-month                                                          Known radiation source
 
Alarm Set Points
: a. Hi Alarm                                                              See Section 8.1
: b. Hi-Hi Alarm Isolation Control Device                                                  Waste Discharge Valve
 
7-3 PNPS-ODCM Rev. 17 7.3  Measurement Method During Release (References 3 and 7)
 
7.3.1  Liquid Effluent
 
Prior to the release of any liquid waste, a sample of the release is collected and the specific activity is determined by isotopic analysis. The waste discharge tank is recirculated at least 60 minutes prior to the collection of a sample. The release of any liquid waste is controlled on a mixed effluent concentration limit (ECL) basis, where the sum of the ratios between the isotopic concentration and the ECL is less than one. The specified waste discharge flow rate must be at least 10% less than the maximum waste discharge flow rate which shall not exceed 200 gpm. The discharge of the liquid effluent is made from the liquid radwaste discharge header.
 
7.3.2  Gaseous Effluent
 
. Continuous  samples  are  collected  from  the  reactor  building  vent  changed  out  on  routine frequencies. The  particulate  filters,  and  condensed  water  samples  (if  H-3  gaseous  release estimates are not used) are analyzed for isotopic identification and quantification, in accordance with the PNPS Effluent Controls.
 
7.3.3  Limitations
: a. Gaseous Effluent
: 1)  PNPS Effluent Controls for gaseous release values.
: b. Liquid Effluent
: 1)  PNPS Effluent Controls for liquid release values.
: 2)  If one pump is used to discharge the liquid waste and fails, the release is immediately discontinued.
: 3)  If the discharge flow rate recorder fails, the release is immediately discontinued.
 
7-4 PNPS-ODCM Rev. 17 8.0      MONITOR SET POINTS
 
Radiation monitors are typically used to measure levels of radioactivity in given process and effluent streams. In the case of effluent monitors, various setpoints can be established to cause an annunciator alarm to sound to warn an operator to take a specific action, or in other cases to cause an automated system to isolate the system to curtail the release of radioactivity from that system.
 
In most cases, two levels of alarm are established. Typically, the highest level, or Hi-Hi alarm, is established at or below the level that would correspond to exceeding one of the effluent controls in Section 3/4. In the cases of the liquid radwaste effluent monitor such a high level alarm would cause the system to automatically isolate to prevent additional release.
 
A second level of alert, or Hi alarm, is often set at a lower level to provide early warning of unanticipated elevated levels of radioactivity in the system. This level of alarm is meant to alert the operators of the level of radioactivity, so that evaluations can be performed or additional samples collected to characterize the effluent or process stream. This Hi alarm is typically set at some level that is a fraction of the limit, and is often administratively controlled through procedure guidance.
 
8.1  Liquid Effluent Monitor
 
The setpoint for the liquid effluent monitor (see Section 7.2.1) is established as follows:
: 1)  Prior to a liquid batch release, the waste discharge tank is recirculated for at least 60 minutes and a sample is taken.
: 2)  The liquid effluent sample is analyzed (see Section 7.3) to determine the concentrations of each detectable isotope in  Ci/mL.  (See Appendix B for the definitions of lower limit of detection.)
: 3)  The efficiency (in counts/sec per  Ci/mL) of the liquid discharge monitor is calculated based on prior release experience.
: 4)  The setpoint for the liquid effluent monitor is calculated as follows:
 
a)  Monitor setpoint based on activity concentration
 
c      C  F  f f
where:
 
c  =  the setpoint of the radioactivity monitor measuring the radioactivity concentration in the effluent  line  prior  to  dilution  and  subsequent  release;  the  setpoint,  which  is proportional to the volumetric flow of the effluent line and inversely proportional to the volumetric flow of the dilution stream plus the effluent stream, represents a value, which if exceeded, would result in concentrations exceeding the limits of 10CFR20 in the unrestricted area, (Ci/mL);
 
C  = the effluent concentration limit implementing10CFR20 for the site (      Ci/mL);
 
F  =  the dilution water flow setpoint as measured at the release point, (gpm);
 
f  =  the effluent flow setpoint as measured at the radiation monitor location, (gpm);
 
8-1 PNPS-ODCM Rev. 17 where:
Cwi C =      i Cwi
 
i ECLi
 
Cwi          =  concentration of nuclide i in the liquid waste discharge volume prior to any dilution as determined by current isotopic analysis for gamma emitting nuclides and most recent results from pure beta emitters as specified in Table 4.2-1 of PNPS Effluent Controls, (Ci/mL);
 
ECLi        =  Effluent Concentration Limit of each nuclide i from 10CFR20 Appendix B, Table 2, Column 2, (Ci/mL);
 
b)  Monitor setpoint based on monitor count rate
 
c  =  c  xs  z where:
 
cs = the setpoint of the radioactivity monitor measuring the radionuclide concentration in the effluent line prior to dilution, (counts/sec);
 
c  = the liquid effluent monitor setpoint based on activity concentration as calculated in step 4.a above, ( Ci/mL);
 
x  = the liquid effluent monitor efficiency/conversion factor for activity concentration to count rate, (counts-mL/ Ci-sec);
 
z  = the liquid effluent monitor background count rate, (counts/sec).
 
The setpoint will ensure that the concentration of liquid effluents discharged does not increase above the value for which the maximum permissible discharge flow rate was established (see Section 9.1 of this manual).
 
8.2  DELETED
 
8.3  DELETED
 
8.4  DELETED
 
8-2 PNPS-ODCM Rev. 17 9.0  CALCULATIONAL METHODS
 
This section presents the calculational specifics required to demonstrate compliance with each of the Effluent Controls identified in Section 3/4 of this document.
 
The equations in this section are based on the equations and calculational methods described in Reference 8, unless otherwise specified. These equations have, in some cases, been presented in a slightly different form in an effort to simplify their use. The subscripts used are "a" for age group, "j" for organ, "i" for radionuclide, "p" for pathway and "l" for location. Capital letters have been  used  on  the  dose/dose  rate,  use  factor,  concentration,  and  dose  conversion  factor abbreviations to designate pathways.  "A" is for aquatic foods, "S" for shoreline deposits, "W" for swimming, "Y" for yachting/boating, "G" for ground plane deposition, "B" for breathing/inhalation, "L" for leafy vegetation, and "R" for root crops/non-leafy vegetation.
 
The descriptions of constants, variables, and parameters in this section are also based on those described in Reference 8, unless otherwise specified. The descriptions have, in some cases, been modified to describe the constant, variable, and parameter specific application in the corresponding equation. In addition, some of the constant and variable values have been revised to include more site specific values, to include more technically correct information, or to provide uniformity (e.g.,  -1i values always presented in hr      ). Values for parameters which only have a single value will appear along with the definition. For those parameters which can take on different values for different conditions, the appropriate value will appear in the referenced tables. All numerical constants have been derived from the indicated base conversion factors and are represented in scientific notation to the third significant digit.
 
9.1  Concentrations of Liquid Effluents
 
The following equation shall be used to determine the discharge flow rate such that concentrations of radioactive  effluents released to  unrestricted  areas do  not  exceed the concentration  limits specified in 10CFR20 Appendix B, Table 2, Column 2:
 
DFR =          CW Cwi
 
i  ECLi where:
 
DFR    =  Maximum discharge release rate of liquid effluent, (gal/min).
 
CW    =  Flow rate of dilution water, (sum of waste discharge pumps and/or salt service water pumps), (gal/min).
 
Cwi    =  Concentration of nuclide i in the liquid waste discharge volume prior to any dilution as determined by current isotopic analysis for gamma emitting nuclides and most recent results from pure beta and alpha emitters, (  Ci/mL).
 
ECLi  =  Effluent Concentration Limit of each nuclide    i from 10CFR20 Appendix B, Table 2, Column 2, (Ci/mL).
 
9-1 PNPS-ODCM Rev. 17 9.2  Liquid Effluents Dose Assessment Methodology
 
The following equations shall be used to estimate the annual dose rates due to a release of radioactive liquid effluents. All input parameters (i.e., activity and volume) must be normalized to a 1 year release period. Modification of the final results is necessary for comparison to dose rate limits for periods different than one year. For comparison to monthly limits and quarterly limits, results would be scaled by 1/12 and 1/4, respectively. To determine the dose or dose commitment for a desired period, multiply the annual dose rate by the fraction of the year for the dose period desired. For  purposes  of  projecting resulting dose  estimates  for  the subsequent month, the release rates and concentrations are assumed to be equal to the previous month's release.
 
Pathways assuming internal deposition of radionuclides (i.e., ingestion) involve the use of a      50-year committed dose conversion factor. This entire prospective dose will be assigned to the individual for the year of intake (Reference 8). In the original version of the ODCM, values from Regulatory Guide 1.109 (Reference 8) were used for calculating doses. Upon incorporation of the Generic  Letter  89-01  change  (Revision  8),  and  conversion  to  an  electronic  document,  dose conversion factors were obtained from updated tables used by the NRC in the computer program GASPAR-II  (Reference  9). For  pathways  involving  external  radiation  to  the  total  body  (i.e.,
shoreline activity, swimming, boating), the dose to all other organs is assumed equal to that for the total body (Reference 8, Appendix E).
 
Summation of the dose rates from the equations below should be performed for all significant pathways.
 
9.2.1  Liquid Pathways Annual Dose Rates
 
9.2.1.1  Aquatic Food Ingestion (Fish, Shellfish)
 
DA      UA        CA  DFIajp          ap                ip          aij i
where:
CA      CW  B  e      i  ht ip              il    ip
 
100  12.E    Q  M  ei      li lt CWil                V
 
Above equations derived from Reference 8, equations 2 and A-3.
 
9-2 PNPS-ODCM Rev. 17 9.2.1.2  Shoreline Deposits (Discharge Canal and Recreational Area)
 
DS      US  W      CS  DFGajl            al      lil            ij i
where:
1  e  i bt CS            CWil                        il289.
i
 
CWil    =  same as indicated in Equation 9.2.1.1
 
Above equation derived from Reference 8, equations A-4 through A-7.
 
9.2.1.3  Swimming (White Horse Beach)
 
DW      UW        CW  DFWajl              alil              ij i
where:
 
CWil    =  same as indicated in Equation 9.2.1.1
 
Above equations derived from Reference 10, equation 41 on page 151.
 
9.2.1.4  Yachting/Boating (Cape Cod Bay)
 
DY            UY        CW  DFWajl                      al05.il              ij i
where:
 
CWil    =  same as indicated in Equation 9.2.1.1
 
Above equations derived from Reference 10, equation 41 on page 151.
 
9-3 PNPS-ODCM Rev. 17
 
====9.2.2 Definitions====
 
Bip      =  equilibrium bioaccumulation factor for radionuclide i,  in aquatic foods pathway p, expressed as the concentration in biota (pCi/kg), divided by the concentration in water (pCi/liter) from Table A-1, (liters/kg);
 
Caip    =  concentration of radionuclide i in pathway p of aquatic foods, (pCi/kg);
 
CSil    =  effective surface concentration of radionuclide i in sediments at location l, (pCi/m    2);
 
CWil  =  concentration of radionuclide i in seawater at location l, (pCi/liter);
 
DAajp  =  total annual dose rate from ingestion of aquatic foods to organ j, of individuals of age group a, from pathway p, (mrem/yr);
 
DFGij  =  open field ground plane dose conversion factor for organ j, from radionuclide i, from Table A-10, (mrem-m2/pCi-hr);
 
DFIaij  =  ingestion 50-year committed dose conversion factor for organ j, of individuals in age group a, from radionuclide i, from Table A-15 through A-18 (mrem/pCi ingested);
 
DFWij  =  submersion dose conversion factor in water, for organ j, of individuals in age group a, from radionuclide i, from Table A-2, (mrem-liter/pCi-hr);
 
DSajl  =  total annual dose rate from exposure received during shoreline activities, to organ j, of individuals of age group a, at location l, (mrem/yr);
 
DWajl =  total annual dose rate from exposure received during swimming, to organ j, of individuals of age group a,  at location l, (mrem/yr);
 
DYajl  =  total annual dose rate from exposure received during yachting/boating, to organ j, of individuals in age group a, at location l, (mrem/yr);
 
Ml      =  mixing ratio (reciprocal of dilution factor) at location l of exposure or harvest of aquatic food, from Table A-3, (dimensionless);
 
Qi        =  annual release rate of radionuclide i in liquid effluents, (Ci/yr);
 
tb        =  period of time for which sediment is exposed to radionuclides in seawater, including buildup, (hr, assumed to be 1.31E5 hr = 15y);
 
th        =  time between exposure of aquatic foods to radionuclides in sea water and their consumption by an individual,  from Table A-3, (hr);
 
tl        =  transit time required for radionuclides to reach location l, (hr, assumed to be 0.0 hr from the liquid waste tank to the discharge canal);
 
UAap  =  use factor of aquatic foods from pathway p, by individuals in age group a, from        Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (kg/yr);
 
9-4 PNPS-ODCM Rev. 17 USal  =  use factor (amount of time) an individual in age group a, engages in shoreline activities at location l, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (hr/yr);
 
UWal  =  use factor (amount of time) an individual in age group a, engages in swimming at location l, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (hr/yr);
 
UYal  =  use factor (amount of time) an individual in age group a, engages in yachting/boating at location l, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (hr/yr);
 
V        =  total annual discharge rate of liquids, represented by the sum of liquid effluents and/or salt service water pumps, (liters/yr);
 
Wl      =  shoreline width factor for location l, from Table A-3, (dimensionless);
                                                                -1 i        =  radioactive decay constant of radionuclide i, (hr  );
 
0.50    =  scaling factor for yachting/boating assuming that doses received while on the surface of the water are 1/2 of doses received while immersed in water from Reference 10, (dimensionless);
 
2.89    =  factor to convert for transfer of nuclides from water to sediment, equal to                    100 liters/m2-day from Reference 11 multiplied by 1 day/24 hr and by natural log of 2  (to convert reciprocal  i to half-life), as calculated in Reference 8, equation A-5,  (liter/m  2-hr);
 
1.00E12  =  factor to convert from Ci to pCi, (pCi/Ci);
 
9-5 PNPS-ODCM Rev. 17 9.3  Gaseous Effluents Dose Assessment Methodology
 
The  following  equations  shall  be  used  to  estimate  the  annual  dose  rates  due  to  release  of radioactive gaseous effluents. All input parameters (i.e., activity and volume) must be normalized to a 1 year release period. Modification of final results is necessary for comparison to dose rate limits for periods different than one year. For comparison to monthly limits and quarterly limits, results would be scaled by 1/12 and 1/4, respectively. To determine the dose or dose commitment for a desired period multiply the annual dose rate by the fraction of the year for the dose period desired.
 
Pathways assuming internal deposition of radionuclides (i.e., inhalation, ingestion) involve the use of a 50-year committed dose conversion factor. This entire prospective dose will be assigned to the individual for the year of intake (Reference 8). In the original version of the ODCM, values from Regulatory Guide 1.109 (Reference 8) were used for calculating doses. Upon incorporation of the Generic  Letter  89-01  change  (Revision  8),  and  conversion  to  an  electronic  document,  dose conversion factors were obtained from updated tables used by the NRC in the computer program GASPAR-II (Reference 9). For pathways involving external radiation to the total body (i.e., ground plane  deposition),  the  dose  to  all  other  organs  is  assumed  equal  to  that  for  the  total  body (Reference 8, Appendix E).
 
Summation of the doses rates from the equations below should be performed for all significant pathways and all release points from which significant radioactive effluent releases have occurred (i.e., Reactor Building Exhaust Vent).
 
9.3.1  DELETED
 
9.3.2  Gaseous Pathways Annual Dose Rates from Particulates with a Half-life Greater than 8 Days and Tritium
 
9.3.2.1 Ground Plane Deposition
 
DG    S      CG  DFGj                          i            ij i
where:
1  e  i bt CG          E            Qi100  12.DQi i
 
Above equations derived from Reference 8  equations 12, C-1, and C-2.
 
9.3.2.2  Breathing/Inhalation
 
DB      UB        CB  DFBaj            ai            aij i
where:
CB            E            Qi317  4.Qi    for H-3 c
 
9-6 PNPS-ODCM Rev. 17
 
CB            E            Qi317  4.i    for particulates with T1/2 >8d Q  d
 
Above equations derived from Reference 8, equations 13, C-3, and C-4.
 
9.3.2.3  Leafy Vegetation Ingestion
 
DL      UL  f      CL  DFIaj            a    li          aij i
where:
 
CLi = leafy vegetation concentration as calculated below.
 
Above equation derived from Reference 8, equations 14 and C-13.
 
where:
119  7.E  Qi  Q CH  CL  CP  CRi        i        i          i,      ,      ,c                for H-3 H
 
r        ep1                        1                                        Ei e                                        i btB        eivt CH  CL  CP CR          E  Qi        i        i        i                          i,    ,    ,          .            114  8Dei  ht Q          Y v    Ei                  i for particulates with T1/2 >8 days,
 
Above equations derived from Reference 8, equations C-5 through C-9.
 
9.3.2.4  Root Crop Non-Leafy Vegetation Ingestion
 
DR      UR  f      CR  DFIaj            a  r                i          aij i
where:
 
CRi = root crop concentration as calculated in Equation 9.3.2.3.
 
Above equations derived from Reference 8, equations 14 and C-13.
 
9.3.2.5 DELETED
 
9.3.2.6  DELETED
 
9-7 PNPS-ODCM Rev. 17 9.3.3  Definitions
 
Biv      =  concentration factor for uptake of radionuclide i, from soil in the edible portions of crops, in pCi/kg (wet weight) per pCi/kg dry soil, from Table A-5, (kg/kg);
 
CBi    =  ground-level airborne concentration of radionuclide i, (pCi/m    3);
 
CGi    =  ground plane concentration of radionuclide i, (pCi-hr/m    2-yr);
 
CHi    =  concentration of radionuclide i on harvested/stored feed, (pCi/kg);
 
CLi      =  concentration of radionuclide i in leafy vegetables, (pCi/kg);
 
CRi    =  concentration of radionuclide i in root crops/non-leafy vegetables, (pCi/kg);
 
DBaj  =  total annual dose rate from breathing/ inhalation to organ j, of an individual in age group a, (mrem/yr);
 
DFBaij  =  inhalation 50-year committed dose conversion factor for organ j, of individuals in age group a, from radionuclide i, from Tables A-11 through A-14, (mrem/pCi);
 
DFGij  =  open field ground plane dose conversion factor for organ j, from radionuclide i, from Table A-10, (mrem -m2/pCi-hr);
 
DFIaij  =  ingestion 50-year committed dose conversion factor for organ j, for individuals in age group a, from radionuclide i, from Tables A-15 through A-18, (mrem/pCi);
 
DGj    =  total annual dose rate to organ j from direct exposure to the contaminated ground plane from all radionuclides, (mrem/yr);
 
DLaj  =  total annual dose rate from ingestion of leafy vegetables to organ j, of an individual in age group a, (mrem/yr);
 
DRaj  =  total annual dose rate from ingestion of root crop or non-leafy vegetables to organ j, of an individual in age group a, (mrem/yr);
 
[D/Q]  = deposition rate considering depletion at the receptor location in question, from Table 10-1, (m-2);
 
fl        =  fraction of the ingestion rate of a leafy vegetable that is produced in the garden of interest, (dimensionless; assumed to be 1.0);
 
fr        =  fraction of root crops/non-leafy vegetable that are produced in the garden of interest, (dimensionless; assumed to be 0.76);
 
H        =  absolute humidity of the atmosphere from Reference 15, (g/m      3; assumed to be 5.6 g/m    3);
 
p        =  fractional equilibrium ratio, (dimensionless; assumed to be 1.0 for continuous release);
 
        =  effective surface density for dry soil, (kg/m2; assumed to be 240 kg/m  2);
 
Qi        =  annual release rate of radionuclide i in gaseous effluents (Ci/yr);
 
9-8 PNPS-ODCM Rev. 17
 
rp        =  fraction of deposited particulates retained on crops, (dimensionless; assumed to be 0.2 from References 20  and 21);
 
S        =  attenuation factor that accounts for the dose reduction due to shielding provided by residential structures from Table A-19, (dimensionless);
 
tb        =  time period over which the radionuclide buildup is evaluated, (hr; assumed to be 1.31E5 hr = 15 yr);
 
te        =  time period that crops are exposed to radionuclide deposition during the growing season, from Table A-19, (hr);
 
th        =  holdup time that represents the time interval between harvest and consumption of the food, from Table A-19, (hr);
 
UBa    =  annual breathing rate, for individuals in the age group a, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (m  3/yr);
 
ULa    =  annual intake of leafy vegetables, for individuals in the age group a, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (kg/yr);
 
URa    =  annual intake of root crops/non-leafy vegetables, for individuals in the age group a, from Table A-9 for maximum individual, Table A-8 for average individual, (kg/yr);
 
Yv      =  agricultural productivity/yield, from Table A-19, (kg/m2, wet weight);
[ /Q]c  =  appropriate value of undepleted atmospheric dispersion factor used to estimate ground level airborne concentration of gaseous, (i.e., non-particulate) radionuclides, from  Table 10-1, (sec/m 3);
[ /Q]d  =  appropriate value of the average gaseous dispersion factor corrected for depletion of particulates, from Table 10-1, (sec/m  3);
[ /Q]  =  appropriate value of gamma atmospheric dispersion factor used to estimate ground level gamma dose rate from an elevated or ground level plume as calculated in References 13 and 14, from Table 10-1, (sec/m    3);
                                                            -1 i        =  radioactive decay constant of radionuclide i, (hr  );
                                                                                -1              =    +
Ei      =  effective removal rate constant for radionuclide i from crops, in hr , where    Ei    i
: w. i is the radioactive decay constant, and  -1  -1w is the removal rate constant for physical loss by weathering.      w = 0.0021 hr    , (hr );
 
1.11    =  average ratio of the tissue to air energy absorption coefficients, (mrem/mrad);
 
3.17E4 = 1.00E12 pCi/Ci divided by 3.15E7 sec/yr, (pCi-yr/Ci-Sec)
 
1.19E7 = 1.00E12 pCi/Ci divided by 3.15E7 sec/yr and multiplied by 1.00E3 g/kg and by 0.5 g H-3 in plant water per g H-3 in atmospheric water from Reference 22 (dimensionless) and by 0.75 g water per g plant (dimensionless), as calculated in Reference 8 equation C-9, (pCi-yr-g/Ci-sec-kg);
 
9-9 PNPS-ODCM Rev. 17
 
2.18E7  =  1.00E12  pCi/Ci  divided  by  3.15E7  sec/yr  and  multiplied  by  1.00E3  g/kg  and  by          3 0.11 g Carbon/g plant mass from References 23 and 24 divided by 0.16 g Carbon/m                of air, as calculated in Reference 8 equation C-8, (pCi-yr-m    3/Ci-sec-kg):
 
1.14E8 =  conversion factor to correct activity units and time units for particulate radionuclides, equal to 1.00E12 pCi/Ci multiplied by 1 yr/8760 hr, (pCi-yr/Ci-hr);
 
1.00E12 =  conversion factor to correct for activity units, (pCi/Ci);
 
9-10 PNPS-ODCM Rev. 17 9.4      Total Dose to a Member of the Public
 
The purpose of this section is to describe the method used to calculate the cumulative dose contributions from liquid and gaseous effluents in accordance with PNPS Effluent Controls for total dose. This method can also be used to demonstrate compliance with the Environmental Protection Agency (EPA) 40CFR190, "Environmental Standards for the Uranium Fuel Cycle".
 
Compliance  with  the  PNPS  Effluent  Controls  dose  objectives  for  the  maximum  individual demonstrates compliance with the EPA limits to any member of the public, since the design dose objectives from 10CFR50 Appendix I are much lower than the 40CFR190 dose limits to the general public. With the operational objectives in PNPS Effluent Controls Sections 3.2.2, 3.3.2, and/or 3.3.3  being exceeded by a factor of two, a special analysis must be performed. The purpose of this special analysis is to demonstrate if the total dose to any member of the public (real individual) from all uranium fuel cycle sources (including all real pathways and direct radiation) is limited to less than or equal to 25 mrem per year to the total body or any organ except for the thyroid which is limited to 75 mrem per year.
 
If required, the total dose to a member of the public will be calculated for all significant effluent release points for all real pathways including direct radiation. Only effluent releases from PNPS (Pilgrim Station) need to be considered since no other nuclear fuel cycle facilities exist within a 50 mile radius. The calculations will be based on the equations contained in this section, with the exception that the usage factors and other site specific parameters will be modified using more realistic assumptions, where appropriate.
 
The direct radiation component from the facility can be determined by using environmental TLD results. These results will be corrected for natural background and for actual occupancy time of the recreational areas accessible to the general public at the location of maximum direct radiation.
It is recognized that by including the results from the environmental TLDs into the sum of total dose component, the direct radiation dose may be overestimated. The TLD measurements may include the exposure from ground plane deposition, and shoreline deposition, which have already been included in the summation of the significant dose pathways to the general public. However, this conservative method can be used, if required, as well as any other method for estimating the direct radiation dose from contained radioactive sources within the facility. The methodology used to incorporate the direct radiation component into total dose estimates will be outlined whenever total doses are reported.
 
Therefore, the total dose will be determined based on the most realistic site specific data and parameters to assess the real dose to any member of the general public.
 
9-11 PNPS-ODCM Rev. 17 10.0    RECEPTOR LOCATIONS, HYDROLOGY, AND METEOROLOGY
 
The purpose of this section is to identify those receptor locations which represent critical pathway locations and the methods used to estimate dilution and dispersion factors for these locations.
 
For the dose calculations from liquid effluents, the maximum individual is assumed to:  1) ingest fish and shellfish from the discharge canal, 2) receive direct radiation from shoreline deposits at both the discharge canal and PNPS shoreline recreational area, and 3) receive external radiation while swimming at White Horse Beach as well as while boating on the Cape Cod Bay. The doses are calculated for the various age groups (i.e., infant, child, teenager and adult), as well as for the various organs, (i.e., bone, liver, thyroid, kidney, lung, gastrointestinal tract/lower large intestine, skin, and total body). The maximum total body and organ doses are selected from the totals of the various age groups and organ doses calculated as described above.
 
For liquid effluent pathways, Table A-3 lists the conservative values for the mixing ratio and shore width factor for the various aquatic receptor locations.
 
For the dose calculations for gaseous effluents, the maximum individual is assumed to reside at the receptor location that provides the highest dose from the dose contributions from all gaseous release points where significant releases have occurred. The locations selected in Table 10-1 are the site boundary and a garden at the site boundary. The dose calculations are performed for each release point and totaled for the following dose pathways;  1) ground plane deposition, 2) inhalation, and 3) ingestion of leafy vegetable, and root crops/non-leafy vegetables. The doses are also calculated for the various age groups and for the various organs as described for liquid effluents. The maximum total body, skin, and organ doses are selected from the totals of the various age groups and organ doses calculated as described above.
 
In order to estimate atmospheric dispersion and deposition factors for each of these locations, a computer code supplied by the Yankee Atomic Electric Company was used. The code, AEOLUS (Reference 13), was used to calculate quarterly average values of dispersion and deposition factors.
 
Meteorological data for a ten year period, January 1, 2005 to December 31, 2014, were used for these  analyses. The  most  conservative  quarterly  average  values  of  ground  level  average atmospheric dispersion factor before depletion    [ /Q]c, ground level average atmospheric dispersion factor after depletion  [/Q]d, average gamma dilution factor      [/Q], and average deposition rate
[D/Q] for the ten year period were chosen for each of the critical receptor locations.
 
The technique used to estimate ground level gamma doses from an elevated or ground level plume is based on the sector average finite cloud model of Regulatory Guide 1.109      (Reference 8). The equation has been rearranged into a form similar to the standard semi-infinite cloud equation  thereby  allowing  the  use  of  a  "gamma  Chi/Q"  which  includes  the  effects  of  plume dimensions, gamma energy mix, atmospheric and geometric attenuation, etc.  (See References 13 and 14 for a detailed discussion.)
 
For gaseous effluent pathways, Table10-1 lists the critical locations for receptors and conservative atmospheric dispersion factors for each atmospheric receptor location.
 
10-1 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE 10-1
 
CRITICAL RECEPTOR LOCATIONS AND ATMOSPHERIC DISPERSION FACTORS
[/Q]c                  [/Q]d                  [/Q]                  [D/Q]
Effluent Control Section                                (sec/m3)              (sec/m 3)              (sec/m3)              (1/m2)
 
GROUND-LEVEL RELEASES:  Reactor Building Vent, Turbine Building, etc.
3/4.3.1:  Gaseous Effluent Dose Rate Site Boundary (1)                              7.40E-06            7.04E-06            4.69E-06            5.22E-08 Nearest Garden (2)                          7.40E-06            7.04E-06            4.69E-06            5.22E-08
 
3/4.3.3:  Dose - Radioactive Materials in Particulate Form, and Tritium Site Boundary (1)                              7.40E-06            7.04E-06                N/A                5.22E-08 Nearest Garden (2)                          7.40E-06            7.04E-06                N/A                5.22E-08
 
3/4.4.1:  Total Dose Site Boundary (1)                            7.40E-06            7.04E-06            4.69E-06            5.22E-08 Nearest Garden (2)                          7.40E-06            7.04E-06            4.69E-06            5.22E-08
 
(1)  "Site Boundary" means the location at or beyond the boundary of the restricted area with the highest calculated dispersion and/or deposition factor.
 
(2)  "Nearest Garden" is considered to be the same as the site boundary due to the abundance of small gardens near Pilgrim Station.
 
10-2 PNPS-ODCM Rev. 17 11.0    RADIOLOGICAL ENVIRONMENTAL SAMPLING AND MEASUREMENT LOCATIONS
 
Sampling  and  measurement  locations  have  been  established  for  Pilgrim  Station  considering meteorology, population distribution, hydrology, and land use characteristics of the Plymouth area.
The sampling locations are divided into two classes:  indicator and control. Indicator locations are those which are expected to show effects from PNPS operations, if any exist. These locations were selected primarily on the basis of where the highest predicted environmental concentrations were calculated to occur. While the indicator locations are typically within a few kilometers of the plant, the control stations are generally located so as to be outside the influence of Pilgrim Station.
They provide a basis on which to evaluate fluctuations at indicator locations relative to natural background radiation, natural radioactivity, and fallout from prior nuclear weapons tests.
 
The environmental sampling media collected in the vicinity of Pilgrim Station include air particulate filters, seawater, shellfish, American lobster, fishes, and sediment. The media, sample designation location, description, distance, and direction for indicator and control samples are listed in Tables 3.5-1 and 3.5-3 under Control 3/4.5.1. These sampling locations are also displayed on the maps shown in Figures 3.5-1 through 3.5-5. The frequency of collection and types of radioactivity analysis are described in the PNPS Effluent Control 3/4.5.1, Table 3.5-1. The maximum lower limits  of  detection (LLD)  for the  analytical measurements are specified  in  the  PNPS Effluent Controls Table 4.5-1 (see Appendix B for the definitions of the lower limit of detection).
 
The environmental TLD location designations, distance, and direction from the reactor are listed in Table 3.5-2. The radiation measurement locations for the environmental TLDs are shown in Figures 3.5-1 through 3.5-5. The frequency and type of radiation measurement is described in the PNPS Effluent Control 3/4.5.1, Table 3.5-1.
 
The particulate measurement locations, distance, and direction from the reactor are listed in Table 3.5-2 through 3.5-4. The frequency and type of radiation measurement is described in PNPS Effluent Control 3/4.5.1, Table 3.5-1.
 
The  atmospheric  and  land-based  samples  are  collected  by  station  personnel. The  aquatic samples are collected by an external contractor experienced with diving and marine sampling. The radioactivity analyses of samples and the processing of the environmental TLDs are performed by external laboratories certified to perform these types of analyses.
 
The PNPS staff reviews the radioactivity analysis results from the contractor laboratory. Reporting levels  for  radioactivity  concentrations  in  environmental  samples  are  listed  in  PNPS  Effluent Controls Table 3.5-4. If the radioactivity concentrations are above the reporting levels, the NRC is notified in writing within 30 days. A determination of the cumulative dose contribution for the current year will be performed for radioactivity which is detected that is attributable to PNPS operation. Depending upon the circumstances, a special study may also be conducted.
 
If radioactivity levels in the environment become elevated as a result of the station's operation, an investigation is performed, and corrective actions are recommended to reduce the amount of radioactivity to as far below the legal limits as is reasonably achievable.
 
The radiological environmental sampling and measurement locations are reviewed annually, and modified if necessary.
 
The original radiological monitoring program was modeled after guidance from the NRC presented in Regulatory Guide 4.8 (reference 29). Shortly after the inception of Regulatory Guide 4.8 in 1975, the NRC began to solicit comments on the environmental monitoring guidelines. The NRC working group modified the environmental monitoring guidelines, and issued the revised guidance in  the  form  of  Revision  1  to  the  Branch  Technical  Position  on  an  acceptable  radiological
 
11-1
 
PNPS-ODCM Rev. 17 environmental monitoring program (reference 28). In turn, the Branch Technical Position became the model for environmental monitoring put forth in NUREG-1302. Notable changes in the Branch Technical Position were the elimination of soil sampling, and increased reliance on direct radiation monitoring using environmental thermoluminescent dosimeters (TLDs).
 
Upon  review  of  the  PNPS  radiological  environmental  monitoring  program  in  2002,  several departures from the model program outlined in NUREG-1302 were noted. PNPS was still using the soil sampling program of once per three years outlined in Regulatory Guide 4.8. Also, PNPS was  using  an annual assessment  of  direct  radiation  at  six  locations  using  a  pressurized ion chamber, in addition to the 113 TLDs posted around the plant. Based on the extensive monitoring of airborne particulates above and beyond that prescribed by NUREG-1302, any buildup of plant-related activity in soil would be first indicated in airborne monitoring. Due to the extent and sensitivity of the airborne monitoring efforts, soil sampling and analysis was dropped from the sampling program. In a similar fashion, the integrating nature of TLDs makes this approach to monitoring direct radiation the preferred method, and industry standard. Again, since the PNPS TLD  placement far  exceeds  that  prescribed  by  NUREG-1302,  assessment  of  direct  radiation through use of pressurized ion chamber measurements was dropped in lieu of the extensive TLD monitoring effort.
 
In 1977, Boston Edison Company was pursuing construction of a second unit on the PNPS site.
As part of the preliminary licensing efforts for this second unit, Pilgrim Station committed to an special marine sampling program under the REMP. This program was much more aggressive than that outlined in standard NRC guidance for an environmental monitoring program. This specialized sampling program was agreed to by Boston Edison Company for a period not to exceed 10 years.
 
Following an evaluation of results obtained by this specialized marine sampling program over the past 25 years, it has been determined that the results have shown that the impact of radioactivity in liquid discharges on the general public and environment is negligible. In light of the fact that the terms of the sampling program have expired, the specialized program is no longer warranted.
Furthermore, replacement of the specialized program with a marine sampling program such as that prescribed by the NRC in NUREG-1302 and the Branch Technical Position on Environmental Monitoring  will  still  allow  PNPS  personnel  to  evaluate  the  impact  of  its  operations  on  the environment  and  general  public. Therefore,  PNPS  has  dropped  most  of  the  specialized requirements and has adopted the standard model for marine sampling prescribed by the NRC.
 
11-2
 
PNPS-ODCM Rev. 17 12.0    ANNUAL REPORT PREPARATION
 
12.1    Radioactive Effluent Release Report
 
The annual Radioactive Effluent Release Report covering the operation of Pilgrim Nuclear Power Station during the previous calendar year shall be submitted by May 15 of each year. The report shall include a summary of the quantities of radioactive liquid and gaseous effluents and solid wastes released from the facility. This report shall be submitted in accordance with 10CFR50.36a.
 
General  guidance  for  the  preparation  of  this  report  can  be  found  in  Regulatory  Guide  1.21 (Reference  26). In  addition  to  effluent  and  disposal  data,  this  report  should  also  include summaries of meteorological data in the form of joint frequency distribution tables. This report should present an evaluation of the doses received by members of the public resulting from operation of Pilgrim Station. Liquid and airborne effluent pathways, as discussed in ODCM Section 9, should be used to assess the doses, as well as ambient (direct) radiation exposure resulting from plant operation.
 
In addition to summarizing effluents and their resulting doses, the annual Radioactive Effluent Release Report serves as the vehicle to notify the NRC of any changes in the ODCM. Changes to the ODCM during the previous calendar year shall be submitted in the annual Radioactive Effluent Release Report.
 
12.2    Annual Radiological Environmental Operating Report
 
The Annual Radiological Environmental Operating Report covering the operation of Pilgrim Nuclear Power Station during the previous calendar year shall be submitted by May 15 of each year. The report  shall  include  summaries,  interpretations,  and  analyses  of  trends  of  the  results  of  the Radiological Environmental Monitoring Program for the reporting period. The material provided shall be consistent with the objectives outlined in other sections of the ODCM, as well as 10CFR50 Appendix I, Sections IV.B.2, IV.B.3, and IV.C.
 
The Annual Radiological Environmental Operating Report shall include tables summarizing the results  of  analyses  of  radiological  environmental  samples  and  environmental  radiation measurements taken during the period, pursuant to the locations specified in Section 3/4.5 of the ODCM. Summarized and tabulated results of these analyses and measurements shall be similar in  format  to  guidance  provided  in  the  Radiological  Assessment  Branch  Technical  Position, Revision  1,  November 1979. In the event that  some individual results are  not available  for inclusion in the report, the report shall be submitted noting and explaining the reasons for the missing results. The missing data shall be submitted in a supplementary report as soon as possible.
 
12-1 PNPS-ODCM Rev. 17
 
==13.0  REFERENCES==
: 1)    PNPS Technical Specifications.
: 2)    U. S. Nuclear Regulatory Commission, Generic Letter 89-01, Implementation of Programmatic Controls for Radioactive Effluent Technical Specifications in the Administrative Controls Section of the Technical Specifications and the Relocation of Procedural Details of RETS to the Offsite Dose Calculation Manual or to the Process Control Program, January 1989.
: 3)    Updated Final Safety Analysis Report for Pilgrim Nuclear Power Station, Volumes 1 through 7.
: 4)    Boston Edison Company, Pilgrim Station Unit 1 Appendix I Evaluation, April, 1977.
: 5)    General Electric Company, GEK-32445A, Pilgrim Process Radiation Monitoring System Manual.
: 6)    PNPS Maintenance Department Recalibration and Malfunction Records.
: 7)    PNPS Operations Manual, Volume 7, Book 2:  Chemical and Radiochemical Procedures.
: 8)    U. S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.109, "Calculation of Annual Doses to Man from Routine Releases of Reactor Effluents for the Purpose of Evaluating Compliance with 10CFR50, Appendix I", Revision 1, October, 1977.
: 9)    D.L. Strenge, T.J. Bander, and J.K. Soldat, NUREG/CR-4653, GASPAR II Technical Reference and User Guide, March 1987.
: 10)    "HERMES", A Digital Computer Code for Estimating Regional Radiological Effects from the Nuclear Power Industry, HEDL-TME-N1-168, December 1971.
: 11)    G. L. Toombs and P. B. Culter, "Comprehensive Final Report for the Lower Columbia River Environmental Survey in Oregon June 5, 1961 - July 31, 1967," Oregon State Board of Health, Division of Sanitation and Engineering, 1968.
: 12)    U. S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-0133, "Preparation of Radiological Effluent Technical Specifications for Nuclear Power Plants", Revision 2, May, 1982.
: 13)    J.N. Hamawi, "AEOLUS", Yankee Atomic Electric Company YAEC-1120, 1977.
: 14)    J. N. Hamawi, "SKIRON", Yankee Atomic Electric Company YAEC-1138, 1977.
: 15)    U. S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG/CR-3332, "Radiological Assessment",
December 1983.
: 16)    D. F. Bunck (ed.), USAEC Report IDO-12063, "Controlled Environmental Radioiodine Test, Progress Report Number Two", January 1968.
: 17)    J. D. Zimbrick and P. G. Voilleque, USAEC Report IDO-12065, "Controlled Environmental Radioiodine Tests at the National Reactor Testing Station, Progress Report Number Four,"
December 1968.
 
13-1 PNPS-ODCM Rev. 17
 
==13.0  REFERENCES==
(continued)
: 18)    F. O. Hoffman, IRS-W-6, "Environmental Variables Involved with the Estimation of the 131 Amount of      I in Milk and the Subsequent Dose to the Thyroid," Institute fur Reaktorsicherheit, June 1973.
: 19)    F. O. Hoffman, IRS-W-13, "A Reassessment of the Parameters Used To Predict the 131 Environmental Transport of      I from Air to Milk," Institute fur Reaktorsicherheit, April 1975.
137
: 20)    C. A. Pelletier and P. G. Voilleque, Health Physics, Vol. 21, p. 777, "The Behavior of    Cs and Other Fallout Radionuclides on a Michigan Dairy Farm," 1971.
: 21)    P. G. Voilleque and C. A. Pelletier, Health Physics, Vol. 27, p. 189, "Comparison of External 13754 Irradiation and Consumption of Cow's Milk as Critical Pathways for        Cs,  Mn, and 144Ce-144Pr Released to the Atmosphere", 1974.
: 22)    L. R. Anspaugh et al., USAEC Report UCRL-73195, Rev. 1, "The Dose to Man via the Food-Chain Transfer Resulting from Exposure to Tritiated Water Vapor", 1972.
: 23)    Y. C. Ng et al., USAEC Report UCRL-50163, Part IV, "Prediction of the Maximum Dosage to Man from the Fallout of Nuclear Devices, IV Handbook for Estimating the Maximum Internal Dose from Radionuclides Released to the Biosphere," 1968.
: 24)    R. C. Weast (ed.), "Handbook of Chemistry and Physics," CRC Press, 1970.
: 25)    U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-75/021, "Detailed Measurement of I-131 in Air, Vegetation and Milk Around Three Operating Reactor Sites," March 1975.
: 26)    U.S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.21, "Measuring, Evaluating, and Reporting Radioactivity in Solid Wastes and Releases of Radioactive Materials in Liquid and Gaseous Effluents from Light-Water Cooled Nuclear Power Plants, Revision 2, June 2009.
: 27)    U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-1302, Offsite Dose Calculation Manual Guidance:  Standard Radiological Effluent Controls for Boiling Water Reactors, April 1991.
: 28)    U.S. Nuclear Regulatory Commission, Radiological Assessment Branch Technical Position, Revision 1, November 1979.
: 29)    U.S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 4.8, "Environmental Technical Specifications for Nuclear Power Plants, December 1975.
: 30)    Decommissioning Safety Analysis Report (DSAR) for Pilgrim Nuclear Power Station
: 31)    REE 21-047, Estimating Gaseous Tritium Releases from the RBV, revision 0, issued March 30, 2021
: 32)    PNPS Site Drawing- C1290A Site Radiological Dosimetry Strategy
 
13-2 PNPS-ODCM Rev. 17 APPENDIX A
 
DATA REQUIRED FOR EFFLUENT CALCULATIONS
 
TABLE A-1
 
BIOACCUMULATION FACTORS TO BE USED IN THE ABSENCE OF SITE-SPECIFIC DATA
 
pCi/kg per pCi/liter(1)
 
FRESHWATER                                                SALTWATER ELEMENT                  FISH                  INVERTEBRATE                  FISH                  INVERTEBRATE
 
H                      9.0E-01                      9.0E-01                      9.0E-01                        9.3E-01 C                      4.6E+03                      9.1E+03                      1.8E+03                      1.4E+03 Na                    1.0E+02                      2.0E+02                      6.7E-02                        1.9E-01 P                      1.0E+05                      2.0E+04                      2.9E+04                      3.0E+04 Cr                      2.0E+02                      2.0E+03                      4.0E+02                      2.0E+03 Mn                    4.0E+02                      9.0E+04                      5.5E+02                      4.0E+02 Fe                      1.0E+02                      3.2E+03                      3.0E+03                      2.0E+04 Co                    5.0E+01                      2.0E+02                      1.0E+02                      1.0E+03 Ni                      1.0E+02                      1.0E+02                      1.0E+02                      2.5E+02 Cu                    5.0E+01                      4.0E+02                      6.7E+02                      1.7E+03 Zn                      2.0E+03                      1.0E+04                      2.0E+03                      5.0E+04 Br                      4.2E+02                      3.3E+02                      1.5E-02                      3.1E+00 Rb                    2.0E+03                      1.0E+03                      8.3E+00                      1.7E+01 Sr                      3.0E+01                      1.0E+02                      2.0E+00                      2.0E+01 Y                      2.5E+01                      1.0E+03                      2.5E+01                      1.0E+03 Zr                      3.3E+00                      6.7E+00                      2.0E+02                      8.0E+01 Nb                    3.0E+04                      1.0E+02                      3.0E+04                      1.0E+02 Mo                    1.0E+01                      1.0E+01                      1.0E+01                      1.0E+01 Tc                      1.5E+01                      5.0E+00                      1.0E+01                      5.0E+01 Ru                    1.0E+01                      3.0E+02                      3.0E+00                      1.0E+03 Rh                    1.0E+01                      3.0E+02                      1.0E+01                      2.0E+03 Te                      4.0E+02                      6.1E+03                      1.0E+01                      1.0E+02 Cs                    2.0E+03                      1.0E+03                      4.0E+01                      2.5E+01 Ba                    4.0E+00                      2.0E+02                      1.0E+01                      1.0E+02 La                      2.5E+01                      1.0E+03                      2.5E+01                      1.0E+03 Ce                    1.0E+00                      1.0E+03                      1.0E+01                      6.0E+02 Pr                      2.5E+01                      1.0E+03                      2.5E+01                      1.0E+03 Nd                    2.5E+01                      1.0E+03                      2.5E+01                      1.0E+03 W                      1.2E+03                      1.0E+01                      3.0E+01                      3.0E+01 Np                    1.0E+01                      4.0E+02                      1.0E+01                      1.0E+01
 
(1)  Data presented in this table are from Reference 8.
 
A-1 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-2
 
DOSE FACTORS FOR IMMERSION IN WATER(1)
 
mrem/hr per pCi/Liter(2)
 
NUCLIDE                                            SKIN                                        TOTAL BODY(3)
 
H-3(4)                                              0.0E+00                                            0.0E+00 N-13                                              2.6E-06                                            1.9E-06 C-14(4)                                              3.8E-06                                            0.0E+00 Na-22                                              4.8E-06                                            4.0E-06 Na-24                                              9.3E-06                                            7.8E-06 Cr-51                                              6.4E-08                                            5.2E-08 Mn-54                                              1.8E-06                                            1.5E-06 Fe-55(5)                                            3.6E-10                                            6.4E-11 Fe-59                                              2.6E-06                                            2.2E-06 Co-58                                              2.3E-06                                            1.8E-06 Co-60                                              5.4E-06                                            4.6E-06 Ni-63                                              0.0E+00                                            0.0E+00 Cu-64                                              5.2E-07                                            3.7E-07 Zn--65                                              1.2E-06                                            1.1E-06 Sr-89(5)                                            5.4E-07                                            4.6E-09 Sr-90(5)                                            1.5E-07                                            5.4E-10 Y-90(5)                                              9.6E-07                                            1.3E-08 Sr+Y-90(5),(6)                                        1.1E-06                                            1.3E-08 Zr-95                                              1.8E-06                                            1.5E-06 Nb-95                                              1.6E-06                                            1.4E-06 Mo-99                                              9.1E-07                                            4.7E-07 Ru-103                                            1.1E-06                                            8.9E-07 Ru-106                                            1.9E-06                                            3.8E-07 Te-132                                            4.8E-07                                            4.0E-07 Cs-134                                            3.5E-06                                            2.9E-06 Cs-137                                            1.4E-06                                            1.0E-06 Ba-140                                            7.6E-07                                            4.6E-07 La-140                                            5.3E-06                                            4.1E-06 Ce-141                                            2.4E-07                                            1.3E-07 Ce-144                                            6.2E-08                                            3.0E-08 Pr-144                                              1.3E-06                                            5.6E-08 Ce+Pr-144(7)                                        1.4E-06                                            8.6E-08
 
(1)  Data presented in this table are from Reference 10.
(2)  The same factors apply to adult, teenager, and child.
(3)  Total body factors also apply to other internal organs.
(4)  Not including penetration of oxide into skin.
(5)  Includes bremsstrahlung.
(6)  Use these factors for Sr-90 unless Y-90 concentration is given separately.
(7)  Use these factors for Ce-144 unless Pr-144 concentration is given separately.
 
A-2 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-3
 
RECOMMENDED VALUES FOR LIQUID EFFLUENTS(1)
 
Parameter Symbol      Parameter Description                            Values
 
Ml                                Mixing ratio at location l of exposure 0.2  (Aquatic foods  taken from Discharge or harvest of aquatic foods**                Canal Outfall) (2)
 
0.05  (Shoreline, Pilgrim Station Recreational Area) (3)
 
1.0  (Shoreline, Discharge Canal)
 
0.03  (Swimming, White Horse Beach)
 
0.03  (Boating, Cape Cod Bay)
 
th                                  Period of time between exposure of  24 hr for maximum individual aquatic foods to radionuclides in water and their consumption                  168 hr for average individual, sport fish doses
 
240 hr for average individual, commercial fish doses
 
Wl                                Shoreline width factor for location l        0.5  (Recreational Area) (4)
 
0.1  (Discharge Canal) (4)
 
(1)  Data presented in this table are from Reference 8 unless otherwise noted.
 
(2)  Collection of aquatic foods from within the Discharge Canal is prohibited.
 
(3)  Swimming is prohibited at Pilgrim Station Recreational Area.
 
(4)  From Reference 4.
 
A-3 PNPS-ODCM Rev. 17
 
TABLE A-4  -  DELETED
 
TABLE A-5
 
STABLE ELEMENT TRANSFER DATA(1)
 
Biv                                Fm(Cow)                                  Ff Element                            Veg/Soil                        Milk (day/liter)                    Meat (day/kg)
 
H                                  4.8E+00                            1.0E-02                              1.2E-02 C                                  5.5E+00                            1.2E-02                              3.1E-02 Na                                  5.2E-02                              4.0E-02                              3.0E-02 P                                  1.1E+00                            2.5E-02                              4.6E-02 Cr                                  2.5E-04                              2.2E-03                              2.4E-03 Mn                                  2.9E-02                              2.5E-04                              8.0E-04 Fe                                  6.6E-04                              1.2E-03                              4.0E-02 Co                                  9.4E-03                              1.0E-03                              1.3E-02 Ni                                  1.9E-02                              6.7E-03                              5.3E-02 Cu                                  1.2E-01                              1.4E-02                              8.0E-03 Zn                                  4.0E-01                              3.9E-02                              3.0E-02 Rb                                  1.3E-01                              3.0E-02                              3.1E-02 Sr                                  1.7E-02                              8.0E-04                              6.0E-04 Y                                  2.6E-03                              1.0E-05                              4.6E-03 Zr                                  1.7E-04                              5.0E-06                              3.4E-02 Nb                                  9.4E-03                              2.5E-03                              2.8E-01 Mo                                  1.2E-01                              7.5E-03                              8.0E-03 Tc                                  2.5E-01                              2.5E-02                              4.0E-01 Ru                                  5.0E-02                              1.0E-06                              4.0E-01 Rh                                1.3E+01                            1.0E-02                              1.5E-03 Ag                                  1.5E-01                              5.0E-02                              1.7E-02 Te                                  1.3E+00                            1.0E-03                              7.7E-02 Cs                                  1.0E-02                              1.2E-02                              4.0E-03 Ba                                  5.0E-03                              4.0E-04                              3.2E-03 La                                  2.5E-03                              5.0E-06                              2.0E-04 Ce                                  2.5E-03                              1.0E-04                              1.2E-03 Pr                                  2.5E-03                              5.0E-06                              4.7E-03 Nd                                  2.4E-03                              5.0E-06                              3.3E-03 W                                  1.8E-02                              5.0E-04                              1.3E-03 Np                                  2.5E-03                              5.0E-06                              2.0E-04
 
(1)              Data presented in this table are from Reference 8.
 
TABLE A DELETED
 
TABLE A-7 DELETED
 
A-4 PNPS-ODCM Rev. 17
 
TABLE A-8
 
RECOMMENDED USE FACTORS TO BE APPLIED FOR THE AVERAGE INDIVIDUAL(1), (2)
 
Pathway                                                Adult                Teen                  Child                Infant
 
Fruits, vegetables, & grain  (kg/yr)            190                    240                    200                      -
 
Fish  (kg/yr)                                                6.9                    5.2                    2.2                      -
 
Seafood  (kg/yr)                                          1.0                    0.75                  0.33                    -
 
Drinking Water  (liter/yr)                            370                    260                    260                    330
 
Shoreline recreation  (hr/yr) (3)
 
Discharge Canal                                        8.3                  47                    9.5                    -
 
Pilgrim Station Recreational Area                      8.3                  47                    9.5                    -
 
Swimming  (hr/yr) (3)                                    52                      52                      29                      -
White Horse Beach
 
Boating - Cape Cod Bay (hr/yr) (3)              52                      52                      29                      -
 
Inhalation  (m3/yr)                                      8000                  8000                  3700                  1400
 
(1)  Data presented in this table are from Reference 8, unless otherwise indicated.
 
(2)  Usage factors for the average individual are used to determine the annual dose to the total body and thyroid of an average individual and the annual integrated dose to the population within a 50 mile radius.
 
(3)  From Reference 4.
 
A-5 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-9
 
RECOMMENDED USE FACTORS TO BE APPLIED FOR THE MAXIMUM EXPOSED INDIVIDUAL(1)
 
Pathway                                                  Adult                  Teen                  Child                  Infant
 
Fruits, vegetables, & grain  (kg/yr)            520                    630                    520                      -
 
Leafy Vegetables  (kg/yr))                          64                      42                      26                      -
 
Fish (fresh or salt)  (kg/yr)                          21                      16                    6.9                      -
 
Shellfish  (kg/yr)    (2)                                        9                        6                        3                        -
 
Drinking Water  (liter/yr)                            730                    510                    510                    330
 
Shoreline recreation  (hr/yr) (2)
 
Discharge Canal                                          12                    67                    14                      -
 
Pilgrim Station Recreational Area                        12                    67                    14                      -
 
Swimming  (hr/yr) (2)                                      52                      52                      29                      -
White Horse Beach
 
Boating-Cape Cod Bay  (hr/yr) (2)                52                      52                      29                      -
 
Inhalation  (m3/yr)                                      8000                  8000                  3700                  1400
 
(1)  Data presented in this table are from Reference 8, unless otherwise indicated.
 
(2)  From Reference 4.
 
A-6 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-10
 
EXTERNAL DOSE FACTORS FOR STANDING ON CONTAMINATED GROUND (1) 2 mrem/hr per pCi/m
 
Nuclide              Total Body                Skin                  Nuclide              Total Body                Skin H-3                  0.00E+00            0.00E+00                Zr-93                0.00E+00            0.00E+00 Be-10                0.00E+00            0.00E+00                Zr-95                5.00E-09              5.80E-09 C-14                0.00E+00            0.00E+00                Zr-97                5.50E-09              6.40E-09 N-13                7.60E-09              8.80E-09              Nb-93m              8.20E-13              1.00E-10 F-18                6.80E-09              8.00E-09                Nb-95                5.10E-09              6.00E-09 Na-22                1.60E-08              1.80E-08                Nb-97                4.60E-09              5.40E-09 Na-24                2.50E-08              2.90E-08                Mo-93                2.29E-11              9.32E-10 P-32                0.00E+00            0.00E+00              Mo-99                1.90E-09              2.20E-09 Ca-41                3.41E-09              4.01E-09              Tc-99m              9.60E-10              1.10E-09 Sc-46                1.30E-08              1.50E-08                Tc-99                0.00E+00            0.00E+00 Cr-51                2.20E-10              2.60E-10              Tc-101              2.70E-09              3.00E-09 Mn-54                5.80E-09              6.80E-09              Ru-103              3.60E-09              4.20E-09 Mn-56                1.10E-08              1.30E-08              Ru-105              4.50E-09              5.10E-09 Fe-55                0.00E+00            0.00E+00              Ru-106              1.50E-09              1.80E-09 Fe-59                8.00E-09              9.40E-09              Rh-105              6.60E-10              7.70E-10 Co-57                9.10E-10              1.00E-09              Pd-107              0.00E+00            0.00E+00 Co-58                7.00E-09              8.20E-09              Pd-109              3.50E-11              4.00E-11 Co-60                1.70E-08              2.00E-08              Ag-110m              1.80E-08              2.10E-08 Ni-59                0.00E+00            0.00E+00              Ag-111              1.80E-10              2.10E-10 Ni-63                0.00E+00            0.00E+00            Cd-113m            2.30E-12              2.60E-12 Ni-65                3.70E-09              4.30E-09            Cd-115m            0.00E+00            0.00E+00 Cu-64                1.50E-09              1.70E-09              Sn-123              0.00E+00            6.46E-08 Zn-65                4.00E-09              4.60E-09              Sn-125              5.70E-10              6.60E-10 Zn-69m              2.90E-09              3.40E-09              Sn-126              9.00E-09              1.00E-08 Zn-69                0.00E+00            0.00E+00              Sb-124              1.30E-08              1.50E-08 Se-79                0.00E+00            0.00E+00              Sb-125              3.10E-09              3.50E-09 Br-82                1.90E-08              2.20E-08              Sb-126              8.90E-09              1.00E-08 Br-83                6.40E-11              9.30E-11              Sb-127              5.70E-09              6.60E-09 Br-84                1.20E-08              1.40E-08              Te-125m              3.50E-11              4.80E-11 Br-85                0.00E+00            0.00E+00            Te-127m              1.10E-12              1.30E-12 Rb-86                6.30E-10              7.20E-10              Te-127              1.00E-11              1.10E-11 Rb-87              0.00E+00            0.00E+00            Te-129m              7.70E-10              9.00E-10 Rb-88                3.50E-09              4.00E-09              Te-129              7.10E-10              8.40E-10 Rb-89                1.50E-08              1.80E-08              Te-131m              8.40E-09              9.90E-09 Sr-89                5.60E-13              6.50E-13              Te-131              2.20E-09              2.60E-06 Sr-90                0.00E+00            0.00E+00              Te-132              1.70E-09              2.00E-09 Sr-91                7.10E-09              8.30E-09              Te-133m              1.50E-08              1.70E-08 Sr-92                9.00E-09              1.00E-08              Te-134              1.00E-09              1.20E-09 Y-90                2.20E-12              2.60E-12 Y-91m                3.80E-09              4.40E-09 Y-91                2.40E-11              2.70E-11 Y-92                1.60E-09              1.90E-09 Y-93                5.70E-10              7.80E-10
 
(1) Data presented in this table are from Reference 9.
 
A-7 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-10 (continued)
 
EXTERNAL DOSE FACTORS FOR STANDING ON CONTAMINATED GROUND (1) 2 mrem/hr per pCi/m
 
Nuclide              Total Body                Skin                  Nuclide              Total Body                Skin Cs-134m              6.20E-10              7.30E-10              Pb-210              1.30E-11              1.70E-11 Cs-134              1.20E-08              1.40E-08                Bi-210              0.00E+00            0.00E+00 Cs-135              0.00E+00            0.00E+00              Po-210              5.40E-14              6.20E-14 Cs-136              1.50E-08              1.70E-08              Ra-223              1.50E-09              1.80E-09 Cs-137              4.20E-09              4.90E-09              Ra-224              8.90E-09              1.00E-08 Cs-138              2.10E-08              2.40E-08              Ra-225              8.40E-11              1.20E-10 Cs-139              6.30E-09              7.20E-09              Ra-226              6.40E-09              7.40E-09 Ba-139              2.40E-09              2.70E-09              Ra-228              1.20E-08              1.40E-08 Ba-140              2.10E-09              2.40E-09              Ac-225              1.60E-09              1.80E-09 Ba-141              4.30E-09              4.90E-09              Ac-227              2.00E-09              2.40E-09 Ba-142              7.90E-09              9.00E-09              Th-227              5.10E-10              6.30E-10 La-140              1.50E-08              1.70E-08              Th-228              8.90E-09              1.00E-08 La-141              2.50E-10              2.80E-10              Th-229              2.20E-09              2.70E-09 La-142              1.50E-08              1.80E-08              Th-230              6.50E-09              7.50E-09 Ce-141              5.50E-10              6.20E-10              Th-232              3.00E-09              4.00E-09 Ce-143              2.20E-09              2.50E-09              Th-234              1.10E-10              1.30E-10 Ce-144              3.20E-10              3.70E-10              Pa-231              2.20E-09              2.70E-09 Pr-143              0.00E+00            0.00E+00              Pa-233              1.30E-09              1.50E-09 Pr-144              2.00E-10              2.30E-10                U-232                2.59E-12              2.69E-11 Nd-147              1.00E-09              1.20E-09                U-233                2.30E-09              2.80E-09 Pm-147              0.00E+00            0.00E+00              U-234                6.32E-13              1.59E-10 Pm-148m            1.41E-08              8.16E-08                U-235                3.20E-09              4.00E-09 Pm-148              4.60E-09              5.30E-09                U-236                2.10E-14              1.80E-11 Pm-149              2.50E-11              2.90E-11                U-237                1.00E-09              1.30E-09 Pm-151              2.20E-09              2.30E-09                U-238                1.10E-10              1.50E-10 Sm-151              4.80E-11              2.10E-10              Np-237              1.40E-09              1.60E-09 Sm-153              2.70E-10              3.00E-10              Np-238              2.80E-09              3.20E-09 Eu-152              7.37E-09              8.53E-09              Np-239              9.50E-10              1.10E-09 Eu-154              7.80E-09              9.00E-09              Pu-238              1.30E-12              1.80E-11 Eu-155              3.81E-10              4.33E-10              Pu-239              7.90E-13              7.70E-12 Eu-156              7.60E-09              8.70E-09              Pu-240              1.30E-12              1.80E-11 Tb-160              8.60E-09              1.00E-08              Pu-241              4.60E-12              6.80E-12 Ho-166m            8.90E-09              1.00E-08              Pu-242              1.10E-12              1.60E-11 W-181                2.10E-12              2.80E-12              Pu-244              8.95E-10              9.62E-10 W-185              0.00E+00            0.00E+00              Am-241              1.80E-10              2.60E-10 W-187                3.10E-09              3.60E-09            Am-242m            2.60E-11              1.80E-10 Am-243              1.30E-09              1.50E-09 Cm-242              5.50E-12              2.30E-11 Cm-243              2.30E-09              2.90E-09 Cm-244              2.90E-12              1.80E-11 Cm-245              9.50E-10              1.20E-09 Cm-246              1.00E-12              1.50E-11 Cm-247              2.20E-09              2.60E-09 Cm-248              6.81E-09              5.23E-09 Cf-252              6.60E-08              7.20E-08
 
(1) Data presented in this table are from Reference 9.
 
A-8 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-11
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid        Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        8.98E-08      8.98E-08      8.98E-08      8.98E-08      8.98E-08      8.98E-08 Be-10            1.98E-04      3.06E-05      4.96E-06      No Data        No Data        2.22E-04      1.67E-05 C-14              2.27E-06      4.26E-07      4.26E-07      4.26E-07      4.26E-07      4.26E-07      4.26E-07 N-13              6.27E-09      6.27E-09      6.27E-09      6.27E-09      6.27E-09      6.27E-09      6.27E-09 F-18              4.71E-07      No Data        5.19E-08      No Data        No Data        No Data        9.24E-09 Na-22            1.30E-05      1.30E-05      1.30E-05      1.30E-05      1.30E-05      1.30E-05      1.30E-05 Na-24            1.28E-06      1.28E-06      1.28E-06      1.28E-06      1.28E-06      1.28E-06      1.28E-06 P-32              1.65E-04      9.64E-06      6.26E-06      No Data        No Data        No Data        1.08E-05 Ca-41            3.83E-05      No Data        4.13E-06      No Data        No Data        3.83E-06      2.86E-07 Sc-46            5.51E-05      1.07E-04      3.11E-05      No Data        9.99E-05      No Data        3.23E-05 Cr-51            No Data        No Data        1.25E-08      7.44E-09      2.85E-09      1.80E-06      4.15E-07 Mn-54            No Data        4.95E-06      7.87E-07      No Data        1.23E-06      1.75E-04      9.67E-06 Mn-56            No Data        1.55E-10      2.29E-11      No Data        1.63E-10      1.18E-06      2.53E-06 Fe-55            3.07E-06      2.12E-06      4.93E-07      No Data        No Data        9.01E-06      7.54E-07 Fe-59            1.47E-06      3.47E-06      1.32E-06      No Data        No Data        1.27E-04      2.35E-05 Co-57            No Data        8.65E-08      8.39E-08      No Data        No Data        4.62E-05      3.93E-06 Co-58            No Data        1.98E-07      2.59E-07      No Data        No Data        1.16E-04      1.33E-05 Co-60            No Data        1.44E-06      1.85E-06      No Data        No Data        7.46E-04      3.56E-05 Ni-59            4.06E-06      1.46E-06      6.77E-07      No Data        No Data        8.20E-06      6.11E-07 Ni-63            5.40E-05      3.93E-06      1.81E-06      No Data        No Data        2.23E-05      1.67E-06 Ni-65            1.92E-10      2.62E-11      1.14E-11      No Data        No Data        7.00E-07      1.54E-06 Cu-64            No Data        1.83E-10      7.69E-11      No Data        5.78E-10      8.48E-07      6.12E-06 Zn-65            4.05E-06      1.29E-05      5.82E-06      No Data        8.62E-06      1.08E-04      6.68E-06 Zn-69m        1.02E-09      2.45E-09      2.24E-10      No Data        1.48E-09      2.38E-06      1.71E-05 Zn-69            4.23E-12      8.14E-12      5.65E-13      No Data        5.27E-12      1.15E-07      2.04E-09 Se-79            No Data        3.83E-07      6.09E-08      No Data        5.69E-07      4.47E-05      3.33E-06 Br-82            No Data        No Data        1.69E-06      No Data        No Data        No Data        1.30E-06 Br-83            No Data        No Data        3.01E-08      No Data        No Data        No Data        2.90E-08 Br-84            No Data        No Data        3.91E-08      No Data        No Data        No Data        2.05E-13 Br-85            No Data        No Data        1.60E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        1.69E-05      7.37E-06      No Data        No Data        No Data        2.08E-06 Rb-87            No Data        9.86E-06      3.21E-06      No Data        No Data        No Data        2.88E-07 Rb-88            No Data        4.84E-08      2.41E-08      No Data        No Data        No Data        4.18E-19 Rb-89            No Data        3.20E-08      2.12E-08      No Data        No Data        No Data        1.16E-21 Sr-89            3.80E-05      No Data        1.09E-06      No Data        No Data        1.75E-04      4.37E-05 Sr-90            3.59E-03      No Data        7.21E-05      No Data        No Data        1.20E-03      9.02E-05 Sr-91            7.74E-09      No Data        3.13E-10      No Data        No Data        4.56E-06      2.39E-05 Sr-92            8.43E-10      No Data        3.64E-11      No Data        No Data        2.06E-06      5.38E-06 Y-90              2.61E-07      No Data        7.01E-09      No Data        No Data        2.12E-05      6.32E-05 Y-91m          3.26E-11      No Data        1.27E-12      No Data        No Data        2.40E-07      1.66E-10 Y-91              5.78E-05      No Data        1.55E-06      No Data        No Data        2.13E-04      4.81E-05 Y-92              1.29E-09      No Data        3.77E-11      No Data        No Data        1.96E-06      9.19E-06 Y-93              1.18E-08      No Data        3.26E-10      No Data        No Data        6.06E-06      5.27E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-9 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-11 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            5.22E-05      2.92E-06      1.37E-06      No Data        1.11E-05      2.13E-05      1.51E-06 Zr-95            1.34E-05      4.30E-06      2.91E-06      No Data        6.77E-06      2.21E-04      1.88E-05 Zr-97            1.21E-08      2.45E-09      1.13E-09      No Data        3.71E-09      9.84E-06      6.54E-05 Nb-93m        3.10E-05      1.01E-05      2.49E-06      No Data        1.16E-05      3.11E-05      2.38E-06 Nb-95            1.76E-06      9.77E-07      5.26E-07      No Data        9.67E-07      6.31E-05      1.30E-05 Nb-97            2.78E-11      7.03E-12      2.56E-12      No Data        8.18E-12      3.00E-07      3.02E-08 Mo-93            No Data        1.17E-06      3.17E-08      No Data        3.55E-07      5.11E-05      3.79E-06 Mo-99            No Data        1.51E-08      2.87E-09      No Data        3.64E-08      1.14E-05      3.10E-05 Tc-99m          1.29E-13      3.64E-13      4.63E-12      No Data        5.52E-12      9.55E-08      5.20E-07 Tc-99            3.13E-08      4.64E-08      1.25E-08      No Data        5.85E-07      1.01E-04      7.54E-06 Tc-101          5.22E-15      7.52E-15      7.38E-14      No Data        1.35E-13      4.99E-08      1.36E-21 Ru-103          1.91E-07      No Data        8.23E-08      No Data        7.29E-07      6.31E-05      1.38E-05 Ru-105          9.88E-11      No Data        3.89E-11      No Data        1.27E-10      1.37E-06      6.02E-06 Ru-106          8.64E-06      No Data        1.09E-06      No Data        1.67E-05      1.17E-03      1.14E-04 Rh-105          9.24E-10      6.73E-10      4.43E-10      No Data        2.86E-09      2.41E-06      1.09E-05 Pd-107          No Data        8.27E-08      5.87E-09      No Data        6.57E-07      9.47E-06      7.06E-07 Pd-109          No Data        4.63E-10      1.16E-10      No Data        2.35E-09      1.85E-06      1.52E-05 Ag-110m      1.35E-06      1.25E-06      7.43E-07      No Data        2.46E-06      5.79E-04      3.78E-05 Ag-111          4.25E-08      1.78E-08      8.87E-09      No Data        5.74E-08      2.33E-05      2.79E-05 Cd-113m      No Data        1.54E-04      4.97E-06      No Data        1.71E-04      2.08E-04      1.59E-05 Cd-115m      No Data        2.46E-05      7.95E-07      No Data        1.98E-05      1.76E-04      4.80E-05 Sn-123          3.02E-05      6.67E-07      9.82E-07      5.67E-07      No Data        2.88E-04      3.92E-05 Sn-125          1.16E-06      3.12E-08      7.03E-08      2.59E-08      No Data        7.37E-05      6.81E-05 Sn-126          1.58E-04      4.18E-06      6.00E-06      1.23E-06      No Data        1.17E-03      1.59E-05 Sb-124          3.90E-06      7.36E-08      1.55E-06      9.44E-09      No Data        3.10E-04      5.08E-05 Sb-125          6.67E-06      7.44E-08      1.58E-06      6.75E-09      No Data        2.18E-04      1.26E-05 Sb-126          4.50E-07      9.13E-09      1.62E-07      2.75E-09      No Data        9.57E-05      6.01E-05 Sb-127          3.30E-08      7.22E-10      1.27E-08      3.97E-10      No Data        2.05E-05      3.77E-05 Te-125m      4.27E-07      1.98E-07      5.84E-08      1.31E-07      1.55E-06      3.92E-05      8.83E-06 Te-127m      1.58E-06      7.21E-07      1.96E-07      4.11E-07      5.72E-06      1.20E-04      1.87E-05 Te-127          1.75E-10      8.03E-11      3.87E-11      1.32E-10      6.37E-10      8.14E-07      7.17E-06 Te-129m      1.22E-06      5.84E-07      1.98E-07      4.30E-07      4.57E-06      1.45E-04      4.79E-05 Te-129          6.22E-12      2.99E-12      1.55E-12      4.87E-12      2.34E-11      2.42E-07      1.96E-08 Te-131m      8.74E-09      5.45E-09      3.63E-09      6.88E-09      3.86E-08      1.82E-05      6.95E-05 Te-131          1.39E-12      7.44E-13      4.49E-13      1.17E-12      5.46E-12      1.74E-07      2.30E-09 Te-132          3.25E-08      2.69E-08      2.02E-08      2.37E-08      1.82E-07      3.60E-05      6.37E-05 Te-133m      7.24E-12      5.40E-12      4.17E-12      6.27E-12      3.74E-11      5.51E-07      7.65E-09 Te-134          3.84E-12      3.22E-12      1.57E-12      3.44E-12      2.18E-11      4.34E-07      2.97E-11
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-10 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-11 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      1.59E-08      3.20E-08      1.72E-08      No Data        1.83E-08      2.93E-09      7.92E-09 Cs-134          4.66E-05      1.06E-04      9.10E-05      No Data        3.59E-05      1.22E-05      1.30E-06 Cs-135          1.46E-05      1.29E-05      5.99E-06      No Data        5.11E-06      1.57E-06      2.11E-07 Cs-136          4.88E-06      1.83E-05      1.38E-05      No Data        1.07E-05      1.50E-06      1.46E-06 Cs-137          5.98E-05      7.76E-05      5.35E-05      No Data        2.78E-05      9.40E-06      1.05E-06 Cs-138          4.14E-08      7.76E-08      4.05E-08      No Data        6.00E-08      6.07E-09      2.33E-13 Cs-139          2.56E-08      3.63E-08      1.39E-08      No Data        3.05E-08      2.84E-09      5.49E-31 Ba-139          1.17E-10      8.32E-14      3.42E-12      No Data        7.78E-14      4.70E-07      1.12E-07 Ba-140          4.88E-06      6.13E-09      3.21E-07      No Data        2.09E-09      1.59E-04      2.73E-05 Ba-141          1.25E-11      9.41E-15      4.20E-13      No Data        8.75E-15      2.42E-07      1.45E-17 Ba-142          3.29E-12      3.38E-15      2.07E-13      No Data        2.86E-15      1.49E-07      1.96E-26 La-140          4.30E-08      2.17E-08      5.73E-09      No Data        No Data        1.70E-05      5.73E-05 La-141          5.34E-10      1.66E-10      2.71E-11      No Data        No Data        1.35E-06      7.31E-06 La-142          8.54E-11      3.88E-11      9.65E-12      No Data        No Data        7.91E-07      2.64E-07 Ce-141          2.49E-06      1.69E-06      1.91E-07      No Data        7.83E-07      4.52E-05      1.50E-05 Ce-143          2.33E-08      1.72E-08      1.91E-09      No Data        7.60E-09      9.97E-06      2.83E-05 Ce-144          4.29E-04      1.79E-04      2.30E-05      No Data        1.06E-04      9.72E-04      1.02E-04 Pr-143          1.17E-06      4.69E-07      5.80E-08      No Data        2.70E-07      3.51E-05      2.50E-05 Pr-144          3.76E-12      1.56E-12      1.91E-13      No Data        8.81E-13      1.27E-07      2.69E-18 Nd-147          6.59E-07      7.62E-07      4.56E-08      No Data        4.45E-07      2.76E-05      2.16E-05 Pm-147        8.37E-05      7.87E-06      3.19E-06      No Data        1.49E-05      6.60E-05      5.54E-06 Pm-148m      9.82E-06      2.54E-06      1.94E-06      No Data        3.85E-06      2.14E-04      4.18E-05 Pm-148        3.84E-07      6.37E-08      3.20E-08      No Data        1.20E-07      3.91E-05      5.80E-05 Pm-149        3.44E-08      4.87E-09      1.99E-09      No Data        9.19E-09      7.21E-06      2.50E-05 Pm-151        8.50E-09      1.42E-09      7.21E-10      No Data        2.55E-09      3.94E-06      2.00E-05 Sm-151        8.59E-05      1.48E-05      3.55E-06      No Data        1.66E-05      4.45E-05      3.25E-06 Sm-153        1.70E-08      1.42E-08      1.04E-09      No Data        4.59E-09      4.14E-06      1.58E-05 Eu-152          2.38E-04      5.41E-05      4.76E-05      No Data        3.35E-04      3.43E-04      1.59E-05 Eu-154          7.40E-04      9.10E-05      6.48E-05      No Data        4.36E-04      5.84E-04      3.40E-05 Eu-155          1.01E-04      1.43E-05      9.21E-06      No Data        6.59E-05      9.46E-05      5.95E-06 Eu-156          1.93E-06      1.48E-06      2.40E-07      No Data        9.95E-07      8.56E-05      4.50E-05 Tb-160          2.21E-05      No Data        2.75E-06      No Data        9.10E-06      1.92E-04      2.68E-05 Ho-166m      3.37E-04      1.05E-04      8.00E-05      No Data        1.57E-04      3.94E-04      1.59E-05 W-181          6.23E-09      2.03E-09      2.17E-10      No Data        No Data        1.71E-06      2.53E-07 W-185          1.95E-07      6.47E-08      6.81E-09      No Data        No Data        5.57E-05      1.07E-05 W-187          1.06E-09      8.85E-10      3.10E-10      No Data        No Data        3.63E-06      1.94E-05 Pb-210          2.64E-02      6.73E-03      8.37E-04      No Data        2.12E-02      2.62E-02      1.51E-06 Bi-210          2.31E-07      1.59E-06      1.32E-07      No Data        1.92E-05      1.11E-03      2.95E-05 Po-210          3.97E-04      8.60E-04      9.58E-05      No Data        2.95E-03      3.14E-02      4.19E-05 Ra-223          1.80E-04      2.77E-07      3.60E-05      No Data        7.85E-06      2.55E-02      2.84E-04 Ra-224          1.98E-05      4.78E-08      3.96E-06      No Data        1.35E-06      8.77E-03      3.01E-04 Ra-225          3.00E-04      3.56E-07      5.99E-05      No Data        1.01E-05      2.92E-02      2.71E-04 Ra-226          1.25E-01      2.39E-06      9.14E-02      No Data        6.77E-05      1.17E-01      2.94E-04 Ra-228          4.41E-02      1.23E-06      4.78E-02      No Data        3.48E-05      1.61E-01      5.00E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-11 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-11 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          4.23E-04      5.82E-04      2.84E-05      No Data        6.63E-05      2.21E-02      2.52E-04 Ac-227          2.30E+00      3.05E-01      1.36E-01      No Data        9.82E-02      2.41E-01      5.08E-05 Th-227          2.17E-04      3.92E-06      6.25E-06      No Data        2.22E-05      3.77E-02      3.34E-04 Th-228          2.00E-01      3.39E-03      6.77E-03      No Data        1.89E-02      1.01E+00      3.49E-04 Th-229          1.51E+01      4.34E-01      2.51E-01      No Data        2.13E+00      3.62E+00      4.83E-05 Th-230          2.29E+00      1.31E-01      6.36E-02      No Data        6.40E-01      6.21E-01      3.73E-05 Th-232          2.56E+00      1.12E-01      9.04E-04      No Data        5.47E-01      5.96E-01      3.17E-05 Th-234          1.63E-06      9.56E-08      4.70E-08      No Data        5.41E-07      1.89E-04      7.03E-05 Pa-231          5.08E+00      1.91E-01      1.98E-01      No Data        1.07E+00      5.75E-02      4.44E-05 Pa-233          1.21E-06      2.42E-07      2.09E-07      No Data        9.15E-07      3.52E-05      1.02E-05 U-232            5.14E-02      No Data        3.66E-03      No Data        5.56E-03      2.22E-01      4.21E-05 U-233            1.09E-02      No Data        6.60E-04      No Data        2.54E-03      5.32E-02      3.89E-05 U-234            1.04E-02      No Data        6.46E-04      No Data        2.49E-03      5.22E-02      3.81E-05 U-235            1.00E-02      No Data        6.07E-04      No Data        2.34E-03      4.90E-02      4.84E-05 U-236            1.00E-02      No Data        6.20E-04      No Data        2.39E-03      5.00E-02      3.57E-05 U-237            3.67E-08      No Data        9.77E-09      No Data        1.51E-07      1.02E-05      1.20E-05 U-238            9.58E-03      No Data        5.67E-04      No Data        2.18E-03      4.58E-02      3.41E-05 Np-237          1.56E+00      1.00E+00      6.87E-02      No Data        5.10E-01      5.22E-02      4.92E-05 Np-238          2.96E-07      7.20E-08      4.61E-09      No Data        2.72E-08      1.02E-05      2.13E-05 Np-239          2.87E-08      2.54E-08      1.55E-09      No Data        8.75E-09      4.70E-06      1.49E-05 Pu-238          1.43E+00      9.71E-01      6.90E-02      No Data        2.96E-01      1.82E-01      4.52E-05 Pu-239          1.66E+00      1.07E+00      7.75E-02      No Data        3.30E-01      1.72E-01      4.13E-05 Pu-240          1.65E+00      1.07E+00      7.73E-02      No Data        3.29E-01      1.72E-01      4.21E-05 Pu-241          3.42E-02      8.69E-03      1.29E-03      No Data        5.93E-03      1.52E-04      8.65E-07 Pu-242          1.53E+00      1.03E+00      7.46E-02      No Data        3.17E-01      1.65E-01      4.05E-05 Pu-244          1.79E+00      1.18E+00      8.54E-02      No Data        3.64E-01      1.89E-01      6.03E-05 Am-241        1.68E+00      1.13E+00      6.71E-02      No Data        5.04E-01      6.06E-02      4.60E-05 Am-242m      1.70E+00      1.06E+00      6.73E-02      No Data        5.01E-01      2.44E-02      5.79E-05 Am-243        1.68E+00      1.10E+00      6.57E-02      No Data        4.95E-01      5.75E-02      5.40E-05 Cm-242        2.22E-02      1.77E-02      9.84E-04      No Data        4.48E-03      3.92E-02      4.91E-05 Cm-243        1.10E+00      7.61E-01      4.61E-02      No Data        2.15E-01      6.31E-02      4.84E-05 Cm-244        8.37E-01      5.88E-01      3.51E-02      No Data        1.64E-01      6.06E-02      4.68E-05 Cm-245        1.74E+00      1.14E+00      7.14E-02      No Data        3.33E-01      5.85E-02      4.36E-05 Cm-246        1.73E+00      1.14E+00      7.13E-02      No Data        3.33E-01      5.96E-02      4.29E-05 Cm-247        1.68E+00      1.12E+00      7.03E-02      No Data        3.28E-01      5.85E-02      5.63E-05 Cm-248        1.40E+01      9.26E+00      5.79E-01      No Data        2.70E+00      4.82E-01      9.09E-04 Cf-252          5.43E-01      No Data        2.33E-02      No Data        No Data        1.99E-01      1.78E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-12 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-12
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid        Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        9.06E-08      9.06E-08      9.06E-08      9.06E-08      9.06E-08      9.06E-08 Be-10            2.78E-04      4.33E-05      7.09E-06      No Data        No Data        3.84E-04      1.77E-05 C-14              3.25E-06      6.09E-07      6.09E-07      6.09E-07      6.09E-07      6.09E-07      6.09E-07 N-13              8.65E-09      8.65E-09      8.65E-09      8.65E-09      8.65E-09      8.65E-09      8.65E-09 F-18              6.52E-07      No Data        7.10E-08      No Data        No Data        No Data        3.89E-08 Na-22            1.76E-05      1.76E-05      1.76E-05      1.76E-05      1.76E-05      1.76E-05      1.76E-05 Na-24            1.72E-06      1.72E-06      1.72E-06      1.72E-06      1.72E-06      1.72E-06      1.72E-06 P-32              2.36E-04      1.37E-05      8.95E-06      No Data        No Data        No Data        1.16E-05 Ca-41            4.05E-05      No Data        4.38E-06      No Data        No Data        1.01E-01      3.03E-07 Sc-46            7.24E-05      1.41E-04      4.18E-05      No Data        1.35E-04      No Data        2.98E-05 Cr-51            No Data        No Data        1.69E-08      9.37E-09      3.84E-09      2.62E-06      3.75E-07 Mn-54            No Data        6.39E-06      1.05E-06      No Data        1.59E-06      2.48E-04      8.35E-06 Mn-56            No Data        2.12E-10      3.15E-11      No Data        2.24E-10      1.90E-06      7.18E-06 Fe-55            4.18E-06      2.98E-06      6.93E-07      No Data        No Data        1.55E-05      7.99E-07 Fe-59            1.99E-06      4.62E-06      1.79E-06      No Data        No Data        1.91E-04      2.23E-05 Co-57            No Data        1.18E-07      1.15E-07      No Data        No Data        7.33E-05      3.93E-06 Co-58            No Data        2.59E-07      3.47E-07      No Data        No Data        1.68E-04      1.19E-05 Co-60            No Data        1.89E-06      2.48E-06      No Data        No Data        1.09E-03      3.24E-05 Ni-59            5.44E-06      2.02E-06      9.24E-07      No Data        No Data        1.41E-05      6.48E-07 Ni-63            7.25E-05      5.43E-06      2.47E-06      No Data        No Data        3.84E-05      1.77E-06 Ni-65            2.73E-10      3.66E-11      1.59E-11      No Data        No Data        1.17E-06      4.59E-06 Cu-64            No Data        2.54E-10      1.06E-10      No Data        8.01E-10      1.39E-06      7.68E-06 Zn-65            4.82E-06      1.67E-05      7.80E-06      No Data        1.08E-05      1.55E-04      5.83E-06 Zn-69m        1.44E-09      3.39E-09      3.11E-10      No Data        2.06E-09      3.92E-06      2.14E-05 Zn-69            6.04E-12      1.15E-11      8.07E-13      No Data        7.53E-12      1.98E-07      3.56E-08 Se-79            No Data        5.43E-07      8.71E-08      No Data        8.13E-07      7.71E-05      3.53E-06 Br-82            No Data        No Data        2.28E-06      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        4.30E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        5.41E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        2.29E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        2.38E-05      1.05E-05      No Data        No Data        No Data        2.21E-06 Rb-87            No Data        1.40E-05      4.58E-06      No Data        No Data        No Data        3.05E-07 Rb-88            No Data        6.82E-08      3.40E-08      No Data        No Data        No Data        3.65E-15 Rb-89            No Data        4.40E-08      2.91E-08      No Data        No Data        No Data        4.22E-17 Sr-89            5.43E-05      No Data        1.56E-06      No Data        No Data        3.02E-04      4.64E-05 Sr-90            4.14E-03      No Data        8.33E-05      No Data        No Data        2.06E-03      9.56E-05 Sr-91            1.10E-08      No Data        4.39E-10      No Data        No Data        7.59E-06      3.24E-05 Sr-92            1.19E-09      No Data        5.08E-11      No Data        No Data        3.43E-06      1.49E-05 Y-90              3.73E-07      No Data        1.00E-08      No Data        No Data        3.66E-05      6.99E-05 Y-91m          4.63E-11      No Data        1.77E-12      No Data        No Data        4.00E-07      3.77E-09 Y-91              8.26E-05      No Data        2.21E-06      No Data        No Data        3.67E-04      5.11E-05 Y-92              1.84E-09      No Data        5.36E-11      No Data        No Data        3.35E-06      2.06E-05 Y-93              1.69E-08      No Data        4.65E-10      No Data        No Data        1.04E-05      7.24E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-13 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-12 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            6.83E-05      3.38E-06      1.84E-06      No Data        1.16E-05      3.67E-05      1.60E-06 Zr-95            1.82E-05      5.73E-06      3.94E-06      No Data        8.42E-06      3.36E-04      1.86E-05 Zr-97            1.72E-08      3.40E-09      1.57E-09      No Data        5.15E-09      1.62E-05      7.88E-05 Nb-93m        4.14E-05      1.36E-05      3.41E-06      No Data        1.59E-05      5.36E-05      2.52E-06 Nb-95            2.32E-06      1.29E-06      7.08E-07      No Data        1.25E-06      9.39E-05      1.21E-05 Nb-97            3.92E-11      9.72E-12      3.55E-12      No Data        1.14E-11      4.91E-07      2.71E-07 Mo-93            No Data        1.66E-06      4.52E-08      No Data        5.06E-07      8.81E-05      3.99E-06 Mo-99            No Data        2.11E-08      4.03E-09      No Data        5.14E-08      1.92E-05      3.36E-05 Tc-99m          1.73E-13      4.83E-13      6.24E-12      No Data        7.20E-12      1.44E-07      7.66E-07 Tc-99            4.48E-08      6.58E-08      1.79E-08      No Data        8.35E-07      1.74E-04      7.99E-06 Tc-101          7.40E-15      1.05E-14      1.03E-13      No Data        1.90E-13      8.34E-08      1.09E-16 Ru-103          2.63E-07      No Data        1.12E-07      No Data        9.29E-07      9.79E-05      1.36E-05 Ru-105          1.40E-10      No Data        5.42E-11      No Data        1.76E-10      2.27E-06      1.13E-05 Ru-106          1.23E-05      No Data        1.55E-06      No Data        2.38E-05      2.01E-03      1.20E-04 Rh-105          1.32E-09      9.48E-10      6.24E-10      No Data        4.04E-09      4.09E-06      1.23E-05 Pd-107          No Data        1.17E-07      8.39E-09      No Data        9.39E-07      1.63E-05      7.49E-07 Pd-109          No Data        6.56E-10      1.66E-10      No Data        3.36E-09      3.19E-06      1.96E-05 Ag-110m      1.73E-06      1.64E-06      9.99E-07      No Data        3.13E-06      8.44E-04      3.41E-05 Ag-111          6.07E-08      2.52E-08      1.26E-08      No Data        8.17E-08      4.00E-05      3.00E-05 Cd-113m      No Data        2.17E-04      7.10E-06      No Data        2.43E-04      3.59E-04      1.68E-05 Cd-115m      No Data        3.48E-05      1.14E-06      No Data        2.82E-05      3.03E-04      5.10E-05 Sn-123          4.31E-05      9.44E-07      1.40E-06      7.55E-07      No Data        4.96E-04      4.16E-05 Sn-125          1.66E-06      4.42E-08      9.99E-08      3.45E-08      No Data        1.26E-04      7.29E-05 Sn-126          2.18E-04      5.39E-06      8.24E-06      1.42E-06      No Data        1.72E-03      1.68E-05 Sb-124          5.38E-06      9.92E-08      2.10E-06      1.22E-08      No Data        4.81E-04      4.98E-05 Sb-125          9.23E-06      1.01E-07      2.15E-06      8.80E-09      No Data        3.42E-04      1.24E-05 Sb-126          6.19E-07      1.27E-08      2.23E-07      3.50E-09      No Data        1.55E-04      6.01E-05 Sb-127          4.64E-08      9.92E-10      1.75E-08      5.21E-10      No Data        3.31E-05      3.94E-05 Te-125m      6.10E-07      2.80E-07      8.34E-08      1.75E-07      No Data        6.70E-05      9.38E-06 Te-127m      2.25E-06      1.02E-06      2.73E-07      5.48E-07      8.17E-06      2.07E-04      1.99E-05 Te-127          2.51E-10      1.14E-10      5.52E-11      1.77E-10      9.10E-10      1.40E-06      1.01E-05 Te-129m      1.74E-06      8.23E-07      2.81E-07      5.72E-07      6.49E-06      2.47E-04      5.06E-05 Te-129          8.87E-12      4.22E-12      2.20E-12      6.48E-12      3.32E-11      4.12E-07      2.02E-07 Te-131m      1.23E-08      7.51E-09      5.03E-09      9.06E-09      5.49E-08      2.97E-05      7.76E-05 Te-131          1.97E-12      1.04E-12      6.30E-13      1.55E-12      7.72E-12      2.92E-07      1.89E-09 Te-132          4.50E-08      3.63E-08      2.74E-08      3.07E-08      2.44E-07      5.61E-05      5.79E-05 Te-133m      1.01E-11      7.33E-12      5.71E-12      8.18E-12      5.07E-11      8.71E-07      1.23E-07 Te-134          5.31E-12      4.35E-12      3.64E-12      4.46E-12      2.91E-11      6.75E-07      1.37E-09
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-14 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-12 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      2.20E-08      4.35E-08      2.35E-08      No Data        2.54E-08      4.56E-09      2.02E-08 Cs-134          6.28E-05      1.41E-04      6.86E-05      No Data        4.69E-05      1.83E-05      1.22E-06 Cs-135          2.08E-05      1.82E-05      4.47E-06      No Data        7.30E-06      2.70E-06      2.23E-07 Cs-136          6.44E-06      2.42E-05      1.71E-05      No Data        1.38E-05      2.22E-06      1.36E-06 Cs-137          8.38E-05      1.06E-04      3.89E-05      No Data        3.80E-05      1.51E-05      1.06E-06 Cs-138          5.82E-08      1.07E-07      5.58E-08      No Data        8.28E-08      9.84E-09      3.38E-11 Cs-139          3.65E-08      5.12E-08      1.97E-08      No Data        4.34E-08      4.86E-09      1.66E-23 Ba-139          1.67E-10      1.18E-13      4.87E-12      No Data        1.11E-13      8.08E-07      8.06E-07 Ba-140          6.84E-06      8.38E-09      4.40E-07      No Data        2.85E-09      2.54E-04      2.86E-05 Ba-141          1.78E-11      1.32E-14      5.93E-13      No Data        1.23E-14      4.11E-07      9.33E-14 Ba-142          4.62E-12      4.63E-15      2.84E-13      No Data        3.92E-15      2.39E-07      5.99E-20 La-140          5.99E-08      2.95E-08      7.82E-09      No Data        No Data        2.68E-05      6.09E-05 La-141          7.63E-10      2.35E-10      3.87E-11      No Data        No Data        2.31E-06      1.54E-05 La-142          1.20E-10      5.31E-11      1.32E-11      No Data        No Data        1.27E-06      1.50E-06 Ce-141          3.55E-06      2.37E-06      2.71E-07      No Data        1.11E-06      7.67E-05      1.58E-05 Ce-143          3.32E-08      2.42E-08      2.70E-09      No Data        1.08E-08      1.63E-05      3.19E-05 Ce-144          6.11E-04      2.53E-04      3.28E-05      No Data        1.51E-04      1.67E-03      1.08E-04 Pr-143          1.67E-06      6.64E-07      8.28E-08      No Data        3.86E-07      6.04E-05      2.67E-05 Pr-144          5.37E-12      2.20E-12      2.72E-13      No Data        1.26E-12      2.19E-07      2.94E-14 Nd-147          9.83E-07      1.07E-06      6.41E-08      No Data        6.28E-07      4.65E-05      2.28E-05 Pm-147        1.15E-04      1.10E-05      4.50E-06      No Data        2.10E-05      1.14E-04      5.87E-06 Pm-148m      1.32E-05      3.35E-06      2.62E-06      No Data        5.07E-06      3.20E-04      4.10E-05 Pm-148        5.44E-07      8.88E-08      4.48E-08      No Data        1.60E-07      6.52E-05      6.14E-05 Pm-149        4.91E-08      6.89E-09      2.84E-09      No Data        1.31E-08      1.24E-05      2.79E-05 Pm-151        1.20E-08      1.99E-09      1.01E-09      No Data        3.57E-09      6.56E-06      2.27E-05 Sm-151        1.07E-04      2.10E-05      4.86E-06      No Data        2.27E-05      7.68E-05      3.53E-06 Sm-153        2.43E-08      2.01E-08      1.47E-09      No Data        6.56E-09      7.11E-06      1.77E-05 Eu-152          2.96E-04      7.19E-05      6.30E-05      No Data        3.34E-04      5.01E-04      1.35E-05 Eu-154          9.43E-04      1.23E-04      8.60E-05      No Data        5.44E-04      9.12E-04      3.34E-05 Eu-155          2.00E-04      1.96E-05      1.21E-05      No Data        7.65E-05      1.51E-03      5.97E-05 Eu-156          2.70E-06      2.03E-06      3.30E-07      No Data        1.36E-06      1.37E-04      4.56E-05 Tb-160          3.04E-05      No Data        3.79E-06      No Data        1.20E-05      2.97E-04      2.60E-05 Ho-166m      4.40E-04      1.36E-04      9.87E-05      No Data        2.00E-04      6.24E-04      1.68E-05 W-181          8.90E-09      2.88E-09      3.01E-10      No Data        No Data        2.95E-06      2.69E-07 W-185          2.78E-07      9.17E-08      9.73E-09      No Data        No Data        9.60E-05      1.14E-05 W-187          1.50E-09      1.22E-09      4.29E-10      No Data        No Data        5.92E-06      2.21E-05 Pb-210          3.09E-02      8.28E-03      1.07E-03      No Data        2.95E-02      4.52E-02      1.60E-06 Bi-210          3.30E-07      2.26E-06      1.89E-07      No Data        2.74E-05      1.91E-03      3.19E-05 Po-210          5.68E-04      1.22E-03      1.37E-04      No Data        4.21E-03      5.41E-02      4.45E-05 Ra-223          2.57E-04      3.93E-07      5.14E-05      No Data        1.12E-05      4.39E-02      3.04E-04 Ra-224          2.83E-05      6.77E-08      5.65E-06      No Data        1.93E-06      1.51E-02      3.29E-04 Ra-225          4.28E-04      5.04E-07      8.56E-05      No Data        1.44E-05      5.04E-02      2.89E-04 Ra-226          1.33E-01      3.38E-06      9.87E-02      No Data        9.67E-05      2.02E-01      3.11E-04 Ra-228          5.34E-02      1.74E-06      5.88E-02      No Data        4.97E-05      2.78E-01      5.30E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-15 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-12 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          6.04E-04      8.25E-04      4.06E-05      No Data        9.47E-05      3.81E-02      2.70E-04 Ac-227          2.49E+00      3.69E-01      1.48E-01      No Data        1.07E-01      4.16E-01      5.38E-05 Th-227          3.09E-04      5.56E-06      8.93E-06      No Data        3.18E-05      6.50E-02      3.57E-04 Th-228          2.60E-01      4.37E-03      8.78E-03      No Data        2.45E-02      1.69E+00      3.70E-04 Th-229          1.54E+01      4.44E-01      2.56E-01      No Data        2.18E+00      5.24E+00      5.12E-05 Th-230          2.34E+00      1.34E-01      6.49E-02      No Data        6.55E-01      8.98E-01      3.95E-05 Th-232          2.61E+00      1.14E-01      9.21E-04      No Data        5.60E-01      8.60E-01      3.36E-05 Th-234          2.32E-06      1.35E-07      6.71E-08      No Data        7.73E-07      3.26E-04      7.49E-05 Pa-231          5.32E+00      2.00E-01      2.07E-01      No Data        1.12E+00      9.91E-02      4.71E-05 Pa-233          1.68E-06      3.24E-07      2.89E-07      No Data        1.22E-06      5.39E-05      1.00E-05 U-232            7.31E-02      No Data        5.23E-03      No Data        7.94E-03      3.84E-01      4.46E-05 U-233            1.55E-02      No Data        9.42E-04      No Data        3.63E-03      9.18E-02      4.12E-05 U-234            1.48E-02      No Data        9.23E-04      No Data        3.55E-03      8.99E-02      4.04E-05 U-235            1.42E-02      No Data        8.67E-04      No Data        3.34E-03      8.44E-02      5.13E-05 U-236            1.42E-02      No Data        8.86E-04      No Data        3.41E-03      8.62E-02      3.79E-05 U-237            5.25E-08      No Data        1.40E-08      No Data        2.16E-07      1.76E-05      1.29E-05 U-238            1.36E-02      No Data        8.10E-04      No Data        3.12E-03      7.89E-02      3.62E-05 Np-237          1.64E+00      1.06E+00      7.21E-02      No Data        5.35E-01      8.99E-02      5.22E-05 Np-238          4.23E-07      1.02E-07      6.59E-09      No Data        3.88E-08      1.75E-05      2.38E-05 Np-239          4.23E-08      3.60E-08      2.21E-09      No Data        1.25E-08      8.11E-06      1.65E-05 Pu-238          1.50E+00      1.03E+00      7.22E-02      No Data        3.10E-01      3.12E-01      4.79E-05 Pu-239          1.73E+00      1.12E+00      8.05E-02      No Data        3.44E-01      2.93E-01      4.37E-05 Pu-240          1.72E+00      1.12E+00      8.04E-02      No Data        3.43E-01      2.93E-01      4.46E-05 Pu-241          3.74E-02      9.56E-03      1.40E-03      No Data        6.47E-03      2.60E-04      9.17E-07 Pu-242          1.60E+00      1.08E+00      7.75E-02      No Data        3.31E-01      2.82E-01      4.29E-05 Pu-244          1.87E+00      1.24E+00      8.88E-02      No Data        3.79E-01      3.23E-01      6.39E-05 Am-241        1.77E+00      1.20E+00      7.10E-02      No Data        5.32E-01      1.05E-01      4.88E-05 Am-242m      1.79E+00      1.13E+00      7.15E-02      No Data        5.30E-01      4.21E-02      6.14E-05 Am-243        1.77E+00      1.17E+00      6.95E-02      No Data        5.21E-01      9.91E-02      5.72E-05 Cm-242        3.17E-02      2.51E-02      1.41E-03      No Data        6.40E-03      6.76E-02      5.21E-05 Cm-243        1.19E+00      8.30E-01      5.00E-02      No Data        2.34E-01      1.09E-01      5.13E-05 Cm-244        9.19E-01      6.53E-01      3.88E-02      No Data        1.81E-01      1.05E-01      4.96E-05 Cm-245        1.83E+00      1.22E+00      7.53E-02      No Data        3.52E-01      1.01E-01      4.63E-05 Cm-246        1.81E+00      1.22E+00      7.52E-02      No Data        3.51E-01      1.03E-01      4.54E-05 Cm-247        1.77E+00      1.19E+00      7.41E-02      No Data        3.46E-01      1.01E-01      5.97E-05 Cm-248        1.47E+01      9.83E+00      6.11E-01      No Data        2.85E+00      8.32E-01      9.63E-04 Cf-252          7.16E-01      No Data        3.07E-02      No Data        No Data        3.43E-01      1.89E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-16 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-13
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR CHILD(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid        Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        1.73E-07      1.73E-07      1.73E-07      1.73E-07      1.73E-07      1.73E-07 Be-10            8.43E-04      9.83E-05      2.12E-05      No Data        No Data        7.41E-04      1.72E-05 C-14              9.70E-06      1.82E-06      1.82E-06      1.82E-06      1.82E-06      1.82E-06      1.82E-06 N-13              2.33E-08      2.33E-08      2.33E-08      2.33E-08      2.33E-08      2.33E-08      2.33E-08 F-18              1.88E-06      No Data        1.85E-07      No Data        No Data        No Data        3.37E-07 Na-22            4.41E-05      4.41E-05      4.41E-05      4.41E-05      4.41E-05      4.41E-05      4.41E-05 Na-24            4.35E-06      4.35E-06      4.35E-06      4.35E-06      4.35E-06      4.35E-06      4.35E-06 P-32              7.04E-04      3.09E-05      2.67E-05      No Data        No Data        No Data        1.14E-05 Ca-41            7.06E-05      No Data        7.70E-06      No Data        No Data        7.21E-02      2.94E-07 Sc-46            1.97E-04      2.70E-04      1.04E-04      No Data        2.39E-04      No Data        2.45E-05 Cr-51            No Data        No Data        4.17E-08      2.31E-08      6.57E-09      4.59E-06      2.93E-07 Mn-54            No Data        1.16E-05      2.57E-06      No Data        2.71E-06      4.26E-04      6.19E-06 Mn-56            No Data        4.48E-10      8.43E-11      No Data        4.52E-10      3.55E-06      3.33E-05 Fe-55            1.28E-05      6.80E-06      2.10E-06      No Data        No Data        3.00E-05      7.75E-07 Fe-59            5.59E-06      9.04E-06      4.51E-06      No Data        No Data        3.43E-04      1.91E-05 Co-57            No Data        2.44E-07      2.88E-07      No Data        No Data        1.37E-04      3.58E-06 Co-58            No Data        4.79E-07      8.55E-07      No Data        No Data        2.99E-04      9.29E-06 Co-60            No Data        3.55E-06      6.12E-06      No Data        No Data        1.91E-03      2.60E-05 Ni-59            1.66E-05      4.67E-06      2.83E-06      No Data        No Data        2.73E-05      6.29E-07 Ni-63            2.22E-04      1.25E-05      7.56E-06      No Data        No Data        7.43E-05      1.71E-06 Ni-65            8.08E-10      7.99E-11      4.44E-11      No Data        No Data        2.21E-06      2.27E-05 Cu-64            No Data        5.39E-10      2.90E-10      No Data        1.63E-09      2.59E-06      9.92E-06 Zn-65            1.15E-05      3.06E-05      1.90E-05      No Data        1.93E-05      2.69E-04      4.41E-06 Zn-69m        4.26E-09      7.28E-09      8.59E-10      No Data        4.22E-09      7.36E-06      2.71E-05 Zn-69            1.81E-11      2.61E-11      2.41E-12      No Data        1.58E-11      3.84E-07      2.75E-06 Se-79            No Data        1.23E-06      2.60E-07      No Data        1.71E-06      1.49E-04      3.43E-06 Br-82            No Data        No Data        5.66E-06      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        1.28E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        1.48E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        6.84E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        5.36E-05      3.09E-05      No Data        No Data        No Data        2.16E-06 Rb-87            No Data        3.16E-05      1.37E-05      No Data        No Data        No Data        2.96E-07 Rb-88            No Data        1.52E-07      9.90E-08      No Data        No Data        No Data        4.66E-09 Rb-89            No Data        9.33E-08      7.83E-08      No Data        No Data        No Data        5.11E-10 Sr-89            1.62E-04      No Data        4.66E-06      No Data        No Data        5.83E-04      4.52E-05 Sr-90            1.04E-02      No Data        2.07E-04      No Data        No Data        3.99E-03      9.28E-05 Sr-91            3.28E-08      No Data        1.24E-09      No Data        No Data        1.44E-05      4.70E-05 Sr-92            3.54E-09      No Data        1.42E-10      No Data        No Data        6.49E-06      6.55E-05 Y-90              1.11E-06      No Data        2.99E-08      No Data        No Data        7.07E-05      7.24E-05 Y-91m          1.37E-10      No Data        4.98E-12      No Data        No Data        7.60E-07      4.64E-07 Y-91              2.47E-04      No Data        6.59E-06      No Data        No Data        7.10E-04      4.97E-05 Y-92              5.50E-09      No Data        1.57E-10      No Data        No Data        6.46E-06      6.46E-05 Y-93              5.04E-08      No Data        1.38E-09      No Data        No Data        2.01E-05      1.05E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-17 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-13 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR CHILD(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            2.07E-04      7.80E-06      5.55E-06      No Data        3.00E-05      7.10E-05      1.47E-06 Zr-95            5.13E-05      1.13E-05      1.00E-05      No Data        1.61E-05      6.03E-04      1.65E-05 Zr-97            5.07E-08      7.34E-09      4.32E-09      No Data        1.05E-08      3.06E-05      9.49E-05 Nb-93m        1.27E-04      3.17E-05      1.04E-05      No Data        3.44E-05      1.04E-04      2.45E-06 Nb-95            6.35E-06      2.48E-06      1.77E-06      No Data        2.33E-06      1.66E-04      1.00E-05 Nb-97            1.16E-10      2.08E-11      9.74E-12      No Data        2.31E-11      9.23E-07      7.52E-06 Mo-93            No Data        3.76E-06      1.35E-07      No Data        1.06E-06      1.70E-04      3.78E-06 Mo-99            No Data        4.66E-08      1.15E-08      No Data        1.06E-07      3.66E-05      3.42E-05 Tc-99m          4.81E-13      9.41E-13      1.56E-11      No Data        1.37E-11      2.57E-07      1.30E-06 Tc-99            1.34E-07      1.49E-07      5.35E-08      No Data        1.75E-06      3.37E-04      7.75E-06 Tc-101          2.19E-14      2.30E-14      2.91E-13      No Data        3.92E-13      1.58E-07      4.41E-09 Ru-103          7.55E-07      No Data        2.90E-07      No Data        1.90E-06      1.79E-04      1.21E-05 Ru-105          4.13E-10      No Data        1.50E-10      No Data        3.63E-10      4.30E-06      2.69E-05 Ru-106          3.68E-05      No Data        4.57E-06      No Data        4.97E-05      3.87E-03      1.16E-04 Rh-105          3.91E-09      2.10E-09      1.79E-09      No Data        8.39E-09      7.82E-06      1.33E-05 Pd-107          No Data        2.65E-07      2.51E-08      No Data        1.97E-06      3.16E-05      7.26E-07 Pd-109          No Data        1.48E-09      4.95E-10      No Data        7.06E-09      6.16E-06      2.59E-05 Ag-110m      4.56E-06      3.08E-06      2.47E-06      No Data        5.74E-06      1.48E-03      2.71E-05 Ag-111          1.81E-07      5.68E-08      3.75E-08      No Data        1.71E-07      7.73E-05      2.98E-05 Cd-113m      No Data        4.93E-04      2.12E-05      No Data        5.13E-04      6.94E-04      1.63E-05 Cd-115m      No Data        7.88E-05      3.39E-06      No Data        5.93E-05      5.86E-04      4.97E-05 Sn-123          1.29E-04      2.14E-06      4.19E-06      2.27E-06      No Data        9.59E-04      4.05E-05 Sn-125          4.95E-06      9.94E-08      2.95E-07      1.03E-07      No Data        2.43E-04      7.17E-05 Sn-126          6.23E-04      1.04E-05      2.36E-05      2.84E-06      No Data        3.02E-03      1.63E-05 Sb-124          1.55E-05      2.00E-07      5.41E-06      3.41E-08      No Data        8.76E-04      4.43E-05 Sb-125          2.66E-05      2.05E-07      5.59E-06      2.46E-08      No Data        6.27E-04      1.09E-05 Sb-126          1.72E-06      2.62E-08      6.16E-07      1.00E-08      No Data        2.86E-04      5.67E-05 Sb-127          1.36E-07      2.09E-09      4.70E-08      1.51E-09      No Data        6.17E-05      3.82E-05 Te-125m      1.82E-06      6.29E-07      2.47E-07      5.20E-07      No Data        1.29E-04      9.13E-06 Te-127m      6.72E-06      2.31E-06      8.16E-07      1.64E-06      1.72E-05      4.00E-04      1.93E-05 Te-127          7.49E-10      2.57E-10      1.65E-10      5.30E-10      1.91E-09      2.71E-06      1.52E-05 Te-129m      5.19E-06      1.85E-06      8.22E-07      1.71E-06      1.36E-05      4.76E-04      4.91E-05 Te-129          2.64E-11      9.45E-12      6.44E-12      1.93E-11      6.94E-11      7.93E-07      6.89E-06 Te-131m      3.63E-08      1.60E-08      1.37E-08      2.64E-08      1.08E-07      5.56E-05      8.32E-05 Te-131          5.87E-12      2.28E-12      1.78E-12      4.59E-12      1.59E-11      5.55E-07      3.60E-07 Te-132          1.30E-07      7.36E-08      7.12E-08      8.58E-08      4.79E-07      1.02E-04      3.72E-05 Te-133m      2.93E-11      1.51E-11      1.50E-11      2.32E-11      1.01E-10      1.60E-06      4.77E-06 Te-134          1.53E-11      8.81E-12      9.40E-12      1.24E-11      5.71E-11      1.23E-06      4.87E-07
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-18 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-13 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR CHILD(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      6.33E-08      8.92E-08      6.12E-08      No Data        4.94E-08      8.35E-09      7.92E-08 Cs-134          1.76E-04      2.74E-04      6.07E-05      No Data        8.93E-05      3.27E-05      1.04E-06 Cs-135          6.23E-05      4.13E-05      4.45E-06      No Data        1.53E-05      5.22E-06      2.17E-07 Cs-136          1.76E-05      4.62E-05      3.14E-05      No Data        2.58E-05      3.93E-06      1.13E-06 Cs-137          2.45E-04      2.23E-04      3.47E-05      No Data        7.63E-05      2.81E-05      9.78E-07 Cs-138          1.71E-07      2.27E-07      1.50E-07      No Data        1.68E-07      1.84E-08      7.29E-08 Cs-139          1.09E-07      1.15E-07      5.80E-08      No Data        9.08E-08      9.36E-09      7.23E-12 Ba-139          4.98E-10      2.66E-13      1.45E-11      No Data        2.33E-13      1.56E-06      1.56E-05 Ba-140          2.00E-05      1.75E-08      1.17E-06      No Data        5.71E-09      4.71E-04      2.75E-05 Ba-141          5.29E-11      2.95E-14      1.72E-12      No Data        2.56E-14      7.89E-07      7.44E-08 Ba-142          1.35E-11      9.73E-15      7.54E-13      No Data        7.87E-15      4.44E-07      7.41E-10 La-140          1.74E-07      6.08E-08      2.04E-08      No Data        No Data        4.94E-05      6.10E-05 La-141          2.28E-09      5.31E-10      1.15E-10      No Data        No Data        4.48E-06      4.37E-05 La-142          3.50E-10      1.11E-10      3.49E-11      No Data        No Data        2.35E-06      2.05E-05 Ce-141          1.06E-05      5.28E-06      7.83E-07      No Data        2.31E-06      1.47E-04      1.53E-05 Ce-143          9.89E-08      5.37E-08      7.77E-09      No Data        2.26E-08      3.12E-05      3.44E-05 Ce-144          1.83E-03      5.72E-04      9.77E-05      No Data        3.17E-04      3.23E-03      1.05E-04 Pr-143          4.99E-06      1.50E-06      2.47E-07      No Data        8.11E-07      1.17E-04      2.63E-05 Pr-144          1.61E-11      4.99E-12      8.10E-13      No Data        2.64E-12      4.23E-07      5.32E-08 Nd-147          2.92E-06      2.36E-06      1.84E-07      No Data        1.30E-06      8.87E-05      2.22E-05 Pm-147        3.52E-04      2.52E-05      1.36E-05      No Data        4.45E-05      2.20E-04      5.70E-06 Pm-148m      3.31E-05      6.55E-06      6.55E-06      No Data        9.74E-06      5.72E-04      3.58E-05 Pm-148        1.61E-06      1.94E-07      1.25E-07      No Data        3.30E-07      1.24E-04      6.01E-05 Pm-149        1.47E-07      1.56E-08      8.45E-09      No Data        2.75E-08      2.40E-05      2.92E-05 Pm-151        3.57E-08      4.33E-09      2.82E-09      No Data        7.35E-09      1.24E-05      2.50E-05 Sm-151        3.14E-04      4.75E-05      1.49E-05      No Data        4.89E-05      1.48E-04      3.43E-06 Sm-153        7.24E-08      4.51E-08      4.35E-09      No Data        1.37E-08      1.37E-05      1.87E-05 Eu-152          7.42E-04      1.37E-04      1.61E-04      No Data        5.73E-04      9.00E-04      1.14E-05 Eu-154          2.74E-03      2.49E-04      2.27E-04      No Data        1.09E-03      1.66E-03      2.98E-05 Eu-155          5.60E-04      4.05E-05      3.18E-05      No Data        1.51E-04      2.79E-04      5.39E-05 Eu-156          7.89E-06      4.23E-06      8.75E-07      No Data        2.72E-06      2.54E-04      4.24E-05 Tb-160          7.79E-05      No Data        9.67E-06      No Data        2.32E-05      5.34E-04      2.28E-05 Ho-166m      1.34E-03      2.81E-04      2.37E-04      No Data        4.01E-04      1.13E-03      1.63E-05 W-181          2.66E-08      6.52E-09      8.99E-10      No Data        No Data        5.71E-06      2.61E-07 W-185          8.31E-07      2.08E-07      2.91E-08      No Data        No Data        1.86E-04      1.11E-05 W-187          4.41E-09      2.61E-09      1.17E-09      No Data        No Data        1.11E-05      2.46E-05 Pb-210          8.03E-02      1.85E-02      3.18E-03      No Data        6.31E-02      8.74E-02      1.55E-06 Bi-210          9.85E-07      5.11E-06      5.65E-07      No Data        5.76E-05      3.70E-03      3.21E-05 Po-210          1.70E-03      2.76E-03      4.09E-04      No Data        8.85E-03      1.05E-01      4.32E-05 Ra-223          7.69E-04      8.89E-07      1.54E-04      No Data        2.36E-05      8.48E-02      3.00E-04 Ra-224          8.44E-05      1.53E-07      1.69E-05      No Data        4.06E-06      2.92E-02      3.34E-04 Ra-225          1.28E-03      1.14E-06      2.56E-04      No Data        3.02E-05      9.74E-02      2.84E-04 Ra-226          2.34E-01      7.66E-06      1.92E-01      No Data        2.03E-04      3.90E-01      3.02E-04 Ra-228          1.49E-01      3.94E-06      1.68E-01      No Data        1.04E-04      5.37E-01      5.14E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-19 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-13 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR CHILD(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          1.81E-03      1.87E-03      1.21E-04      No Data        1.99E-04      7.37E-02      2.67E-04 Ac-227          4.96E+00      8.05E-01      3.07E-01      No Data        1.77E-01      8.04E-01      5.22E-05 Th-227          9.24E-04      1.26E-05      2.67E-05      No Data        6.67E-05      1.26E-01      3.49E-04 Th-228          8.06E-01      1.04E-02      2.72E-02      No Data        5.41E-02      3.34E+00      3.59E-04 Th-229          2.18E+01      5.74E-01      3.63E-01      No Data        2.83E+00      1.08E+01      4.99E-05 Th-230          3.30E+00      1.73E-01      9.20E-02      No Data        8.52E-01      1.85E+00      3.84E-05 Th-232          3.68E+00      1.47E-01      1.28E-03      No Data        7.28E-01      1.77E+00      3.27E-05 Th-234          6.94E-06      3.07E-07      2.00E-07      No Data        1.62E-06      6.31E-04      7.32E-05 Pa-231          8.62E+00      2.86E-01      3.43E-01      No Data        1.56E+00      1.92E-01      4.57E-05 Pa-233          4.14E-06      6.48E-07      7.25E-07      No Data        2.38E-06      9.77E-05      8.95E-06 U-232            2.19E-01      No Data        1.56E-02      No Data        1.67E-02      7.42E-01      4.33E-05 U-233            4.64E-02      No Data        2.82E-03      No Data        7.62E-03      1.77E-01      4.00E-05 U-234            4.46E-02      No Data        2.76E-03      No Data        7.47E-03      1.74E-01      3.92E-05 U-235            4.27E-02      No Data        2.59E-03      No Data        7.01E-03      1.63E-01      4.98E-05 U-236            4.27E-02      No Data        2.65E-03      No Data        7.16E-03      1.67E-01      3.67E-05 U-237            1.57E-07      No Data        4.17E-08      No Data        4.53E-07      3.40E-05      1.29E-05 U-238            4.09E-02      No Data        2.42E-03      No Data        6.55E-03      1.53E-01      3.51E-05 Np-237          2.72E+00      1.62E+00      1.19E-01      No Data        7.41E-01      1.74E-01      5.06E-05 Np-238          1.26E-06      2.30E-07      1.97E-08      No Data        8.16E-08      3.39E-05      2.50E-05 Np-239          1.26E-07      8.14E-08      6.35E-09      No Data        2.63E-08      1.57E-05      1.73E-05 Pu-238          2.55E+00      1.60E+00      1.21E-01      No Data        4.47E-01      6.08E-01      4.65E-05 Pu-239          2.79E+00      1.68E+00      1.28E-01      No Data        4.78E-01      5.72E-01      4.24E-05 Pu-240          2.79E+00      1.68E+00      1.27E-01      No Data        4.77E-01      5.71E-01      4.33E-05 Pu-241          7.94E-02      1.75E-02      2.93E-03      No Data        1.10E-02      5.06E-04      8.90E-07 Pu-242          2.59E+00      1.62E+00      1.23E-01      No Data        4.60E-01      5.50E-01      4.16E-05 Pu-244          3.02E+00      1.85E+00      1.41E-01      No Data        5.27E-01      6.30E-01      6.20E-05 Am-241        2.97E+00      1.84E+00      1.24E-01      No Data        7.63E-01      2.02E-01      4.73E-05 Am-242m      3.07E+00      1.76E+00      1.27E-01      No Data        7.71E-01      8.14E-02      5.96E-05 Am-243        2.94E+00      1.78E+00      1.20E-01      No Data        7.42E-01      1.92E-01      5.55E-05 Cm-242        9.48E-02      5.68E-02      4.20E-03      No Data        1.34E-02      1.31E-01      5.06E-05 Cm-243        2.32E+00      1.42E+00      9.95E-02      No Data        3.74E-01      2.10E-01      4.98E-05 Cm-244        1.94E+00      1.18E+00      8.31E-02      No Data        3.06E-01      2.02E-01      4.82E-05 Cm-245        3.05E+00      1.84E+00      1.28E-01      No Data        5.03E-01      1.95E-01      4.49E-05 Cm-246        3.02E+00      1.84E+00      1.28E-01      No Data        5.03E-01      1.99E-01      4.41E-05 Cm-247        2.94E+00      1.82E+00      1.26E-01      No Data        4.95E-01      1.95E-01      5.80E-05 Cm-248        2.45E+01      1.50E+01      1.04E+00      No Data        4.08E+00      1.61E+00      9.35E-04 Cf-252          2.18E+00      No Data        9.33E-02      No Data        No Data        6.62E-01      1.84E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-20 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-14
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR INFANT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid        Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        2.63E-07      2.63E-07      2.63E-07      2.63E-07      2.63E-07      2.63E-07 Be-10            9.49E-04      1.25E-04      2.65E-05      No Data        No Data        1.49E-03      1.73E-05 C-14              1.89E-05      3.79E-06      3.79E-06      3.79E-06      3.79E-06      3.79E-06      3.79E-06 N-13              4.39E-08      4.39E-08      4.39E-08      4.39E-08      4.39E-08      4.39E-08      4.39E-08 F-18              3.92E-06      No Data        3.33E-07      No Data        No Data        No Data        6.10E-07 Na-22            7.37E-05      7.37E-05      7.37E-05      7.37E-05      7.37E-05      7.37E-05      7.37E-05 Na-24            7.54E-06      7.54E-06      7.54E-06      7.54E-06      7.54E-06      7.54E-06      7.54E-06 P-32              1.45E-03      8.03E-05      5.53E-05      No Data        No Data        No Data        1.15E-05 Ca-41            7.48E-05      No Data        8.16E-06      No Data        No Data        6.94E-02      2.96E-07 Sc-46            3.75E-04      5.41E-04      1.69E-04      No Data        3.56E-04      No Data        2.19E-05 Cr-51            No Data        No Data        6.39E-08      4.11E-08      9.45E-09      9.17E-06      2.55E-07 Mn-54            No Data        1.81E-05      3.56E-06      No Data        3.56E-06      7.14E-04      5.04E-06 Mn-56            No Data        1.10E-09      1.58E-10      No Data        7.86E-10      8.95E-06      5.12E-05 Fe-55            1.41E-05      8.39E-06      2.38E-06      No Data        No Data        6.21E-05      7.82E-07 Fe-59            9.69E-06      1.68E-05      6.77E-06      No Data        No Data        7.25E-04      1.77E-05 Co-57            No Data        4.65E-07      4.58E-07      No Data        No Data        2.71E-04      3.47E-06 Co-58            No Data        8.71E-07      1.30E-06      No Data        No Data        5.55E-04      7.95E-06 Co-60            No Data        5.73E-06      8.41E-06      No Data        No Data        3.22E-03      2.28E-05 Ni-59            1.81E-05      5.44E-06      3.10E-06      No Data        No Data        5.48E-05      6.34E-07 Ni-63            2.42E-04      1.46E-05      8.29E-06      No Data        No Data        1.49E-04      1.73E-06 Ni-65            1.71E-09      2.03E-10      8.79E-11      No Data        No Data        5.80E-06      3.58E-05 Cu-64            No Data        1.34E-09      5.53E-10      No Data        2.84E-09      6.64E-06      1.07E-05 Zn-65            1.38E-05      4.47E-05      2.22E-05      No Data        2.32E-05      4.62E-04      3.67E-05 Zn-69m        8.98E-09      1.84E-08      1.67E-09      No Data        7.45E-09      1.91E-05      2.92E-05 Zn-69            3.85E-11      6.91E-11      5.13E-12      No Data        2.87E-11      1.05E-06      9.44E-06 Se-79            No Data        2.25E-06      4.20E-07      No Data        2.47E-06      2.99E-04      3.46E-06 Br-82            No Data        No Data        9.49E-06      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        2.72E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        2.86E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        1.46E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        1.36E-04      6.30E-05      No Data        No Data        No Data        2.17E-06 Rb-87            No Data        7.11E-05      2.64E-05      No Data        No Data        No Data        2.99E-07 Rb-88            No Data        3.98E-07      2.05E-07      No Data        No Data        No Data        2.42E-07 Rb-89            No Data        2.29E-07      1.47E-07      No Data        No Data        No Data        4.87E-08 Sr-89            2.84E-04      No Data        8.15E-06      No Data        No Data        1.45E-03      4.57E-05 Sr-90            1.11E-02      No Data        2.23E-04      No Data        No Data        8.03E-03      9.36E-05 Sr-91            6.83E-08      No Data        2.47E-09      No Data        No Data        3.76E-05      5.24E-05 Sr-92            7.50E-09      No Data        2.79E-10      No Data        No Data        1.70E-05      1.00E-04 Y-90              2.35E-06      No Data        6.30E-08      No Data        No Data        1.92E-04      7.43E-05 Y-91m          2.91E-10      No Data        9.90E-12      No Data        No Data        1.99E-06      1.68E-06 Y-91              4.20E-04      No Data        1.12E-05      No Data        No Data        1.75E-03      5.02E-05 Y-92              1.17E-08      No Data        3.29E-10      No Data        No Data        1.75E-05      9.04E-05 Y-93              1.07E-07      No Data        2.91E-09      No Data        No Data        5.46E-05      1.19E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-21 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-14 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR INFANT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            2.24E-04      9.51E-06      6.18E-06      No Data        3.19E-05      1.37E-04      1.48E-06 Zr-95            8.24E-05      1.99E-05      1.45E-05      No Data        2.22E-05      1.25E-03      1.55E-05 Zr-97            1.07E-07      1.83E-08      8.36E-09      No Data        1.85E-08      7.88E-05      1.00E-04 Nb-93m        1.38E-04      3.59E-05      1.15E-05      No Data        3.68E-05      2.09E-04      2.47E-06 Nb-95            1.12E-05      4.59E-06      2.70E-06      No Data        3.37E-06      3.42E-04      9.05E-06 Nb-97            2.44E-10      5.21E-11      1.88E-11      No Data        4.07E-11      2.37E-06      1.92E-05 Mo-93            No Data        6.46E-06      2.22E-07      No Data        1.54E-06      3.40E-04      3.76E-06 Mo-99            No Data        1.18E-07      2.31E-08      No Data        1.89E-07      9.63E-05      3.48E-05 Tc-99m          9.98E-13      2.06E-12      2.66E-11      No Data        2.22E-11      5.79E-07      1.45E-06 Tc-99            2.09E-07      2.68E-07      8.85E-08      No Data        2.49E-06      6.77E-04      7.82E-06 Tc-101          4.65E-14      5.88E-14      5.80E-13      No Data        6.99E-13      4.17E-07      6.03E-07 Ru-103          1.44E-06      No Data        4.85E-07      No Data        3.03E-06      3.94E-04      1.15E-05 Ru-105          8.74E-10      No Data        2.93E-10      No Data        6.42E-10      1.12E-05      3.46E-05 Ru-106          6.20E-05      No Data        7.77E-06      No Data        7.61E-05      8.26E-03      1.17E-04 Rh-105          8.26E-09      5.41E-09      3.63E-09      No Data        1.50E-08      2.08E-05      1.37E-05 Pd-107          No Data        4.92E-07      4.11E-08      No Data        2.75E-06      6.34E-05      7.33E-07 Pd-109          No Data        3.92E-09      1.05E-09      No Data        1.28E-08      1.68E-05      2.85E-05 Ag-110m      7.13E-06      5.16E-06      3.57E-06      No Data        7.80E-06      2.62E-03      2.36E-05 Ag-111          3.75E-07      1.45E-07      7.75E-08      No Data        3.05E-07      2.06E-04      3.02E-05 Cd-113m      No Data        6.67E-04      2.64E-05      No Data        5.80E-04      1.40E-03      1.65E-05 Cd-115m      No Data        1.73E-04      6.19E-06      No Data        9.41E-05      1.47E-03      5.02E-05 Sn-123          2.09E-04      4.21E-06      7.28E-06      4.27E-06      No Data        2.22E-03      4.08E-05 Sn-125          1.01E-05      2.51E-07      6.00E-07      2.47E-07      No Data        6.43E-04      7.26E-05 Sn-126          8.30E-04      1.44E-05      3.52E-05      3.84E-06      No Data        4.93E-03      1.65E-05 Sb-124          2.71E-05      3.97E-07      8.56E-06      7.18E-08      No Data        1.89E-03      4.22E-05 Sb-125          3.69E-05      3.41E-07      7.78E-06      4.45E-08      No Data        1.17E-03      1.05E-05 Sb-126          3.08E-06      6.01E-08      1.11E-06      2.35E-08      No Data        6.88E-04      5.33E-05 Sb-127          2.82E-07      5.04E-09      8.76E-08      3.60E-09      No Data        1.54E-04      3.78E-05 Te-125m      3.40E-06      1.42E-06      4.70E-07      1.16E-06      No Data        3.19E-04      9.22E-06 Te-127m      1.19E-05      4.93E-06      1.48E-06      3.48E-06      2.68E-05      9.37E-04      1.95E-05 Te-127          1.59E-09      6.81E-10      3.49E-10      1.32E-09      3.47E-09      7.39E-06      1.74E-05 Te-129m      1.01E-05      4.35E-06      1.59E-06      3.91E-06      2.27E-05      1.20E-03      4.93E-05 Te-129          5.63E-11      2.48E-11      1.34E-11      4.82E-11      1.25E-10      2.14E-06      1.88E-05 Te-131m      7.62E-08      3.93E-08      2.59E-08      6.38E-08      1.89E-07      1.42E-04      8.51E-05 Te-131          1.24E-11      5.87E-12      3.57E-12      1.13E-11      2.85E-11      1.47E-06      5.87E-06 Te-132          2.66E-07      1.69E-07      1.26E-07      1.99E-07      7.39E-07      2.43E-04      3.15E-05 Te-133m      6.13E-11      3.59E-11      2.74E-11      5.52E-11      1.72E-10      3.92E-06      1.59E-05 Te-134          3.18E-11      2.04E-11      1.68E-11      2.91E-11      9.59E-11      2.93E-06      2.53E-06
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-22 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-14 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR INFANT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      1.32E-07      2.10E-07      1.11E-07      No Data        8.50E-08      2.00E-08      1.16E-07 Cs-134          2.83E-04      5.02E-04      5.32E-05      No Data        1.36E-04      5.69E-05      9.53E-07 Cs-135          1.00E-04      8.66E-05      4.73E-06      No Data        2.58E-05      1.01E-05      2.18E-07 Cs-136          3.45E-05      9.61E-05      3.78E-05      No Data        4.03E-05      8.40E-06      1.02E-06 Cs-137          3.92E-04      4.37E-04      3.25E-05      No Data        1.23E-04      5.09E-05      9.53E-07 Cs-138          3.61E-07      5.58E-07      2.84E-07      No Data        2.93E-07      4.67E-08      6.26E-07 Cs-139          2.32E-07      3.03E-07      1.22E-07      No Data        1.65E-07      2.53E-08      1.33E-08 Ba-139          1.06E-09      7.03E-13      3.07E-11      No Data        4.23E-13      4.25E-06      3.64E-05 Ba-140          4.00E-05      4.00E-08      2.07E-06      No Data        9.59E-09      1.14E-03      2.74E-05 Ba-141          1.12E-10      7.70E-14      3.55E-12      No Data        4.64E-14      2.12E-06      3.39E-06 Ba-142          2.84E-11      2.36E-14      1.40E-12      No Data        1.36E-14      1.11E-06      4.95E-07 La-140          3.61E-07      1.43E-07      3.68E-08      No Data        No Data        1.20E-04      6.06E-05 La-141          4.85E-09      1.40E-09      2.45E-10      No Data        No Data        1.22E-05      5.96E-05 La-142          7.36E-10      2.69E-10      6.46E-11      No Data        No Data        5.87E-06      4.25E-05 Ce-141          1.98E-05      1.19E-05      1.42E-06      No Data        3.75E-06      3.69E-04      1.54E-05 Ce-143          2.09E-07      1.38E-07      1.58E-08      No Data        4.03E-08      8.30E-05      3.55E-05 Ce-144          2.28E-03      8.65E-04      1.26E-04      No Data        3.84E-04      7.03E-03      1.06E-04 Pr-143          1.00E-05      3.74E-06      4.99E-07      No Data        1.41E-06      3.09E-04      2.66E-05 Pr-144          3.42E-11      1.32E-11      1.72E-12      No Data        4.80E-12      1.15E-06      3.06E-06 Nd-147          5.67E-06      5.81E-06      3.57E-07      No Data        2.25E-06      2.30E-04      2.23E-05 Pm-147        3.91E-04      3.07E-05      1.56E-05      No Data        4.93E-05      4.55E-04      5.75E-06 Pm-148m      5.00E-05      1.24E-05      9.94E-06      No Data        1.45E-05      1.22E-03      3.37E-05 Pm-148        3.34E-06      4.82E-07      2.44E-07      No Data        5.76E-07      3.20E-04      6.04E-05 Pm-149        3.10E-07      4.08E-08      1.78E-08      No Data        4.96E-08      6.50E-05      3.01E-05 Pm-151        7.52E-08      1.10E-08      5.55E-09      No Data        1.30E-08      3.25E-05      2.58E-05 Sm-151        3.38E-04      6.45E-05      1.63E-05      No Data        5.24E-05      2.98E-04      3.46E-06 Sm-153        1.53E-07      1.18E-07      9.06E-09      No Data        2.47E-08      3.70E-05      1.93E-05 Eu-152          7.83E-04      1.77E-04      1.72E-04      No Data        5.94E-04      1.48E-03      9.88E-06 Eu-154          2.96E-03      3.46E-04      2.45E-04      No Data        1.14E-03      3.05E-03      2.84E-05 Eu-155          5.97E-04      5.72E-05      3.46E-05      No Data        1.58E-04      5.20E-04      5.19E-05 Eu-156          1.56E-05      9.59E-06      1.54E-06      No Data        4.48E-06      6.12E-04      4.14E-05 Tb-160          1.12E-04      No Data        1.40E-05      No Data        3.20E-05      1.11E-03      2.14E-05 Ho-166m      1.45E-03      3.07E-04      2.51E-04      No Data        4.22E-04      2.05E-03      1.65E-05 W-181          4.86E-08      1.46E-08      1.67E-09      No Data        No Data        1.33E-05      2.63E-07 W-185          1.57E-06      4.83E-07      5.58E-08      No Data        No Data        4.48E-04      1.12E-05 W-187          9.26E-09      6.44E-09      2.23E-09      No Data        No Data        2.83E-05      2.54E-05 Pb-210          8.62E-02      2.02E-02      3.43E-03      No Data        6.85E-02      1.76E-01      1.57E-06 Bi-210          2.06E-06      1.33E-05      1.18E-06      No Data        1.03E-04      9.96E-03      3.27E-05 Po-210          2.98E-03      5.63E-03      7.12E-04      No Data        1.30E-02      2.40E-01      4.36E-05 Ra-223          1.56E-03      2.26E-06      3.12E-04      No Data        4.16E-05      2.25E-01      3.04E-04 Ra-224          1.77E-04      4.00E-07      3.54E-05      No Data        7.30E-06      7.91E-02      3.42E-04 Ra-225          2.57E-03      2.88E-06      5.13E-04      No Data        5.31E-05      2.57E-01      2.87E-04 Ra-226          2.48E-01      1.46E-05      2.05E-01      No Data        2.94E-04      7.83E-01      3.05E-04 Ra-228          1.60E-01      7.61E-06      1.80E-01      No Data        1.53E-04      1.09E+00      5.19E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-23 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-14 (continued)
 
INHALATION DOSE FACTORS FOR INFANT(1)
 
mrem/pCi Inhaled
 
Total Nuclide        Bone          Liver          Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          3.69E-03      4.72E-03      2.48E-04      No Data        3.49E-04      1.96E-01      2.71E-04 Ac-227          5.29E+00      8.76E-01      3.28E-01      No Data        1.86E-01      1.62E+00      5.27E-05 Th-227          1.82E-03      3.03E-05      5.24E-05      No Data        1.13E-04      3.27E-01      3.53E-04 Th-228          8.46E-01      1.10E-02      2.86E-02      No Data        5.61E-02      4.65E+00      3.62E-04 Th-229          2.28E+01      5.94E-01      3.81E-01      No Data        9.32E-01      1.27E+01      5.02E-05 Th-230          3.46E+00      1.79E-01      9.65E-02      No Data        8.82E-01      2.18E+00      3.87E-05 Th-232          3.86E+00      1.53E-01      2.29E-03      No Data        7.54E-01      2.09E+00      3.29E-05 Th-234          1.33E-05      7.17E-07      3.84E-07      No Data        2.70E-06      1.62E-03      7.40E-05 Pa-231          9.10E+00      3.00E-01      3.62E-01      No Data        1.62E+00      3.85E-01      4.61E-05 Pa-233          6.84E-06      1.32E-06      1.19E-06      No Data        3.68E-06      2.19E-04      9.04E-06 U-232            2.57E-01      No Data        2.13E-02      No Data        2.40E-02      1.49E+00      4.36E-05 U-233            5.44E-02      No Data        3.83E-03      No Data        1.09E-02      3.56E-01      4.03E-05 U-234            5.22E-02      No Data        3.75E-03      No Data        1.07E-02      3.49E-01      3.95E-05 U-235            5.01E-02      No Data        3.52E-03      No Data        1.01E-02      3.28E-01      5.02E-05 U-236            5.01E-02      No Data        3.60E-03      No Data        1.03E-02      3.35E-01      3.71E-05 U-237            3.25E-07      No Data        8.65E-08      No Data        8.08E-07      9.13E-05      1.31E-05 U-238            4.79E-02      No Data        3.29E-03      No Data        9.40E-03      3.06E-01      3.54E-05 Np-237          2.88E+00      1.71E+00      1.26E-01      No Data        7.69E-01      3.49E-01      5.10E-05 Np-238          2.67E-06      6.05E-07      4.16E-08      No Data        1.47E-07      9.19E-05      2.58E-05 Np-239          2.65E-07      2.13E-07      1.34E-08      No Data        4.73E-08      4.25E-05      1.78E-05 Pu-238          2.69E+00      1.68E+00      1.27E-01      No Data        4.64E-01      9.03E-01      4.69E-05 Pu-239          2.93E+00      1.76E+00      1.34E-01      No Data        4.95E-01      8.47E-01      4.28E-05 Pu-240          2.93E+00      1.75E+00      1.34E-01      No Data        4.94E-01      8.47E-01      4.36E-05 Pu-241          8.43E-02      1.85E-02      3.11E-03      No Data        1.15E-02      7.62E-04      8.97E-07 Pu-242          2.72E+00      1.69E+00      1.29E-01      No Data        4.77E-01      8.15E-01      4.20E-05 Pu-244          3.17E+00      1.94E+00      1.48E-01      No Data        5.46E-01      9.33E-01      6.26E-05 Am-241        3.15E+00      1.95E+00      1.31E-01      No Data        7.94E-01      4.06E-01      4.78E-05 Am-242m      3.25E+00      1.86E+00      1.35E-01      No Data        8.03E-01      1.64E-01      6.01E-05 Am-243        3.10E+00      1.88E+00      1.27E-01      No Data        7.72E-01      3.85E-01      5.60E-05 Cm-242        1.28E-01      8.65E-02      5.70E-03      No Data        1.69E-02      2.97E-01      5.10E-05 Cm-243        2.47E+00      1.52E+00      1.06E-01      No Data        3.91E-01      4.24E-01      5.02E-05 Cm-244        2.07E+00      1.27E+00      8.89E-02      No Data        3.21E-01      4.08E-01      4.86E-05 Cm-245        3.22E+00      1.96E+00      1.36E-01      No Data        5.23E-01      3.92E-01      4.53E-05 Cm-246        3.20E+00      1.96E+00      1.36E-01      No Data        5.23E-01      3.99E-01      4.45E-05 Cm-247        3.11E+00      1.93E+00      1.33E-01      No Data        5.15E-01      3.92E-01      5.85E-05 Cm-248        2.58E+01      1.59E+01      1.10E+00      No Data        4.24E+00      3.23E+00      9.43E-04 Cf-252          2.37E+00      No Data        1.01E-01      No Data        No Data        1.37E+00      1.85E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-24 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-15
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        5.99E-08      5.99E-08      5.99E-08      5.99E-08      5.99E-08      5.99E-08 Be-10            3.18E-06      4.91E-07      7.94E-08      No Data        3.71E-07      No Data        2.68E-05 C-14              2.84E-06      5.68E-07      5.68E-07      5.68E-07      5.68E-07      5.68E-07      5.68E-07 N-13              8.36E-09      8.36E-09      8.36E-09      8.36E-09      8.36E-09      8.36E-09      8.36E-09 F-18              6.24E-07      No Data        6.92E-08      No Data        No Data        No Data        1.85E-08 Na-22            1.74E-05      1.74E-05      1.74E-05      1.74E-05      1.74E-05      1.74E-05      1.74E-05 Na-24            1.70E-06      1.70E-06      1.70E-06      1.70E-06      1.70E-06      1.70E-06      1.70E-06 P-32              1.93E-04      1.20E-05      7.46E-06      No Data        No Data        No Data        2.17E-05 Ca-41            1.85E-04      No Data        2.00E-05      No Data        No Data        No Data        1.84E-07 Sc-46            5.51E-09      1.07E-08      3.11E-09      No Data        9.99E-09      No Data        5.21E-05 Cr-51            No Data        No Data        2.66E-09      1.59E-09      5.86E-10      3.53E-09      6.69E-07 Mn-54            No Data        4.57E-06      8.72E-07      No Data        1.36E-06      No Data        1.40E-05 Mn-56            No Data        1.15E-07      2.04E-08      No Data        1.46E-07      No Data        3.67E-06 Fe-55            2.75E-06      1.90E-06      4.43E-07      No Data        No Data        1.06E-06      1.09E-06 Fe-59            4.34E-06      1.02E-05      3.91E-06      No Data        No Data        2.85E-06      3.40E-05 Co-57            No Data        1.75E-07      2.91E-07      No Data        No Data        No Data        4.44E-06 Co-58            No Data        7.45E-07      1.67E-06      No Data        No Data        No Data        1.51E-05 Co-60            No Data        2.14E-06      4.72E-06      No Data        No Data        No Data        4.02E-05 Ni-59            9.76E-06      3.35E-06      1.63E-06      No Data        No Data        No Data        6.90E-07 Ni-63            1.30E-04      9.01E-06      4.36E-06      No Data        No Data        No Data        1.88E-06 Ni-65            5.28E-07      6.86E-08      3.13E-08      No Data        No Data        No Data        1.74E-06 Cu-64            No Data        8.33E-08      3.91E-08      No Data        2.10E-07      No Data        7.10E-06 Zn-65            4.84E-06      1.54E-05      6.96E-06      No Data        1.03E-05      No Data        9.70E-06 Zn-69m        1.70E-07      4.08E-07      3.73E-08      No Data        2.47E-07      No Data        2.49E-05 Zn-69            1.03E-08      1.97E-08      1.37E-09      No Data        1.28E-08      No Data        2.96E-09 Se-79            No Data        2.63E-06      4.39E-07      No Data        4.55E-06      No Data        5.38E-07 Br-82            No Data        No Data        2.26E-06      No Data        No Data        No Data        2.59E-06 Br-83            No Data        No Data        4.02E-08      No Data        No Data        No Data        5.79E-08 Br-84            No Data        No Data        5.21E-08      No Data        No Data        No Data        4.09E-13 Br-85            No Data        No Data        2.14E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        2.11E-05      9.83E-06      No Data        No Data        No Data        4.16E-06 Rb-87            No Data        1.23E-05      4.28E-06      No Data        No Data        No Data        5.76E-07 Rb-88            No Data        6.05E-08      3.21E-08      No Data        No Data        No Data        8.36E-19 Rb-89            No Data        4.01E-08      2.82E-08      No Data        No Data        No Data        2.33E-21 Sr-89            3.08E-04      No Data        8.84E-06      No Data        No Data        No Data        4.94E-05 Sr-90            8.71E-03      No Data        1.75E-04      No Data        No Data        No Data        2.19E-04 Sr-91            5.67E-06      No Data        2.29E-07      No Data        No Data        No Data        2.70E-05 Sr-92            2.15E-06      No Data        9.30E-08      No Data        No Data        No Data        4.26E-05 Y-90              9.62E-09      No Data        2.58E-10      No Data        No Data        No Data        1.02E-04 Y-91m          9.09E-11      No Data        3.52E-12      No Data        No Data        No Data        2.67E-10 Y-91              1.41E-07      No Data        3.77E-09      No Data        No Data        No Data        7.76E-05 Y-92              8.45E-10      No Data        2.47E-11      No Data        No Data        No Data        1.48E-05 Y-93              2.68E-09      No Data        7.40E-11      No Data        No Data        No Data        8.50E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-25 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-15 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            4.18E-08      2.34E-09      1.09E-09      No Data        8.87E-09      No Data        2.43E-06 Zr-95            3.04E-08      9.75E-09      6.60E-09      No Data        1.53E-08      No Data        3.09E-05 Zr-97            1.68E-09      3.39E-10      1.55E-10      No Data        5.12E-10      No Data        1.05E-04 Nb-93m        2.55E-08      8.32E-09      2.05E-09      No Data        9.57E-09      No Data        3.84E-06 Nb-95            6.22E-09      3.46E-09      1.86E-09      No Data        3.42E-09      No Data        2.10E-05 Nb-97            5.22E-11      1.32E-11      4.82E-12      No Data        1.54E-11      No Data        4.87E-08 Mo-93            No Data        7.51E-06      2.03E-07      No Data        2.13E-06      No Data        1.22E-06 Mo-99            No Data        4.31E-06      8.20E-07      No Data        9.76E-06      No Data        9.99E-06 Tc-99m          2.47E-10      6.98E-10      8.89E-09      No Data        1.06E-08      3.42E-10      4.13E-07 Tc-99            1.25E-07      1.86E-07      5.02E-08      No Data        2.34E-06      1.58E-08      6.08E-06 Tc-101          2.54E-10      3.66E-10      3.59E-09      No Data        6.59E-09      1.87E-10      1.10E-21 Ru-103          1.85E-07      No Data        7.97E-08      No Data        7.06E-07      No Data        2.16E-05 Ru-105          1.54E-08      No Data        6.08E-09      No Data        1.99E-07      No Data        9.42E-06 Ru-106          2.75E-06      No Data        3.48E-07      No Data        5.31E-06      No Data        1.78E-04 Rh-105          1.21E-07      8.85E-08      5.83E-08      No Data        3.76E-07      No Data        1.41E-05 Pd-107          No Data        1.47E-07      9.40E-09      No Data        1.32E-06      No Data        9.11E-07 Pd-109          No Data        1.77E-07      3.99E-08      No Data        1.01E-06      No Data        1.96E-05 Ag-110m      1.60E-07      1.48E-07      8.79E-08      No Data        2.91E-07      No Data        6.04E-05 Ag-111          5.81E-08      2.43E-08      1.21E-08      No Data        7.84E-08      No Data        4.46E-05 Cd-113m      No Data        3.18E-06      1.02E-07      No Data        3.50E-06      No Data        2.56E-05 Cd-115m      No Data        1.84E-06      5.87E-08      No Data        1.46E-06      No Data        7.74E-05 Sn-123          3.11E-05      5.15E-07      7.59E-07      4.38E-07      No Data        No Data        6.33E-05 Sn-125          8.33E-06      1.68E-07      3.78E-07      1.39E-07      No Data        No Data        1.04E-04 Sn-126          8.45E-05      1.67E-06      2.40E-06      4.92E-07      No Data        No Data        2.43E-05 Sb-124          2.80E-06      5.29E-08      1.11E-06      6.79E-09      No Data        2.18E-06      7.95E-05 Sb-125          1.79E-06      2.00E-08      4.26E-07      1.82E-09      No Data        1.38E-06      1.97E-05 Sb-126          1.15E-06      2.34E-08      4.15E-07      7.04E-09      No Data        7.05E-07      9.40E-05 Sb-127          2.58E-07      5.65E-09      9.90E-08      3.10E-09      No Data        1.53E-07      5.90E-05 Te-125m      2.68E-06      9.71E-07      3.59E-07      8.06E-07      1.09E-05      No Data        1.07E-05 Te-127m      6.77E-06      2.42E-06      8.25E-07      1.73E-06      2.75E-05      No Data        2.27E-05 Te-127          1.10E-07      3.95E-08      2.38E-08      8.15E-08      4.48E-07      No Data        8.68E-06 Te-129m      1.15E-05      4.29E-06      1.82E-06      3.95E-06      4.80E-05      No Data        5.79E-05 Te-129          3.14E-08      1.18E-08      7.65E-09      2.41E-08      1.32E-07      No Data        2.37E-08 Te-131m      1.73E-06      8.46E-07      7.05E-07      1.34E-06      8.57E-06      No Data        8.40E-05 Te-131          1.97E-08      8.23E-09      6.22E-09      1.62E-08      8.63E-08      No Data        2.79E-09 Te-132          2.52E-06      1.63E-06      1.53E-06      1.80E-06      1.57E-05      No Data        7.71E-05 Te-133m      4.62E-08      2.70E-08      2.60E-08      3.91E-08      2.67E-07      No Data        9.26E-09 Te-134          3.24E-08      2.12E-08      1.30E-08      2.83E-08      2.05E-07      No Data        3.59E-11
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-26 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-15 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      2.13E-08      4.48E-08      2.29E-08      No Data        2.43E-08      3.83E-09      1.58E-08 Cs-134          6.22E-05      1.48E-04      1.21E-04      No Data        4.79E-05      1.59E-05      2.59E-06 Cs-135          1.95E-05      1.80E-05      7.99E-06      No Data        6.81E-06      2.04E-06      4.21E-07 Cs-136          6.51E-06      2.57E-05      1.85E-05      No Data        1.43E-05      1.96E-06      2.92E-06 Cs-137          7.97E-05      1.09E-04      7.14E-05      No Data        3.70E-05      1.23E-05      2.11E-06 Cs-138          5.52E-08      1.09E-07      5.40E-08      No Data        8.01E-08      7.91E-09      4.65E-13 Cs-139          3.41E-08      5.08E-08      1.85E-08      No Data        4.07E-08      3.70E-09      1.10e-30 Ba-139          9.70E-08      6.91E-11      2.84E-09      No Data        6.46E-11      3.92E-11      1.72E-07 Ba-140          2.03E-05      2.55E-08      1.33E-06      No Data        8.67E-09      1.46E-08      4.18E-05 Ba-141          4.71E-08      3.56E-11      1.59E-09      No Data        3.31E-11      2.02E-11      2.22E-17 Ba-142          2.13E-08      2.19E-11      1.34E-09      No Data        1.85E-11      1.24E-11      3.00e-26 La-140          2.50E-09      1.26E-09      3.33E-10      No Data        No Data        No Data        9.25E-05 La-141          3.19E-10      9.90E-11      1.62E-11      No Data        No Data        No Data        1.18E-05 La-142          1.28E-10      5.82E-11      1.45E-11      No Data        No Data        No Data        4.25E-07 Ce-141          9.36E-09      6.33E-09      7.18E-10      No Data        2.94E-09      No Data        2.42E-05 Ce-143          1.65E-09      1.22E-06      1.35E-10      No Data        5.37E-10      No Data        4.56E-05 Ce-144          4.88E-07      2.04E-07      2.62E-08      No Data        1.21E-07      No Data        1.65E-04 Pr-143          9.20E-09      3.69E-09      4.56E-10      No Data        2.13E-09      No Data        4.03E-05 Pr-144          3.01E-11      1.25E-11      1.53E-12      No Data        7.05E-12      No Data        4.33E-18 Nd-147          6.29E-09      7.27E-09      4.35E-10      No Data        4.25E-09      No Data        3.49E-05 Pm-147        7.54E-08      7.09E-09      2.87E-09      No Data        1.34E-08      No Data        8.93E-06 Pm-148m      3.07E-08      7.95E-09      6.08E-09      No Data        1.20E-08      No Data        6.74E-05 Pm-148        7.17E-09      1.19E-09      5.99E-10      No Data        2.25E-09      No Data        9.35E-05 Pm-149        1.52E-09      2.15E-10      8.78E-11      No Data        4.06E-10      No Data        4.03E-05 Pm-151        6.97E-10      1.17E-10      5.91E-11      No Data        2.09E-10      No Data        3.22E-05 Sm-151        6.90E-08      1.19E-08      2.85E-09      No Data        1.33E-08      No Data        5.25E-06 Sm-153        8.57E-10      7.15E-10      5.22E-11      No Data        2.31E-10      No Data        2.55E-05 Eu-152          1.95E-07      4.44E-08      3.90E-08      No Data        2.75E-07      No Data        2.56E-05 Eu-154          6.15E-07      7.56E-08      5.38E-08      No Data        3.62E-07      No Data        5.48E-05 Eu-155          8.60E-08      1.22E-08      7.87E-09      No Data        5.63E-08      No Data        9.60E-06 Eu-156          1.37E-08      1.06E-08      1.71E-09      No Data        7.08E-09      No Data        7.26E-05 Tb-160          4.70E-08      No Data        5.86E-09      No Data        1.94E-08      No Data        4.33E-05 Ho-166m      2.70E-07      8.43E-08      6.40E-08      No Data        1.26E-07      No Data        2.56E-05 W-181          9.91E-09      3.23E-09      3.46E-10      No Data        No Data        No Data        3.68E-07 W-185          4.05E-07      1.35E-07      1.42E-08      No Data        No Data        No Data        1.56E-05 W-187          1.03E-07      8.61E-08      3.01E-08      No Data        No Data        No Data        2.82E-05 Pb-210          1.53E-02      4.37E-03      5.44E-04      No Data        1.23E-02      No Data        2.24E-06 Bi-210          4.61E-07      3.18E-06      2.64E-07      No Data        3.83E-05      No Data        4.75E-05 Po-210          3.56E-04      7.56E-04      8.59E-05      No Data        2.52E-03      No Data        6.36E-05 Ra-223          4.97E-03      7.65E-06      9.94E-04      No Data        2.17E-04      No Data        3.21E-04 Ra-224          1.61E-03      3.90E-06      3.23E-04      No Data        1.10E-04      No Data        3.40E-04 Ra-225          6.56E-03      7.78E-06      1.31E-03      No Data        2.21E-04      No Data        3.06E-04 Ra-226          3.02E-01      5.74E-06      2.20E-01      No Data        1.63E-04      No Data        3.32E-04 Ra-228          1.12E-01      3.12E-06      1.21E-01      No Data        8.83E-05      No Data        5.64E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-27 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-15 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR ADULT(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          4.40E-06      6.06E-06      2.96E-07      No Data        6.90E-07      No Data        4.07E-04 Ac-227          1.87E-03      2.48E-04      1.11E-04      No Data        8.00E-05      No Data        8.19E-05 Th-227          1.37E-05      2.48E-07      3.95E-07      No Data        1.41E-06      No Data        5.40E-04 Th-228          4.96E-04      8.40E-06      1.68E-05      No Data        4.67E-05      No Data        5.63E-04 Th-229          1.36E-02      3.89E-04      2.25E-04      No Data        1.88E-03      No Data        7.81E-05 Th-230          2.06E-03      1.17E-04      5.70E-05      No Data        5.65E-04      No Data        6.02E-05 Th-232          2.30E-03      1.00E-04      1.50E-06      No Data        4.82E-04      No Data        5.12E-05 Th-234          8.01E-08      4.71E-09      2.31E-09      No Data        2.67E-08      No Data        1.13E-04 Pa-231          4.10E-03      1.54E-04      1.59E-04      No Data        8.64E-04      No Data        7.17E-05 Pa-233          5.26E-09      1.06E-09      9.12E-10      No Data        3.99E-09      No Data        1.64E-05 U-232            4.13E-03      No Data        2.95E-04      No Data        4.47E-04      No Data        6.78E-05 U-233            8.71E-04      No Data        5.28E-05      No Data        2.03E-04      No Data        6.27E-05 U-234            8.36E-04      No Data        5.17E-05      No Data        1.99E-04      No Data        6.14E-05 U-235            8.01E-04      No Data        4.86E-05      No Data        1.87E-04      No Data        7.81E-05 U-236            8.01E-04      No Data        4.96E-05      No Data        1.91E-04      No Data        5.76E-05 U-237            5.52E-08      No Data        1.47E-08      No Data        2.27E-07      No Data        1.94E-05 U-238            7.67E-04      No Data        4.54E-05      No Data        1.75E-04      No Data        5.50E-05 Np-237          1.26E-03      8.96E-05      5.54E-05      No Data        4.12E-04      No Data        7.94E-05 Np-238          1.37E-08      3.69E-10      2.13E-10      No Data        1.25E-09      No Data        3.43E-05 Np-239          1.19E-09      1.17E-10      6.45E-11      No Data        3.65E-10      No Data        2.40E-05 Pu-238          6.30E-04      7.98E-05      1.71E-05      No Data        7.32E-05      No Data        7.30E-05 Pu-239          7.25E-04      8.71E-05      1.91E-05      No Data        8.11E-05      No Data        6.66E-05 Pu-240          7.24E-04      8.70E-05      1.91E-05      No Data        8.10E-05      No Data        6.78E-05 Pu-241          1.57E-05      7.45E-07      3.32E-07      No Data        1.53E-06      No Data        1.40E-06 Pu-242          6.72E-04      8.39E-05      1.84E-05      No Data        7.81E-05      No Data        6.53E-05 Pu-244          7.84E-04      9.61E-05      2.11E-05      No Data        8.95E-05      No Data        9.73E-05 Am-241        7.55E-04      7.05E-04      5.41E-05      No Data        4.07E-04      No Data        7.42E-05 Am-242m      7.61E-04      6.63E-04      5.43E-05      No Data        4.05E-04      No Data        9.34E-05 Am-243        7.54E-04      6.90E-04      5.30E-05      No Data        3.99E-04      No Data        8.70E-05 Cm-242        2.06E-05      2.19E-05      1.37E-06      No Data        6.22E-06      No Data        7.92E-05 Cm-243        5.99E-04      5.49E-04      3.75E-05      No Data        1.75E-04      No Data        7.81E-05 Cm-244        4.56E-04      4.27E-04      2.87E-05      No Data        1.34E-04      No Data        7.55E-05 Cm-245        9.38E-04      8.17E-04      5.76E-05      No Data        2.69E-04      No Data        7.04E-05 Cm-246        9.30E-04      8.16E-04      5.75E-05      No Data        2.68E-04      No Data        6.91E-05 Cm-247        9.07E-04      8.04E-04      5.67E-05      No Data        2.64E-04      No Data        9.09E-05 Cm-248        7.54E-03      6.63E-03      4.67E-04      No Data        2.18E-03      No Data        1.47E-03 Cf-252          2.61E-04      No Data        6.29E-06      No Data        No Data        No Data        2.88E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-28 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-16
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        6.04E-08      6.04E-08      6.04E-08      6.04E-08      6.04E-08      6.04E-08 Be-10            4.48E-06      6.94E-07      1.13E-07      No Data        5.30E-07      No Data        2.84E-05 C-14              4.06E-06      8.12E-07      8.12E-07      8.12E-07      8.12E-07      8.12E-07      8.12E-07 N-13              1.15E-08      1.15E-08      1.15E-08      1.15E-08      1.15E-08      1.15E-08      1.15E-08 F-18              8.64E-07      No Data        9.47E-08      No Data        No Data        No Data        7.78E-08 Na-22            2.34E-05      2.34E-05      2.34E-05      2.34E-05      2.34E-05      2.34E-05      2.34E-05 Na-24            2.30E-06      2.30E-06      2.30E-06      2.30E-06      2.30E-06      2.30E-06      2.30E-06 P-32              2.76E-04      1.71E-05      1.07E-05      No Data        No Data        No Data        2.32E-05 Ca-41            1.97E-04      No Data        2.13E-05      No Data        No Data        No Data        1.95E-07 Sc-46            7.24E-09      1.41E-08      4.18E-09      No Data        1.35E-08      No Data        4.80E-05 Cr-51            No Data        No Data        3.60E-09      2.00E-09      7.89E-10      5.14E-09      6.05E-07 Mn-54            No Data        5.90E-06      1.17E-06      No Data        1.76E-06      No Data        1.21E-05 Mn-56            No Data        1.58E-07      2.81E-08      No Data        2.00E-07      No Data        1.04E-05 Fe-55            3.78E-06      2.68E-06      6.25E-07      No Data        No Data        1.70E-06      1.16E-06 Fe-59            5.87E-06      1.37E-05      5.29E-06      No Data        No Data        4.32E-06      3.24E-05 Co-57            No Data        2.38E-07      3.99E-07      No Data        No Data        No Data        4.44E-06 Co-58            No Data        9.72E-07      2.24E-06      No Data        No Data        No Data        1.34E-05 Co-60            No Data        2.81E-06      6.33E-06      No Data        No Data        No Data        3.66E-05 Ni-59            1.32E-05      4.66E-06      2.24E-06      No Data        No Data        No Data        7.31E-07 Ni-63            1.77E-04      1.25E-05      6.00E-06      No Data        No Data        No Data        1.99E-06 Ni-65            7.49E-07      9.57E-08      4.36E-08      No Data        No Data        No Data        5.19E-06 Cu-64            No Data        1.15E-07      5.41E-08      No Data        2.91E-07      No Data        8.92E-06 Zn-65            5.76E-06      2.00E-05      9.33E-06      No Data        1.28E-05      No Data        8.47E-06 Zn-69m        2.40E-07      5.66E-07      5.19E-08      No Data        3.44E-07      No Data        3.11E-05 Zn-69            1.47E-08      2.80E-08      1.96E-09      No Data        1.83E-08      No Data        5.16E-08 Se-79            No Data        3.73E-06      6.27E-07      No Data        6.50E-06      No Data        5.70E-07 Br-82            No Data        No Data        3.04E-06      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        5.74E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        7.22E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        3.05E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        2.98E-05      1.40E-05      No Data        No Data        No Data        4.41E-06 Rb-87            No Data        1.75E-05      6.11E-06      No Data        No Data        No Data        6.11E-07 Rb-88            No Data        8.52E-08      4.54E-08      No Data        No Data        No Data        7.30E-15 Rb-89            No Data        5.50E-08      3.89E-08      No Data        No Data        No Data        8.43E-17 Sr-89            4.40E-04      No Data        1.26E-05      No Data        No Data        No Data        5.24E-05 Sr-90            1.02E-02      No Data        2.04E-04      No Data        No Data        No Data        2.33E-04 Sr-91            8.07E-06      No Data        3.21E-07      No Data        No Data        No Data        3.66E-05 Sr-92            3.05E-06      No Data        1.30E-07      No Data        No Data        No Data        7.77E-05 Y-90              1.37E-08      No Data        3.69E-10      No Data        No Data        No Data        1.13E-04 Y-91m          1.29E-10      No Data        4.93E-12      No Data        No Data        No Data        6.09E-09 Y-91              2.01E-07      No Data        5.39E-09      No Data        No Data        No Data        8.24E-05 Y-92              1.21E-09      No Data        3.50E-11      No Data        No Data        No Data        3.32E-05 Y-93              3.83E-09      No Data        1.05E-10      No Data        No Data        No Data        1.17E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-29 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-16 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            5.53E-08      2.73E-09      1.49E-09      No Data        9.65E-09      No Data        2.58E-06 Zr-95            4.12E-08      1.30E-08      8.94E-09      No Data        1.91E-08      No Data        3.00E-05 Zr-97            2.37E-09      4.69E-10      2.16E-10      No Data        7.11E-10      No Data        1.27E-04 Nb-93m        3.44E-08      1.13E-08      2.83E-09      No Data        1.32E-08      No Data        4.07E-06 Nb-95            8.22E-09      4.56E-09      2.51E-09      No Data        4.42E-09      No Data        1.95E-05 Nb-97            7.37E-11      1.83E-11      6.68E-12      No Data        2.14E-11      No Data        4.37E-07 Mo-93            No Data        1.06E-05      2.90E-07      No Data        3.04E-06      No Data        1.29E-06 Mo-99            No Data        6.03E-06      1.15E-06      No Data        1.38E-05      No Data        1.08E-05 Tc-99m          3.32E-10      9.26E-10      1.20E-08      No Data        1.38E-08      5.14E-10      6.08E-07 Tc-99            1.79E-07      2.63E-07      7.17E-08      No Data        3.34E-06      2.72E-08      6.44E-06 Tc-101          3.60E-10      5.12E-10      5.03E-09      No Data        9.26E-09      3.12E-10      8.75E-17 Ru-103          2.55E-07      No Data        1.09E-07      No Data        8.99E-07      No Data        2.13E-05 Ru-105          2.18E-08      No Data        8.46E-09      No Data        2.75E-07      No Data        1.76E-05 Ru-106          3.92E-06      No Data        4.94E-07      No Data        7.56E-06      No Data        1.88E-04 Rh-105          1.73E-07      1.25E-07      8.20E-08      No Data        5.31E-07      No Data        1.59E-05 Pd-107          No Data        2.08E-07      1.34E-08      No Data        1.88E-06      No Data        9.66E-07 Pd-109          No Data        2.51E-07      5.70E-08      No Data        1.45E-06      No Data        2.53E-05 Ag-110m      2.05E-07      1.94E-07      1.18E-07      No Data        3.70E-07      No Data        5.45E-05 Ag-111          8.29E-08      3.44E-08      1.73E-08      No Data        1.12E-07      No Data        4.80E-05 Cd-113m      No Data        4.51E-06      1.45E-07      No Data        4.99E-06      No Data        2.71E-05 Cd-115m      No Data        2.60E-06      8.39E-08      No Data        2.08E-06      No Data        8.23E-05 Sn-123          4.44E-05      7.29E-07      1.08E-06      5.84E-07      No Data        No Data        6.71E-05 Sn-125          1.19E-05      2.37E-07      5.37E-07      1.86E-07      No Data        No Data        1.12E-04 Sn-126          1.16E-04      2.16E-06      3.30E-06      5.69E-07      No Data        No Data        2.58E-05 Sb-124          3.87E-06      7.13E-08      1.51E-06      8.78E-09      No Data        3.38E-06      7.80E-05 Sb-125          2.48E-06      2.71E-08      5.80E-07      2.37E-09      No Data        2.18E-06      1.93E-05 Sb-126          1.59E-06      3.25E-08      5.71E-07      8.99E-09      No Data        1.14E-06      9.41E-05 Sb-127          3.63E-07      7.76E-09      1.37E-07      4.08E-09      No Data        2.47E-07      6.16E-05 Te-125m      3.83E-06      1.38E-06      5.12E-07      1.07E-06      No Data        No Data        1.13E-05 Te-127m      9.67E-06      3.43E-06      1.15E-06      2.30E-06      3.92E-05      No Data        2.41E-05 Te-127          1.58E-07      5.60E-08      3.40E-08      1.09E-07      6.40E-07      No Data        1.22E-05 Te-129m      1.63E-05      6.05E-06      2.58E-06      5.26E-06      6.82E-05      No Data        6.12E-05 Te-129          4.48E-08      1.67E-08      1.09E-08      3.20E-08      1.88E-07      No Data        2.45E-07 Te-131m      2.44E-06      1.17E-06      9.76E-07      1.76E-06      1.22E-05      No Data        9.39E-05 Te-131          2.79E-08      1.15E-08      8.72E-09      2.15E-08      1.22E-07      No Data        2.29E-09 Te-132          3.49E-06      2.21E-06      2.08E-06      2.33E-06      2.12E-05      No Data        7.00E-05 Te-133m      6.44E-08      3.66E-08      3.56E-08      5.11E-08      3.62E-07      No Data        1.48E-07 Te-134          4.47E-08      2.87E-08      3.00E-08      3.67E-08      2.74E-07      No Data        1.66E-09
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-30 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-16 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR TEEN(1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      2.94E-08      6.09E-08      3.13E-08      No Data        3.39E-08      5.95E-09      4.05E-08 Cs-134          8.37E-05      1.97E-04      9.14E-05      No Data        6.26E-05      2.39E-05      2.45E-06 Cs-135          2.78E-05      2.55E-05      5.96E-06      No Data        9.73E-06      3.52E-06      4.46E-07 Cs-136          8.59E-06      3.38E-05      2.27E-05      No Data        1.84E-05      2.90E-06      2.72E-06 Cs-137          1.12E-04      1.49E-04      5.19E-05      No Data        5.07E-05      1.97E-05      2.12E-06 Cs-138          7.76E-08      1.49E-07      7.45E-08      No Data        1.10E-07      1.28E-08      6.76E-11 Cs-139          4.87E-08      7.17E-08      2.63E-08      No Data        5.79E-08      6.34E-09      3.33E-23 Ba-139          1.39E-07      9.78E-11      4.05E-09      No Data        9.22E-11      6.74E-11      1.24E-06 Ba-140          2.84E-05      3.48E-08      1.83E-06      No Data        1.18E-08      2.34E-08      4.38E-05 Ba-141          6.71E-08      5.01E-11      2.24E-09      No Data        4.65E-11      3.43E-11      1.43E-13 Ba-142          2.99E-08      2.99E-11      1.84E-09      No Data        2.53E-11      1.99E-11      9.18E-20 La-140          3.48E-09      1.71E-09      4.55E-10      No Data        No Data        No Data        9.82E-05 La-141          4.55E-10      1.40E-10      2.31E-11      No Data        No Data        No Data        2.48E-05 La-142          1.79E-10      7.95E-11      1.98E-11      No Data        No Data        No Data        2.42E-06 Ce-141          1.33E-08      8.88E-09      1.02E-09      No Data        4.18E-09      No Data        2.54E-05 Ce-143          2.35E-09      1.71E-06      1.91E-10      No Data        7.67E-10      No Data        5.14E-05 Ce-144          6.96E-07      2.88E-07      3.74E-08      No Data        1.72E-07      No Data        1.75E-04 Pr-143          1.31E-08      5.23E-09      6.52E-10      No Data        3.04E-09      No Data        4.31E-05 Pr-144          4.30E-11      1.76E-11      2.18E-12      No Data        1.01E-11      No Data        4.74E-14 Nd-147          9.38E-09      1.02E-08      6.11E-10      No Data        5.99E-09      No Data        3.68E-05 Pm-147        1.05E-07      9.96E-09      4.06E-09      No Data        1.90E-08      No Data        9.47E-06 Pm-148m      4.14E-08      1.05E-08      8.21E-09      No Data        1.59E-08      No Data        6.61E-05 Pm-148        1.02E-08      1.66E-09      8.36E-10      No Data        3.00E-09      No Data        9.90E-05 Pm-149        2.17E-09      3.05E-10      1.25E-10      No Data        5.81E-10      No Data        4.49E-05 Pm-151        9.87E-10      1.63E-10      8.25E-11      No Data        2.93E-10      No Data        3.66E-05 Sm-151        8.73E-08      1.68E-08      3.94E-09      No Data        1.84E-08      No Data        5.70E-06 Sm-153        1.22E-09      1.01E-09      7.43E-11      No Data        3.30E-10      No Data        2.85E-05 Eu-152          2.45E-07      5.90E-08      5.20E-08      No Data        2.74E-07      No Data        2.17E-05 Eu-154          7.91E-07      1.02E-07      7.19E-08      No Data        4.56E-07      No Data        5.39E-05 Eu-155          1.74E-07      1.68E-08      1.04E-08      No Data        6.57E-08      No Data        9.63E-05 Eu-156          1.92E-08      1.44E-08      2.35E-09      No Data        9.69E-09      No Data        7.36E-05 Tb-160          6.47E-08      No Data        8.07E-09      No Data        2.56E-08      No Data        4.19E-05 Ho-166m      3.57E-07      1.10E-07      7.96E-08      No Data        1.61E-07      No Data        2.71E-05 W-181          1.42E-08      4.58E-09      4.79E-10      No Data        No Data        No Data        3.90E-07 W-185          5.79E-07      1.91E-07      2.02E-08      No Data        No Data        No Data        1.65E-05 W-187          1.46E-07      1.19E-07      4.17E-08      No Data        No Data        No Data        3.22E-05 Pb-210          1.81E-02      5.44E-03      7.01E-04      No Data        1.72E-02      No Data        2.37E-06 Bi-210          6.59E-07      4.51E-06      3.77E-07      No Data        5.48E-05      No Data        5.15E-05 Po-210          5.09E-04      1.07E-03      1.23E-04      No Data        3.60E-03      No Data        6.75E-05 Ra-223          7.11E-03      1.08E-05      1.42E-03      No Data        3.10E-04      No Data        3.43E-04 Ra-224          2.31E-03      5.52E-06      4.61E-04      No Data        1.58E-04      No Data        3.71E-04 Ra-225          9.37E-03      1.10E-05      1.87E-03      No Data        3.15E-04      No Data        3.27E-04 Ra-226          3.22E-01      8.13E-06      2.39E-01      No Data        2.32E-04      No Data        3.51E-04 Ra-228          1.37E-01      4.41E-06      1.51E-01      No Data        1.26E-04      No Data        5.98E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-31 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-16 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR TEEN (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          6.29E-06      8.59E-06      4.22E-07      No Data        9.85E-07      No Data        4.36E-04 Ac-227          2.05E-03      3.03E-04      1.22E-04      No Data        8.81E-05      No Data        8.68E-05 Th-227          1.96E-05      3.52E-07      5.65E-07      No Data        2.01E-06      No Data        5.75E-04 Th-228          6.80E-04      1.14E-05      2.30E-05      No Data        6.41E-05      No Data        5.97E-04 Th-229          1.43E-02      4.11E-04      2.37E-04      No Data        1.99E-03      No Data        8.28E-05 Th-230          2.16E-03      1.23E-04      6.00E-05      No Data        5.99E-04      No Data        6.38E-05 Th-232          2.42E-03      1.05E-04      1.63E-06      No Data        5.11E-04      No Data        5.43E-05 Th-234          1.14E-07      6.68E-09      3.31E-09      No Data        3.81E-08      No Data        1.21E-04 Pa-231          4.31E-03      1.62E-04      1.68E-04      No Data        9.10E-04      No Data        7.60E-05 Pa-233          7.33E-09      1.41E-09      1.26E-09      No Data        5.32E-09      No Data        1.61E-05 U-232            5.89E-03      No Data        4.21E-04      No Data        6.38E-04      No Data        7.19E-05 U-233            1.24E-03      No Data        7.54E-05      No Data        2.90E-04      No Data        6.65E-05 U-234            1.19E-03      No Data        7.39E-05      No Data        2.85E-04      No Data        6.51E-05 U-235            1.14E-03      No Data        6.94E-05      No Data        2.67E-04      No Data        8.28E-05 U-236            1.14E-03      No Data        7.09E-05      No Data        2.73E-04      No Data        6.11E-05 U-237            7.89E-08      No Data        2.10E-08      No Data        3.24E-07      No Data        2.09E-05 U-238            1.09E-03      No Data        6.49E-05      No Data        2.50E-04      No Data        5.83E-05 Np-237          1.33E-03      9.55E-05      5.85E-05      No Data        4.33E-04      No Data        8.41E-05 Np-238          1.95E-08      5.22E-10      3.04E-10      No Data        1.79E-09      No Data        3.83E-05 Np-239          1.76E-09      1.66E-10      9.22E-11      No Data        5.21E-10      No Data        2.67E-05 Pu-238          6.70E-04      8.58E-05      1.82E-05      No Data        7.80E-05      No Data        7.73E-05 Pu-239          7.65E-04      9.29E-05      2.01E-05      No Data        8.57E-05      No Data        7.06E-05 Pu-240          7.64E-04      9.27E-05      2.01E-05      No Data        8.56E-05      No Data        7.19E-05 Pu-241          1.75E-05      8.40E-07      3.69E-07      No Data        1.71E-06      No Data        1.48E-06 Pu-242          7.09E-04      8.94E-05      1.94E-05      No Data        8.25E-05      No Data        6.92E-05 Pu-244          8.28E-04      1.02E-04      2.22E-05      No Data        9.45E-05      No Data        1.03E-04 Am-241        7.98E-04      7.53E-04      5.75E-05      No Data        4.31E-04      No Data        7.87E-05 Am-242m      8.07E-04      7.11E-04      5.80E-05      No Data        4.30E-04      No Data        9.90E-05 Am-243        7.96E-04      7.35E-04      5.62E-05      No Data        4.22E-04      No Data        9.23E-05 Cm-242        2.94E-05      3.10E-05      1.95E-06      No Data        8.89E-06      No Data        8.40E-05 Cm-243        6.50E-04      6.03E-04      4.09E-05      No Data        1.91E-04      No Data        8.28E-05 Cm-244        5.04E-04      4.77E-04      3.19E-05      No Data        1.49E-04      No Data        8.00E-05 Cm-245        9.90E-04      8.71E-04      6.10E-05      No Data        2.85E-04      No Data        7.46E-05 Cm-246        9.82E-04      8.70E-04      6.09E-05      No Data        2.84E-04      No Data        7.33E-05 Cm-247        9.57E-04      8.57E-04      6.00E-05      No Data        2.80E-04      No Data        9.63E-05 Cm-248        7.95E-03      7.06E-03      4.95E-04      No Data        2.31E-03      No Data        1.55E-03 Cf-252          3.47E-04      No Data        8.37E-06      No Data        No Data        No Data        3.05E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-32 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-17
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR CHILD (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        1.16E-07      1.16E-07      1.16E-07      1.16E-07      1.16E-07      1.16E-07 Be-10            1.35E-05      1.57E-06      3.39E-07      No Data        1.11E-06      No Data        2.75E-05 C-14              1.21E-05      2.42E-06      2.42E-06      2.42E-06      2.42E-06      2.42E-06      2.42E-06 N-13              3.10E-08      3.10E-08      3.10E-08      3.10E-08      3.10E-08      3.10E-08      3.10E-08 F-18              2.49E-06      No Data        2.47E-07      No Data        No Data        No Data        6.74E-07 Na-22            5.88E-05      5.88E-05      5.88E-05      5.88E-05      5.88E-05      5.88E-05      5.88E-05 Na-24            5.80E-06      5.80E-06      5.80E-06      5.80E-06      5.80E-06      5.80E-06      5.80E-06 P-32              8.25E-04      3.86E-05      3.18E-05      No Data        No Data        No Data        2.28E-05 Ca-41            3.47E-04      No Data        3.79E-05      No Data        No Data        No Data        1.90E-07 Sc-46            1.97E-08      2.70E-08      1.04E-08      No Data        2.39E-08      No Data        3.95E-05 Cr-51            No Data        No Data        8.90E-09      4.94E-09      1.35E-09      9.02E-09      4.72E-07 Mn-54            No Data        1.07E-05      2.85E-06      No Data        3.00E-06      No Data        8.98E-06 Mn-56            No Data        3.34E-07      7.54E-08      No Data        4.04E-07      No Data        4.84E-05 Fe-55            1.15E-05      6.10E-06      1.89E-06      No Data        No Data        3.45E-06      1.13E-06 Fe-59            1.65E-05      2.67E-05      1.33E-05      No Data        No Data        7.74E-06      2.78E-05 Co-57            No Data        4.93E-07      9.98E-07      No Data        No Data        No Data        4.04E-06 Co-58            No Data        1.80E-06      5.51E-06      No Data        No Data        No Data        1.05E-05 Co-60            No Data        5.29E-06      1.56E-05      No Data        No Data        No Data        2.93E-05 Ni-59            4.02E-05      1.07E-05      6.82E-06      No Data        No Data        No Data        7.10E-07 Ni-63            5.38E-04      2.88E-05      1.83E-05      No Data        No Data        No Data        1.94E-06 Ni-65            2.22E-06      2.09E-07      1.22E-07      No Data        No Data        No Data        2.56E-05 Cu-64            No Data        2.45E-07      1.48E-07      No Data        5.92E-07      No Data        1.15E-05 Zn-65            1.37E-05      3.65E-05      2.27E-05      No Data        2.30E-05      No Data        6.41E-06 Zn-69m        7.10E-07      1.21E-06      1.43E-07      No Data        7.03E-07      No Data        3.94E-05 Zn-69            4.38E-08      6.33E-08      5.85E-09      No Data        3.84E-08      No Data        3.99E-06 Se-79            No Data        8.43E-06      1.87E-06      No Data        1.37E-05      No Data        5.53E-07 Br-82            No Data        No Data        7.55E-06      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        1.71E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        1.98E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        9.12E-09      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        6.70E-05      4.12E-05      No Data        No Data        No Data        4.31E-06 Rb-87            No Data        3.95E-05      1.83E-05      No Data        No Data        No Data        5.92E-07 Rb-88            No Data        1.90E-07      1.32E-07      No Data        No Data        No Data        9.32E-09 Rb-89            No Data        1.17E-07      1.04E-07      No Data        No Data        No Data        1.02E-09 Sr-89            1.32E-03      No Data        3.77E-05      No Data        No Data        No Data        5.11E-05 Sr-90            2.56E-02      No Data        5.15E-04      No Data        No Data        No Data        2.29E-04 Sr-91            2.40E-05      No Data        9.06E-07      No Data        No Data        No Data        5.30E-05 Sr-92            9.03E-06      No Data        3.62E-07      No Data        No Data        No Data        1.71E-04 Y-90              4.11E-08      No Data        1.10E-09      No Data        No Data        No Data        1.17E-04 Y-91m          3.82E-10      No Data        1.39E-11      No Data        No Data        No Data        7.48E-07 Y-91              6.02E-07      No Data        1.61E-08      No Data        No Data        No Data        8.02E-05 Y-92              3.60E-09      No Data        1.03E-10      No Data        No Data        No Data        1.04E-04 Y-93              1.14E-08      No Data        3.13E-10      No Data        No Data        No Data        1.70E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-33 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-17 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR CHILD (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            1.67E-07      6.25E-09      4.45E-09      No Data        2.42E-08      No Data        2.37E-06 Zr-95            1.16E-07      2.55E-08      2.27E-08      No Data        3.65E-08      No Data        2.66E-05 Zr-97            6.99E-09      1.01E-09      5.96E-10      No Data        1.45E-09      No Data        1.53E-04 Nb-93m        1.05E-07      2.62E-08      8.61E-09      No Data        2.83E-08      No Data        3.95E-06 Nb-95            2.25E-08      8.76E-09      6.26E-09      No Data        8.23E-09      No Data        1.62E-05 Nb-97            2.17E-10      3.92E-11      1.83E-11      No Data        4.35E-11      No Data        1.21E-05 Mo-93            No Data        2.41E-05      8.65E-07      No Data        6.35E-06      No Data        1.22E-06 Mo-99            No Data        1.33E-05      3.29E-06      No Data        2.84E-05      No Data        1.10E-05 Tc-99m          9.23E-10      1.81E-09      3.00E-08      No Data        2.63E-08      9.19E-10      1.03E-06 Tc-99            5.35E-07      5.96E-07      2.14E-07      No Data        7.02E-06      5.27E-08      6.25E-06 Tc-101          1.07E-09      1.12E-09      1.42E-08      No Data        1.91E-08      5.92E-10      3.56E-09 Ru-103          7.31E-07      No Data        2.81E-07      No Data        1.84E-06      No Data        1.89E-05 Ru-105          6.45E-08      No Data        2.34E-08      No Data        5.67E-07      No Data        4.21E-05 Ru-106          1.17E-05      No Data        1.46E-06      No Data        1.58E-05      No Data        1.82E-04 Rh-105          5.14E-07      2.76E-07      2.36E-07      No Data        1.10E-06      No Data        1.71E-05 Pd-107          No Data        4.72E-07      4.01E-08      No Data        3.95E-06      No Data        9.37E-07 Pd-109          No Data        5.67E-07      1.70E-07      No Data        3.04E-06      No Data        3.35E-05 Ag-110m      5.39E-07      3.64E-07      2.91E-07      No Data        6.78E-07      No Data        4.33E-05 Ag-111          2.48E-07      7.76E-08      5.12E-08      No Data        2.34E-07      No Data        4.75E-05 Cd-113m      No Data        1.02E-05      4.34E-07      No Data        1.05E-05      No Data        2.63E-05 Cd-115m      No Data        5.89E-06      2.51E-07      No Data        4.38E-06      No Data        8.01E-05 Sn-123          1.33E-04      1.65E-06      3.24E-06      1.75E-06      No Data        No Data        6.52E-05 Sn-125          3.55E-05      5.35E-07      1.59E-06      5.55E-07      No Data        No Data        1.10E-04 Sn-126          3.33E-04      4.15E-06      9.46E-06      1.14E-06      No Data        No Data        2.50E-05 Sb-124          1.11E-05      1.44E-07      3.89E-06      2.45E-08      No Data        6.16E-06      6.94E-05 Sb-125          7.16E-06      5.52E-08      1.50E-06      6.63E-09      No Data        3.99E-06      1.71E-05 Sb-126          4.40E-06      6.73E-08      1.58E-06      2.58E-08      No Data        2.10E-06      8.87E-05 Sb-127          1.06E-06      1.64E-08      3.68E-07      1.18E-08      No Data        4.60E-07      5.97E-05 Te-125m      1.14E-05      3.09E-06      1.52E-06      3.20E-06      No Data        No Data        1.10E-05 Te-127m      2.89E-05      7.78E-06      3.43E-06      6.91E-06      8.24E-05      No Data        2.34E-05 Te-127          4.71E-07      1.27E-07      1.01E-07      3.26E-07      1.34E-06      No Data        1.84E-05 Te-129m      4.87E-05      1.36E-05      7.56E-06      1.57E-05      1.43E-04      No Data        5.94E-05 Te-129          1.34E-07      3.74E-08      3.18E-08      9.56E-08      3.92E-07      No Data        8.34E-06 Te-131m      7.20E-06      2.49E-06      2.65E-06      5.12E-06      2.41E-05      No Data        1.01E-04 Te-131          8.30E-08      2.53E-08      2.47E-08      6.35E-08      2.51E-07      No Data        4.36E-07 Te-132          1.01E-05      4.47E-06      5.40E-06      6.51E-06      4.15E-05      No Data        4.50E-05 Te-133m      1.87E-07      7.56E-08      9.37E-08      1.45E-07      7.18E-07      No Data        5.77E-06 Te-134          1.29E-07      5.80E-08      7.74E-08      1.02E-07      5.37E-07      No Data        5.89E-07
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-34 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-17 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR CHILD (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      8.44E-08      1.25E-07      8.16E-08      No Data        6.59E-08      1.09E-08      1.58E-07 Cs-134          2.34E-04      3.84E-04      8.10E-05      No Data        1.19E-04      4.27E-05      2.07E-06 Cs-135          8.30E-05      5.78E-05      5.93E-06      No Data        2.04E-05      6.81E-06      4.33E-07 Cs-136          2.35E-05      6.46E-05      4.18E-05      No Data        3.44E-05      5.13E-06      2.27E-06 Cs-137          3.27E-04      3.13E-04      4.62E-05      No Data        1.02E-04      3.67E-05      1.96E-06 Cs-138          2.28E-07      3.17E-07      2.01E-07      No Data        2.23E-07      2.40E-08      1.46E-07 Cs-139          1.45E-07      1.61E-07      7.74E-08      No Data        1.21E-07      1.22E-08      1.45E-11 Ba-139          4.14E-07      2.21E-10      1.20E-08      No Data        1.93E-10      1.30E-10      2.39E-05 Ba-140          8.31E-05      7.28E-08      4.85E-06      No Data        2.37E-08      4.34E-08      4.21E-05 Ba-141          2.00E-07      1.12E-10      6.51E-09      No Data        9.69E-11      6.58E-10      1.14E-07 Ba-142          8.74E-08      6.29E-11      4.88E-09      No Data        5.09E-11      3.70E-11      1.14E-09 La-140          1.01E-08      3.53E-09      1.19E-09      No Data        No Data        No Data        9.84E-05 La-141          1.36E-09      3.17E-10      6.88E-11      No Data        No Data        No Data        7.05E-05 La-142          5.24E-10      1.67E-10      5.23E-11      No Data        No Data        No Data        3.31E-05 Ce-141          3.97E-08      1.98E-08      2.94E-09      No Data        8.68E-09      No Data        2.47E-05 Ce-143          6.99E-09      3.79E-06      5.49E-10      No Data        1.59E-09      No Data        5.55E-05 Ce-144          2.08E-06      6.52E-07      1.11E-07      No Data        3.61E-07      No Data        1.70E-04 Pr-143          3.93E-08      1.18E-08      1.95E-09      No Data        6.39E-09      No Data        4.24E-05 Pr-144          1.29E-10      3.99E-11      6.49E-12      No Data        2.11E-11      No Data        8.59E-08 Nd-147          2.79E-08      2.26E-08      1.75E-09      No Data        1.24E-08      No Data        3.58E-05 Pm-147        3.18E-07      2.27E-08      1.22E-08      No Data        4.01E-08      No Data        9.19E-06 Pm-148m      1.03E-07      2.05E-08      2.05E-08      No Data        3.04E-08      No Data        5.78E-05 Pm-148        3.02E-08      3.63E-09      2.35E-09      No Data        6.17E-09      No Data        9.70E-05 Pm-149        6.49E-09      6.90E-10      3.74E-10      No Data        1.22E-09      No Data        4.71E-05 Pm-151        2.92E-09      3.55E-10      2.31E-10      No Data        6.02E-10      No Data        4.03E-05 Sm-151        2.56E-07      3.81E-08      1.20E-08      No Data        3.94E-08      No Data        5.53E-06 Sm-153        3.65E-09      2.27E-09      2.19E-10      No Data        6.91E-10      No Data        3.02E-05 Eu-152          6.15E-07      1.12E-07      1.33E-07      No Data        4.73E-07      No Data        1.84E-05 Eu-154          2.30E-06      2.07E-07      1.89E-07      No Data        9.09E-07      No Data        4.81E-05 Eu-155          4.82E-07      3.47E-08      2.72E-08      No Data        1.30E-07      No Data        8.69E-05 Eu-156          5.62E-08      3.01E-08      6.23E-09      No Data        1.94E-08      No Data        6.83E-05 Tb-160          1.66E-07      No Data        2.06E-08      No Data        4.94E-08      No Data        3.68E-05 Ho-166m      1.08E-06      2.26E-07      1.91E-07      No Data        3.22E-07      No Data        2.63E-05 W-181          4.23E-08      1.04E-08      1.43E-09      No Data        No Data        No Data        3.79E-07 W-185          1.73E-06      4.32E-07      6.05E-08      No Data        No Data        No Data        1.61E-05 W-187          4.29E-07      2.54E-07      1.14E-07      No Data        No Data        No Data        3.57E-05 Pb-210          4.75E-02      1.22E-02      2.09E-03      No Data        3.67E-02      No Data        2.30E-06 Bi-210          1.97E-06      1.02E-05      1.13E-06      No Data        1.15E-04      No Data        5.17E-05 Po-210          1.52E-03      2.43E-03      3.67E-04      No Data        7.56E-03      No Data        6.55E-05 Ra-223          2.12E-02      2.45E-05      4.24E-03      No Data        6.50E-04      No Data        3.38E-04 Ra-224          6.89E-03      1.25E-05      1.38E-03      No Data        3.31E-04      No Data        3.78E-04 Ra-225          2.80E-02      2.50E-05      5.59E-03      No Data        6.62E-04      No Data        3.21E-04 Ra-226          5.75E-01      1.84E-05      4.72E-01      No Data        4.88E-04      No Data        3.41E-04 Ra-228          3.85E-01      9.99E-06      4.32E-01      No Data        2.65E-04      No Data        5.81E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-35 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-17 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR CHILD (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          1.88E-05      1.94E-05      1.26E-06      No Data        2.07E-06      No Data        4.31E-04 Ac-227          4.12E-03      6.63E-04      2.55E-04      No Data        1.46E-04      No Data        8.43E-05 Th-227          5.85E-05      7.96E-07      1.69E-06      No Data        4.22E-06      No Data        5.63E-04 Th-228          2.07E-03      2.65E-05      7.00E-05      No Data        1.38E-04      No Data        5.79E-04 Th-229          2.35E-02      5.91E-04      3.92E-04      No Data        2.89E-03      No Data        8.04E-05 Th-230          3.55E-03      1.78E-04      9.91E-05      No Data        8.67E-04      No Data        6.19E-05 Th-232          3.96E-03      1.52E-04      3.01E-06      No Data        7.41E-04      No Data        5.27E-05 Th-234          3.42E-07      1.51E-08      9.88E-09      No Data        8.01E-08      No Data        1.18E-04 Pa-231          7.07E-03      2.34E-04      2.81E-04      No Data        1.28E-03      No Data        7.37E-05 Pa-233          1.81E-08      2.82E-09      3.16E-09      No Data        1.04E-08      No Data        1.44E-05 U-232            1.76E-02      No Data        1.26E-03      No Data        1.34E-03      No Data        6.98E-05 U-233            3.72E-03      No Data        2.25E-04      No Data        6.10E-04      No Data        6.45E-05 U-234            3.57E-03      No Data        2.21E-04      No Data        5.98E-04      No Data        6.32E-05 U-235            3.42E-03      No Data        2.07E-04      No Data        5.61E-04      No Data        8.03E-05 U-236            3.42E-03      No Data        2.12E-04      No Data        5.73E-04      No Data        5.92E-05 U-237            2.36E-07      No Data        6.27E-08      No Data        6.81E-07      No Data        2.08E-05 U-238            3.27E-03      No Data        1.94E-04      No Data        5.24E-04      No Data        5.66E-05 Np-237          2.23E-03      1.47E-04      9.79E-05      No Data        6.05E-04      No Data        8.16E-05 Np-238          5.83E-08      1.18E-09      9.08E-10      No Data        3.76E-09      No Data        4.04E-05 Np-239          5.25E-09      3.77E-10      2.65E-10      No Data        1.09E-09      No Data        2.79E-05 Pu-238          1.19E-03      1.38E-04      3.16E-05      No Data        1.15E-04      No Data        7.50E-05 Pu-239          1.29E-03      1.38E-04      3.31E-05      No Data        1.22E-04      No Data        6.85E-05 Pu-240          1.28E-03      1.43E-04      3.31E-05      No Data        1.22E-04      No Data        6.98E-05 Pu-241          3.87E-05      1.58E-06      8.04E-07      No Data        2.96E-06      No Data        1.44E-06 Pu-242          1.19E-03      1.38E-04      3.19E-05      No Data        1.17E-04      No Data        6.71E-05 Pu-244          1.39E-03      1.58E-03      3.65E-05      No Data        1.35E-04      No Data        1.00E-04 Am-241        1.36E-03      1.17E-03      1.02E-04      No Data        6.23E-04      No Data        7.64E-05 Am-242m      1.40E-03      1.12E-03      1.04E-04      No Data        6.30E-04      No Data        9.61E-05 Am-243        1.34E-03      1.13E-03      9.83E-05      No Data        6.06E-04      No Data        8.95E-05 Cm-242        8.78E-05      7.01E-05      5.84E-06      No Data        1.87E-05      No Data        8.16E-05 Cm-243        1.28E-03      1.04E-03      8.24E-05      No Data        3.08E-04      No Data        8.03E-05 Cm-244        1.08E-03      8.74E-04      6.93E-05      No Data        2.54E-04      No Data        7.77E-05 Cm-245        1.67E-03      1.34E-03      1.05E-04      No Data        4.11E-04      No Data        7.24E-05 Cm-246        1.65E-03      1.34E-03      1.05E-04      No Data        4.10E-04      No Data        7.11E-05 Cm-247        1.61E-03      1.32E-03      1.03E-04      No Data        4.04E-04      No Data        9.35E-05 Cm-248        1.34E-02      1.09E-02      8.52E-04      No Data        3.33E-03      No Data        1.51E-03 Cf-252          1.05E-03      No Data        2.54E-05      No Data        No Data        No Data        2.96E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-36 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-18
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR  INFANT (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI H-3                No Data        1.76E-07      1.76E-07      1.76E-07      1.76E-07      1.76E-07      1.76E-07 Be-10            1.71E-05      2.49E-06      5.16E-07      No Data        1.64E-06      No Data        2.78E-05 C-14              2.37E-05      5.06E-06      5.06E-06      5.06E-06      5.06E-06      5.06E-06      5.06E-06 N-13              5.85E-08      5.85E-08      5.85E-08      5.85E-08      5.85E-08      5.85E-08      5.85E-08 F-18              5.19E-06      No Data        4.43E-07      No Data        No Data        No Data        1.22E-06 Na-22            9.83E-05      9.83E-05      9.83E-05      9.83E-05      9.83E-05      9.83E-05      9.83E-05 Na-24            1.01E-05      1.01E-05      1.01E-05      1.01E-05      1.01E-05      1.01E-05      1.01E-05 P-32              1.70E-03      1.00E-04      6.59E-05      No Data        No Data        No Data        2.30E-05 Ca-41            3.74E-04      No Data        4.08E-05      No Data        No Data        No Data        1.91E-07 Sc-46            3.75E-08      5.41E-08      1.69E-08      No Data        3.56E-08      No Data        3.53E-05 Cr-51            No Data        No Data        1.41E-08      9.20E-09      2.01E-09      1.79E-08      4.11E-07 Mn-54            No Data        1.99E-05      4.51E-06      No Data        4.41E-06      No Data        7.31E-06 Mn-56            No Data        8.18E-07      1.41E-07      No Data        7.03E-07      No Data        7.43E-05 Fe-55            1.39E-05      8.98E-06      2.40E-06      No Data        No Data        4.39E-06      1.14E-06 Fe-59            3.08E-05      5.38E-05      2.12E-05      No Data        No Data        1.59E-05      2.57E-05 Co-57            No Data        1.15E-06      1.87E-06      No Data        No Data        No Data        3.92E-06 Co-58            No Data        3.60E-06      8.98E-06      No Data        No Data        No Data        8.97E-06 Co-60            No Data        1.08E-05      2.55E-05      No Data        No Data        No Data        2.57E-05 Ni-59            4.73E-05      1.45E-05      8.17E-06      No Data        No Data        No Data        7.16E-07 Ni-63            6.34E-04      3.92E-05      2.20E-05      No Data        No Data        No Data        1.95E-06 Ni-65            4.70E-06      5.32E-07      2.42E-07      No Data        No Data        No Data        4.05E-05 Cu-64            No Data        6.09E-07      2.82E-07      No Data        1.03E-06      No Data        1.25E-05 Zn-65            1.84E-05      6.31E-05      2.91E-05      No Data        3.06E-05      No Data        5.33E-05 Zn-69m        1.50E-06      3.06E-06      2.79E-07      No Data        1.24E-06      No Data        4.24E-05 Zn-69            9.33E-08      1.68E-07      1.25E-08      No Data        6.98E-08      No Data        1.37E-05 Se-79            No Data        2.10E-05      3.90E-06      No Data        2.43E-05      No Data        5.58E-07 Br-82            No Data        No Data        1.27E-05      No Data        No Data        No Data        No Data Br-83            No Data        No Data        3.63E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-84            No Data        No Data        3.82E-07      No Data        No Data        No Data        No Data Br-85            No Data        No Data        1.94E-08      No Data        No Data        No Data        No Data Rb-86            No Data        1.70E-04      8.40E-05      No Data        No Data        No Data        4.35E-06 Rb-87            No Data        8.88E-05      3.52E-05      No Data        No Data        No Data        5.98E-07 Rb-88            No Data        4.98E-07      2.73E-07      No Data        No Data        No Data        4.85E-07 Rb-89            No Data        2.86E-07      1.97E-07      No Data        No Data        No Data        9.74E-08 Sr-89            2.51E-03      No Data        7.20E-05      No Data        No Data        No Data        5.16E-05 Sr-90            2.83E-02      No Data        5.74E-04      No Data        No Data        No Data        2.31E-04 Sr-91            5.00E-05      No Data        1.81E-06      No Data        No Data        No Data        5.92E-05 Sr-92            1.92E-05      No Data        7.13E-07      No Data        No Data        No Data        2.07E-04 Y-90              8.69E-08      No Data        2.33E-09      No Data        No Data        No Data        1.20E-04 Y-91m          8.10E-10      No Data        2.76E-11      No Data        No Data        No Data        2.70E-06 Y-91              1.13E-06      No Data        3.01E-08      No Data        No Data        No Data        8.10E-05 Y-92              7.65E-09      No Data        2.15E-10      No Data        No Data        No Data        1.46E-04 Y-93              2.43E-08      No Data        6.62E-10      No Data        No Data        No Data        1.92E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-37 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-18 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR  INFANT (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Zr-93            1.93E-07      9.19E-09      5.54E-09      No Data        2.71E-08      No Data        2.39E-06 Zr-95            2.06E-07      5.02E-08      3.56E-08      No Data        5.41E-08      No Data        2.50E-05 Zr-97            1.48E-08      2.54E-09      1.16E-09      No Data        2.56E-09      No Data        1.62E-04 Nb-93m        1.23E-07      3.33E-08      1.04E-08      No Data        3.25E-08      No Data        3.98E-06 Nb-95            4.20E-08      1.73E-08      1.00E-08      No Data        1.24E-08      No Data        1.46E-05 Nb-97            4.59E-10      9.79E-11      3.53E-11      No Data        7.65E-11      No Data        3.09E-05 Mo-93            No Data        5.65E-05      1.82E-06      No Data        1.13E-05      No Data        1.21E-06 Mo-99            No Data        3.40E-05      6.63E-06      No Data        5.08E-05      No Data        1.12E-05 Tc-99m          1.92E-09      3.96E-09      5.10E-08      No Data        4.26E-08      2.07E-09      1.15E-06 Tc-99            1.08E-06      1.46E-06      4.55E-07      No Data        1.23E-05      1.42E-07      6.31E-06 Tc-101          2.27E-09      2.86E-09      2.83E-08      No Data        3.40E-08      1.56E-09      4.86E-07 Ru-103          1.48E-06      No Data        4.95E-07      No Data        3.08E-06      No Data        1.80E-05 Ru-105          1.36E-07      No Data        4.58E-08      No Data        1.00E-06      No Data        5.41E-05 Ru-106          2.41E-05      No Data        3.01E-06      No Data        2.85E-05      No Data        1.83E-04 Rh-105          1.09E-06      7.13E-07      4.79E-07      No Data        1.98E-06      No Data        1.77E-05 Pd-107          No Data        1.19E-06      8.45E-08      No Data        6.79E-06      No Data        9.46E-07 Pd-109          No Data        1.50E-06      3.62E-07      No Data        5.51E-06      No Data        3.68E-05 Ag-110m      9.96E-07      7.27E-07      4.81E-07      No Data        1.04E-06      No Data        3.77E-05 Ag-111          5.20E-07      2.02E-07      1.07E-07      No Data        4.22E-07      No Data        4.82E-05 Cd-113m      No Data        1.77E-05      6.52E-07      No Data        1.34E-05      No Data        2.66E-05 Cd-115m      No Data        1.42E-05      4.93E-07      No Data        7.41E-06      No Data        8.09E-05 Sn-123          2.49E-04      3.89E-06      6.50E-06      3.91E-06      No Data        No Data        6.58E-05 Sn-125          7.41E-05      1.38E-06      3.29E-06      1.36E-06      No Data        No Data        1.11E-04 Sn-126          5.53E-04      7.26E-06      1.80E-05      1.91E-06      No Data        No Data        2.52E-05 Sb-124          2.14E-05      3.15E-07      6.63E-06      5.68E-08      No Data        1.34E-05      6.60E-05 Sb-125          1.23E-05      1.19E-07      2.53E-06      1.54E-08      No Data        7.12E-06      1.64E-05 Sb-126          8.06E-06      1.58E-07      2.91E-06      6.19E-08      No Data        5.07E-06      8.35E-05 Sb-127          2.23E-06      3.98E-08      6.90E-07      2.84E-08      No Data        1.15E-06      5.91E-05 Te-125m      2.33E-05      7.79E-06      3.15E-06      7.84E-06      No Data        No Data        1.11E-05 Te-127m      5.85E-05      1.94E-05      7.08E-06      1.69E-05      1.44E-04      No Data        2.36E-05 Te-127          1.00E-06      3.35E-07      2.15E-07      8.14E-07      2.44E-06      No Data        2.10E-05 Te-129m      1.00E-04      3.43E-05      1.54E-05      3.84E-05      2.50E-04      No Data        5.97E-05 Te-129          2.84E-07      9.79E-08      6.63E-08      2.38E-07      7.07E-07      No Data        2.27E-05 Te-131m      1.52E-05      6.12E-06      5.05E-06      1.24E-05      4.21E-05      No Data        1.03E-04 Te-131          1.76E-07      6.50E-08      4.94E-08      1.57E-07      4.50E-07      No Data        7.11E-06 Te-132          2.08E-05      1.03E-05      9.61E-06      1.52E-05      6.44E-05      No Data        3.81E-05 Te-133m      3.91E-07      1.79E-07      1.71E-07      3.45E-07      1.22E-06      No Data        1.93E-05 Te-134          2.67E-07      1.34E-07      1.38E-07      2.39E-07      9.03E-07      No Data        3.06E-06
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-38 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-18 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR  INFANT (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid      Kidney        Lung          GI-LLI Cs-134m      1.76E-07      2.93E-07      1.48E-07      No Data        1.13E-07      2.60E-08      2.32E-07 Cs-134          3.77E-04      7.03E-04      7.10E-05      No Data        1.81E-04      7.42E-05      1.91E-06 Cs-135          1.33E-04      1.21E-04      6.30E-06      No Data        3.44E-05      1.31E-05      4.37E-07 Cs-136          4.59E-05      1.35E-04      5.04E-05      No Data        5.38E-05      1.10E-05      2.05E-06 Cs-137          5.22E-04      6.11E-04      4.33E-05      No Data        1.64E-04      6.64E-05      1.91E-06 Cs-138          4.81E-07      7.82E-07      3.79E-07      No Data        3.90E-07      6.09E-08      1.25E-06 Cs-139          3.10E-07      4.24E-07      1.62E-07      No Data        2.19E-07      3.30E-08      2.66E-08 Ba-139          8.81E-07      5.84E-10      2.55E-08      No Data        3.51E-10      3.54E-10      5.58E-05 Ba-140          1.71E-04      1.71E-07      8.81E-06      No Data        4.06E-08      1.05E-07      4.20E-05 Ba-141          4.25E-07      2.91E-10      1.34E-08      No Data        1.75E-10      1.77E-10      5.19E-06 Ba-142          1.84E-07      1.53E-10      9.06E-09      No Data        8.81E-11      9.26E-11      7.59E-07 La-140          2.11E-08      8.32E-09      2.14E-09      No Data        No Data        No Data        9.77E-05 La-141          2.89E-09      8.38E-10      1.46E-10      No Data        No Data        No Data        9.61E-05 La-142          1.10E-09      4.04E-10      9.67E-11      No Data        No Data        No Data        6.86E-05 Ce-141          7.87E-08      4.80E-08      5.65E-09      No Data        1.48E-08      No Data        2.48E-05 Ce-143          1.48E-08      9.82E-06      1.12E-09      No Data        2.86E-09      No Data        5.73E-05 Ce-144          2.98E-06      1.22E-06      1.67E-07      No Data        4.93E-07      No Data        1.71E-04 Pr-143          8.13E-08      3.04E-08      4.03E-09      No Data        1.13E-08      No Data        4.29E-05 Pr-144          2.74E-10      1.06E-10      1.38E-11      No Data        3.84E-11      No Data        4.93E-06 Nd-147          5.53E-08      5.68E-08      3.48E-09      No Data        2.19E-08      No Data        3.60E-05 Pm-147        3.88E-07      3.27E-08      1.59E-08      No Data        4.88E-08      No Data        9.27E-06 Pm-148m      1.65E-07      4.18E-08      3.28E-08      No Data        4.80E-08      No Data        5.44E-05 Pm-148        6.32E-08      9.13E-09      4.60E-09      No Data        1.09E-08      No Data        9.74E-05 Pm-149        1.38E-08      1.81E-09      7.90E-10      No Data        2.20E-09      No Data        4.86E-05 Pm-151        6.18E-09      9.01E-10      4.56E-10      No Data        1.07E-09      No Data        4.17E-05 Sm-151        2.90E-07      6.67E-08      1.44E-08      No Data        4.53E-08      No Data        5.58E-06 Sm-153        7.72E-09      5.97E-09      4.58E-10      No Data        1.25E-09      No Data        3.12E-05 Eu-152          6.74E-07      1.79E-07      1.51E-07      No Data        5.02E-07      No Data        1.59E-05 Eu-154          2.64E-06      3.67E-07      2.20E-07      No Data        9.95E-07      No Data        4.58E-05 Eu-155          5.42E-07      6.25E-08      3.23E-08      No Data        1.40E-07      No Data        8.37E-05 Eu-156          1.14E-07      7.06E-08      1.12E-08      No Data        3.26E-08      No Data        6.67E-05 Tb-160          2.59E-07      No Data        3.24E-08      No Data        7.37E-08      No Data        3.45E-05 Ho-166m      1.25E-06      2.69E-07      2.13E-07      No Data        3.57E-07      No Data        2.66E-05 W-181          8.85E-08      2.72E-08      3.04E-09      No Data        No Data        No Data        3.82E-07 W-185          3.62E-06      1.13E-06      1.29E-07      No Data        No Data        No Data        1.62E-05 W-187          9.03E-07      6.28E-07      2.17E-07      No Data        No Data        No Data        3.69E-05 Pb-210          5.28E-02      1.42E-02      2.38E-03      No Data        4.33E-02      No Data        2.32E-06 Bi-210          4.16E-06      2.68E-05      2.39E-06      No Data        2.08E-04      No Data        5.27E-05 Po-210          3.10E-03      5.93E-03      7.41E-04      No Data        1.26E-02      No Data        6.61E-05 Ra-223          4.41E-02      6.42E-05      8.82E-03      No Data        1.17E-03      No Data        3.43E-04 Ra-224          1.46E-02      3.29E-05      2.91E-03      No Data        6.00E-04      No Data        3.86E-04 Ra-225          5.78E-02      6.52E-05      1.15E-02      No Data        1.19E-03      No Data        3.24E-04 Ra-226          6.20E-01      4.76E-05      5.14E-01      No Data        8.71E-04      No Data        3.44E-04 Ra-228          4.32E-01      2.58E-05      4.86E-01      No Data        4.73E-04      No Data        5.86E-05
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-39 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-18 (continued)
 
INGESTION DOSE FACTORS FOR  INFANT (1)
 
mrem/pCi Ingested
 
Total Nuclide        Bone          Liver        Body          Thyroid        Kidney        Lung          GI-LLI Ac-225          3.92E-05      5.03E-05      2.63E-06      No Data        3.69E-06      No Data        4.36E-04 Ac-227          4.49E-03      7.67E-04      2.79E-04      No Data        1.56E-04      No Data        8.50E-05 Th-227          1.20E-04      2.01E-06      3.45E-06      No Data        7.41E-06      No Data        5.70E-04 Th-228          2.47E-03      3.38E-05      8.36E-05      No Data        1.58E-04      No Data        5.84E-04 Th-229          2.52E-02      6.33E-04      4.20E-04      No Data        3.03E-03      No Data        8.10E-05 Th-230          3.80E-03      1.90E-04      1.06E-04      No Data        9.12E-04      No Data        6.24E-05 Th-232          4.24E-03      1.63E-04      1.65E-06      No Data        7.79E-04      No Data        5.31E-05 Th-234          6.92E-07      3.77E-08      2.00E-08      No Data        1.39E-07      No Data        1.19E-04 Pa-231          7.57E-03      2.50E-04      3.02E-04      No Data        1.34E-03      No Data        7.44E-05 Pa-233          3.11E-08      6.09E-09      5.43E-09      No Data        1.67E-08      No Data        1.46E-05 U-232            2.42E-02      No Data        2.16E-03      No Data        2.37E-03      No Data        7.04E-05 U-233            5.08E-03      No Data        3.87E-04      No Data        1.08E-03      No Data        6.51E-05 U-234            4.88E-03      No Data        3.80E-04      No Data        1.06E-03      No Data        6.37E-05 U-235            4.67E-03      No Data        3.56E-04      No Data        9.93E-04      No Data        8.10E-05 U-236            4.67E-03      No Data        3.64E-04      No Data        1.01E-03      No Data        5.98E-05 U-237            4.95E-07      No Data        1.32E-07      No Data        1.23E-06      No Data        2.11E-05 U-238            4.47E-03      No Data        3.33E-04      No Data        9.28E-04      No Data        5.71E-05 Np-237          2.40E-03      1.59E-04      1.05E-04      No Data        6.34E-04      No Data        8.23E-05 Np-238          1.24E-07      3.12E-09      1.92E-09      No Data        6.81E-09      No Data        4.17E-05 Np-239          1.11E-08      9.93E-10      5.61E-10      No Data        1.98E-09      No Data        2.87E-05 Pu-238          1.28E-03      1.50E-04      3.40E-05      No Data        1.21E-04      No Data        7.57E-05 Pu-239          1.38E-03      1.55E-04      3.54E-05      No Data        1.28E-04      No Data        6.91E-05 Pu-240          1.38E-03      1.55E-04      3.54E-05      No Data        1.28E-04      No Data        7.04E-05 Pu-241          4.25E-05      1.76E-06      8.82E-07      No Data        3.17E-06      No Data        1.45E-06 Pu-242          1.28E-03      1.49E-04      3.41E-05      No Data        1.23E-04      No Data        6.77E-05 Pu-244          1.49E-03      1.71E-04      3.91E-05      No Data        1.41E-04      No Data        1.01E-04 Am-241        1.46E-03      1.27E-03      1.09E-04      No Data        6.55E-04      No Data        7.70E-05 Am-242m      1.51E-03      1.22E-03      1.13E-04      No Data        6.64E-04      No Data        9.69E-05 Am-243        1.44E-03      1.23E-03      1.06E-04      No Data        6.36E-04      No Data        9.03E-05 Cm-242        1.37E-04      1.27E-04      9.10E-06      No Data        2.62E-05      No Data        8.23E-05 Cm-243        1.40E-03      1.15E-03      8.98E-05      No Data        3.27E-04      No Data        8.10E-05 Cm-244        1.18E-03      9.70E-04      7.59E-05      No Data        2.71E-04      No Data        7.84E-05 Cm-245        1.79E-03      1.45E-03      1.13E-04      No Data        4.32E-04      No Data        7.30E-05 Cm-246        1.77E-03      1.45E-03      1.13E-04      No Data        4.31E-04      No Data        7.17E-05 Cm-247        1.73E-03      1.43E-03      1.11E-04      No Data        4.24E-04      No Data        9.43E-05 Cm-248        1.43E-02      1.18E-02      9.16E-04      No Data        3.50E-03      No Data        1.52E-03 Cf-252          1.22E-03      No Data        2.95E-05      No Data        No Data        No Data        2.99E-04
 
(1) Data presented in this Table are from Reference 9.
 
A-40 PNPS-ODCM Rev. 17 TABLE A-19
 
RECOMMENDED VALUES FOR GASEOUS EFFLUENTS (1)
 
Parameter Symbol      Parameter Description                            Values
 
S                                Attenuation factor that accounts for    0.7 (maximum individual) the shielding provided by residential          0.5 (average individual.)
structures
 
te                                Time period that crops are exposed to contamination during growing season
 
i)  for crops ingested by man                  1440 hrs (60 days)
 
th                                Time delay between harvest of vegetation or crops and ingestion
 
i)  for crops ingested by man                  24 hr (1 day, for leafy vegetables & max.
individual) 1440 hr (60 days, for produce & max.
individual) 336 hr (14 days, for average individual)
 
Yv                                Agricultural productivity by unit area (measured in wet weight)
 
i)  for crops ingested by man                  2.0 kg/m2
 
(1)  All data presented in this table are from Reference 8, unless otherwise indicated.
 
(2)  From Reference 12.
 
A-41 PNPS-ODCM Rev. 17 APPENDIX B
 
DEFINITION OF THE LOWER LIMIT OF DETECTION
 
For purposes of analyzing effluents and environmental samples for radioactivity, the lower limit of detection (LLD) is defined as the smallest concentration of radioactive material in a sample that will yield a net count, above system background, that will be detected with 95% probability, with only 5% probability of falsely concluding that a blank observation represents a "real" signal.
 
It  should  be  recognized  that  the  listed  LLD  is  defined  as  an  a  priori  (before  the  fact)  limit representing the capability of the measurement system or analytical process, and not as an                a posteriori (after the fact) limit for a particular measurement. Analyses should be performed in such a manner that the stated LLDs will be achieved under routine conditions. Usually, samples are counted for a period of time sufficient to ensure that the listed LLDs, based on normal analytical and counting parameters, are achieved.
 
Printouts of analytical results typically list the a posteriori minimum detectable concentration (MDC) which was actually achieved on a particular measurement. In those cases where a given sample MDC  is  less than or equal to the listed      a  priori  LLD, the required  LLD has  been achieved.
Occasionally background fluctuations, unavoidable small sample sizes, the presence of interfering radionuclides,  or  other  uncontrollable  circumstances  may  result  in  the  MDC  for  a  particular measurement not meeting the listed LLD. In such cases, the contributing factors shall be identified and described in the Semiannual Radioactive Effluent and Waste Disposal Report (for effluents) or the Annual Radiological Environmental Monitoring Report (for environmental samples).
 
The value of the counting standard deviation (s    b) used in the calculation of the LLD for a particular measurement  system  should  be  based  on  the  actual  observed  standard  deviation  of  the background counting rate or of the counting rate of an appropriate blank sample, rather than on an unverified, theoretically-predicted variance. One acceptable method for deriving s    b is as follows:
sb      BT
 
where:
 
sb  =  standard deviation of the background counting rate or of the counting rate of an appropriate blank sample (counts/minute);
 
B  =  background counting rate or counting rate of an appropriate blank sample (counts/minute);
 
T  =  counting time interval for sample analysis (minutes).
 
B-1 PNPS-ODCM Rev. 17 Lower Limit of Detection For Effluent Samples
 
For  a  particular measurement system or analytical process  which  may  include  radiochemical separation used to analyze effluent samples, the lower limit of detection is calculated as follows:
 
LLD              466. sb i    EV        E  Y e222  6.it
 
where:
 
LLDi      =  a priori lower limit of detection for radionuclide i, (Ci/mL or Ci/g);
 
4.66        =  combined numerical constant corresponding to 95% probability of detection, with 5% probability of falsely identifying background as a "real" signal;
 
sb        =  standard deviation of the background counting rate or of the counting rate of an appropriate blank sample, (counts/minute);
 
E            =  counting efficiency, (counts/disintegration);
 
V          =  sample size, (milliliters or grams);
 
2.22E6    =  conversion factor for disintegrations/minute per    Ci;
 
Y            =  fractional radiochemical yield, when applicable;
                                                                          -1 i          =  radioactive decay constant for radionuclide i, (hr  );
 
t            =  elapsed time between the midpoint of sample collection and time of counting, (hr).
 
Typical values of E, V, Y, and t used for normal effluent sample analyses should be used in this calculation.
 
B-2 PNPS-ODCM Rev. 17 Lower Limit of Detection For Environmental Samples
 
For  a  particular measurement system or analytical process  which  may  include  radiochemical separation used to analyze effluent samples, the lower limit of detection is calculated as follows:
 
LLD            466. sb i    EV        Y e222. it
 
where:
 
LLDi      =  a priori lower limit of detection for radionuclide i, (pCi/liter, pCi/m3, or pCi/kg);
 
4.66        =  combined numerical constant corresponding to 95% probability of detection, with 5% probability of falsely identifying background as a "real" signal;
 
sb          =  standard deviation of the background counting rate or of the counting rate of an appropriate blank sample, (counts/minute);
 
E            =  counting efficiency, (counts/disintegration);
 
V            =  sample size, (liters, cubic meters, or kilograms);
 
2.22        =  conversion factor for disintegrations/minute per pCi;
 
Y            =  fractional radiochemical yield, when applicable;
                                                                          -1 i          =  radioactive decay constant for radionuclide i, (hr  );
 
t            =  elapsed time between environmental sample collection or end of the sample collection period, and time of counting, (hr).
 
Typical values of E, V, Y, and t used for normal effluent sample analyses should be used in this calculation.
 
B-3 PNPS-ODCM Rev. 17 APPENDIX C
 
NRC SAFETY EVALUATION FOR ONSITE DISPOSAL OF SLIGHTLY CONTAMINATED CONSTRUCTION SOIL
 
In May 1993, the NRC approved a permit under 10CFR20.302 to allow Pilgrim Station to dispose of construction soil containing small amounts of cobalt-60 and cesium-137. This soil was disposed of via onsite burial at a location on company property adjacent to the Pilgrim Station meteorological tower. Dose calculations performed as part of the permit application and within the NRC Safety Evaluation concluded that the maximum dose from the disposal area would be less than 0.1 mrem/year during the year of disposal. Doses during subsequent years through the time of site decommissioning would be less than 0.01 mrem/year. Such exposure levels are considered insignificant relative to radiation dose arising from naturally-occurring sources of radiation and radioactivity, and other exposure pathways arising from operation of Pilgrim Nuclear Power Station.
 
Complete details regarding the NRC permit for disposal, and the accompanying NRC Safety Evaluation, can be found in NRC Docket No. 50-293, APPROVAL UNDER 10CFR20.302(a)
RELOCATION AND PLACEMENT OF CONSTRUCTION SOIL WITH TRACES OF RESIDUAL RADIOACTIVITY ON SITE AT PILGRIM  NUCLEAR POWER STATION (TAC NO. M85501),
dated May 4, 1993.
 
C-1}}

Latest revision as of 14:07, 4 October 2024

Annual Radioactive Effluent Release Report, January 1 Through December 31, 2023
ML24135A321
Person / Time
Site: Pilgrim, Holtec
Issue date: 05/14/2024
From: Noval W
Holtec Decommissioning International
To:
Office of Nuclear Material Safety and Safeguards, Office of Nuclear Reactor Regulation, Document Control Desk
References
HDI-Pil-24-012
Download: ML24135A321 (1)
v • d • e


Text

Retrieved from "https://kanterella.com/w/index.php?title=ML24135A321&oldid=3676617"