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^ft* KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN 
Brüssel, den 14.04.1997 
KOM(97) 150 endg. 
BERICHT DER KOMMISSION AN DEN RAT 
UND DAS EUROPÄISCHE PARLAMENT 
über die Rahmenbedingungen 
für die Stillegung des Hochflußreaktors (HFR) Petten 

Der Rat hat am 27. Juni 1996 gemäß Artikel 7 Euratom-Vertrag das von der Gemeinsamen 
Forschungsstelle für die Europäische Atomgemeinschaft durchzuführende zusätzliche 
Forschungsprogramm (1996-1999) festgelegt. 
Aus diesem Anlaß wurde folgende Erklärung in das Protokoll des Rates aufgenommen: 
"Der Rat nimmt folgendes zur Kenntnis: 
Die Kommission wird weiterhin Rückstellungen für die Stillegung vornehmen, wie sie 
dies bereits in früheren Jahren bei der Festlegung der Gebühren für 
Bestrahlungsdienstleistungen getan hat. 
Derartige Rückstellungen ergänzen die bisherigen Rückstellungen und werden zu 
gegebener Zeit verwendet. 
Die Kommission wird darüber hinaus die Frage der Stillegung des HFR prüfen und 
dem Rat vor Ende 1996 einen entsprechenden Bericht vorlegen." 
Die Kommission bittet den Rat und das Europäische Parlament, den beiliegenden Bericht zur 
Kenntnis zu nehmen 
4-
BERICHT DER KOMMISSION AN DEN RAT 
UND DAS EUROPÄISCHE PARLAMENT 
über die Rahmenbedingungen 
für die Stillegung des Hochflußreaktors (HFR) Petten 
Einleitende Bemerkungen 
Eine Stillegung des HFR steht in der Praxis bis auf weiteres nicht auf der Tagesordnung. 
Der Reaktor ist in sehr guter technischer Verfassung, was einer laufenden Modernisierung 
und Nachrüstung sowie einer rechtzeitigen Erneuerung der wichtigsten 
Reaktorkomponenten zu verdanken ist. Hinsichtlich der Restlebensdauer des derzeitigen 
Reaktorbehälters, der 1984/85 ausgewechselt wurde, und dessen Auslegungslebensdauer 
insgesamt 30 Jahre beträgt, kann davon ausgegangen werden, daß der HFR wenigstens bis 
2015 in Betrieb bleiben kann; die alle drei Jahre durchgeführten internen Inspektionen sind 
darauf ausgerichtet, dies zu bestätigen. Hinzu kommt, daß ein weiterer voll zugelassener, 
mit dem derzeitigen HFR-Behälter identischer Reaktorbehälter auf Lager ist und bei einem 
weiteren Reaktorbehälteraustausch eingesetzt werden könnte. 
Deshalb wird die Kommission um 2015 zwischen drei Optionen wählen können: 
Außerbetriebnahme des HFR und Einleitung seiner Stillegung; 
Bewertung der genauen Situation des Behälters und Entscheidung über eine 
Verlängerung der Nutzungsdauer des Reaktors mit dem derzeitigen Behälter; 
Bewertung der Situation des Behälters mit anschließendem Beschluß, ihn 
auszuwechseln. 
Die Tabellen 1 und 2 enthalten langfristig angelegte Zeitpläne für den Betrieb des HFR im 
Einklang mit der ersten und der dritten Option. 
Die Entscheidung für eine dieser Optionen erfordert eine gründliche Abstimmung mit den 
niederländischen Genehmigungsbehörden, mit den Mitgliedstaaten, die den HFR zu jener 
Zeit unterstützen, und den Kunden. Die Entscheidung erfolgt insbesondere auf der 
Grundlage einer wirtschaftlichen Bewertung der Lebensfähigkeit des Reaktors zu jener 
Zeit. 
Folglich ist die Frage nach einer eventuellen Stillegung des HFR voraussichtlich erst nach 
2015 von Bedeutung; vielleicht stellt sie sich auch erst Mitte des kommenden 
Jahrhunderts. Trotzdem ist es möglich, auf Grund der Merkmale des HFR unabhängig 
vom Zeitpunkt der Entscheidung das Stillegungsverfahren zu beschreiben und die 
voraussichtlichen Kosten der Stillegung zu berechnen. 
In dem vorliegenden Arbeitspapier wird diese Frage behandelt; eine von Sachverständigen 
[d.h. der Firma DETEC, Deutschland] durchgeführte Überprüfung dieses Arbeitspapiers 
hat die Durchführbarkeit dieses Vorschlags sowie die ursprünglich angenommenen 
Schätzungen des Abfallvolumens bestätigt. (DETEC ist eine anerkannte, erfahrene Firma 
im Bereich der Stillegung und eine gemeinsame Tochter von SIEMENS und NUKEM). 
Die Stellungnahmen der Sachverständigen sind in diesen Bericht der Kommission 
aufgenommen worden. Trotzdem erschien es den Verfassern lohnenswert, ihm die 
englische Originalfassung des technischen Berichts der DETEC beizufügen. 
•1.0. 
I. Umfang der Studie 
Diese Vorstudie beschreibt auf der Grundlage der Veröffentlichung "Safety in 
Decommissioning of Research Reactors", Safety Guide ["Zur Sicherheit bei der Stillegung 
von Forschungsreaktoren", Sicherheitstechnischer Leitfaden], Internationale Atomenergie-
Organisation (IAEO), Safety Series Nr. 74, 1986, die wichtigsten Phasen einer Stillegung 
des HFR am Standort Petten. Sie enthält auch eine Darstellung der voraussichtlichen 
Phasen des Rückbaus und der Stillegung des HFR sowie eine grobe Schätzung des hiermit 
verbundenen Abfallvolumens und der zu erwartenden Kosten. 
IL Die Phasen der Stillegung 
Das Stillegungsverfahren beginnt mit der endgültigen Abschaltung des HFR und endet 
mit der Freigabe des Reaktorstandortes zur uneingeschränkten Nutzung. 
Dieses Verfahren wird in drei Phasen eingeteilt: 
Phase 1: Lagerung unter Überwachung 
Während und nach Ablauf dieser Phase ist eine fortlaufende Überwachung des Reaktors 
erforderlich. 
Zu den wichtigsten Aktivitäten zählen: 
- die Entfernung des Kernbrennstoffs; 
- die Entfernung des Kühlmittels sowie weiterer leicht entfernbarer kontaminierter oder 
schwach radioaktiver Materialien. Dies ist mit Hilfe der vor Ort vorhandenen 
Einrichtungen bei relativ niedrigen Kosten leicht möglich. 
Phase 2: Bedingte Nutzung des Standortes 
Infolge der Stillegungsaktivitäten können nach Abschluß dieser Phase Teile des 
Standortes mit Auflagen zur Nutzung freigegeben werden; die übrigen Teile des Reaktors 
und des Standortes unterliegen der Lagerung unter Überwachung. 
Zu den wichtigsten Aktivitäten zählen: 
- Dekontamination aller leicht dekontaminierten Bereiche 
- Physisches Versiegeln der übrigen radioaktiven Bereiche. 
Dies beinhaltet die Entfernung des Behälters sowie aller aktivierten oder hochgradig 
kontaminierten Teile im Umfeld des Behälters, im Wasserbecken (Strahlrohre), des 
Primärkreislaufs sowie die Entfernung aktivierter oder kontaminierter Teile der 
Beckenauskleidung und der Betonwände, ferner die Versiegelung derjenigen Teile, die 
noch immer radioaktiv sein könnten 
Alle erforderlichen Maßnahmen können - unter Einbeziehung des Energy Centrum 
Nederland (ECN) mit eigenem Personal und eigenem Know-how durchgeführt werden. 
Die Abfälle können zur niederländischen Entsorgungseinrichtung COVRA (Centrale 
Organisatie Voor Radioactief Afval) gebracht werden, selbst wenn eine geringe Menge 
vor dem Transport zu COVRA vorübergehend in der ECN-Einrichtung für mittelaktiven 
Abfall zwischengelagert werden müßte. 
Phase 3: Uneingeschränkte Nutzung des Standortes 
In dieser Phase ist die Stillegung des Reaktors abgeschlossen. Alle radioaktiven 
Materialien, Geräte und Strukturen sind entweder dekontaminiert oder zur 
niederländischen Entsorgungseinrichtung COVRA gebracht worden. Anschließend wird 
eine abschließende Freigabemessung durchgeführt, um sicherzugehen, daß an dem 
Standort keine Radioaktivität zurückbleibt. Danach wird der Standort zur 
uneingeschränkten Nutzung freigegeben; weitere Überwachungsinspektionen oder Tests 
sind nicht erforderlich. Die Gebäude und der Standort werden aus der atomrechtlichen 
Bindung entlassen. 
Nach der Entlassung aus der atomrechtlichen Bindung kann eine Nutzung des Standortes 
zu beliebigen anderen Zwecken in Erwägung gezogen werden, so daß Einkünfte erzielt 
werden; falls nicht, werden die Kosten der Phase 3 der normalen Verwaltung 
gewöhnlicher Gebäude gleichgesetzt. 
Es wird vorgeschlagen, mit der Ausführung der Phase 3 unmittelbar nach Abschluß der 
Phase 2 zu beginnen. Aus den Empfehlungen von Sachverständigen geht hervor, daß die 
fortlaufende Stillegung bis hin zum Abschluß der Phase 3 gegenüber einem Szenario, in 
dem die Durchführung der Phase 3 im Anschluß an eine Wartezeit erfolgt, mit erheblichen 
Vorteilen verbunden ist. 
Stillegungskosten: 
Vorbereitung und Kontakte zu Genehmigungsbehörden: 2 Mio. ECU 
Vorbereitung und Durchführung der eigentlichen Arbeiten (gemäß 
dem laufenden ECN-Betriebsvertrag müssen die Kapazitäten für 
etwa 1,5 Jahre aufrechterhalten werden): 14 Mio. ECU 
Abfalltransport zu und Lagerung bei COVRA: 9 Mio. ECU 
Summe (grobe Schätzung): 25 Mio. ECU 
III. Reihenfolge der Stillegungsaktivitäten 
Die HFR-Stillegungsaktivitäten basieren auf den 1984/85 beim Auswechseln des Behälters 
gesammelten Erfahrungen. Damals wurde die gesamte Operation vom normalen Betriebs­
und Wartungspersonal durchgeführt - mit zusätzlicher Unterstützung der HFR-Nutzer und 
einem Workshop am Standort 
Auf der Grundlage des 1984 beim Auswechseln des Behälters gehandhabten 
Abfallaufkommens sieht das allgemeine Mehrphasenkonzept wie folgt aus: 
0. Entfernung der Brennelemente 
Die Brennelemente werden woanders sicher gelagert oder zu einer 
Wiederaufarbeitungsanlage transportiert. 
Î. Entfernung aller Hilfseinrichtungen und -mechanismen, die sich in dem oder um 
den Behälter befinden 
Es wird dasselbe Abfallaufkommen wie beim Austausch des Behälters 1984 
erwartet. 
2. Zerstörende Entfernung von Strahlrohren und anderen "festen" Verbindungen mit 
dem Behälter (d.h. zusätzliche Sicherheitsstrukturen usw.) 
Angesichts des verstärkten Einsatzes von Bolzen und Ringen aus rostfreiem Stahl 
werden von den Strahlrohren und anderen "festen" Stukturen (einige mit stärker 
mittelaktiven Teilen) etwa die gleichen Mengen wie zuvor anfallen. Da keine 
Federbälge mehr verwendet wurden, ist nur wenig Material aus rostfreiem Stahl 
vorhanden. Allerdings ist jetzt mehr Material vorhanden, dessen Dicke 3 cm 
übersteigt, und für das eine Spezial-Abfallbehandlung erforderlich ist. 
3. Entfernung des Behälters 
Vom eigentlichen Behälter wird weniger Material anfallen, das dafür desto dicker 
ist. 
4. Entfernung der aktiven Teile der Strahlrohre 11 und 12 sowie von Teilen der 
Beckenauskleidung mit lokaler Aktivierung 
Das Abfallaufkommen von den Strahlrohren 11 und 12 wird auf Grund einer 
vereinfachten Konstruktion reduziert; das Material für die Beckenauskleidung wird 
mit 10 % des Ganzen angesetzt. 
5. Entfernung des aktivierten Betons der Beckenwände um die Strahlrohröffnungen 
herum 
Hinsichtlich des aktivierten Betons der Beckenwände um die Strahlrohröffhungen 
herum wird von der Annahme ausgegangen, daß die "Eindringtiefe" um die 
Öffnungen herum durchschnittlich etwa 30 cm beträgt. 
6. Entfernung des kontaminierten Betons unterhalb der Becken-Bodenauskleidung 
Für den auf Grund eines bestehenden Lecks kontaminierten Beton unterhalb der 
Becken-Bodenauskleidung wird ebenfalls eine Dicke von 30 cm angenommen. Bei 
den vertikalen Wänden besteht nur beim Beton in der Nachbarschaft der 
Beckenschotten ein Verdacht auf Kontamination. 
7. Extensive Dekontamination aller Rohre des Primär- sowie des 
Beckenkühlkreislaufs 
Bei der Dekontamination der Rohre des Primär- sowie des Beckenkühlkreislaufs 
entsteht lediglich radioaktive Dekontaminationsflüssigkeit. Das Material selbst 
wird nicht aktiviert Dasselbe gilt für Abfuhrsysteme von kontaminierten 
Flüssigkeiten und Gasen. 
8. Entfernung aktivierter und oder kontaminierter Hilfseinrichtungen (Harze von 
Ionenaustauschern, Werkzeuge usw.) und Standard-Versuchseinrichtungen 
In welchen Mengen Harze von Ionenaustauschern anfallen, ist gut bekannt; nach 
gründlicher Regeneration können die Harze als schwachaktive Abfälle eingestuft 
und entsprechend behandelt werden. Die Werkzeuge, Lagergestelle usw. werden 
nach der Dekontamination nur noch kleine Mengen schwachaktiven Materials 
aufweisen. Die Schätzungen für die Entfernung der Standard-
Versuchseinrichtungen basieren auf der Situation von 1991. 
9. Allgemeine radiologische Kontrolle der übrigen Systemteile 
Es wird davon ausgegangen, daß bei der abschließenden radiologischen Kontrolle 
der Anlage nur geringe Mengen schwachaktiver Abfalle erfaßt werden. 
10. Standardabbau bis zu dem flir eine weitere Nutzung der Anlage erforderlichen 
Niveau 
Diese Operation betrifft nichtaktives Material. 
Tabelle 3 enthält eine Übersicht über die geschätzten Abfallmengen, aufgeteilt nach 
Kategorien. Die hoch- und mittelaktiven Abfälle können vorübergehend in der ECN-
Einrichtung zwischengelagert werden. Für den Fall einer Verbringung nach und Lagerung 
bei COVRA Borsele kann die Tabelle 3 durch die Tabelle 4 ersetzt werden. 
Insgesamt wird mit einem Aufkommen von 5 m3, entsprechend 370 TBq (1.000 Ci), hoch-
bzw. mittelaktiven Abfallen sowie einem Aufkommen von 120 m3, entsprechend 5,9 TBq 
(16 Ci), schwachaktiven Abfallen gerechnet. 
Tab. 1: Langfristiger Zeitplan für den Betrieb des HFR (erste Option) 
Zeitraum: 1996 bis 2030 
Jahre: 19. bis 20. •% bis W "10 '11 •12 '13 '14 •15 '16 '17 '18 bis '30 
Pachtvertrag KEG / NI. Verbleibende Geltungsdauer des Pachtvertrags KEG / Nl, über den HFR und den Standort Petten 
l-ebensdauer des HI R-Hehâhers Voraussichtliche Restlebensdauer des HFR-Druckhehälters Nr. 2 
<?S Stillegung des HFR 
Vorbereitung 
Phasen 1 und 2 
Phase 3 
Zeitraum: 2031 bis 2065 Vorbereitung 
Uneingeschränkte Nutzung des Standortes 
Jahr: 20.. '31 bis '61 •62 •63 '64 '65 
Pachtvertrag KEG / NL Erfüllung des Pachtvertrags KEG / NL Ober den HFR und den Standort Petten bis Ende der Geltungsdauer 
Stillegung des HFR 
Phase 3 Fortführung der uneingeschränkten Nutzung des Standortes 
Tab. 2: Langfristiger Zeitplan für den Betrieb des HFR (dritte Option) 
Zeitraum: 1996 bis 2030 
Jahre. 19. bis 20.. "96 bis '09 11 '12 13 '14 '15 '16 '17 
bis 
30 
Pachtvertrag KEG NL Verbleibende Geltungsdauer des Pachtvertrags KEG / NL über den HFR und den Standort Petten 
Ubensdauerdes MFR-Hehllters Voraussichtliche Restlebensdauer des HFR-Druckbehältcrs Nr. 2 Voraussichtliche Lebensdauer des [bestehenden] 
HFR-Druckbehlhers Nr. 3 
-U Austausch des HFR-Hehâïtcrs 
Vorbereitung 
Austausch 
Zeitraum: 2031 bis 2065 Vorbereitung 
Jahre: 20.. •31 bis'43 '44 '45 •46 '47 •48 •49 '50 •51 bis'61 '62 '63 •64 '65 
Pachtvertrag KEG / NL Erfüllung des Pachtvertrags KEG / NL über den HFR und den Standort Petten bis Ende der Geltungsdauer 
Lebensdauer des HFR-Behlhers Voraussichtliche Lebensdauer des HFR-Druckbehähers 
Nr. 3 (Fortsetzung) 
Stillegung des HFR 
Vorbereitung 
Phasen 1 und 2 
Phase 3 Vorbereitung 
Uneingeschränkte Nutzung des Standortes 
Tabelle 3: (reschätztes Abfallaufkommen nach Kategorien und oder Zielorten 
Kategorie «MMMHHiai 
Hoch- bzw. mittelaktive Abfalle 
Standard-Abfallgebinde (25 1) mit 
Aluminium Edelstahl kCi 2001 Fässer für 
6001 Ê-mamÊ—ÊamuÈmmÊ*——* 
Behälter und 
Hilfseinrichtungen um den 
Behälter 180 20 1,0 200 20 12 
CK Aktivierter Beton 220 
Kontaminierte 
Hilfseinrichtungen 130 
«•HMHiaMHM 
INSGESAMT 180 20 1,0 550 20 1* 
Tabelle 4: Geschätzte Abfallmengen, die bei COVRA gelagert werden sollen 
Anzahl der 
Betoncontainer 
Containervolumen 20() 1 6001 
Dosisäquivalent / h <2 mSv/h >.2 mSv/h 
<2.() mSv/h <2 mSv/h >2 mSv/h 
<2.0 mSv/h 
Behälter und Hiirscinrichliingcn um den Behälter 200 100 100 
Aktivierter Beton 150 
LP Kontaminierte Hilfseinrichtungen 
INSGESAMT 150 
500 100 100 
DETEC Bericht Empfänger siehe 
Verteiler 
Titel: Expert Review of the Draft JRC Petten Document 
on Decommissioning of HFR Petten 
(Summarizing Report) 
Revision stehe 
Revisionsubersicht ULS Blattzahl Ersteiler 
Datum Prüfer Freigabe Projektierter 
. Datum RIX m Erstausgabe 15 03, *>«y. f" Runge 
übergeordnetes Dokument Projekt-Nr 
DN 154009 UVST 
DE140 ACK 
DNR 00062610 -00 
Funktion Komponente 
DETEC Baugruppe Bau EB Lfd.Nr. 
Interne Kennzeichnung: ; - ner r.umoe: 3025005 AG UA 
u BE 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE110.DOT / QM / 09.94 
A O 
Revisionsubersicht 
Blatt Beschreibung der Änderung RIX/Datum 
all First issue 00/29.08.96 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE 102DOT / QM / 09.94 
1 0 
Contents 
Abstract 
1 Scope 
2 Assumptions 
3 Review of technical concept 
4 Review of costs 
4.1 Plausibility check 
4.2 Detailed evaluation page 
10 
10 
13 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
00062610 RIX 
00 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT / QM / 09.9-
i£ 
Abstract 
The intention of the expert review is to check the feasibility 
of the technical concept and the plausibility of the estimated 
costs. 
A comparison of HFR with 3 German research reactors actually in 
the state of decommissioning leads to the result that the cal­
culated amounts of waste and costs seem to be in a reasonable 
order of magnitude if one takes into account: 
the comparatively low residual radioactivity of the HFR 
the comparatively low estimated waste arisings 
low estimated decommissioning and temporary supervision 
costs. 
The results obtained by a plausibility check were subsequently 
confirmed by an independent detailed calculation. Total costs 
for decommissioning to free release (directly following stage 
2) should therefore not exceed 25 MECU. 
Weighing the pros and cons for decommissioning as planned, it 
becomes apparent that there are hardly any pros left for a long 
time phase of supervision following stage 2. 
r.adioactive decay, the argument often used in favour of defer­
ring stage 3, is of no significant importance. A dormancy peri­
od cf several decades will not improve the contamination situa­
tion substantially and will therefore not lighten the dismant­
ling work decisively. 
Conversely, the advantages of immediate decommissioning to un­
restricted release of the controlled areas are obvious: 
• Auxiliary systems that will be needed for decommissioning 
are either still in operating condition or can be kept ope­
rational. Deferred dismantling would require new installa­
tions with all implications (such as licensing). 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE 103.DOT / QM / 09.9^ 
13 
Costs for sampling and waste management (decontamination, 
waste conditioning) can be kept low as long as neighbouring 
JRC still has appropriate facilities at its disposal. This 
might not be the case several decades after decommissioning 
to stage 2. 
The availability of experienced HFI^ staff and of personnel 
with specific HFR knowledge at -authorities and in industry. 
That knowledge is about to disappear gradually. 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten ONR 
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ivy 
1 Scope 
The Institute for Advanced Materials, HFR Unit, at Petten has 
prepared a preliminary study about the decommissioning of the 
High Flux Reactor (HFR) at Petten. 
The study is based on IAEA Safety Series no. 74 „Safety in De­
commissioning of Research Reactors", Safety Guide, 1986. It 
estimates expected costs for reactor dismantling including 
amounts of waste and costs of waste disposal. 
It is the intention of the expert review to check the feasibi­
lity of the technical concept and the plausibility of the esti­
mated costs. 
2 Assumptions 
The expert review is based upon the following assumptions: 
- decommissioning of HFR will be performed in accordance with 
IAEA Safety Series no. 74. 
after decontamination and dismantling of contaminated and 
activated areas and components the buildings will be re­
turned to the former owner for unrestricted site use. 
- ~ost dismantling work will be performed by the HFR operating 
staff. 
ail costs are calculated on 1996 price level. 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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1 J 
3 Review of technical concept 
The IAEA Safety Series no. 74 recommends decommissioning by 
three stages: 
stage 1 includes the removal of fuel and all other removable 
contaminated and activated material like for example 
cooling water. 
stage 2 comprises decontamination and disassembly of such 
areas and components which can be quite easily trea­
ted and removed like the reactor vessel. 
In stage 2 it is intended to remove the main part of 
activity and to achieve unrestricted release conditi­
ons for large building areas. Those areas which can­
not easily be cleaned from activity will be sealed 
and will remain as restricted use areas for perhaps a 
long period of time. 
stage 3 finally will consist in removing all the remaining 
contamination and activation and will terminate the 
decommissioning by unrestricted release of the com­
plete facility. 
The HFR preliminary study strictly follows these recommendati­
ons . 
It must be mentioned that the IAEA Safety Series no. 74 is no 
binding regulation but a guide which explicitely admits depar­
tures from the recommended strategy. 
3y the experience of decommissioning German research reactors 
e.g. AVR, FR-2 and MZFR) a 3-stage strategy guided by the gra-
ae of technical complexity and by the radiological demands is a 
rTery reasonable approach to decommissioning. But we do not fol­
low the idea to keep the facility within stage 2 for perhaps 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT/QM/ 09.94 
1£ 
some ten years, an idea which at least is implicitely included 
in this concept. 
By nearly all actual decommissioning projects it can be learned 
that direct and immediate dismantling is the most effective 
way. 
This can be supported by mainly two arguments: 
- until completion of stage 3 at least some auxiliary systems 
like ventilation and off-gas systems must be kept working. 
This will cause costs. 
- practical experience demonstrates the need for operating 
staff availability during all stages of decommissioning. Se­
veral decades after shut down it cannot be expected that ex­
perienced operating personnel from the facility will still 
be at hand. This situation will then also give rise to addi­
tional costs. 
Taking into account the development of waste disposal costs it 
must be an additional argument to complete the work as soon as 
possible - once the decision for final shut down has been ta­
ken. 
We therefore strongly recommend to perform the decommissioning 
stage-wise but without long interruptions between different 
stages. 
The decommissioning sequence described in chapter III of the 
HFR preliminary study seems to be reasonable but with one 
exception: decontamination of the primary system and pool coo­
ling system (item 7) should be performed right at the beginning 
of the decommissioning work. To be precise: decontamination 
should be foreseen directly after item 1. 
Decontamination of the primary and pool coolant loop system 
should be performed with Full System Chemical Decontamination 
(FSD). Highly efficient closed loop processes of this kind also 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT/QM/09 9-
1} 
for aluminum are available. Such a process will decontaminate 
large system areas fairly down below the limit values for mate­
rial free release. 
Appropriate processes are available which are strongly waste 
minimizing. Ion exchange resins which contain the total amount 
of activity and of kations will be the only secondary waste re­
sulting from such processes. Decontamination chemicals are com­
pletely decomposed within the process and will not contribute 
to the waste volume. 
FSD will not only help to save dose rate during system dismant­
ling but will also help to save costs because the complete sy­
stem will be decontaminated in one single working operation and 
most of the material can afterwards be reused unrestrictedly. 
The application of FSD presupposes an intact system to be de­
contaminated which is an additional demand for performing this 
process at an early stage of decommissioning. 
After FSD of primary system and pool cooling loops the pool it­
self should be decontaminated by standard chemical spraying. We 
have based our cost review on a decontamination strategy just 
outlined above. 
DETEC Expert Review 
the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT / QM / 09.& 
•1 l 
4 Review of costs 
4.1 Plausibility check 
The preliminary study gives a rough estimate for HFR waste 
arisings and decommissioning costs. For an overall plausibility 
check it is helpful to compare data of HFR with corresponding 
data of other research reactors. For this comparison German re­
search reactors of different types were chosen. Their electric 
power is of the same order of magnitude like HFR and actually 
they are in the state of decommissioning. For these comparative 
reactors the decomissioning will also be terminated by unre­
stricted release of the controlled areas. Details are shown in 
the following Tables 1 and 2. The cost data of the reactors 
'status: January 1995) are based upon a BMBF publication. 
In our opinion the data of waste amount and costs given in the 
Tables for HFR fit together with the 3 other projects in a 
reasonable manner if one takes into account: 
the comparatively low residual radioactivity of the HFR, 
which is due to 
the very compact design of the high flux reactor and 
the material aluminum (already experienced during the reac­
tor vessel dismantling campaign in 1984), 
the comparatively low estimated waste arising with decom­
missioning cf HFR, 
which is a direct consequence of 
the low residual radioactivity, 
the low estimated decommissioning costs, 
which are directly depending upon 
the low waste arisings, 
the assumed availability of the operating staff and again 
the low residual radioactivity which both contribute to low 
temporary supervision costs. 
DETEC Expert Review 
cf the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 10 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT / QM / 09.94 
^3 
Table 1: Drawing up of relevant data of research reactors 
(DM/ECU = 1.85) 
name/site/country: 
electric power (at operation): 
residual radioactivity: 
(after removal of nuclear fuel) 
estimated waste arisings for dispo­
sal: 
estimated decommissioning costs to 
stage 3: 
estimated temporary supervision 
costs in stage 1: AVR Jülich (Germany) 
15 MWe 
2.6 E15 Bq 
668 Mg steel 
2000 Mg concrete 
1015 Mg other materials 
193 MECU 
11 MECU/year 
name/site/country: 
electric power (at operation): 
residual radioactivity: 
(after removal of nuclear fuel) 
estimated waste arisings for dispo­
sai 'without thermal column): 
estimated decommissioning costs to 
stage 3: 
estimated temporary supervision 
rosts in stage 2: FR-2 Karlsruhe (Germany) 
44 MWe 
6.5 E15 Bq 
1200 Mg total 
132 MECU 
2.4 MECU/year 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
00062610 RIX 
00 
Blatt 11 
SchutzvermerK nach DIN 34 beachten Formblatt DE 103.DOT / QM / 09.94 
^o 
Table 2: Drawing up of relevant data of research reactors 
(DM/ECU = 1.85) 
name/site/country: 
electric power (at operation): 
residual radioactivity: 
(after removal of nuclear fuel) 
estimated waste arisings for dispo­
sal: 
estimated decommissioning costs to 
stage 3: 
estimated temporary supervision 
costs in stage 2: MZFR Karlsruhe (Germany) 
58 MWe 
1 E17 Bq 
1580 Mg steel 
1080 Mg concrete 
100 Mg other materials 
237 MECU 
4.2 MECU/year 
name/site/country: 
electric power (at operation): 
residual radioactivity: 
(after removal of nuclear fuel) 
estimated waste arisings for dispo­
sal (without thermal column): 
estimated decommissioning costs to 
stage 3 (without demolition of the 
buildings and other conventional 
systems;: 
estimated temporary supervision 
costs in stage 2: HFR Petten (The Nether­
lands) 
45 MWe 
3.7 E13 Bq . 
4 Mg MAW 
121 Mg LAW 
22 MECU (according 4.2) 
0.5 MECU/year 
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cf the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT / OM / 09 9-
?1 
Therefore on this basis of direct comparison with other decom­
missioning projects the costs for HFR decommissioning given in 
the preliminary study seem to be quite plausible. 
4.2 Detailed evaluation 
Beside checking the costs by plausibility and comparison with 
other decommissioning projects costs can be proved by an inde­
pendent and more direct approach. This must include the consi­
deration of: 
extent of dismantling work 
duration of work 
amount of masses to be dismantled 
amount of waste arising 
material and mass specific dismantling costs 
planning and licensing 
extent of and techniques for decontamination 
handling and disposal of waste 
plant supervision, auxiliary systems standby, amount of 
personnel and operating staff. 
All these aspects were taken into consideration and were eva­
luated. Corresponding costs were then calculated on basis of 
existing knowledge and experience. 
Costs for the following activities are not considered here: 
Removal cf fuel from the reactor site 
Removal of contaminated coolants and other readily remo­
vable contaminated and activated materials. 
As already pointed cut above we assume that extensive use will 
oe made of chemical system decontamination and that such compo­
nents which are not decontaminated during system decontaminati­
on wiil be treated after dismantling. In our opinion a conse-
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
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SchutzvermerK nacn DIN 34 beachten Formblatt DE103.DOT / QM / 09.9^ 
2 Z. 
quent decontamination strategy can reduce the amount of waste 
expected in the preliminary study. 
In addition we presuppose that stage 3 will immediately follow 
stage 2 so that within a period of 5 years the reactor building 
will completely be cleared from all components and structures 
with residual radioactivity above authorized limits. At the end 
of this time the building will be released from atomic law. 
The costs thus derived are presented in Table 3. 
Table 3: Breakdown of costs (status: 01.01.1996) 
Activities MECU 
System and single component decontamination 2.0 
Decontamination and release measurements of 1.6 
buildings 
Dismantling of medium activated/contaminated 1.4 
components and systems 
Dismantling of low-contaminated components and 3.9 
syszens 
Operational costs and management 4.1 
Planning and licensing 2.0 
Disposal of waste 7.0 
Total 22.0 
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cf the Draft JRC Petten Document on 
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<?3 
Costs for planning and licensing were calculated on the basis 
of German conditions. With respect to HFR this assumption could 
therefore be a conservative one. 
We tried to recalculate the amount of waste, and we concluded 
that about 300 m3 of waste must be expected. Included in these 
300 m3 are 1 - 2% of high/medium level waste, . mostly arising 
from activated material. The 300 m3 of low level waste were 
evaluated on the basis of enhanced decontamination work apply­
ing advanced decontamination technologies. 
Assuming that the complete waste volume will finally be dispo­
sed off at COVRA about 3.5 MECU must be set aside for a direct 
disposal of waste. 
3ased upon information we received from HFR most likely the me­
dium/high level waste will need preconditioning prior to be 
sent to COVRA. Preconditioning costs seem to be somewhat uncer­
tain and not well established for the time being. We expect to 
be on the safe side by assuming once again 3.5 MECU for precon­
ditioning and intermediate storage. 
In sum 7.0 MECU should therefore be sufficient to cover the 
waste disposal costs. 
'Jp to the end of extended stage 2 (as defined above) overall 
costs of 22.0 MECU must therefore be expected. 
Following our recommendation no temporary supervision costs 
will arise during stage 3. 
The assumptions of the preliminary study therefore seem to be 
formulated on a sound and solid basis. 
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? Y 
ISSN 0254-1467 
KOM(97) 150 endg. 
DOKUMENTE 
DE 12 15 14 05 
Katalognummer : CB-CO-97-141-DE-C 
ISBN 92-78-18086-6 
Amt für amtliche Veröffentlichungen der Europäischen Gemeinschaften 
L-2985 Luxemburg 
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