COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS 
Bruselas, 14.04.1997 
COM(97) 150 final 
INFORME DE LA COMISIÓN AL CONSEJO Y AL PARLAMENTO EUROPEO 
sobre las condiciones en que debe prepararse el desmantelamiento del reactor de alto 
flujo de Petten 

El Consejo aprobó el 27 de junio de 1996 un "programa complementario de 
investigación que realizará el Centro Común de Investigación para la Comunidad 
Europea de la Energía Atómica (1996-1999)", de conformidad con el artículo 7 del 
Tratado CEEA. 
Al aprobar dicho programa, se hizo constar en el acta del Consejo la siguiente 
declaración: 
"El Consejo toma nota de que la Comisión tiene el propósito de seguir creando 
un fondo de previsión destinado a la clausura, al igual que lo ha hecho en años 
anteriores, al fijar las tarifas de los servicios de irradiación. 
Ese fondo se sumará al fondo que ya está fijado y se utilizará a su debido 
tiempo. 
La Comisión estudiará la cuestión de la clausura del reactor de alto flujo de 
Petten y presentará un informe al Consejo sobre dicha cuestión antes de que 
finalice 1996." 
La Comisión pone en conocimiento del Consejo y del Parlamento el informe adjunto. 
¿L 
INFORME DE LA COMISIÓN AL CONSEJO Y AL PARLAMENTO EUROPEO 
sobre las condiciones en que debe prepararse el desmantelamiento del reactor de alto 
flujo de Petten 
Observaciones introductorias 
La clausura del reactor no plantea graves problemas prácticos, ya que su estado 
técnico es muy bueno, gracias a las constantes mejoras y oportunas renovaciones de 
sus principales componentes Dada la vida útil residual de la actual vasija del reactor 
(que se cambió en 1984/85 y tiene una vida nominal total de 30 años), el reactor podrá 
funcionar hasta 2015 e incluso después de esa fecha; cada tres años se realizarán 
inspecciones in situ con el fin de confirmar esa previsión. Además, se dispone de otra 
vasija del reactor (idéntica a la actual vasija) que tiene una licencia completa y que 
podría utilizarse para cambiar la vasija actual. 
Por consiguiente, alrededor del año 2015 la Comisión tendrá las tres opciones 
siguientes: 
- detener la explotación del reactor y proponer su clausura 
- evaluar el estado exacto de la vasija y decidir que se mantiene el reactor en 
funcionamiento con la vasija actual 
- según los resultados de la evaluación, decidir cambiar la vasija. 
En ios cuadros 1 y 2 figuran los calendarios de explotación del reactor a largo plazo 
correspondientes a la primera y tercera opción. 
Al elegir una de esas opciones, deberá haber una gran concertación con las autoridades 
neerlandesas de concesión de licencias, los Estados miembros que respalden el reactor 
en el momento de la elección y los clientes La decisión se adoptará principalmente 
según una evaluación económica de la viabilidad del reactor en ese momento. 
Asi pues, la cuestión de si deberá clausurarse o no el reactor sólo se planteará después 
de 2015 y tal vez no antes de mediados del siglo próximo. No obstante, 
independientemente del momento de la decisión, las características del reactor hacen 
posible dar una descripción del proceso de clausura y una evaluación de su coste. 
El presente documento se ocupa de esa descripción y evaluación y ha sido revisado por 
expertos (DETEC -Alemania-), los cuales han confirmado la viabilidad de esta 
propuesta y las estimaciones sobre los volúmenes de residuos realizadas en un 
principio (DETEC es una empresa reconocida y experimentada que trabaja en el 
campo de la clausura y una empresa filial mixta de SIEMENS y NUKEM). 
Las observaciones de los expertos se han incluido en el informe de la Comisión. Sin 
embargo, se ha considerado oportuno adjuntar la versión original en inglés del informe 
técnico DETEC. 
cv 
I. Ámbito del estudio 
En el presente estudio preliminar se exponen las principales etapas de clausura del 
reactor de alto flujo ubicado en Petten, tomando como base la serie n° 74 de normas de 
seguridad del Organismo Internacional de Energía Atómica (OLEA) "Seguridad en la 
clausura de reactores de investigación", Guía de seguridad, 1986. En el estudio se 
indican asimismo las etapas previstas de desmantelamiento y clausura del reactor y una 
estimación aproximada de las cantidades de residuos y costes vinculados a la 
operación. 
II. Etapas de la clausura 
Se considera que el proceso de clausura comienza con la parada final del reactor de 
alto flujo y finaliza con la liberación del emplazamiento del reactor para su utilización 
sin restricciones. 
El proceso se divide en las tres etapas siguientes. 
Etapa 1 : Almacenamiento bajo vigilancia 
Durante esta etapa y al final de la misma será preciso vigilar de manera continua el 
reactor. 
Las principales actividades serán: 
- retirada del combustible 
- retirada de los refrigerantes y de otros materiales activadores ligeramente 
radiactivos que puedan retirarse con facilidad; esta operación podrá realizarse 
fácilmente con las instalaciones existentes in situ, a un coste razonablemente bajo. 
Etapa 2: Utilización del emplazamiento con restricciones 
Tras las actividades de clausura, una vez finalizada esta etapa, algunas partes del 
emplazamiento podrán liberarse para una utilización con restricciones y las partes 
restantes del reactor y del emplazamiento quedarán sujetas a un almacenamiento bajo 
vigilancia 
Las principales actividades serán: 
- descontaminación de todas las zonas que pueden descontaminarse fácilmente 
- precintado físico de las zonas restantes que contengan radiactividad. 
Dichas actividades consistirán en la retirada de la vasija y todos los componentes muy 
contaminados que se hallen alrededor de la vasija, en la piscina (tubos de haz 
electrónico), la retirada del circuito primario y la retirada de todas las partes activadas 
del revestimiento de la piscina y los muros de hormigón, así como en el precintado de 
todas las partes en que siga habiendo actividad 
Todas las operaciones necesarias podrán realizarse con el personal y los conocimientos 
de que se dispone (incluido el Centro de Energía de los Países Bajos - ECN -). Los 
residuos se trasladarán a las instalaciones neerlandesas de eliminación COVRA 
("Centrale Organisatie voor Radioactief Afval"), si bien una pequeña parte de esos 
residuos se almacenará temporalmente en las instalaciones de residuos de radiactividad 
media del ECN antes de su traslado a las instalaciones COVRA. 
Etapa 3: Utilización del emplazamiento sin restricciones 
Al llegar a esta etapa, la clausura del reactor habrá finalizado; todos los materiales, 
equipos y estructuras radiactivos estarán descontaminados o bien se habrán trasladado 
a las instalaciones neerlandesas de eliminación COVRA. El siguiente paso consistirá en 
realizar una inspección para comprobar que no quede radiactividad residual en el 
emplazamiento, tras lo cual se liberará el emplazamiento para su uso sin restricciones, 
sin que sea preciso realizar ninguna otra inspección o ensayo de vigilancia, y las 
instalaciones y el emplazamiento se liberarán de las obligaciones de la legislación 
nuclear a que estaban sujetos. 
Una vez que el emplazamiento ya no esté sujeto a la legislación nuclear 
correspondiente, podrá contemplarse la utilización del emplazamiento y las 
instalaciones para cualquier otro fin, lo que podrá generar ingresos; si no se utiliza el 
emplazamiento para otro fin, los costes derivados de la etapa 3 se vincularán a la 
gestión normal de instalaciones corrientes. 
Se propone iniciar la realización de la etapa 3 inmediatamente después de que finalice 
la etapa 2. Según los expertos, realizar las operaciones de clausura de modo 
continuado hasta que termine la etapa 3 es mucho más ventajoso que iniciar la etapa 3 
tras un período de espera. 
Costes de clausura 
- Preparación y contactos con las autoridades de concesión de licencias: 2 Mecus 
- Preparación y realización de las operaciones en sí (necesidad de 
mantener la capacidad durante 1,5 años aproximadamente en el 
contrato actual de explotación del ECN): 14 Mecus 
- Evacuación de los residuos trasladándolos a COVRA: 9 Mecus 
- Total (estimación aproximada): 25 Mecus 
III. Orden de realización de las actividades de clausura 
Las actividades de clausura del reactor se basan en la experiencia adquirida durante la 
sustitución de la vasija en 1984 y 1985 En aquel momento, todas las operaciones 
fueron efectuadas con el equipo normal de explotación y mantenimiento, con la ayuda 
adicional de los usuarios del reactor y del taller del emplazamiento. 
El orden general de realización de las operaciones será el siguiente (se hace referencia 
a las cantidades de residuos tratadas durante la sustitución de la vasija en 1984): 
0. Retirada de los elementos de combustible 
Los elementos de combustible se almacenarán de manera segura en alguna otra 
parte o se trasladarán a unas instalaciones de reelaboración. 
/. Retirada de todo el equipo y mecanismos auxiliares que se hallan dentro de la 
vasijay alrededor de la misma 
Se prevé la misma cantidad de residuos procedentes de equipos auxiliares muy 
similares. 
2. Eliminación de los tubos de haz electrónico y otras conexiones "fijas " de la 
vasija (p. ej., estructuras de retención, etc.) 
Habrá cantidades equivalentes procedentes de los tubos de haz electrónico y 
otras estructuras con algunas partes más de radiactividad media debido al 
aumento del uso de pernos y aros de acero inoxidable. La cantidad de material 
de acero inoxidable será muy escasa, ya que no hay fuelles. Sin embargo, en 
este caso habrá más material con un grosor superior a 3 cm que precisará un 
tratamiento especial como residuo._ 
3. Retirada de la vasija 
La cantidad de material procedente de la propia vasija será menor, pese a que 
dicho material tiene mayor grosor. 
4. Retirada de las partes radiactivas de los tubos de haz electrónico 11 y 12 y las 
partes del revestimiento de la piscina con puntos radiactivos 
La cantidad de residuos procedentes de los tubos de haz electrónico 11 y 12 
será reducida, ya que se ha simplificado la construcción; el material de 
revestimiento de la vasija representará el 10% del total. 
5. Retirada del cemento activado de los muros de la piscina alrededor de los 
orificios del tubo de haz electrónico 
En lo que respecta al cemento activado alrededor de los orificios del tubo de 
haz electrónico, se supone que la "profundidad de penetración" será de una 
media de 30 cm alrededor de los orificios. 
6. Retirada del cemento contaminado alrededor del revestimiento del fondo de la 
piscina 
En lo que respecta al cemento contaminado alrededor del revestimiento del 
fondo de la piscina, se supone que la profundidad será también de 30 cm, dada 
la fuga existente. En cuanto a los muros verticales, se supone que únicamente 
el cemento próximo a las compuertas de la piscina podrá estar contaminado. 
7 Descontaminación a fondo de todas las tuberías de los sistemas de 
refrigeración primario y de la piscina 
La descontaminación de las tuberías de los sistemas primario y de la piscina 
consistirá únicamente en la descontaminación de fluidos radiactivos. El material 
en si no estará activado Se procederá de igual modo respecto a los sistemas 
auxiliares, como los sistemas de purga caliente. 
X. Retirada del equipo auxiliar activado yo descontaminado (resinas de 
intercambio de iones, herramientas, etc.) y de las instalaciones experimentales 
normalizadas 
Se conoce la cantidad de resinas de intercambio de iones; tras una regeneración 
a fondo las resinas podrán tratarse como residuo de radiactividad baja. Las 
herramientas, los dispositivos de almacenamiento y otros sólo contendrán 
escasas cantidades de material ligeramente activado tras la descontaminación. 
Las estimaciones relativas a la retirada de las instalaciones experimentales 
normalizadas se basan en la situación de 1991. 
9. Inspección radiológica general de las partes restantes del sistema 
Se espera que la inspección radiológica final de las instalaciones no detecte más 
que una escasa cantidad de residuos de radiactividad baja. 
10. Demolición normalizada hasta los niveles exigidos para utilización futura de 
las instalaciones 
Esta operación se aplica a los materiales no activados. 
En el cuadro 3 figuran las cantidades previstas de residuos por categoría. Los residuos 
de radiactividad alta y media podrán almacenarse temporalmente en las instalaciones de 
residuos del ECN. En el caso del transporte a las instalaciones de COVRA Borsele y 
del almacenamiento en las mismas, el cuadro 3 podrá aplicarse al cuadro 4. 
En total, se prevé que habrá 5 m3 de residuos de radiactividad alta y media y 370 TBq 
(1000 Ci) y 120 nv de residuos de radiactividad baja y 5,9 TBq (16 Ci). 
Cuadro 1 : Calendario dr explotación dpi reactor a largo plazo (1* opción) 
Periodo: 1996 a 2030 
Año: 19. a 20.. •>f> a 00 10 11 12 13 14 15 16 17 18a30 
Contrato de arrendamiento Cl I Países Ma|os Periodo restante del actual contrato de arrendamiento CCK Países Bajos sohre el reactor y el emplazamiento de Petten 
¿F> Vida util de la vasija del reactor Vida util tcMdual pievista de la vasiia de presión n° 2 del reactor 
Clausura del reactor 
Preparación 
Etapa I y 2 
Etapa 3 Preparación 
Utilización del emplazamiento sin restricciones 
Período :2031a 2065 
Año : 20.. 31 a61 62 63 64 65 
Contrato de arrendamiento CCE Países Bajos Continuación del período restante del actual contrato de arrendamiento CCE/Paises Bajos sobre el reactor y el emplazamiento de Petten 
Clausura del reactor 
Etapa 3 Continuación de la utilización del emplazamiento sin restricciones 
Cuadro 2 : Calendario dr explotación drl reactor a hirco pla/o (3* opción) 
Período :1996 a 2030 
Año 19.. a 20. 96 a 09 10 11 12 13 14 15 16 17*30 
Contrato de arrendamiento CCI. Países Bajos Periodo restante del actual contradi» de arrendamiento CCE países Bajos sobre el reactor y el emplazamiento de Petten 
Vida util de la vasija del reactor Vida útil residual prevista de la vasija de presión n" 2 del reactor Vida útil prevista de la vasija de 
presión n" 3 (existente) del reactor 
Sustitución de la vasija del reactor 
Preparación 
Sustitución Preparación 
AJ Período :2031a 2065 
Año : 20.. 31 a 43 44 45 46 47 48 49 50 51a61 62 63 64 65 
Contrato de arrendamiento CCE' Países Bajos I Continuación del período restante del actual contrato de arrendamiento CCE/Paises Bajos sobre el reactor y el emplazamiento de Petten 
Vida útil de la vasija del reactor Continuación de la vida útil prevista de la vasija de presión n° 3 del reactor 
Clausura del reactor 
Preparación 
Etapa I y 2 
Etapa 3 Preparación 
Itilización del emplazamiento sin restricciones 
( "uadro 3 : ( "antidades previstas de residuos divididas por categoría y o destino 
Oo Categoría de residuos 
Vasija y equipo auxiliar alrededor de la 
vasija 
Cemento activado 
Equipo auxiliar contaminado 
TOTAL Residuos de radiactividad alta/media 
Cajas normalizadas de residuos (25 1) que contienen 
Aluminio 
180 
-
-
180 Acero inoxidable 
20 
-
-
20 kCi 
1,0 
-
-
1,0 Residuos de radiactividad baja 
Contenedores de 
2001 
200 
220 
130 
550 6001 
20 
-
• ' —r • 
20 Ci 
12 
2 
2 
16 
Cuadro 4 : Cantidades previstas de residuos que se almacenarán en COVRA 
0> Volumen del contenedor 
Equivalente de dosis/h 
Vasija y equipo auxiliar alrededor de la 
vasija 
I Cemento activado 
I Equipo auxiliar contaminado 
TOTAL Numero de contenedores de cemento 
2001 
< 2 mSv/h 
200 
150 
150 
500 > 2 mSv/h 
< 2 0 mSv/h 
-
-6001 
< 2 mSv/h 
100 
i 
-
-
100 > 2 mSv/h 
< 2.0 mSv/h 
100 
-
-
100 
DETEC Bericht Empfânger siehe 
Verteiler 
Titel: Expert Review of the Draft JRC Petten Document 
on Decommissioning of HFR Petten 
(Summarizing Report) 
Revision siehe 
RevtsionsUbersacht ULS Blattzahl ErsteHer 
Datum PrOfer Freigab* ProjeMleitw 
- Datum RIX 
Erstausgabe 15 03. **{. !:#»• Rlíñge 
übergeordnetes Dokument Projekt-Nr. 
DN 154009 UVST 
DEI 40 ACK 
DNR 00062610 -00 
Funktion Kornoonente 
DETEC Baugruppc Bau EB tfd.Nr. 
Interne Kennzetchnung: i-.-roer r.umoer:; 9025005 AG UA 
u BE 
BUS 
Schutzvermefk nach DIN 34 beachten FormtJtett DE110. DOT / QM / 09.9^ 
/lo 
Revisionsübersictit 
Blatt Beschreibung der Anderung RIX/Datum 
all First issue 00/29.08.96 
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00 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formbtatt DE102.DOT / QM / 09.94 
i o 
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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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09.9-
"¿L 
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. 
radioactive 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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*3 
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 HFïV staff and of personnel 
with specific HFR knowledge at authorities and in industry. 
That knowledge is about to disappear gradually. 
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A^i 
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. 
most dismantling work will be performed by the HFR operating 
staff, 
ail costs are calculated on 1996 price level. 
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Schutzvermerk nacft DIN 34 beacnten Formbiatt DE103.DOT / QM / 09.94 
1 S 
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 KFR 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
cie of technical complexity and by the radiological demands is a 
very 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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Schutzvermerk naeh DIN 34 beaehten Formbiatt 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 . 
tte 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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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. 
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•1 t 
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 of 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. 
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13 
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: 
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: 
estimated temporary supervision 
costs in stage 2: AVR Julien (Germany) 
15 MWe 
2.6 E15 Bq 
668 Mg steel 
2000 Mg concrete 
1015 Mg other materials 
193 MECU 
11 MECU/year 
FR-2 Karlsruhe (Germany) 
44 MWe 
6.5 E15 Bq 
1200 Mg total 
132 MECU 
2.4 MECU/year 
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SchutzvermerK nach DIN 34 beachten Formbiatt DE 103.DOT / QM / 09.9¿ 
¿•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: M2FR 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 
DETEC Expert Review 
cf the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
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Blatt 12 
Schutzvermerk nach DIN 34 beacnten Formbiatt DE 103.DOT / QM / 09.& 
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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. 
Ail 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 of 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 
be 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-
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Schutzvermerk nacn DIN 34 beactiten Formbiatt DE103.DOT / QM / 09.9-
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 
systems 
Operational costs and management 4.1 
Planning and licensing 2.0 
Disposal of waste 7.0 
Total 22.0 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
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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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S<*nitzvermerkracri DIN 34 beactiten Formbiatt DE103.DOT / QM / 09.94 
2 V 
ISSN 0257-9545 
COM(97) 150 final 
DOCUMENTOS 
ES 12 15 14 OS 
N* de catálogo : CB-CO-97-141-ES-C 
ISBN 92-78-18084-X 
Oñcina de Publicaciones Unciales de las Comunidades Europeas 
L-2985 Luxemburgo 
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