COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES 
Bruxelles, le 14.04.1997 
COM(97) 150 final 
RAPPORT DE LA COMMISSION AU CONSEIL 
ET AU PARLEMENT EUROPEEN 
sur les conditions dans lesquelles devrait être envisagé 
le démantèlement du Réacteur à Haut Flux (RHF) de Petten 

Le Conseil a adopté, le 27 juin 1996, le "Programme complémentaire de recherche à 
exécuter par le Centre commun de recherche pour la Communauté européenne de 
l'énergie atomique (1996-1999)", conformément à l'article 7 du Traité Euratom 
Lors de cette adoption, la déclaration suivante a été inscrite au procès-verbdl du 
Conseil: 
"Le Conseil prend note que la Commission entend continuer à constituer une 
provision pour le déclassement, comme elle l'a fait les années précédentes, lors de 
la fixation des tarifs des services d'irradiation. 
Cette provision viendra s'ajouter à celle qui est déjà fixée et sera utilisée en temps 
opportun. 
La Commission examinera la question du déclassement du RHF et présentera un 
rapport au Conseil sur cette question avant la fin de 1996." 
La Commission invite le Conseil et le Parlement à prendre connaissance du rapport ci-
joint. 
1 
RAPPORT DE LA COMMISSION AU CONSEIL 
ET AU PARLEMENT EUROPEEN 
sur les conditions dans lesquelles devrait être envisagé 
le démantèlement du Réacteur à Haut Flux (RHF) de Petten 
Introduction 
Le déclassement du RHF ne constitue pas un problème pratique urgent. Le réacteur est en 
effet en excellente condition technique grâce à des améliorations constantes et au 
renouvellement en temps utile de ses principaux composants. La durée de vie résiduelle de 
la cuve actuelle du réacteur - qui a été changée en 1984-85 et a une durée de vie prévisible 
totale de 30 ans - permettra l'exploitation du RHF jusqu'en 2015 et même au-delà ; les 
inspections effectuées en service tous les trois ans sont destinées à confirmer cette 
prévision. De plus, une autre cuve de réacteur qui a obtenu un complet agrément - et 
est identique à la cuve actuelle du RHF - est disponible et pourrait être utilisée lors d'une 
autre opération de remplacement. 
Par conséquent, vers l'an 2015, la Commission aura le choix entre trois options : 
- mettre fin à l'exploitation du RHF et proposer son déclassement ; 
- évaluer l'état de la cuve et décider d'une prolongation de la vie.du réacteur avec la 
cuve actuelle ; 
- en fonction des résultats de l'évaluation de l'état de la cuve, décider de la remplacer. 
Les calendriers opérationnels à long terme du RHF correspondant aux première et 
troisième options figurent au tableaux 1 et 2. 
Le choix entre ces options exigera une concertation approfondie avec les autorités 
néerlandaises responsables de l'octroi des autorisations, les États membres soutenant le 
RHF à ce moment et les clients La décision sera prise en particulier sur la base d'une 
évaluation économique de la viabilité du réacteur le moment venu. 
En conséquence, la question de savoir si le RHF sera démantelé ou non ne sera pertinente 
qu'après 2015 et pourrait ne pas se poser avant le milieu du siècle prochain. Quoi qu'il en 
soit, indépendamment de l'époque où la décision sera prise, les caractéristiques du RHF 
permettent de décrire le processus de démantèlement et d'évaluer ses coûts. 
Le présent document aborde cette question et a fait l'objet d'un examen par un expert 
(DETEC, Allemagne) qui a confirmé la faisabilité de cette proposition et les estimations 
des volumes de déchets qui ont servi d'hypothèse de base. (DETEC, filiale commune de 
SIEMENS et NUKEM, est une entreprise reconnue et expérimentée dans le domaine du 
déclassement). 
Les commentaires des experts ont été inclus dans le rapport de la Commission. Il semble 
cependant utile d'y joindre la version originale en anglais du rapport technique de 
DETEC 
A A. 
I. Portée de l'étude 
Cette étude préliminaire définit les principaux stades du déclassement du RHF sur le site 
de Petten, sur la base des séries de sûreté n° 74 "Sûreté dans le déclassement des réacteurs 
de recherche", Guide de sûreté 1986 de l'Agence internationale de l'énergie atomique 
(AIEA). Elle décrit également les étapes prévues pour le démantèlement et le 
déclassement du RHF, et donne une estimation approximative des quantités de déchets et 
coûts associés à cette opération. 
II. Étapes du déclassement 
On considère que le processus de déclassement commence avec l'arrêt définitif du 
réacteur RHF et s'achève avec la libération du site du réacteur qui peut alors être utilisé 
sans restriction. 
Trois étapes sont spécifiées dans ce processus : 
Étape I - Stockage avec surveillance 
Au cours et à la suite de cette étape, il convient d'assurer une surveillance continue du 
réacteur. 
Les principales activités couvrent : 
- le retrait du combustible ; 
- le retrait des liquides de refroidissement et d'autres matériaux activateurs légèrement 
radioactifs qui peuvent être retirés sans difficulté. Cette opération est aisément 
réalisable avec les installations disponibles sur le site, à un coût limité et raisonnable. 
Étape 2 - Utilisation du site avec restrictions 
Suite aux activités de déclassement, après l'achèvement de cette étape, les parties 
concernées du site peuvent être libérées pour une utilisation avec restrictions; les parties 
restantes du réacteur et du site font l'objet d'un stockage avec surveillance. 
Les principales activités couvrent : 
- la décontamination de toutes les zones facilement décontaminables ; 
- le scellement physique des zones restantes contenant de la radioactivité. 
Ceci inclut le retrait de la cuve et de tout composant actif ou hautement contaminé autour 
de la cuve, dans la piscine (tubes du faisceau), du circuit primaire ainsi que des parties 
actives ou contaminées du revêtement de la piscine et des parois en béton ; les opérations 
couvrent également le scellement de toutes les parties qui peuvent encore contenir une 
certaine activité 
Toutes les actions requises peuvent être exécutées avec la main d'oeuvre et les 
compétences internes (y compris Energy Centrum Nederland - ECN). Les déchets seront 
transférés vers le site d'évacuation néerlandais COVRA (Centrale Organisatie Voor 
Radioactief Afval), même si une petite quantité d'entre eux devront être stockés 
temporairement dans les installations pour déchets à activité moyenne de l'ECN avant leur 
transfert vers le site de COVRA 
^ 
Étape 3 - Utilisation du site sans restriction 
À ce stade, le déclassement du réacteur est achevé. Tous les matériaux, équipements et 
structures radioactifs sont soit décontaminés, soit transférés vers le site d'évacuation 
néerlandais COVRA. Une évaluation finale du rayonnement est alors effectuée pour 
assurer qu'il n'y a pas de radioactivité résiduelle sur le site. Le site est alors libéré pour 
toute utilisation sans restriction et ne requiert aucune autre inspection ni essai de contrôle. 
Le bâtiment et le site sont libérés des obligations découlant des législations nucléaires 
Après libération des obligations découlant des législations nucléaires, l'utilisation du site 
et du bâtiment à toute autre fin peut être envisagée et produire un revenu , à défaut, les 
coûts liés à l'étape 3 seront associés à la gestion normale de bâtiments ordinaires. 
Il est proposé de procéder à l'exécution de l'étape 3 directement après l'achèvement de 
l'étape 2. Selon les experts, les avantages d'une opération de déclassement continue 
jusqu'à achèvement de l'étape 3 sont considérables par rapport à un scénario où cette 
étape 3 est effectuée après une période d'attente. 
Coûts du déclassement 
- Préparation et contacts avec les autorités responsables de 
l'octroi des autorisations : 2 Mécus 
- Préparation et exécution des travaux (nécessité de maintenir 
la capacité dans le cadre du contrat d'exploitation actuel 
ECN pour une durée d'environ 1,5 an) : 14 Mécus 
- Élimination des déchets avec transfert vers COVRA 9 Mécus 
- Total (estimation approximative) : 25 Mécus 
III. Séqu en cernent des activités de déclassement 
Les activités de déclassement du RHF sont basées sur l'expérience acquise au cours du 
remplacement de la cuve en 1984-85. À l'époque, l'ensemble de l'opération fut effectuée 
avec l'équipe normale d'exploitation et de maintenance, et une aide complémentaire des 
utilisateurs du RHF et de l'atelier du site. 
Sur la base des quantités de déchets traitées au cours du remplacement de la cuve en 
1984, l'approche générale par étapes envisagée est la suivante : 
0. Elimination des éléments de combustible 
Les éléments de combustible sont stockés ailleurs en toute sécurité ou transférés 
vers une installation de retraitement. 
/. Elimination de tous les équipements et mécanismes auxiliaires de l'intérieur et 
autour de la cuve 
Une même quantité de déchets est prévue pour des équipements auxiliaires très 
similaires. 
3 
2. Élimination destructive des tubes du faisceau et d'autres connexions "fixes " à la 
cuve (par exemple structures de retenue, etc.). 
Des quantités équivalentes proviendront des tubes du faisceau et d'autres 
structures "fixes", avec certaines autres parties moyennement actives en raison de 
l'utilisation accrue de boulons et bagues en acier inoxydable. La quantité d'acier 
inoxydable est très faible vu l'absence de soufflet. Toutefois, il y a davantage de 
matériaux de plus de 3 cm d'épaisseur exigeant un traitement spécial. 
3. Retrait de la cuve 
Les quantités de matériaux de la cuve elle-même seront inférieures, bien que ces 
matériaux soient plus épais. 
4. Retrait des parties actives des tubes de faisceau 11 et 12 et des parties du 
revêtement de la piscine avec points radioactifs. 
Les quantités de déchets provenant des tubes 11 et 12 sont réduites grâce à une 
construction simplifiée ; les matériaux de revêtement de la cuve représentent 10 % 
du total. 
5. Retrait du béton actif des parois de la piscine autour des orifices des tubes de 
faisceau 
Pour le béton actif autour des orifices des tubes de faisceau, on estime que la 
"profondeur de pénétration" est en moyenne de 30 cm autour des orifices. 
6. Retrait du béton contaminé sous le revêtement du fond de la piscine 
Pour le béton contaminé sous le revêtement du fond de la piscine l'épaisseur est 
également estimée à 30 cm, vu la fuite existante. Pour les parois verticales, seul le 
béton à proximité des vannes de la piscine est suspect. 
7. Décontamination approfondie de toutes les canalisations des systèmes de 
refroidissement primaires et de la piscine 
La décontamination des canalisations des systèmes primaires de la piscine 
déboucheront uniquement sur des fluides radioactifs de décontamination. Le 
matériau lui-même n'est pas actif. Ceci est également vrai pour les systèmes 
auxiliaires comme les systèmes de purge. 
H. Retrait des équipements auxiliaires actifs et/ou contaminés (résines échangeuses 
d'ions, outils, etc.) et des installations expérimentales standard 
Les quantités de résines échangeuses d'ions sont bien connues ; après complète 
régénération, les résines peuvent être traitées comme des déchets à faible activité. 
Les outils, éléments de rayonnage, etc. ne donneront que de faibles quantités de 
matériaux légèrement actifs après décontamination. Pour l'élimination des 
installations expérimentales standard, les estimations sont basées sur la situation en 
1991 
9. ( \>ntrôle radiologiqne général des parties restantes du système 
Le contrôle radiologique final de l'installation ne devrait donner que des quantités 
mineures de déchets à faible activité. 
10. Démolition standard jusqu 'aux niveaux requis pour une autre utilisation de 
l'installation 
Cette opération concerne les matériaux non actifs. 
H 
Le tableau 3 présente les montants estimés de déchets par catégorie. Les déchets 
fortement et moyennement actifs peuvent être temporairement stockés sur le site 
d'entreposage d'ECN En cas de transport vers COVRA Borsele et de stockage sur ce 
site, le tableau 3 peut être traduit vers le tableau 4. 
Dans l'ensemble, on prévoit un volume de déchets hautement-moyennement actifs de 5 m3 
et 370 TBq (1000 Ci) et de déchets faiblement actifs de 123 m3 et 5,9 TBq (16 Ci). 
r 
Tableau 1 : Calendrier d'exploitation à long terme de RHF (1ère option) 
Période: 1996-2030 
Année : 19..-20.. 96 à 09 10 11 12 13 14 15 16 17 18 à 30 
Bail emphytéotique CCE/Pays-Bas Période restante du bail emphytéotique actuel CCE/Pays-Bas pour le RHF et le site de Petten 
Durée de vie de la cuve RHF Durée de vie résiduelle prévue de la cuve sous pression du RHF n° 2 
°) Déclassement du RHF 
Préparation 
Etapes 1 et 2 
Etape 3 Préparation 
Utilisation du site sans restriction 
Période: 2031 -2065 
Année : 20.. 31 à 61 62 63 64 65 
Bail emphytéotique CCE/Pays-Bas Poursuite durant la période restante du bail emphytéotique CCE/Pays-Bas actuel pour le site de RHF et de Petten 
Déclassement du RHF 
—i ____________________________________^____^_____^__—____-_-_____»^_____^__».^_^______________«__^____^_________ 
Etape 3 Poursuite de l'utilisation sans restriction du site 
4J Tableau 2 : Calendrier d'exploitation à long terme de RHF (3ème option) 
Période : 1996 - 2030 
Année: 19.-20. 96 à 09 10 11 12 13 14 15 16 17 à 30 
Bail emphytéotique CCE/Pays-Bas | Période restante du bail emphytéotique CCE/Pavs-Bas pour le RHF et le site de Petten ] 
Durée de vie de la cuve du RHF Durée de vie résiduelle prévue de la cuve sous pression du RHF n° 2 Durée de vie prévisible de la 
cuve sous pression du RHF 
n°3 (existante) 
Remplacement de la cuve du RHF 
Préparation 
Remplacement Préparation 
Période: 2031-2065 
Année : 20.. 31à43 44 45 46 47 48 49 50 51à61 62 63 64 65 
Bail emphytéotique CCE/Pays-Bas | Poursuite durant la période restante du bail emphytéotique actuel CCE/Pays-Bas pour le RHF et le site de Petten 
Durée de vie de la cuve du RHF Durée de vie prévue de la cuve sous pression du RHF n° 3, poursuite 
Déclassement du RHF 
Préparation 
Etapes 1 et 2 
Etape 3 Préparation 
Utilisation du site sans restriction 
Tableau 3 : Quantités estimées de déchets répartis par catégorie et ou destination 
oo 1 
Catégorie de déchets 
Cuve et équipement auxiliaire autour de la 
cuve 
Béton actif 
Equipement auxiliaire contaminé 
TOTAL Déchets hautement/moyennement actifs 
Boîtes de déchets standard (25 1) contenant 
Aluminium 
180 
180 Acier inoxydable 
20 
20 kCi 
1,0 
1,0 Déchets faiblement actifs I 
Fûts de 
2001 
200 
220 
130 
550 6001 
20 
20 Ci 
12 
2 
2 
16 
Tableau 4 : Quantités estimées de déchets à stocker à COI 'RA 
Nombre de conteneurs en béton 
Volume du conteneur 200 6001 
Dose équivalente/h < 2 mSv/h > 2 mSv/h 
< 2.0 mSv/h < 2 mSv/h > 2 mSv/h 
< 2.0 mSv/h 
Cuve et équipement auxiliaire autour de la 
cuve 200 100 100 
*J> Béton actif 150 
Equipement auxiliaire contaminé 
TOTAL 150 
500 100 100 
DETEC Bericht Empfànger siehe 
Verteiler 
Titel: Expert Review of the Draft JRC Petten Document 
on Decommissioning of HFR Petten 
(Summarizing Report) 
Revision siehe 
RevisionsUbersicht ULS Blattzahl Ersteiler 
Datum PrOfer Freigabe ProjekUertar 
___ Datum RIX 
Erstausgabe 15 
Obergeordnetes Dokument Profckt-Nr 
DN 154009 UVST 
DE140 ACK 
DNR 00062610 -00 
Funkfoon Kompooente 
DETEC Baugruppc Bau EB Lfd.Nr. 
Interne Kennzeichnung: ;-ner r.umner: ; 3025005 AG 
u UA 
BE 
Btatt 
Schutzvermerk nach 01N 34 beacnten Formttatt DE110.DOT / QM / 09.94 
/|o 
Revisionsûbersicht 
Blatt Beschreibung der Ànderung 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 
Schutzvermeric nach DIN 34 beacnten Formbtatt DE102.DOT / OM / 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 
DETEC Exoert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
00062610 RIX 
00 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beacnten FormbhJtt DE103.DOT / QM / 09.94 
«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. 
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). 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
BUrtt 
Schutzvenrwrtt nach DIN 34 beacnten FormbJatt DE103.DOT / QM / 06.9-
43 
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 HFB> staff and of personnel 
with specific HFR knowledge at authorities and in industry. 
That knowledge is about to disappear gradually. 
v 
ExDert Review DNR RIX 
DPTFA of the Draft JRC Petten Document on nnnaizTn r\n 
CTCb Decommissioning of HFR Petten 00062610 - 00 
| , J m I Blatt 5 Schutzvermerk nach DIN 34 beacnten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09i 
-w 
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 sûudy 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. 
- rriost dismantling work will be performed by the HFR operating 
staff. 
- ail costs are calculated on 1996 price level. 
DETEC ExDert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beacnten FormbtattDE103.DOT/QM/09.94 
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-
^e 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 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 7 
Schutzvermer* nach DIN 34 beacnten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09.94 
1C 
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 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 8 
SchutzvermerK nach DIN 34 beacnten FormblattDE103.DOT/QM/09.94 
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. 
Expert Review I DNR RIX 
DCTCH °f the Draft JRC Petten Document on nnnromn nr> 
C I Elf Decommissioning of HFR Petten 00062610 - 00 
| 1 Blatt 9 Schutzvermerk nach DIN 34 beacnten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09.9 
\ % 
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. 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
00062610 - 00 
Blatt 10 
Schutzvermerfc nach DIN 34 beacnten Formbiatt DE103.DOT / QM / 09.9 
^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 Julien (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
sal without thermal column): 
estimated decommissioning costs to 
stage 3: 
estimated temporary supervision 
costs 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 
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SchutzvermerK nacn DIN 34 beacnten Formbttt DE103.DOT / QM / 09.9-
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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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SchutzvermerK nach DIN 34 beacnten FormbJatt DE1Q3.DOT / QM /09.6 
Pi 
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 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 
oe made of chemical system decontamination and that such compo­
nents which are not decontaminated during system decontaminati­
on will be treated after dismantling. In our opinion a conse-
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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 
System and single component decontamination 
Decontamination and release measurements of 
buildings 
Dismantling of medium activated/contaminated 
components and systems 
Dismantling of low-contaminated components and 
systems 
Operational costs and management 
Planning and licensing 
Disposal of waste 
Total MECU 
2.0 
1.6 
1.4 
3.9 
4.1 
2.0 
7.0 
22.0 
-
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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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ISSN 0254-1491 
COM(97) 150 final 
DOCUMENTS 
FR 12 15 14 05 
N° de catalogue : CB-CO-97-141-FR-C 
ISBN 92-78-18089-0 
Office des publications officielles des Communautés européennes 
L-2985 Luxembourg 
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