COMMISSIONE DELLE COMUNITÀ EUROPEE 
Bruxelles, 14.04.1997 
COM(97)150def. 
RELAZIONE DELLA COMMISSIONE AL CONSIGLIO 
E AL PARLAMENTO EUROPEO 
in merito alle condizioni nelle quali sarebbe opportuno effettuare lo smantellamento del 
reattore ad alto flusso (HFR) di Petten 

Il 27 giugno 1996 il Consiglio ha adottato il "programma complementare di ricerca che 
sarà eseguito dal Centro comune di ricerca per la Comunità europea dell'energia 
atomica (1996-1999)", ai sensi dell'articolo 7 del trattato Euratom. 
In occasione di tale adozione la seguente dichiarazione è stata inserita nel processo 
verbale del Consiglio: 
" Il Consiglio prende atto che: 
nel fissare le tariffe per i servizi di irradiazione, la Commissione continuerà a 
provvedere alla costituzione di un fondo per lo smantellamento, come ha fatto 
negli anni precedenti. Tale fondo sarà aggiunto a quello già previsto e sarà 
utilizzato a tempo debito. 
La Commissione esaminerà inoltre il problema dello smantellamento dell'HFR 
e presenterà al Consiglio una relazione in merito entro la fine del 1996." 
La Commissione invita il Consiglio e il Parlamento a prendere conoscenza della 
relazione allegata alla presente. 
4-
RELAZIONE DELLA COMMISSIONE AL CONSIGLIO 
E AL PARLAMENTO EUROPEO 
in merito alle condizioni nelle quali sarebbe opportuno effettuare lo smantellamento del 
reattore ad alto flusso (HFR) di Petten 
Nota introduttiva 
Lo smantellamento del reattore ad alto flusso (High Flux Reactor-HFR) non è una 
questione pratica di particolare urgenza: le condizioni tecniche del reattore sono infatti 
molto buone, grazie al miglioramento costante e al rinnovo tempestivo dei suoi 
componenti principali. L'attuale contenitore del reattore, installato in sostituzione del 
precedente nel 1984/85 e progettato per un ciclo di vita utile di 30 anni, ha una durata 
residua che consentirà il funzionamento dell'HFR fino al 2015 ed anche oltre, come 
confermano le ispezioni triennali di servizio. E inoltre disponibile un altro contenitore di 
reattore, debitamente autorizzato, identico a quello attuale e pronto per essere utilizzato 
in una eventuale altra operazione di sostituzione del contenitore. 
Nel 2015 circa la Commissione potrà pertanto scegliere tra tre alternative. 
arrestare il funzionamento dell'HFR e proporne lo smantellamento; 
valutare esattamente le condizioni del contenitore e disporre la proroga del ciclo di 
vita del reattore con l'attuale contenitore; 
sulla base dei risultati della valutazione delle condizioni del contenitore, disporne 
la sostituzione. 
Le tabelle 1 e 2 riportano i programmi operativi HFR nel lungo periodo, corrispondenti 
alla prima e alla terza alternativa 
La scelta tra queste alternative necessiterà un'approfondita concertazione tra le autorità 
olandesi responsabili dell'autorizzazione, gli Stati membri che sosterranno l'HFR in quel 
periodo e l'utenza La decisione sarà presa soprattutto sulla base di una valutazione 
economica dell'efficienza del reattore in quel momento. 
In teoria dunque, la questione dello smantellamento dell'HFR diverrebbe pertinente 
soltanto dopo il 2015 e potrebbe anche non manifestarsi prima della metà del prossimo 
secolo Tuttavia, a prescindere dal momento in cui verrà presa una decisione, le 
caratteristiche del reattore consentono di descrivere il processo di smantellamento e di 
valutarne il costo. 
Il presente documento tratta questi aspetti ed è stato esaminato da esperti [i.e. DETEC, 
Germania], i quali hanno confermato la fattibilità della proposta ivi descritta e le stime 
relative alle quantità di residui ipotizzate in origine. (La DETEC, società affiliata della 
SIEMENS e della NUKEM, gode di comprovata reputazione ed esperienza nel settore 
dello smantellamento) 
Le analisi degli esperti figurano nella relazione della Commissione. Si è ritenuto 
opportuno, tuttavia, allegare la versione originale inglese della relazione DETEC. 
4. «x 
I. Portata dello studio 
Il presente studio preliminare definisce le fasi principali dello smantellamento dell'HFR di 
Petten, sulla base delle "Safety Series n. 74" dell'Agenzia internazionale per l'energia 
atomica (AIE A), "Safety in Decommissioning of Research Reactors"(Sicurezza dello 
smantellamento dei reattori di ricerca), Safety Guide del 1986. Oltre alla descrizione delle 
fasi previste per la disattivazione e lo smantellamento dell'HFR, lo studio riporta anche un 
calcolo approssimato dei costi e delle quantità di residui che l'operazione comporta. 
n. Fasi di smantellamento 
Il processo di smantellamento si intende avviato con la chiusura definitiva del reattore 
HFR ed ultimato con il rilascio del sito per uso senza restrizioni. 
Il processo si articola in tre fasi: 
Fase 1 - Stoccaggio con sorveglianza 
Durante e dopo questa fase è necessaria una continua sorveglianza del reattore. Le attività 
principali includono: 
rimozione del combustibile; 
rimozione dei refrigeranti e di altro materiale attivato o leggermente radioattivo 
facilmente rimovibile, mediante strutture già esistenti in loco ad un costo 
ragionevolmente contenuto. 
Fase 2 - Uso del sito con restrizioni 
Come conseguenza delle attività di smantellamento, a completamento di questa fase, 
alcune parti del sito possono essere rilasciate per un uso con restrizioni, mentre le parti 
rimanenti del reattore e del sito sono oggetto di stoccaggio con sorveglianza. 
Le attività principali comprendono: 
- decontaminazione di tutte le parti che possono facilmente essere decontaminate, 
- isolamento delle parti rimanenti contenenti radioattività. 
Ciò comporterebbe la rimozione del contenitore e di tutti i componenti attivati o altamente 
contaminati attorno al contenitore e nella piscina (tubi del fascio), nonché la rimozione del 
circuito primario e delle parti attivate o contaminate del rivestimento della piscina e delle 
pareti in calcestruzzo, oltre all'isolamento di tutte le parti che potrebbero ancora contenere 
attività. 
Tutte le azioni necessarie possono essere eseguite dalla manodopera e dai tecnici della 
società (ivi compreso l'Energy Centrum Nederland - ECN). I residui sarebbero gestiti dal 
centro di smaltimento olandese COVRA (Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval), 
anche se una piccola parte dovrà essere temporaneamente immagazzinata presso 
l'impianto di residui di media attività delI'ECN prima di essere inviata al COVRA. 
Fase S - Uso del sito senza restrizioni 
In questa fase, lo smantellamento del reattore è stato ultimato. Tutti i materiali radioattivi, 
le attrezzature e le strutture sono state decontaminate o trasferite al centro di smaltimento 
olandese COVRA. Successivamente, viene effettuato un rilevamento finale delle radiazioni 
per garantire che non rimanga radioattività residua nel sito. Quest'ultimo è dichiarato 
libero per qualsiasi uso senza restrizioni e non sono necessarie ulteriori ispezioni di 
controllo o prove. Gli edifici e il sito sono svincolati dagli obblighi delle normative 
nucleari. 
Una volta svincolati dalle normative nucleari, il sito e gli edifici possono essere destinati a 
qualsiasi altra attività e dare origine a reddito. Ove ciò non si verifichi, i costi relativi alla 
fase 3 saranno assimilati alla normale gestione di edifici comuni. 
È auspicabile procedere all'esecuzione della fase 3 subito dopo il completamento della fase 
2. Secondo il parere degli esperti, lo smantellamento ininterrotto fino al completamento 
della fase 3 presenta vantaggi significativi rispetto alla possibilità di iniziare la fase 3 dopo 
un periodo di attesa. 
Costi dello smantellamento: 
preparazione e contatti con le autorità di autorizzazione: 2 Mio di ECU 
preparazione ed esecuzione dei lavori effettivi 
(la capacità dell'attuale contratto operativo ECN 
deve essere mantenuta per circa 1,5 anni): 14 Mio di ECU 
smaltimento e trasferimento dei residui al COVRA 9 Mio di ECU 
Totale (calcolo approssimato) 25 Mio di ECU 
III. Sequenza delle attività di smantellamento 
Le attività di smantellamento dell'HFR sono basate sull'esperienza acquisita durante la 
sostituzione del contenitore nel 1984/85. In quell'occasione, l'intera operazione è stata 
eseguita dalla squadra addetta alle operazioni ordinarie e di manutenzione, con l'aiuto 
degli utenti dell'HFR e dell'officina del sito. 
Sulla base delle quantità di residui trattati durante la sostituzione del contenitore nel 1984, 
la sequenza delle attività previste è la seguente: 
0. Rimozione degli elementi di combustibile 
Gli elementi di combustibile vengono immagazzinati altrove in condizioni di 
sicurezza o spediti ad un centro di ritrattamento. 
/. Rimozione di tutte le attrezzature e dei meccanismi ausiliari dall'interno e dalle 
zone circostanti il contenitore 
Si prevede che attrezzature ausiliarie molto simili daranno origine alla stessa 
quantità di residui 
2. Demolizione dei tubi del fascio e degli altri collegamenti "fìssi" al contenitore 
(es. strutture di contenimento, ecc.) 
Quantità uguali saranno originate dai tubi del fascio e da altre strutture "fisse" con 
alcune parti più medio-attive, a causa del maggior utilizzo di bulloni ed anelli in 
acciaio inossidabile. La quantità di materiale in acciaio inossidabile è molto ridotta 
a causa dell'assenza di capsule barometriche. Tuttavia, si riscontrano attualmente 
con maggior frequenza materiali con uno spessore superiore ai 3 cm che 
richiedono un trattamento particolare come residui. 
3. Rimozione del contenitore 
La quantità dei materiali prodotti dal contenitore sarà inferiore, ma di spessore 
superiore. 
4. Rimozione delle parti attive dei tubi 11 e 12 del fascio e delle parti radioattive 
del rivestimento della piscina 
La quantità di residui originati dai tubi 11 e 12 del fascio è ridotta, grazie ad una 
costruzione semplificata; il materiale del rivestimento della piscina è stimato al 
10% del totale. 
5. Rimozione del calcestruzzo attivato delle pareti della piscina attorno alle 
aperture dei tubi del fascio 
Per il calcestruzzo attivato attorno alle aperture dei tubi di fascio si prevede una 
"profondità di penetrazione" media di circa 30 cm attorno alle aperture. 
6. Rimozione del calcestruzzo contaminato sotto il rivestimento del fondo della 
piscina 
A causa di una perdita, anche per il calcestruzzo contaminato sotto il rivestimento 
del fondo della piscina, è previsto uno spessore di 30 cm. Per le pareti verticali, 
solo il calcestruzzo nelle vicinanze delle saracinesche della piscina è ritenuto 
sospetto. 
7. Decontaminazione totale del complesso di tubazioni del sistema primario e di 
raffreddamento della piscina 
La decontaminazione del sistema primario e del complesso di tubazioni della 
piscina produrrà soltanto fluidi radioattivi di decontaminazione. Il materiale in sé 
non é attivato Lo stesso dicasi per i sistemi ausiliari, ad es. quelli per il drenaggio 
caldo e tiepido 
8. Rimozione delle attrezzature ausiliarie attivate eo contaminate (resine a scambio 
ionico, attrezzi, ecc.) e delle strutture sperimentali standard 
La quantità delle resine a scambio ionico è ben nota e, previo un processo di 
accurata rigenerazione, esse possono essere trattate come residui a bassa attività. 
Attrezzi, ripiani per la conservazione, ecc. forniranno solo quantità minime di 
materiale leggermente attivato dopo la decontaminazione. Per la rimozione delle 
strutture sperimentali standard, i calcoli previsionali sono basati sulla situazione del 
1991. 
9. Rilevamento radiologico generale delle parti rimanenti del sistema 
Si prevede che il rilevamento radiologico finale del sito rivelerà solo quantità 
minime di residui a basso livello di radioattività. 
10. Demolizione standard ai livelli necessari per il successivo uso del sito 
Questa operazione riguarda il materiale non attivato. 
La tabella 3 riporta le quantità stimate di residui suddivisi per categoria. I residui 
altamente e mediamente attivi possono essere temporaneamente immagazzinati presso il 
centro di smaltimento residui ECN. In caso di trasporto o immagazzinamento presso il 
centro COVRA di Borsele, la tabella 3 può essere tradotta in tabella 4. 
Globalmente, si prevede un volume di residui a media-alta attività di 5 m3 e 370 TBq 
(1 000 Ci) e residui a bassa attività di 120 m3 e 5,9 TBq (16 Ci). 
Tab 1: Programma operativo HFR nel lungo periodo (prima alternativa) 
Periodo, dal 1996 al 2010 
Anni dal 19. al 20 dal '% al '09 '10 '11 '12 •13 '14 '15 '16 '17 dal'18 al'30 
Contratto di leasing CEC / NL Durata rimanente dell'attuale contratto di leasing CEC / NL relativo all'HFR e al sito di Petten 
Ciclo di vita del contenitore HFR Prevista durata di \ ita residua del contenitore sotto pressione HFR n. 2 
<r> Smantellamento dell'HFR 
Preparazione 
Fasi 1 e 2 
Fase 3 
Periodo: dal 2031 al 2065 Prepara/ione 
Uso incondizionato del sito 
Anni: dal 20.. dal'31 al '61 •62 '63 '64 '65 
Contratto di leasing CEC / NL Proroga della durata rimanente dell'attuale contratto di leasing CEC / NL relativo all'HFR e al sito di 
I Petten 
Smantellamento dell'HFR 
Fase 3 Uso senza restrizioni del sito 
-y Tab. 2: Programma operativo HFR nel lungo periodo (terza alternativa) 
Periodo: dal 1996 al 2030 
Anni: dal 19. al 20.. dal '96 al '09 'IO '11 '12 '13 '14 '15 '16 dari7al'30 
Contratto di leasing CEC / NL Durata rimanente dell'attuale contratto di leasing CEC / NL relativo all'HFR e al sito di Petten 
Ciclo di vita del contenitore HFR Prevista durata di vita residua del contenitore sotto pressione HFR n. 2 Durata prevista del contenitore sotto 
pressione HFR n. 3 [esistente] 
Smantellamento dell'HFR 
Preparazione 
Sostituzione Preparazione 
Periodo: dal 2031 al 2065 
Anni: dal 20.. dal'31 al'43 '44 •45 '46 •47 •48 '49 '50 dal'51ar61 '62 '63 •64 '65 
Contratto di leasing CEC / NL Proroga della durata rimanente dell'attuale contratto di leasing CEC / NL relativo all'HFR e al sito di 
Petten 
Ciclo di vita del contenitore HFR Proroga della durata prevista del contenitore sotto 
in pressione HFR n. 3 
Smantellamento dell'HFR 
Preparazione 
Fasi 1 e 2 
Fase 3 Preparazione 
Uso senza restrizioni del sito 
Tabella 3: Ouantìtà previste di residui suddivise per categoria e a destinazione 
°<ì 1 Categoria 
Contenitore e attrezzature 
ausiliarie attorno al contenitore 
Calcestruzzo attivato 
| Attrezzature ausiliarie 
I contaminate 
I TOTALE Residui a media/alta radioattività S 
Casse standard (251) per residui contenenti 
Alluminio 
180 
180 
M . , Acciaio 
20 
20 KCi 
1.0 
1,0 fusti di 
2001 
200 
220 
130 
550 6001 
20 
20 Ci 
12 
2 
2 
16 
Tabella 4: Quantità previste di residui da immagazzinare presso il centro COVRA 
Numero di container 
di calcestruzzo 
Volume del container 200 1 600 1 
Dose equivalente / ora <2 mSv/ora >.2 mSv/ora 
<2.0 mSv/ora <2 mSv/ora >.2 mSv/ora 
<2.0 mSv/ora 
Contenitore e attrezzature ausiliarie attorno al contenitore 200 100 100 
Calcestruzzo attivato 150 
u? attrezzature ausiliarie contaminate 150 
TOTALE 500 100 100 
DETEC Berìcht Empfânger siehe 
Verteiler 
Titel: Expert Review of the Draft JRC Petten Document 
on Decommissioning of HFR Petten 
(Summarizing Report) 
Revision swhe 
RevtstonsUbersicht ULS Blattzahl Erstetter 
Datum PrOfer 
Erstausgabe 15 
Obcrgeordnetes Dokument Projekt-Nr. 
DN 154009 UVST 
DEI 40 Fretçabe ProfsktMMtar 
— Datum R!X 
f<^ *"TTtjnge 
hâÇ.pé 
ACK 
DMR 00062610 -00 
Funkbon Komponente 
DETEC Baugruppe Bau EB Lfd.Nr AG 
Interne Kannzeichnung: i-raer r,umr>er: ; 9025005 U UA 
BE 
Btatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Fonnbiatt 0E110.DOT / QM / 09.94 
A O 
Revisionsûbersicht 
Bum Beschreibung der Anderung rax/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 baachten Fortnbttt DE 102. DOT / QM / 09.9 
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 OIN 34 baachten Formatait DE103.DOT / QM / 09.94 
"£ 
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 
-ime 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 of 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 
00062610 - 00 
Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 bwchtsn FormbtattDE103.DOT/Qy/Oft! 
4 J 
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 HFR, staff and of personnel 
with specific HFR knowledge at authorities and in industry. 
That knowledge is about to disappear gradually. 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Forrnbiatt DE 103. DOT / QM / 09.9 
*H 
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 nò. 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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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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Blatt 
Schutzvermerk nach DIN 34 baacnten Formatait DE 103. 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 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 
"ery 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 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten 
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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Decommissioning of HFR Petten DNR R1X 
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Blatt 8 
Schutzvermerk nach DIN 34 baachten FormbtattDE103.DOT/QM/09) 
1Ï 
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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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR R1X 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beachten FormbiattDE103.DOT/QM/09.94 
\ % 
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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Decommissioning of HFR Petten DNR RIX 
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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
sai '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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Decommissioning of HFR Petten ONR 
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Schutzvermerk nach DIN 34 baachten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09.94 
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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: 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 
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of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
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Schutzvermerk nach DIN 34 baachten Formblatt DE103.DOT / QM / 09& 
2-1 
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 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 will 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 R1X 
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Schutzvermerk nach DIN 34 baachten Formbiatt DEI 03.DOT / QM / 09.94 
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 RIX 
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Schutzvermerk nach DIN 34 baacnten Forrnbiatt DE103.DOT / QM / 09.9* 
<?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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ISSN 0254-1505 
COM(97) 150 def. 
DOCUMENTI 
IT 12 15 14 05 
N. di catalogo : CB-CO-97-141-IT-C 
ISBN 92-78-18090-4 
Ufficio delle pubblicazioni ufficiali delle Comunità europee 
L-2985 Lussemburgo 
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