COMISSÃO DAS COMUNIDADES EUROPEIAS 
Bruxelas, 14.04.1997 
COM(97) 150 final 
RELATÓRIO DA COMISSÃO AO CONSELHO 
E AO PARLAMENTO EUROPEU 
sobre as condições a prever para o desmantelamento 
do Reactor de Alto Fluxo (HFR) de Petten 

O Conselho adoptou, em 27 de Junho de 1996, o Programa Complementar de 
Investigação a implementar pelo Centro Comum de Investigação para a Comunidade 
Europeia da Energia Atómica (1996-99), em conformidade com o artigo 7o do Tratado 
Euratom. 
Na adopção do referido programa, foi registada a seguinte declaração na acta do 
Conselho: 
"O Conselho toma nota da intenção da Comissão de continuar a constituir uma 
provisão para a desactivação, tal como já fez em anos anteriores, ao fixar as tarifas 
de serviços de irradiação Essa provisão virá juntar-se à que já foi fixada e será 
utilizada oportunamente 
Além disso, a Comissão examinará a questão da desactivação do HFR e 
apresentará relatório ao Conselho sobre esta matéria antes do final de 1996." 
A Comissão convida o Conselho e o Parlamento a tomar conhecimento do relatório em 
anexo 
RELATÓRIO DA COMISSÃO AO CONSELHO 
E AO PARLAMENTO EUROPEU 
sobre as condições a prever para o desmantelamento 
do Reactor de Alto Fluxo (HFR) de Petten 
Introdução 
A questão prática da desclassificação não se coloca de forma aguda para o HFR. As 
condições técnicas em que se encontra o reactor são muito boas, o que foi possivel graças 
a constantes melhoramentos e à renovação feita a tempo dos seus principais componentes. 
O tempo de vida residual da presente cuba do reactor - que foi substituída em 1984-1985 
e tem um período de vida projectado de 30 anos - permite o funcionamento do HFR até 
2015 e talvez mesmo mais, o que será confirmado pelas inspecções de rotina realizadas de 
três em três anos. Além disso, existe em reserva uma outra cuba de reactor devidamente 
autorizada - idêntica à presente cuba do HFR - que poderá ser utilizada numa nova 
operação de substituição da cuba. 
Assim, por volta do ano 2015, a Comissão poderá escolher entre três opções: 
- parar o funcionamento do HFR e propor a sua desclassificação; 
- fazer uma avaliação da situação exacta da cuba e decidir quanto ao prolongamento da 
vida do reactor com a cuba actual; 
- na sequência da avaliação da situação da cuba, decidir substituí-la 
Os Quadros 1 e 2 mostram os calendários de funcionamento a longo prazo do HFR 
correspondentes à primeira e à terceira destas opções 
A escolha entre estas opções exigirá um profundo trabalho de concertação com as 
autoridades responsáveis pela autorização dos Países Baixos, os Estados-membros que 
apoiem então o HFR e os clientes A decisão será tomada tendo especialmente em conta 
uma avaliação económica da viabilidade do reactor a efectuar nessa data 
Por esse motivo, o problema de decidir se deve ou não ser desclassificado o reactor HFR 
so se colocara a partir do ano 2015 e poderá mesmo não ser levantada antes de meados 
do proximo século No entanto, independentemente da data em que será tomada essa 
decisão, as características do HFR permitem fazer uma descrição do processo de 
desclassificação e avaliar o seu custo 
Este e o tema do presente documento, que foi submetido à análise de peritos [DETEC, 
Alemanha] Estes confirmaram a viabilidade da presente proposta e as estimativas quanto 
aos volumes de resíduos inicialmente previstos (A DETEC é uma empresa reconhecida e 
de grande experiência no domínio da desclassificação, filial da SIEMENS e da NUKEM) 
Os comentários dos peritos foram incluídos no relatório da Comissão. Considerámos 
também ser útil juntar a versão original, em inglês, do relatório técnico da DETEC. 
-i CX 
I. Âmbito 
O presente estudo preliminar tem por objectivo definir as principais fases da 
desclassificação do HFR em Petten, com base na Safety Series n° 74 "Safety in 
Decommissioning of Research Reactors" da Agência Internacional da Energia Atómica, 
Safety Guide, 1986. Faz também referência às medidas previstas para o desmantelamento 
e a desclassificação do HFR, e dá uma estimativa aproximada das quantidades de resíduos 
e dos custos associados. 
II. Fases da desclassificação 
Considera-se que o processo de desclassificação tem início com o encerramento final do 
reactor HFR e termina com a restituição do terreno ocupado pelo reactor para toda e 
qualquer utilização. 
O processo é formado de três fases: 
Fase 1 - Armazenagem controlada 
Durante e após esta fase, é necessária uma vigilância contínua do reactor 
As principais actividades consistem em: 
- remoção do combustível 
- remoção dos refrigerantes e de outros materiais irradiados ou fracamente radioactivos 
facilmente retiráveis 
Estas operações são fáceis de efectuar nas instalações existentes no local e com custos 
razoavelmente baixos 
lase 2 - Utilização restrita do terreno 
Depois de concluída a primeira fase, e em consequência das actividades de 
desclassificação, algumas partes do terreno podem ser recuperadas para utilização, sujeita 
a limitações, enquanto que as restantes partes do reactor e do terreno serão objecto de 
armazenagem controlada 
As principais actividades consistem em 
- descontaminar todas as areas facilmente descontamináveis 
- selar fisicamente as restantes areas que contenham radioactividade. 
Estas actividades devem incluir a remoção da cuba do reactor e de todos os componentes 
irradiados ou altamente contaminados próximos da cuba, na piscina (tubos de irradiação), 
no circuito primário, e remoção das partes irradiadas ou contaminadas do revestimento da 
piscina e das paredes de betão, bem como a selagem de todas as partes que possam ainda 
conter radioactividade 
Todas as acções necessárias podem ser efectuadas com pessoal e know-how interno 
(incluindo o Energiecentrum Nederland - ECN) Os resíduos seriam enviados para a 
instalação neerlandesa de eliminação COVRA (Centrale Organisatie voor Radioactief 
AfVal), mesmo que uma pequena parte tenha que ser armazenada temporariamente na 
instalação para resíduos de actividade média do ECN antes do envio para a instalação 
COVRA 
Fase S - Utilização do terreno para todos os fins 
Nesta fase, está completada a desclassificação do reactor. Todos os materiais 
radioactivos, equipamento e estruturas foram descontaminados ou transferidos para a 
instalação neerlandesa de eliminação COVRA. Efectua-se então uma verificação final da 
radiação, para ter a certeza de que não fica no local nenhuma radioactividade residual. O 
terreno é depois declarado apto para todo e qualquer tipo de utilização e não são 
necessárias mais inspecções nem ensaios de rotina. Os edificios e o terreno deixam de 
estar sujeitos à legislação em matéria nuclear. 
Depois de desligados da obrigação de respeitar a legislação nuclear, o terreno e os 
edifícios podem ser utilizados para qualquer fim e dar origem a receitas. Caso contrário, 
os custos decorrentes da fase 3 serão associados à gestão normal de edifícios de carácter 
geral. 
Propõe-se a passagem imediata à fase 3 assim que esteja concluída a fase 2. Segundo os 
peritos, as vantagens de um processo de desclassificação sem interrupções até ao fim da 
fase 3 são consideráveis em comparação com um cenário em que se passe à fase 3 após 
um período de interrupção 
Custos da desclassificação: 
- preparação e contactos com as autoridades que emitem a licença: 2 MECU 
- preparação e execução dos trabalhos (a capacidade deve ser 
mantida, nos termos do actual contrato com o ECN, cerca de 
1,5 anos): 14 MECU 
- eliminação dos residuos (COVRA) 9 MECU 
- Total (estimativa aproximada) 25 MECU 
III. Ordem pela qual serão realizadas as acções 
As actividades de desactivação do HFR baseiam-se na experiência adquirida com a 
substituição da cuba em 1984-1985 Toda a operação foi levada a efeito, nessa data, pelo 
habitual pessoal técnico e de manutenção e com o contributo dos utilizadores do HFR e 
do grupo de trabalho no local 
Com base nas quantidades de residuos manipulados durante a substituição da cuba em 
1984. a abordagem geral apresenta as seguintes fases: 
0. Remoção dos elementos de combustível 
Os elementos de combustível são armazenados em segurança noutro local ou 
transferidos para uma instalação de reprocessamento 
/. Remoção de todo o equipamento auxiliar e mecanismos situados dentro da cuba e 
na sua proximidade 
Prevê-se que um equipamento auxiliar muito semelhante dê origem à mesma 
quantidade de residuos 
2. Remoção destrutiva de tubos de irradiação e outras ligações "fixas " com a cuba 
(estruturas de contenção, etc.) 
Quantidades iguais deverão ser produzidas pelos tubos de irradiação e outras 
estruturas "fixas", com uma percentagem um pouco maior de partes de actividade 
média devido à utilização de cavilhas e anéis em aço inoxidável. A quantidade do 
material em aço inoxidável é muito pequena devido à ausência de foles. Contudo, há 
agora uma maior quantidade de materiais de espessura superior a 3cm que devem 
ser tratados como resíduos especiais. 
3. Remoção da cuba 
A quantidade de material proveniente da própria cuba de pressão será menor, mas 
de maior espessura. 
4. Remoção das partes irradiadas dos tubos de irradiação 11 e 12 e de partes do 
revestimento da piscina com manchas radioactivas 
A quantidade de resíduos dos tubos de irradiação 11 e 12 é reduzida devido à 
simplificação da construção; o material de revestimento da piscina representa 10% 
do total. 
5. Remoção do betão irradiado das paredes da piscina em torno das aberturas de 
passagem dos tubos de irradiação 
Assume-se que a "profundidade de penetração" do betão irradiado em torno das 
aberturas de passagem dos tubos de irradiação é de cerca de 30 cm 
6. Remoção do betão contaminado sob o revestimento do fundo da piscina 
Para o betão situado sob o revestimento do fundo da piscina, que seja contaminado 
em resultado de fuga, assume-se também uma espessura de 30 cm. Nas paredes 
verticais, so se suspeita de contaminação do betão situado na proximidade das 
entradas da piscina 
7. Descontaminação extensiva de toda a canalização do sistema primário e de 
refrigeração da piscina 
A descontaminação da canalização do sistema primário e de refrigeração da piscina 
produzira apenas fluidos radioactivos de descontaminação. O material em si mesmo 
não e radioactivo O mesmo e valido para os sistemas auxiliares como os sistemas 
de drenagem de agua quente e escaldante 
X. Remoção de equipamento auxiliar irradiado e ou contaminado (resmas de permuta 
lonica, utensílios, etc.) e instalações experimentais normais 
As quantidades de resinas de permuta ionica são bem conhecidas, e após uma 
regeneração completa podem ser tratadas como resíduos de fraca actividade. Os 
utensílios, prateleiras de armazenagem, etc produzirão apenas quantidades mínimas 
de material fracamente radioactivo após a descontaminação. Para a remoção das 
instalações experimentais normais, as estimativas são baseadas na situação em 1991. 
9. ( \mtrolo radiológico geral das restantes partes do sistema 
O controlo radiológico final de toda a instalação pode apenas dar origem a 
quantidades mínimas de residuos fracamente radioactivos. 
10. Demolição normal para os níveis exigidos para uma futura utilização das 
instalações 
Esta operação aplica-se aos materiais não radioactivos. 
4 
O Quadro 3 indica as quantidades previstas de resíduos subdivididos por categorias Os 
resíduos de alta e média actividade podem ser armazenados temporariamente na instalação 
de resíduos do ECN No caso de transporte e armazenagem na instalação COVRA 
Borsele, ver Quadro 4. 
De um modo geral, prevêem-se 5 m" de resíduos de alta e média actividade e 370 TBq 
(1 000 Ci) e 120 nr de resíduos de fraca actividade e 5,9 TBq (16 Ci) 
Quadro 1 : Calendário operacional a longo prazo do HFR (1" opção) 
Período : 1996 a 2030 
Ano:19 ou 20 <>6 a (19 10 II 12 13 14 15 16 17 18 a 30 
Contraio de leasing' CCI. NI Yn.«d.< rcM.inlc d.- .utu.il v.im.it.- ik le i-mi- CCI NI sobre o 111 R e o estabelecimento de Petten 
Duração d.i uib.i do reactor HI K PCII.KI.- restante de \ ida pteusla da uiba de pressão n' 2 do III R 
O l)eselas.silkav.u-do III R 
Preparação 
Fase 1 e 2 
1 ase 3 
Período : 2031 a 2065 Preparação 
l 'tilizaçâd do terreno para todos os tins 
Ano : 20.. 31 a 61 62 6.3 64 65 
Contrato de "leasing"' CCF. NI. Continuação durante o período restante do actual contrato de "leasing" CCF "NL sobre o HFR e o estabelecimento de Petten 
Desclassificação do HFR 
Fase 3 Continuação da utilização do terreno para todos os fins 
Quadro 2 : Calendário operacional a longo prazo do HFR (3* opção) 
Período: 1996-2030 
Ano 19 a 20 «H> a o«) 10 11 12 13 14 15 16 17 a 30 
Contrato de "leasing" CCF. NI IVTKKIO restante d.- actual viitralo de lc.is.un-. CCI. NI sobre o HFR e o estabelecimento de Petten 
Duração da cuba do react i>r III R Período restante dc \tda prevista da cuba dc pressão n" 2 do HFR Duração prevista da cuba n° 3 
(existente) do reactor HFR 
Sulistnutção da cuba do HFR 
Preparação 
Substituição 
V Período : 2031 - 2065 Preparação 
Ano : 20. 31 a 43 44 45 46 47 48 49 50 51 a61 62 63 64 65 
Contrato de "leasing" CCF NI. Continuação do período restante do actual contrato de "leasing" CCE NL sobre o HFR e o estabelecimento de Petten 
Duração da cuba do reactor HFR IXiração pre\ista da cuba n° 3 do reactor, continuação 
Desclassificação do HFR 
Preparação 
Fase I e 2 
Fase 3 Preparação 
l Hili/ação do terreno para lodos os tins 
Quadro 3 : Quantidades previstas de residuos : subdivisão por categorias e ou destino 
C*J Categoria de resíduos 
Cuba e equipamento auxiliar em torno da 
cuba 
Betão irradiado 
Equipamento auxiliar contaminado 
TOTAL Residuos de alto/médio nível radioactivo 
Caixas normalizadas de residuos (25 1) contendo 
Alumínio 
180 
-
-
180 Aço inoxidável 
20 
-
-
20 kCi 
1,0 
-
-
1,0 Resíduos de fraco nível radioactivo 
Tambores de 
200 1 
200 
220 
130 
550 6001 
20 
-
-
20 Ci 
12 
2 
2 
16 
Quadro 4 : Quantidades previstas de residuos a armazenar na instalação COVRA 
u> • 
Volume do contentor 
Equivalente de dose/h 
Cuba e equipamento auxiliar em torno da 
cuba 
Betão irradiado 
Equipamento auxiliar contaminado 
TOTAL Número de contentores de betão ! 
200 1 
< 2 mSv/h 
200 
150 
150 
500 > 2 mSv/h 
< 2.0 mSv/h 
-
-
-
-6001 
< 2 mSv/h 
100 
-
-
100 > 2 mSv/h 
< 2.0 mSv/h 
100 
-
-
100 
DETEC Bericht Empfànger siehe 
Verteiler 
Titel: Expert Review of the Draft JRC Petten Document 
on Decommissioning of HFR Petten 
(Summarizing Report) 
Revision sieh« 
Revtsionsubersicht ULS Blattzahl Erstdter 
Datum Prufer 
Datum Fretgabe ProjekUeiter 
_ Datum RIX 
Erstausgabe 15 :*^Ghq* 
Utffcf 
ubergeofdnetes Dokument ProfeW-Nr. 
DN 154009 UVST 
DE140 ACK 
DNR 00062610 -00 
Funktton Komponente 
DETEC Baugaippe Bau EB Lfd.Nr. 
Irtefne Kennzachnung: rner r.umne: 5025005 AG UA 
u BE 
BUG 
Schutzvermerk nach DIN 34 beachten Formbtatt DE110.DOT / QM / 09.94 
/)o 
Revisionsûbersicht 
Blatt Beschreibung der Ânderung R1X / Datum 
all First issue 00/29.08.96 
DETEC Expert Review 
of the Draft JRC Petten Document on 
Decommissioning of HFR Petten DNR 
00062610 RIX 
- 00 
Blatt 
Schutzvermerk naefc DIN 34 beachten Formbtatt DE102.DOT / QM / 09.9* 
ï 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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00 
Blatt 
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4L 
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-
Da 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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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 HFF>, staff and of personnel 
with specific HFR knowledge at -authorities and in industry. 
That knowledge is about to disappear gradually. 
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* V 
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
turnee to the former owner for unrestricted site use. 
- -osi dismantling work will be performed by the HFR operating 
staff. 
aii costs are calculated on 1996 price level. 
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Schutzvermerk nach DIN 34 beacrrten Formbtatt DE103.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. AT/R, FR-2 and MZFR) a 3-stage strategy guided by the gra-
ze 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 
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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. 
r/Je 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 
nave based our cost review on a decontamination strategy just 
outlined above. 
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•1 % 
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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*5 
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 
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: 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 DNR 
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SchutzvermerK nacn DIN 34 beachten Formbtatt DE103.DOT / QM / 09.& 
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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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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. 
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 ana 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 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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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. 
Up 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 0257-9553 
COM(97) 150 final 
DOCUMENTOS 
PT 12 15 14 05 
N.° de catálogo ; CB-CO-97-141-PT-C 
ISBN 92-78-18092-0 
Serviço das Publicações Oficiais das Comunidades Europeias 
L-2985 Luxemburgo 
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