A continuación se resumen los resultados de los estudios de los edificios extraídos del Informe de caracterización de edificios (apéndice C). Los niveles de radiactividad residual medidos en el edificio se resumen para suelos, paredes y techo por medio/sustrato (hormigón, metal, placas de yeso laminado, etc.) para barrido, frotis (extraíble) y actividad total de punto fijo en el Apéndice C, Tablas 3- 5 a 3-15 para PAOC-1 a PAOC-10, respectivamente. Estos resultados se utilizaron para apoyar la identificación de ubicaciones candidatas para el muestreo volumétrico y el análisis radioquímico de acuerdo con los siguientes criterios:

• Los resultados máximos de exploración registrados en cada cuadrícula de sondeo se compararon con la actividad de fondo de referencia para ese sustrato. Las ubicaciones que superaban 2 veces la actividad de fondo de referencia se señalaban como ubicaciones candidatas para el muestreo y el análisis volumétrico.
• La actividad removible de punto fijo determinada mediante el recuento de frotis recogidos en 100 cm2 se convirtió a dpm/100 cm2. Los resultados que superaban los Criterios de Liberación Superficial RCB más bajos para la actividad removible (14 dpm/100cm2 alfa y 4.670 dpm/100cm2 beta/gamma, véase el Cuadro 5-1) se marcaron como ubicaciones candidatas para el muestreo y el análisis volumétrico para cada sustrato/PAOC.
• Se tabularon las mediciones estáticas de punto fijo de la actividad alfa y beta/gamma total en cpm para compararlas con un valor de cribado calculado (CSV) en cpm correspondiente a los Criterios de Liberación Superficial RCB más bajos para los emisores alfa (14 dpm/100cm2) y beta/gamma (4.670 dpm/100cm2) como sigue:
  • Para emisores alfa CSV (cpm) = (14 dpm/100cm2 * Eficiencia del instrumento) + Actividad de fondo de referencia (cpm)
  • Para emisores beta/gamma CSV (cpm) = (4.670 dpm/100cm2 * Eficiencia del instrumento) + Actividad de fondo de referencia (cpm)
    Las ubicaciones que presentaban una actividad de punto fijo superior al CSV se marcaron como ubicaciones candidatas para el muestreo y el análisis volumétrico.
• Además de los criterios anteriores, se seleccionaron ubicaciones aleatorias para el muestreo para el análisis volumétrico de cada sustrato/PAOC. Estas ubicaciones aleatorias se seleccionaron en función de:
  • la solicitud del OCR de muestreo y análisis adicionales (por ejemplo, en PAOC-2, PAOC-4, PAOC-7 y PAOC-8) necesarios para alcanzar el 95 por ciento de confianza en el cumplimiento de los Criterios Volumétricos de Emisión del OCR del NMED; y
  • a discreción de la CN, para confirmar la actividad volumétrica en cada tipo de sustrato/material de construcción dentro de cada PAOC, independientemente de los resultados de la exploración y del cribado de punto fijo

De los 2.056 resultados de frotis de los 10 PAOC, ninguno indicó la presencia de actividad alfa o beta/gamma removible que excediera los Criterios de Liberación Superficial RCB aplicables más bajos para emisores alfa o beta/gamma. Además, ninguno de los resultados de actividad total de punto fijo para beta/gamma superó los Criterios de Liberación Superficial RCB aplicables más bajos para emisores beta/gamma. Como resultado, el muestreo y el análisis volumétrico se basaron en gran medida en la identificación de lugares donde:

• El valor máximo de exploración registrado fue 2 veces superior a la actividad de fondo de referencia.
• Cuando el resultado estático de punto fijo para la actividad alfa total superó el VSC (en cpm).
• En ubicaciones aleatorias seleccionadas para confirmar la actividad volumétrica, incluso cuando los resultados del estudio indiquen niveles de actividad inferiores a 2 veces el fondo de referencia, los criterios de cribado de superficie de RCB y/o los CSV.

El empleo de estos criterios dio lugar a la recogida y análisis de 139 muestras, de las cuales aproximadamente dos tercios de los análisis radioquímicos se realizaron para emisores alfa y un tercio para emisores beta/gamma. De los 668 análisis de laboratorio realizados en 139 muestras, 567 (aproximadamente el 85%) se notificaron como "U", no identificados por encima de los CDM.

El 15% restante de los análisis con actividad notificada por encima de un MDC se notificaron a niveles muy inferiores a los Criterios de Liberación Volumétrica del RCB para radionucleidos autorizados. Las dos muestras con mayor actividad notificada que se aproximaron a los Criterios de Liberación Volumétrica del RCB fueron las muestras de suelo de hormigón 6-NE-F-7-RS y 6-NE-F-8-RS, con niveles de Cs-137 de 4,2 pCi/g y 4,8 pCi/g, respectivamente, en comparación con los Criterios de Liberación Volumétrica del RCB de 6,6 pCi/g. Estas dos muestras se recogieron en el suelo de hormigón del PAOC-F-7-RS y 6-NE-F-8-RS, respectivamente. Estas dos muestras se recogieron en el suelo de hormigón de PAOC-6NE adyacente a un corte en la losa del suelo donde se había retirado tierra contaminada con Cs-137 durante acciones correctoras anteriores.

La mayoría (88 por ciento) de los radionucleidos detectados notificados por encima de los MDC estaban asociados con el uranio (U-234, U-235 y U-238) a niveles de sólo una fracción del Criterio de Liberación Volumétrica RCB (por ejemplo, la concentración más alta notificada de U-235 a 0,0504 pCi/g estaba en una muestra de suelo de hormigón (5E- F-4-C) en comparación con el Criterio de Liberación Volumétrica RCB de 4,82 pCi/g para U-235). Una revisión de todos los resultados de uranio del edificio indicó que el porcentaje medio, y las incertidumbres asociadas (a una desviación estándar), de U-234, U-235 y U-238 no son incompatibles con el porcentaje de uranio natural según lo informado por el Oak Ridge Institute for Science and Education (ORISE, 2012).

Una muestra de hormigón del techo en PAOC-6SE (PAOC-6-C-C-254) indicó una detección de bajo nivel de Cs-137 a 0,395 pCi/g, muy por debajo del Criterio de Liberación Volumétrica RCB (6,6 pCi/g).

El único otro radionucleido autorizado que se notificó en las pruebas de edificios en niveles superiores a los MDC de alguna importancia fue el tritio. Se notificó tritio en cinco localizaciones: una en PAOC-6NE (muestra de suelo 6NE-F-56-C) con 1,64 pCi/g; dos en PAOC-5E (pared 5E-W-S-67-B-M y pared 5E-W-W-33-M con 1,45 pCi/g y 1,59 pCi/g, respectivamente); y dos en PAOC-5W (suelo 5W-F-30-C y pared 5W-W-E-52-A-M con 1,02 pCi/g y 2,58 pCi/g, respectivamente). El criterio de liberación volumétrica RCB para H-3 es de 64,8 pCi/g.

El descubrimiento por parte de CN de un registro en los archivos del edificio durante los trabajos de caracterización indicaba un vertido notificado de 1 uCi de tritio en el suelo de la "zona de montaje" en 1970. Aunque se informó de que el vertido se había limpiado hasta alcanzar niveles residuales inferiores a 3E-05uCi de tritio (según lo detectado en una muestra de limpieza), las detecciones de bajo nivel de tritio en PAOC-5 y PAOC-6 justificaban una evaluación adicional para determinar si podían quedar niveles más altos de tritio residual en estas zonas.

En consulta con el RCB, CN llevó a cabo estudios adicionales de PAOC-5 y PAOC-6 utilizando un Ludlum Modelo 2350-1 con una sonda de gas sin ventana 44-110 para recoger recuentos estáticos de punto fijo de un minuto en un espaciado de dos pies sobre una cuadrícula de 90 pies (9x10 pies) en y alrededor de cada área de detección y en cuatro ubicaciones adicionales en PAOC-6. Este instrumento fue capaz de detectar tritio a un MDA de 450 a 700 dpm/100cm2 frente a los Criterios de Liberación Superficial del RCB de 1,14E+08 dpm/100cm2 (ver Tabla 5-1). Este instrumento fue capaz de detectar tritio a un MDA de 450 a 700 dpm/100cm2 frente a un Criterio de Liberación Superficial RCB de 1,14E+08 dpm/100cm2 (ver Tabla 5-1). El nivel más alto de actividad detectado en estos estudios fue de 25.103 dpm/100cm2 en una cuadrícula adicional en PAOC-6NE. Estos resultados proporcionaron un nivel razonable de seguridad de que no hay presentes niveles más altos de tritio residual en las superficies de los edificios a niveles que se acercarían a los Criterios de Emisión RCB.

Otras detecciones esporádicas de bajo nivel notificadas en los resultados de laboratorio, y/o incertidumbres en los resultados notificados a niveles inferiores a los MDC se notificaron para Am-241, C-14 y Cu-244. Los niveles muy bajos de actividad notificados en estas muestras, y/o la presencia de análisis complementarios de materiales de construcción para los mismos radionucleidos en el mismo PAOC, sugieren que los niveles de actividad notificados de estos radionucleidos son poco significativos con respecto a los Criterios de Liberación Volumétrica RCB y están dentro del rango esperado de potencial de resultados falsos positivos (en menos del cinco por ciento de las detecciones).

CN concluyó que los resultados combinados de los estudios y análisis radioquímicos de los materiales de construcción en las zonas de mayor potencial de impacto residual de material radiactivo autorizado (PAOC-1 a PAOC-10) proporcionan pruebas suficientes de que las superficies de los edificios cumplen los criterios de superficie y volumétricos de RCB para la liberación sin restricciones. Aunque estos resultados indicaron niveles por debajo de los adecuados para la liberación de DCGL, el titular de la licencia ha asumido de forma conservadora que el hormigón inmediatamente adyacente al corte en la losa del suelo donde permanecen los impactos de Cs-137 en el suelo y donde se registraron los niveles más altos de actividad en todas las muestras del edificio, se gestionará como LLRW junto con el suelo impactado por Cs-137.

Los resultados de los estudios y la caracterización de las superficies exteriores del terreno (concreto, asfalto y suelo superficial) se resumen a continuación a partir del Informe de Superficie Exterior del Terreno (CN, 2021a). El exterior del emplazamiento se dividió en 10 Áreas de Estudio (Áreas de Estudio 1-10, Figura 13-1). Los resultados del estudio de barrido se evaluaron por comparación con las lecturas de referencia y de fondo del área local y se complementaron con la recopilación de mediciones estáticas de punto fijo para la actividad gamma total en todos los lugares que presentaban una actividad gamma elevada por encima del fondo de referencia. El rango y el promedio de actividad gamma para las áreas de fondo de referencia y las mediciones del estudio del sitio para suelo (dentro y fuera del sitio), asfalto y concreto se resumen en la Figura 13-2.

Se trazaron mediciones estáticas de punto fijo para la actividad gamma total en 10 áreas de estudio que cubrían la totalidad de las superficies exteriores del terreno del emplazamiento (Áreas de estudio 1-10). La actividad gamma total se traza como una fracción del Criterio Volumétrico RCB más bajo para emisores gamma, Cs-137 a 6.6 pCi/g y se usó como herramienta de selección para identificar áreas de actividad gamma más alta como ubicaciones candidatas para evaluación adicional. Los resultados se muestran en las Figuras 13-3 a 13-11. Nótese que los resultados para el Área de Estudio 7, el muelle de carga, fueron evaluados de manera similar a los estudios de caracterización de edificios basados en la instrumentación de sonda dual utilizada y no están incluidos en una figura (ver CN, 2021a). Las fracciones calculadas se resaltaron con una coloración gradual como sigue:

• De verde oscuro a verde claro indica que las fracciones son negativas a cero.
• De verde claro a amarillo indica fracciones de cero a menos de 1,0.
• De amarillo a naranja indica fracciones de 1,0 a menos de 2,0.
• El rojo indica fracciones cercanas a 2,0 o superiores.

Como se indica en las Figuras 13-3 a 13-11, el sombreado verde a amarillo sobre la mayoría de las Áreas de Estudio 1-10 sugiere que la actividad gamma total es una pequeña fracción del Criterio de Liberación Volumétrica RCB para Cs-137 y por lo tanto de baja importancia relativa. El sombreado amarillo a naranja o rojo indica una actividad gamma total igual o superior a los Criterios Volumétricos RCB para Cs-137 y representa lugares de mayor importancia relativa. Las localizaciones de mayor actividad gamma total observada (rojo) se identificaron en el Área de Estudio 5 (Figura 3-6, fracciones de 2 a 4) y en el Área de Estudio 8 (Figura 3-8, dos localizaciones G95 y G140 donde la fracción era 10 y 140, respectivamente). Los resultados de la evaluación adicional de las localizaciones G95 y G140 indicaron que la fuente de la actividad elevada era mineral de uranio natural en el material de relleno.

La correlación de los resultados de la encuesta del Área de Estudio 5 con los de la encuesta gamma de mayo de 2009 del sitio (Figura 13-12) reportados en investigaciones previas indicaron un patrón similar de lecturas gamma elevadas en el lado oeste del edificio que se atribuyó previamente a las "jardineras y características del edificio" como la mampostería del patio, etc.

Las localizaciones que mostraban grupos de lecturas gamma elevadas en las áreas de estudio 2-6, 9 y 10 y/o vías de drenaje se evaluaron además para Am-241 mediante la realización de estudios FIDLER en una serie de localizaciones de punto fijo en la misma cuadrícula empleada para los estudios gamma en cada área de estudio. Los resultados de los estudios FIDLER indicaron una actividad coherente con el fondo de referencia en todas las zonas estudiadas (véase CN, 2021a).

Las ubicaciones marcadas con un círculo en las Figuras 13-3 a 13-11 representan ubicaciones seleccionadas para la recogida de muestras de suelo, hormigón y asfalto para el análisis de laboratorio de radionucleidos autorizados. Las ubicaciones de las muestras se seleccionaron generalmente para que correspondieran con las ubicaciones de mayor actividad gamma total en relación con las ubicaciones circundantes. Una excepción a esto fue en el Área de Estudio 9 en el lado este del edificio donde los círculos amarillos indicaban 24 ubicaciones de muestras (Figura 13-10, seis transectos de cuatro muestras) recogidas a lo largo de transectos para evaluar más a fondo el potencial de C-14 en el suelo asociado con el derrame en los remolques de dosimetría anteriormente ubicados en el lado este del edificio (como se informó en la HSA (CN, 2022c)).

Se recogió un total de 121 muestras de suelo, hormigón y asfalto en las Áreas de Estudio 1 a 10 y se enviaron para análisis de laboratorio de los radionucleidos objetivo autorizados. Los resultados de laboratorio de los 773 análisis completados se resumen en la Figura 13-13 y se indican:

• En el 65% (501) de los análisis, los radionucleidos objetivo se notificaron como no identificados (U) en concentraciones superiores a los CDM.
• En el 4% (30) de los análisis, se notificaron radionucleidos objetivo en concentraciones superiores a la incertidumbre e inferiores a los CDM.
• En el 31% (240) de los análisis, se notificaron radionucleidos diana en concentraciones superiores a los CDM. De esos radionucleidos diana notificados por encima de los CDM:
  • El 77% corresponde al U-234, U-235 y U-238.
  • El 18% fueron para Cs-137.
  • El 5% eran niveles bajos de Am-241, Cf-252, Pu-238/239, Sr-90 y H-3.

Los bajos niveles de Am-241, Cf-252, Pu-238/239, Sr-90 y H-3 se atribuyeron a posibles detecciones de falsos positivos, ya que los resultados no se reprodujeron en el análisis por duplicado o se verificaron en concentraciones muy bajas cuya identificación es incierta. En todos los casos, los bajos niveles de estos radionucleidos objetivo se registraron a niveles muy inferiores a los Criterios de Liberación Volumétrica RCB.

Los niveles notificados de Cs-137 eran coherentes con los niveles de fondo de referencia, los niveles notificados en Nuevo México de lluvia radiactiva (Englert, D. & Ford- Schmid, R., 2007) y notificados a niveles muy por debajo de los Criterios de Liberación Volumétrica RCB.

Las concentraciones medias de isótopos de uranio (U-234, U-235 y U-238) notificadas en suelo, hormigón y asfalto se expresan como porcentaje del uranio total en la Tabla 13-4. Estos resultados se comparan con el porcentaje de uranio notificado por ORISE (ORISE, 2012) como natural y con el notificado en muestras de materiales de construcción evaluados in situ (CN, 2021). Esta comparación indica que los porcentajes de uranio en el suelo, el hormigón y el asfalto son coherentes con el uranio natural y/o con el registrado en los materiales de construcción del emplazamiento.

Tabla 13-4: Porcentaje de uranio en el suelo exterior, hormigón y asfalto en comparación con el uranio presente de forma natural en ORISE y los materiales de construcción del emplazamiento

Los resultados de las pruebas de laboratorio del suelo, el hormigón y el asfalto indicaron que las concentraciones de los radionucleidos autorizados estaban por debajo de los Criterios de Liberación Volumétrica RCB en todas las ubicaciones excepto en G95 y G140 en el Área de Estudio 8. Las pruebas analíticas del suelo en las localizaciones G95 y G140 del Área de Estudio 8 indican que la elevada actividad gamma está asociada con la presencia de uranio (U-234, U-235 y U-238) que se encontró asociado con mineral de uranio natural en estas dos localizaciones.

Las dos ubicaciones de actividad gamma elevada identificadas en el área de estudio 8 se localizaron en G95 (60.000 cpm, trazado como fracción de 10) y G140 (511.000 cpm, trazado como fracción de 139). La localización G95 se correlaciona con una grieta en el asfalto en el área de estudio 8. La localización G140 se encontraba en una zona sin pavimentar dentro de un cobertizo situado en el límite sur del área de estudio 8.

La evaluación adicional de G95 y G140 se completó con la retirada manual del asfalto, la excavación del suelo, el cribado del suelo y la recogida de muestras para su análisis en laboratorio. La lectura gamma total del suelo excavado bajo la grieta de asfalto en G95 fue de hasta 37.000 cpm, mientras que los trozos de fragmentos de roca negra con decoloraciones verdes y amarillas indicaron una actividad gamma de hasta 850.000 cpm por contacto utilizando un detector NaI 3×3 (CN, 2021c).

Del mismo modo, el suelo excavado a una profundidad estimada de 15 cm por debajo de la superficie del suelo en G140 en el cobertizo mostró lecturas gamma totales de hasta 425.000 cpm y trozos más grandes de fragmentos angulares de roca negra con decoloraciones verdes y amarillas indicaron lecturas gamma totales de hasta 616.000 cpm o 3 mR/h a 15 cm utilizando un medidor Ludlum Modelo 19 micro-R (CN, 2021c).

Ambas excavaciones alcanzaron una anchura estimada de 2×2 pies y una profundidad de 1,5 pies. Se retiraron, contuvieron y eliminaron fuera del emplazamiento unos 10,5 pies cúbicos de tierra afectada. Las muestras de suelo recogidas en el suelo y en cuatro paredes (norte, sur, este y oeste) de cada excavación fueron analizadas y mostraron una actividad gamma cercana, pero distinguible del fondo de referencia (24.000 cpm). Las muestras de los fragmentos angulares de roca negra con decoloraciones verdes y amarillas y las muestras de suelo posteriores a la excavación de las paredes y el suelo de las excavaciones en G95 y G140 se enviaron para su análisis en laboratorio de los radionucleidos objetivo autorizados (CN, 2021c).

El porcentaje de isótopos de uranio notificado en las muestras de fragmentos de roca analizados por espectroscopia alfa de G95 y G140 con respecto a los porcentajes notificados por ORISE para el mineral de uranio natural se presenta en la Tabla 13-5. Estos resultados sugieren que los fragmentos de roca descubiertos en G95 y G140 tenían una composición similar a la del mineral de uranio natural. Estos resultados sugieren que la composición de los fragmentos de roca descubiertos en G95 y G140 era similar a la del mineral de uranio natural.

Tabla 13-5: Comparación del porcentaje de isótopos de uranio en el mineral del emplazamiento con el mineral de uranio de origen natural

Comparación del porcentaje de isótopos de uranio en mineral de yacimiento en G95 y G140 con ORISE Porcentaje Natural U
Isótopo	Muestra ESA-8-95 pCi/g	% U	Muestra EGS- 8-G140-UOR2 R pCi/g	% U	% U ORISE U natural
U-234	14,300	48.0%	6,190	48.3%	49.50%
U-235	786	2.6%	244	1.9%	2.30%
U-238	14,700	49.4%	6,390	49.8%	48.30%

La retirada de los fragmentos de mineral observados y del suelo circundante indicó una actividad gamma reducida en el suelo posterior a la retirada que se aproximaba a la de fondo. Los análisis de laboratorio de las muestras de suelo recogidas tras la retirada del suelo y las paredes de G95 y G140 indican concentraciones sustancialmente inferiores de isótopos de uranio en el suelo, con los niveles residuales máximos de U-235 en G95 y G140 reducidos por debajo de los Criterios Volumétricos RCB aplicables. Sin embargo, tanto las concentraciones mínimas como las medias de U-234 y U-238 permanecen en niveles superiores a los criterios comparativos para la liberación sin restricciones en G95 y G140 (Tabla 13-6).

Tabla 13-6: Área de estudio 8 - G95 y G140 Concentraciones de uranio (U-234, U-235 y U-238) posteriores a la eliminación

		G95 Post-Removal				G140 Post-Removal
Analito	NMED RCB Criterio de liberación volumétrica	Minio	Máximo	Media		Minio	Máximo	Media
U-233/234	7.8 1	15.1	43.0	27.0		12.3	41.5	23.9
U-235/236	4.82	0.7	2.1	1.2		0.6	2.8	1.3
U-238	8.4 1	14.2	42.3	26.1		12.0	42.7	24.8
1- Criterios comparativos para la liberación sin restricciones
En negrita valores superan liberación criterios

El titular de la licencia retirará los cimientos de los edificios y las superficies de hormigón y asfalto sobre el emplazamiento y completará la caracterización del suelo subyacente a estas áreas para confirmar la presencia o ausencia de impactos del material radiactivo de la licencia bajo estas superficies durante la fase 2. El titular de la licencia propone eliminar los impactos residuales del mineral de uranio en el subsuelo en los emplazamientos G95 y G140 durante la fase 3. Cualquier área adicional de impacto identificada bajo cimientos, hormigón o asfalto, si la hubiera, también se eliminará como parte del trabajo de la Fase 3.

El titular de la licencia inició la recuperación de todas las fuentes selladas contenidas en los pozos de calibración en noviembre de 2007 (TE, 2008). Se informó de que una fuente de Cs-137 había caído al fondo del HRW y no se había recuperado. Se detectó contaminación por Cs-137 suelto y se suspendió la recuperación de más fuentes (TE, 2008). Los pozos de calibración, incluida la fuente de Cs-137 rota que permaneció dentro del HRW, se retiraron y eliminaron adecuadamente fuera del emplazamiento en 2010 (ERM, 2011). Se descubrió contaminación del suelo por Cs-137 en concentraciones de hasta 1.220 pCi/g.

En 2012, se realizaron cuatro perforaciones y un conducto de PVC en el área que rodea la antigua HRW y se llevó a cabo un registro gamma para apoyar el modelado de la zona contaminada (ERM, 2012). Los resultados sugirieron que la zona contaminada tenía un diámetro estimado de 1,5 pies centrado en la antigua ubicación del HRW y se extendía hasta 19 pies por debajo de la superficie del suelo. Se observaron lecturas gamma elevadas a profundidades de 7, 11 y 19 pies bgs (ERM, 2012).

En 2013, la eliminación del suelo impactado por Cs-137 adyacente a la antigua HRW se llevó a cabo mediante excavación a 8 pies bgs y luego mediante el uso de una barrena dimétrica de dos pies centrada en la antigua HRW y avanzada en incrementos de tres pies para eliminar el suelo dentro de 2 pies de la antigua HRW de 8 a 24 pies por debajo del nivel del suelo (TIG, 2013). Se retiró una cantidad estimada de 11,8 yardas cúbicas de suelo impactado por Cs-137, que se contuvo y eliminó como LLRW fuera del emplazamiento. Se avanzaron cuatro boings de suelo adyacentes a los límites norte, sur, este y oeste de la zona de eliminación aumentada para la recogida y cribado de muestras de suelo para la actividad gamma y la selección para el análisis de laboratorio de muestras de suelo por espectrometría gamma. Los resultados indicaron impactos residuales de Cs-137 en el suelo a una concentración media de 1.595 pCi/g de 6 a 22 pies bgs con la concentración más alta reportada 7.960 pCi/g reportada a 18-22 pies bgs (TIG, 2013).

En el Apéndice D se incluye un informe de CN que resume los métodos y resultados de una caracterización detallada del Cs-137 residual en el suelo en la zona del antiguo HRW (CN, 2017). El trabajo incluyó la recogida de 20 muestras de suelo superficial en 10 ubicaciones dentro del corte de 7 x 11 pies en la losa del suelo y el avance de 30 sondeos de suelo hasta 28 pies por debajo del nivel del suelo dentro de un área de aproximadamente 6 pies x 6,5 pies que rodea el antiguo HRW. Los testigos de suelo se recogieron de forma continua desde la superficie hasta el fondo de cada sondeo(Apéndice D, Tabla 1- Resumen de sondeos de suelo).

Las muestras superficiales y los testigos se inspeccionaron con instrumentos portátiles de inspección sobre el terreno, se analizaron con un ISOCS para identificar y cuantificar la contaminación por radionucleidos y se sometieron a análisis de laboratorio para distinguir entre zonas contaminadas y no contaminadas. Los resultados indicaron una correlación perfecta (100% de acuerdo) entre el ISOCS y los análisis de laboratorio con respecto a la delimitación de las zonas contaminadas y no contaminadas(Apéndice D, Tabla 3- Resumen analítico de los sondeos del suelo).

Como resultado, se definió la extensión del suelo impactado por Cs-137 que requería eliminación hasta el nivel de fondo, tal como se resume a continuación.

Las concentraciones detectadas de Cs-137 en el suelo oscilaron entre 0,08 pCi/g y 3.510 pCi/g y promediaron 460 pCi/g en un área impactada centrada en el antiguo HRW que se extendía 4 pies en dirección este-oeste, 5 pies en dirección norte-sur y de 6 a 24 pies por debajo del nivel del suelo. El volumen total de suelo impactado por encima del fondo (suponiendo una expansión del 20% tras la excavación) se estimó en algo menos de 20 yardas cúbicas (CN, 2017). El alcance de los impactos residuales de Cs-137 en el suelo que requieren remoción durante la Fase 3 se resume en el Apéndice D, Figura 3.

Esta sección presenta un modelo conceptual del emplazamiento para guiar en la planificación de la futura restauración del emplazamiento que se completará durante el desmantelamiento del emplazamiento y las clasificaciones de apoyo para las áreas del emplazamiento basadas en la historia previa del emplazamiento, la caracterización y el trabajo de remediación completado empleando la metodología MARSSIM (NRC, 2000).

Las zonas impactadas del emplazamiento se limitan al suelo subsuperficial en tres localizaciones en las que los impactos residuales permanecen a niveles superiores a los Criterios de Emisión RCB. La fuente o fuentes de emisión en estos tres lugares (fuente de Cs-137 y mineral de uranio) han sido eliminadas. Además, la rehabilitación de los suelos en cada uno de los tres emplazamientos ha eliminado los niveles más altos de impacto y quedan residuos en el suelo que requieren una reducción a niveles de fondo o DCGL. Se ha desarrollado un modelo conceptual del emplazamiento para resumir la fuente, naturaleza y extensión de cada área impactada, como se describe a continuación, para apoyar la planificación de la rehabilitación durante el desmantelamiento del emplazamiento. En la Figura 13-14 se muestra un diagrama de bloques del modelo conceptual del emplazamiento.

En el caso de los impactos residuales en el suelo de la fuente de Cs-137 rota, la fuente estaba compuesta de sal de cloruro de cesio, la mayor parte de la cual estaba contenida en el HRW y se retiró durante la retirada del HRW. Se observó que el revestimiento del HRW se había roto debido a la corrosión, lo que provocó la migración de Cs-137 del pozo al suelo cercano. La retirada del suelo afectado en un diámetro de dos pies centrado en el antiguo HRW consiguió eliminar aproximadamente el 70% del cesio liberado en el suelo circundante. La extensión del impacto que permanece en el suelo por encima del fondo está muy bien definida en un volumen que se extiende lateralmente 1,2 m por 1,5 m y de 1,2 m a 1,2 m por debajo del nivel del suelo. El volumen de suelo impactado se estima de forma conservadora en 20 yardas cúbicas in situ. La ubicación del vertido bajo la losa del edificio ha minimizado la infiltración de precipitaciones en la zona del suelo impactado y, por tanto, la migración descendente a las aguas subterráneas.

Los estudios sobre el destino y el transporte del cloruro de cesio en el medio ambiente indican que incluso si el material se libera como una partícula seca, como la sal Cs- 137 de la fuente rota, el cesio se volverá acuoso a una humedad relativa superior al 67% (EPA, 2018). El cesio acuoso tiende entonces a ser transportado a través de medios porosos y a adherirse fuertemente a la superficie de ese medio (suelo). La naturaleza húmeda observada del suelo limoso y arcilloso en los sondeos realizados bajo el edificio y la distribución observada de Cs-137 a pocos metros lateralmente de la antigua HRW sugieren que el cesio liberado de la HRW al suelo puede haber pasado a una fase acuosa en la humedad del suelo y haberse difundido lateralmente en el suelo limoso y arcilloso poroso circundante, adhiriéndose fuertemente al suelo a pocos metros alrededor de la antigua HRW.

La evaluación de la calidad de las aguas subterráneas dentro y fuera del emplazamiento indica que no hay impacto del material radiactivo autorizado en las aguas subterráneas. La evaluación de la calidad de las aguas subterráneas del emplazamiento en 2024 confirmó la presencia de aguas subterráneas debajo del emplazamiento a 331 a 336 pies con la Formación Tesuque. Los depósitos geológicos debajo del sitio incluyen arcillas continuas, que van desde unos pocos pies de espesor a poca profundidad, hasta 100 pies de espesor a una profundidad de 135 pies (DBS&A, 2025). Estas arcillas densas, continuas y de gran espesor también impedirían la migración descendente del Cs-137 a las aguas subterráneas situadas a más de 330 pies de profundidad. Teniendo en cuenta las características físicas del emplazamiento y de la zona fuente, la falta de infiltración de las precipitaciones en la zona del suelo afectada debido a su ubicación bajo el edificio, la alta afinidad del cesio para difundirse en el suelo y adherirse al suelo arcilloso, las capas masivas de arcilla y la gran distancia que tendría que recorrer el cesio en el suelo para llegar a las aguas subterráneas, el CN llegó a la conclusión de que había un potencial muy bajo de que el cesio en el suelo afectara a las aguas subterráneas bajo el emplazamiento. Esta conclusión se vio corroborada por las pruebas realizadas en las aguas subterráneas dentro y fuera del emplazamiento, que indicaron que los radionucleidos autorizados, incluido el Cs-137, no afectaban a las aguas subterráneas.

En el caso de las dos localizaciones de residuos de mineral de uranio natural en el suelo en las localizaciones G95 y G140, se desconoce cómo llegó el mineral al emplazamiento. Existe la posibilidad de que el mineral se haya introducido desde una fuente externa al emplazamiento, por ejemplo como componente de la capa base de grava colocada antes de la pavimentación. Otra posibilidad es que el uranio empobrecido fuera un componente del inventario RAM autorizado. Independientemente de su origen, el mineral fue retirado y eliminado adecuadamente fuera del emplazamiento. Los residuos del mineral que permanecen en el suelo se limitan a una profundidad de 2 a 3 pies y se encontró que estaban subyacentes por un denso caliche de varios pies de espesor, un depósito de carbonato de calcio que se acerca a una roca en dureza (CN, 2021c). La presencia de caliche limitaría el mineral a una profundidad superficial por encima del caliche haciéndolo fácilmente extraíble mediante excavación poco profunda.

La presencia de mineral en G95 y G140 se basó en la detección de actividad gamma elevada durante los estudios de las superficies exteriores del emplazamiento (CN, 2021a). No se observaron lecturas gamma elevadas en otras zonas del emplazamiento, sin embargo, existe la posibilidad de que los cimientos de hormigón, los revestimientos de hormigón de la superficie y el asfalto hayan protegido las emisiones gamma del mineral situado bajo estas superficies de la detección por parte de los instrumentos de medición portátiles. Por lo tanto, en la Fase 2 se eliminarán las superficies de hormigón y asfalto y se completarán los estudios de campo para garantizar que no existan zonas adicionales de mineral de uranio natural u otros radionucleidos autorizados en estas zonas del emplazamiento. Cualquier área de impacto descubierta se trataría en las acciones de retirada de la Fase 3.

El diseño del estudio MARSSIM reconoce que no todas las áreas del sitio tienen el mismo potencial de contaminación residual y, por lo tanto, no justifican el mismo nivel de cobertura del estudio para lograr el cumplimiento de los Criterios de Liberación RCB del NMED (NRC, 2000). El diseño del estudio se basa en el potencial de impacto según el historial de uso, almacenamiento, liberación, limpieza y caracterización post-remediación de la RAM. El primer nivel de clasificación consiste en dividir el emplazamiento en zonas afectadas y zonas no afectadas. Las áreas no impactadas no tienen un potencial razonable de contaminación residual y no requieren un estudio radiológico adicional para establecer el cumplimiento normativo de los criterios de liberación. Las áreas impactadas son aquellas que mantienen un potencial de cierto nivel de contaminación residual y se dividen a su vez en tres subclasificaciones MARSSIM (NRC, 2000):

• Zonas de clase 1:aquellas que tienen o han tenido una contaminación radiactiva conocida o potencial superior a los DCGL.
• Zonas de clase 2:aquellas que tienen o han tenido una contaminación radiactiva conocida o potencial superior a los DCGL, pero de las que ya no se espera que tengan contaminación residual.
• Zonas de Clase 3:aquellas que no se espera que contengan radiactividad residual o que pueden contener radiactividad residual en una pequeña fracción de la DCGL.

Las áreas no impactadas y las áreas impactadas clasificadas como Clase 1, Clase 2 y Clase 3 se resumen en la Figura 13-15 para Superficies Interiores de Edificios, Figura 13-16 para Superficies Exteriores de Edificios y Terrenos y Figura 13-17 para Terrenos Subsuperficiales - Situados Bajo Edificios, Hormigón, Asfalto y Suelos Superficiales.

Las zonas no afectadas incluyen:

• Todas las superficies interiores y exteriores del edificio excepto una pequeña porción de la losa en PAOC-6 donde se completó la remoción de tierra adyacente al antiguo HRW (Figura 13-15).
• Todo el contenido del edificio, incluidas las instalaciones interiores y exteriores y los sistemas del edificio.
• Todas las superficies exteriores de tierra, incluyendo suelo, hormigón o pavimento (Figura 13-16).
• Todo el suelo subsuperficial subyacente a las superficies de suelo expuestas (Figura 13-17, excepto la Clase 2 a continuación).

Las zonas afectadas incluyen:

• Áreas Clase 1- Los suelos dentro de un área de 4×5 pies adyacente al antiguo HRW desde profundidades de 6 a 24 pies bajo el nivel del suelo exceden el DCGL para Cs-137 y son designados como Clase 1 (Figura 13-17). Los suelos dentro de un área de 2×2 pies a una profundidad de 3 pies bajo el nivel del suelo en las ubicaciones G95 y G140 en el Área de Estudio 8 exceden los DCGLs para U-234 y U-238 y también se designan como Clase 1 (Figura 13-17).
• Áreas Clase 2 - Todos los suelos ubicados debajo de cimientos de edificios, superficies de hormigón y pavimento de asfalto se designan conservadoramente como Clase 2 (Figura 13-16, excluyendo las Áreas Clase 1 anteriores). La identificación de mineral de uranio natural en el relleno debajo del pavimento y la posibilidad de que las superficies de concreto y pavimento protejan otras áreas de mineral, si están presentes, podrían impactar los suelos debajo de estos materiales a niveles superiores a los DCGL. El suelo dentro del corte del suelo en PAOC-6 de 0 a 6 por debajo del nivel también puede verse afectado por el Cs-137 a niveles cercanos a los DCGL y también se designa como Clase 2. El hormigón del edificio en el suelo adyacente al PAOC-6 también puede verse afectado por el Cs-137 a niveles cercanos a los DCGL. El hormigón de construcción en el suelo adyacente a la antigua zona HRW también mantiene un potencial de Cs-137 a niveles cercanos o superiores a los DCGL y también se designa como Clase 2 (Figura 13-15).
• Zonas de Clase 3- Las superficies de los edificios dentro de PAOC-6 (Figura 13- 15 paredes, techos y suelos, excepto el corte del suelo de hormigón adyacente al HRW designado como Clase 2) se designan de forma conservadora como Clase 3, ya que se ha demostrado que estas zonas no contienen actividad residual o contienen actividad residual de Cs-137 en zonas localizadas a una pequeña fracción de la DCGL.