Como se describe en el Informe Final de Caracterización de Edificios(Apéndice C) y se resume a continuación, ninguna de las estructuras que permanecen en el emplazamiento está contaminada. La caracterización de los edificios ha demostrado que las estructuras cumplen con los Criterios de Liberación Superficial y Volumétrica del NMED para la liberación sin restricciones.

A solicitud del NMED, la caracterización de los edificios incluyó estudios de radiación, muestreo y análisis de laboratorio de los materiales de construcción en lugares donde se sabía que se habían utilizado, almacenado y/o liberado los materiales radiactivos autorizados. Estas partes de los edificios fueron designadas como Áreas Potenciales de Preocupación (PAOC), PAOC-1 a PAOC-10, como se muestra en la Figura 4-1. La descripción de cada PAOC se resume en la Figura 4-1. A continuación se resume una descripción de cada PAOC.

• PAOC-1 es la parte noroeste del Edificio Norte. PAOC-1 era la ubicación del antiguo Grupo de Servicios Técnicos de Eberline. Esta zona incluía un laboratorio húmedo, almacenamiento, zona de inventario y oficinas, y había sido el lugar de uso y almacenamiento de RAM autorizada, incluido el almacenamiento a corto plazo de la Am-241 antes de su traslado a PAOC-4.
• PAOC-2 es una serie de cinco armarios de almacenamiento situados en la esquina suroeste de la parte de Ingeniería del Edificio Norte. Al parecer, estos armarios se habían utilizado para almacenar RAM con licencia.
• PAOC-3 es la parte sureste del Edificio Norte y está dividido en tres áreas que incluyen: 1) la sección noroeste utilizada para prototipos de ingeniería; 2) la sección suroeste identificada como "zona abierta" en el plano del edificio; y 3) la mitad este de PAOC-3 ocupada por la zona "REAX". Se sospecha que cada una de estas zonas ha utilizado RAM autorizada en las operaciones del emplazamiento.
• PAOC-4 es una sala en el Edificio Central en el extremo oeste del muelle de carga y se utilizó para el almacenamiento de RAM autorizada, incluidas las fuentes inactivas. PAOC-4 es la antigua ubicación de almacenamiento de Am-241 recibida de la instalación Eberline de Albuquerque y que, tras su consolidación en un HIC, se colocó en PAOC-4 para su almacenamiento a largo plazo.
• PAOC-5 es la parte noreste del Edificio Sur adyacente al muelle de carga. PAOC-5 se compone de tres áreas que incluyen: 1) una zona de expedición que ocupa la mitad noroeste adyacente al muelle de carga; 2) una zona de expedición y recepción que ocupa la mitad suroeste; y 3) una zona de control de materiales que ocupa la mitad este con una entreplanta superior. Al parecer, la mitad este de PAOC-5 se utilizó para almacenar RAM autorizada pendiente de envío, almacenamiento y para inventario de existencias. Estas tres zonas estaban relacionadas con la entrada y salida de dispositivos y materiales que contenían RAM autorizada.
• PAOC-6 es la Planta de Producción del Edificio Sur que ocupa la parte central y oriental del Edificio Sur. PAOC-6 se describe en cuatro cuadrantes (noroeste, noreste, suroeste y sureste).
  • El PAOC-6NW se utilizó para el servicio de contadores (medidores de sondeo polivalentes, monitores de radiación, contadores alfa y beta/gamma y miniescaladores) en la esquina noroeste, mientras que las zonas de pruebas, montaje y control de calidad ocupaban el resto del PAOC-NW.
  • PAOC-6NE se utilizó para trabajos con células de calibración y ensayo en la sección noroeste y ocupó la antigua sala del pozo de calibración en la sección noreste. El resto de la zona se utilizó para trabajos con instrumentos de prospección, incluidas cámaras de iones, medidores de neutrones, medidores micro-R, pértigas telescópicas, medidores gamma de alto alcance, kits de emergencia, dosímetros electrónicos para personal, medidores portátiles de contaminación, reducción del fondo natural y espectrómetros gamma portátiles.
  • El PAOC-6SW se utilizó para trabajar con monitores ambientales, incluidos monitores de área, monitores de aire alfa, monitores de partículas y gases, monitores de yodo, sistemas de muestreo de existencias y bombas en la sección norte. La sección sur estaba ocupada por cubículos de oficina.
  • PAOC-6SE se utilizó para trabajar con detectores, incluidos los Geiger Muller (GM), sellados de gas, centelleadores, neutrones, sondas inteligentes, cajas de detectores y accesorios en la sección norte. La sección sur estaba ocupada por salas de conferencias, oficinas y artículos de exposición/demo y almacenamiento.
• PAOC-7 es una sala de distribución eléctrica situada junto a PAOC-4 en el Edificio Central. Esta zona se designó como PAOC a petición de NMED por ser un lugar al que podría haber migrado una posible liberación de actividad dentro de PAOC-4 (según los informes, no se había producido ninguna liberación de actividad conocida dentro de PAOC-4).
• PAOC-8 es una sala situada junto a PAOC-7 en el Edificio Central cuyo uso anterior se desconoce. Esta zona se designó como PAOC a petición de NMED por ser un lugar al que podría haber migrado una posible liberación de actividad de PAOC-4 (según los informes, no se habían producido liberaciones de actividad conocidas dentro de PAOC-4).
• PAOC-9 es un almacén de metales y plásticos situado al sur de PAOC-4, junto al muelle de carga del Edificio Central. Esta zona fue designada PAOC a petición de NMED por ser el lugar donde, según se informa, un antiguo RSO de la empresa almacenaba materiales contaminados.
• PAOC-10 son los aseos de hombres y mujeres situados al oeste de PAOC-6 en el Edificio Sur. Esta zona fue designada como PAOC a petición de NMED por ser un lugar en el que una posible liberación de actividad en el edificio podría haber llegado a localizarse por transferencia inadvertida de materiales contaminados procedentes del personal o del Equipo de Protección Personal (EPP) utilizado por el personal.

Se concluyó que todas las demás áreas de los edificios ubicados fuera de los PAOC-1 a PAOC-10 se clasificaron como no impactadas (según se define en MARSSIM) por materiales radiactivos autorizados sobre la base de una revisión del historial de operaciones y uso de las instalaciones, almacenamiento y liberación informada de materiales radiactivos autorizados y los resultados de múltiples estudios de alcance y caracterización completados desde 2008 hasta 2022. En la HSA (CN, 2022c) se resume y se hace referencia a información adicional que respalda esta conclusión.

Para cada uno de los tipos de instrumentos utilizados para estudiar los edificios, se obtuvieron valores de fondo de referencia para materiales similares (por ejemplo, hormigón, baldosas de vinilo, etc.) situados en zonas no afectadas de la instalación sin uso conocido de RAM autorizada y/o sin potencial de impacto de RAM autorizada. Los principales instrumentos utilizados para la caracterización fueron las sondas dobles alfa/beta Ludlum 43-93 y los contadores proporcionales de flujo de gas de gran superficie Ludlum 43-37-1 para superficies de suelo. Las mediciones de fondo se centraron en sustratos comunes, concretamente hormigón, baldosas de vinilo y placas de yeso laminado. Los datos de fondo se recogieron a lo largo de varios meses y en diferentes momentos a lo largo de los días de recogida para tener en cuenta la influencia significativa de la progenie del radón en los estudios de emisores alfa en la instalación y la variación estacional para maximizar la calidad de los datos de fondo de referencia recogidos. Los valores de fondo de referencia fueron coherentes en todos los medios utilizando instrumentación portátil, oscilando entre 2-4 cpm alfa y 200-400 cpm beta/gamma. Los contadores proporcionales de flujo de gas de gran superficie sobre baldosas de hormigón y vinilo tuvieron un fondo de referencia de 20-30 cpm alfa y 2.000- 2.500 beta/gamma.

Los resultados de la caracterización de edificios se detallan en el Informe Final de Caracterización de Edificios incluido en el Apéndice C.

Los resultados obtenidos utilizando instrumentos de campo indicaron actividad alfa total y beta/gamma detectada a niveles superiores a los de fondo periódicamente en PAOC-1 a PAOC-10. En todos los lugares los niveles de actividad detectados estaban por debajo de los Criterios de Liberación Superficial NMED para actividad removible (es decir, criterios de selección emitidos por NMED que cumplen un TEDE de 15 mrem/año, para liberación sin restricciones, ver Sección 5.1).

Los resultados del muestreo y las pruebas de laboratorio de materiales de construcción en lugares donde se detectó actividad alfa y beta/gamma por encima del nivel de fondo utilizando instrumentos de estudio indicaron niveles notificados por debajo de las concentraciones mínimas detectables (CMD) en el 85% de los análisis. En el 15% restante de los análisis con detecciones notificadas por encima de las MDC, todos los resultados estaban por debajo de los Criterios de Liberación Volumétrica del NMED para la liberación sin restricciones, incluyendo:

• Las dos muestras que presentaban la actividad más alta notificada y que se aproximaban, pero estaban por debajo, de los Criterios de Liberación Volumétrica del NMED eran 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 NMED de 6,6 pCi/g. Estas dos muestras se recogieron del suelo de hormigón en PAOC- 6NE adyacente al corte en la losa del suelo donde se había retirado suelo contaminado con Cs-137 durante acciones correctoras anteriores. Estas dos muestras se recogieron en el suelo de hormigón del PAOC- 6NE, junto a un corte en la losa del suelo donde se había retirado tierra contaminada con Cs-137 durante acciones correctoras anteriores. Los impactos en este lugar se atribuyen a una contaminación cruzada menor del hormigón durante la retirada de suelo contaminado en el pasado. Esta zona se tratará durante las acciones de desmantelamiento de la fase 3.
• La mayoría (88 por ciento) de los radionucleidos detectados notificados por encima de los CDM estaban asociados con el uranio (U-234, U-235 y U-238) notificados a niveles de actividad de sólo una fracción de un 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 NMED de 4,82 pCi/g para U-235). Una revisión de todos los resultados de uranio del edificio indica que el porcentaje medio, y las incertidumbres asociadas (a una desviación estándar), de U-234, U-235 y U-238 son coherentes con el porcentaje de uranio natural en materiales de hormigón 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 NMED (6,6 pCi/g).
• El único otro radionucleido autorizado notificado en niveles superiores a los MDC de alguna importancia fue el tritio (H-3). 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. Una evaluación adicional del tritio en PAOC-5 y PAOC-6 confirmó que el tritio no estaba presente en niveles superiores a los Criterios de Emisión Volumétrica del NMED.

Durante los estudios de caracterización de los edificios, no se observaron zonas con tasas de dosis elevadas. Las tasas de dosis fueron generalmente de 15 - 17 uR/hora (0,015 - 0,017 mR/hora).

CN concluyó que los resultados combinados de las encuestas y los análisis radioquímicos de los materiales de construcción en PAOC-1 a PAOC-10, las áreas de mayor potencial de impacto residual por el uso, almacenamiento y/o liberación en el pasado de material radiactivo autorizado, proporcionan pruebas suficientes de que los materiales de construcción cumplen los criterios de superficie y volumétricos de RCB para la liberación sin restricciones (CN, 2022b).

Ninguno de los sistemas, equipos o contenidos de los edificios del Licenciatario que permanecen en el emplazamiento están contaminados. Se ha determinado que los equipos del licenciatario que permanecen en el emplazamiento cumplen los Criterios de Liberación Volumétrica y Superficial del NMED para su uso sin restricciones.

Los estudios realizados desde el cese de las operaciones del emplazamiento en 2007 identificaron sistemas y equipos que mostraban una actividad alfa o beta/gamma elevada por encima de los niveles de fondo y, como tales, los elementos contaminados se contuvieron, gestionaron y eliminaron fuera del emplazamiento como residuos radiactivos de baja actividad (LLRW). En la HSA, sección 4.3.5, Contaminación de la superficie de edificios, materiales y equipos (CN, 2022c), se incluye un resumen de los resultados de estudios e investigaciones anteriores en los que se identificaron sistemas y equipos contaminados. A continuación se resumen las investigaciones y medidas correctoras relacionadas con los sistemas y equipos de la HSA.

Noviembre de 2007- Radiac & Foss Therapy Services completaron la descarga de las fuentes de cesio de los pozos de calibración de rango bajo, medio y alto en 2007 (Foss, 2007). Se descubrió contaminación por Cs-137 suelto en el HRW cuando no se pudo recuperar una de las fuentes almacenadas en el HRW (TE, 2008a). Los pozos y la fuente restante dentro del HRW se retiraron posteriormente en 2010.

Marzo de 2008- Dade Moeller & Associates (DMA ) completó estudios de alcance de las paredes, pisos, espacios de trabajo, materiales y equipos de las instalaciones en 2008 e informó cinco (5) ubicaciones de contaminación radiactiva aislada (DMA, 2008). Los detalles se resumen en la HSA.

La DMA y el RSO de la empresa se ocuparon de los lugares con actividad elevada mediante descontaminación y/o contención para su eliminación. Dos excepciones fueron la contaminación por Cs-137 en el suelo de la sala de calibración del pozo fuente, que se contuvo con cinta adhesiva y se etiquetó para su control y futura reducción, y la actividad elevada en el HRW, que se abordó en 2010 (DMA, 2008).

Abril de 2014- CN Associates, Inc. completó estudios radiológicos de los artículos almacenados en la Sala de Almacenamiento de Materiales Radiactivos en 2014 para identificar cualquier posible contaminación radiológica de los artículos almacenados, y liberar para su disposición, aquellos artículos que se mostraron libres de contaminación.

CN identificó dos artículos contaminados, incluido un cerdo de almacenamiento de fuentes que presentaba contaminación gamma beta fija y un estante dentro de una caja fuerte de plomo que mostraba contaminación alfa y beta fija de muy bajo nivel. Posteriormente, la empresa separó ambos artículos para su correcta eliminación como LLRW (CN, 2014).

Junio de 2021- CN Associates, Inc. completó una Evaluación Inicial (EI) de materiales y equipos (M&E) ubicados dentro de 10 PAOC (Figura 4-1) en los edificios donde se conocía o sospechaba el uso, almacenamiento y/o liberación de RAM (CN, 2021c). La IA de los materiales y equipos se llevó a cabo con arreglo a las directrices complementarias de MARSSIM tituladas "Multi-Agency Radiation Survey & Assessment of Materials & Equipment" (MARSAME, NRC, 2009) que son específicas para los materiales y equipos. El objetivo de este trabajo era complementar la caracterización de las superficies de los edificios llevada a cabo en el marco de MARSSIM específicamente para los M&E dentro de los PAOC.

De los cientos de artículos analizados de PAOC 1-10, sólo en dos carros metálicos de PAOC-6 se detectó actividad beta/gamma suelta elevada de entre 160 y 460 recuentos corregidos por minuto (ccpm, como recuentos por encima del fondo) detectados en dos toallitas de gran superficie (LAW) de los carros. La recogida de frotis y las mediciones estáticas directas posteriores a las LAW indicaron que no se había detectado actividad por encima del fondo, lo que indica que las LAW habían eliminado la actividad beta/gamma suelta de bajo nivel presente. Ambos carros se trasladaron a una zona de almacenamiento de residuos y se volvieron a inspeccionar, comprobándose que no presentaban actividad detectable por encima del nivel de fondo, por lo que se entregaron para su reciclado. Se informó de que ambos carros metálicos se habían utilizado durante la retirada previa de los HRW y de la fuente de Cs-137 fracturada (CN, 2021c).

Junio 2023- CN Associates, Inc. amplió las evaluaciones de M&E en 2023 bajo MARSAME para incluir una IA de M&E sobre el resto del sitio (externo a PAOC-1 a 10) (CN, 2023). La IA incluyó la segregación de M&E en tres categorías generales que incluyen: 1) M&E interiores (incluyendo M&E en áreas no impactadas del edificio); 2) M&E exteriores (incluyendo artículos almacenados fuera del edificio y pilas de escombros de hormigón) y 3) M&E de sistemas (incluyendo tejados del edificio, unidades y respiraderos superiores del tejado, sistemas de conductos interiores y campanas de laboratorio y sistemas de drenaje (fregaderos, desagües de suelo, desagües de tejado, etc.)). En consonancia con el proceso de IA de MARSAME, las instalaciones y equipos de cada categoría y grupo se sometieron a 1) una inspección e inventario; 2) una revisión de los registros históricos pertinentes al uso y potencial de impacto a M&E de materiales radiactivos autorizados; 3) consideraciones de conocimiento del proceso con respecto al potencial de impacto a M&E; y

3) mediciones centinela consistentes en estudios de radiación y, en su caso, muestreo y análisis. Las encuestas y el muestreo incluyeron tanto mediciones sesgadas recogidas en lugares representativos de un mayor potencial de impacto como mediciones aleatorias para proporcionar una mayor confianza (un intervalo de confianza del 95%) en que los materiales seleccionados (tejados y sistemas de conductos) estaban adecuadamente caracterizados.

Los resultados de la EI indicaron lo siguiente para cada categoría y grupo de SyE evaluados:

• Los valores de fondo utilizados durante los estudios de caracterización de M&E se recogieron de forma similar a los de las estructuras, en partes no impactadas de material similar. Los valores de fondo de los componentes de calefacción, ventilación y aire acondicionado (HVAC) oscilaron entre 0,3 y 1,3 cpm alfa y entre 200 y 300 cpm beta/gamma utilizando instrumentos manuales.
• M&E interiores Basándose en la inspección visual, los registros históricos, el conocimiento del proceso y las mediciones centinela, CN concluyó que los M&E interiores dentro del resto de la instalación no impactada (fuera de PAOC-1 a PAOC-10) se clasificaron como no impactados. Los equipos y materiales de estas zonas se liberaron para su eliminación como residuos generales no afectados con el fin de despejar el edificio antes de su demolición.
• M&E exteriores Basándose en la inspección visual, los registros históricos, el conocimiento del proceso y las mediciones centinela, el CN concluyó que los M&E exteriores (artículos almacenados fuera del edificio en el Área de Almacenamiento Exterior cerca del muelle de carga, un gran bloque de hormigón y una pila de escombros de hormigón que se creó a partir de la demolición del bloque de blindaje en la antigua Sala del Pozo de Calibración) se clasificaron como no impactados. Los elementos de la zona de almacenamiento exterior se liberaron posteriormente y se eliminaron o reciclaron. El bloque de hormigón se clasificó como no afectado y permanece en el emplazamiento para ser eliminado durante la futura demolición del edificio.
• Sistemas de seguimiento y evaluación basados en la inspección visual, los registros históricos, el conocimiento de los procesos y las mediciones centinela Se obtuvieron los siguientes resultados para los sistemas de seguimiento y evaluación por grupo:
  • El Grupo 1 de Sistemas M&E incluyó la evaluación de los tejados de los Edificios Sur, Central y Norte. Cada tejado se dividió en cuadrículas de estudio de 3 x 3 metros y se sometió a una exploración del 100% con un detector de NaI 3×3. Dentro de cada cuadrícula se tomaron dos mediciones en puntos fijos con un detector de doble sonda alfa beta. Dentro de cada cuadrícula se recogieron dos mediciones en puntos fijos con un detector alfa beta de doble sonda, una en la parte de grava del tejado y otra en el sustrato de asfalto situado bajo la grava. Además, se recogió una mancha del sustrato de asfalto. Todas las exploraciones y mediciones de punto fijo no eran discernibles del fondo. Todos los frotis se registraron con MDA por debajo de los criterios más bajos de liberación en superficie del NMED (14 dpm/100cm2 para emisores alfa y 4.670 dpm/100cm2 para emisores beta/gamma). Las pruebas realizadas mediante análisis de laboratorio de 14 muestras también confirmaron la ausencia de impactos de la RAM autorizada. Basándose en estos resultados, CN concluyó que los tejados de los edificios se clasificaban como no impactados.
  • Las actividades de seguimiento y evaluación de los sistemas del Grupo 2 incluyeron la evaluación de las unidades situadas en la azotea (RTU), incluidas las unidades mecánicas de HVAC, las unidades de campana de laboratorio situadas en la azotea del edificio y las chimeneas de ventilación y drenaje situadas en la azotea. Las inspecciones de las partes accesibles de los sistemas del Grupo 2 incluyeron escaneados al 100% con un detector de NaI 3×3, recogida y cribado de LAW de superficies accesibles, mediciones en puntos fijos de la actividad total y removible y retirada y muestreo de filtros de las RTU de HVAC. Los únicos elementos de los sistemas del grupo 2 que indicaban indicios de impacto de RAM autorizada eran los filtros de las RTU de HVAC. Los análisis de laboratorio de los filtros de 15 RTU indicaron que se había detectado Cs-137 en 12 de las 15 muestras en concentraciones que oscilaban entre el
  • 0,32 pCi/g (RTU-8) a 202,6 pCi/g (RTU-6). Los resultados se resumen en la Figura 4-2, que muestra la ubicación de las cuatro UTR con filtros (todas ellas situadas en el tejado del edificio sur, incluidas las UTR-4, 6, 9 y 10) con concentraciones de Cs-137 superiores a los criterios de liberación volumétrica del NMED (6,6 pCi/g para Cs-137). Las concentraciones más altas se detectaron en el filtro de la UTR-6 situado cerca de la antigua ubicación del HRW. Los filtros fueron contenidos y posteriormente eliminados como LLRW. La evaluación de todas las UTR se amplió basándose en los resultados de los filtros para incluir la retirada de las unidades del tejado, su desmantelamiento y un estudio más detallado de los componentes interiores de las UTR. Los resultados de estos estudios confirmaron que las UTR no estaban afectadas por ninguna actividad perceptible desde el fondo y se clasificaron como M&E no afectados. Posteriormente, las UTR se liberaron para su eliminación fuera del emplazamiento y reciclaje como residuos no afectados.
  • El Grupo 3 de Sistemas M&E incluía todas las rejillas de ventilación y conductos interiores situados dentro de los edificios, incluidos los conductos HVAC, campanas de laboratorio y rejillas de ventilación de pared. Las inspecciones de M&E de los sistemas del grupo 3 incluyeron LAW en el exterior y en partes accesibles de las superficies interiores, recogida y examen de 541 muestras aleatorias de discos metálicos de los conductos de HVAC para el examen de la actividad total y extraíble de punto fijo, examen del sistema de recuento de objetos in situ (ISOCS) de discos, frotis y LAW seleccionados y análisis de laboratorio de muestras seleccionadas para confirmación independiente. También se desmontaron los conductos HVAC de las UTR-5, 6 y 7 (situadas en la antigua zona de producción (PAOC-6) y cerca de la antigua zona de HRW) y se inspeccionó el interior y el exterior del conducto. Los resultados de las LAW indicaron una ubicación de actividad beta/gamma elevada en el interior del conducto para la UTR-7 que estaba 100 cpm por encima del nivel de fondo y que posteriormente se identificó como Cs-137. La evaluación posterior del conducto de la UTR-7 no indicó ninguna actividad discernible del fondo. La evaluación de las 541 muestras aleatorias de discos recogidas del conducto de HVAC indicó actividad alfa en 26 muestras que superaba los criterios de detección más bajos del NMED de 14 dpm/100cm2 y ninguna actividad beta-gamma bruta discernible del fondo. La evaluación de 31 discos metálicos por el ISOCS no indicó actividad por encima de los criterios de liberación de 14 dpm/100cm2 y un disco indicó Cs-137 detectable a 7,32 dpm/100cm2 (por encima de la actividad mínima detectable (MDA) de 5,2 dpm/100cm2 pero muy por debajo de los criterios de liberación volumétrica del NMED de 16.800 dpm/100cm2 (véase la sección 5.1). Las pruebas de laboratorio confirmaron que ISOCS había alcanzado los MDA. Basándose en estos resultados, el CN concluyó que los sistemas M&E del grupo 3 se clasificaban como no impactados.
  • El grupo 4 de sistemas y maquinaria incluía todos los fregaderos interiores y los desagües del suelo de los edificios (limitados a los edificios norte y sur). Basándose en la inspección visual, los registros históricos, el conocimiento de los procesos y las mediciones centinela, el CN concluyó que el grupo 4 de sistemas M&E estaba clasificado como no afectado.
  • El grupo 5 de sistemas de M&E incluía desagües exteriores de tejados, sumideros y pozos secos. Basándose en la inspección visual, los registros históricos, el conocimiento de los procesos y las mediciones centinela, CN concluyó que el Grupo 5 Sistemas M&E estaba clasificado como no impactado.

En resumen, se identificaron impactos limitados en los M&E y se separaron los M&E impactados para su contención y posterior eliminación como LLRW. El resto de M&E se liberó para su gestión como residuos no impactados para su eliminación, reciclaje o posterior disposición durante la demolición del edificio.

De acuerdo con las directrices del NUREG-1757, el suelo superficial se define como el suelo situado dentro de los 15 cm superiores de la superficie del suelo, donde pueden utilizarse los criterios de selección aplicables para determinar el cumplimiento de los criterios de emisión del NMED para uso no restringido (en este caso, 15 mrem/año, véase la sección 5). Las encuestas e investigaciones realizadas desde el cese de las operaciones del emplazamiento en 2007 no indicaron indicios de contaminación superficial del suelo (o contaminación de superficies de hormigón o asfalto) en el emplazamiento (CN, 2021a). Los tres casos de contaminación subsuperficial del suelo identificados en el emplazamiento se describen en la sección 4.4.

A continuación se resumen los niveles de fondo de radionucleidos objetivo en el suelo superficial (tanto en el suelo no impactado dentro como fuera del emplazamiento) y en las superficies exteriores de hormigón y asfalto in situ, sobre la base de análisis de laboratorio de muestras analizadas mediante espectroscopia alfa y gamma (CN, 2021a). Los únicos radionucleidos autorizados notificados en el suelo superficial, el hormigón y el asfalto por encima de los MDC fueron el Cs-137 (a niveles coherentes con la lluvia radiactiva de las pruebas nucleares históricas realizadas en todo el mundo) y los isótopos de uranio naturales (U-233/234, U-235/236 y U-238).

En el apartado 13.2.4.2, Superficies exteriores del suelo (hormigón, asfalto y tierra), se resume información adicional relativa a la caracterización de las superficies exteriores del suelo, incluidos los suelos superficiales.

Tabla 4-1: Concentraciones de fondo de radionucleidos autorizados en suelo, hormigón y asfalto

Radionucleidos	Medios de comunicación Concentraciones en pCi/g
	Fuera del sitio Suelo	In situ Suelo	Hormigón	Asfalto
Cs-137	0.11-0.92	0.13-0.31	U	U
U-233/234	0.76	0.28	0.62	0.38
U-235/236	0.19	0.05	0.05	0.04
U-238	1.05	0.35	0.57	0.34

Notas:
U - No identificado > MDC
Isótopos de uranio - U-233/234, U-235/236, U-238

Un resumen de las actividades máximas y medias de radionucleidos en pCi/g en el suelo se resumen a continuación en la Tabla 4-2 (CN, 2021a).

Tabla 4-2: Concentraciones de radionucleidos autorizados detectados en el suelo superficial

Radionucleidos	Concentraciones en el suelo del emplazamiento (pCi/g)
	Mín./Máx.	Media	Fondo	Sin restricciones Liberación Criterios1
Am-241	0.02-0.1	0.06	U	1.25
Cs-137	0.03-0.58	0.2	0.92	6.6
Pu-238	0.013a	0.013	U	1.52
Pu-239/240	0.018-0.036	0.028	U	1.37
U-233/234	0.574-1.16	0.72	0.76	7.8b
U-235/236	0.024-0.275	0.087	0.19	4.82
U-238	0.59-1.98	1.2	1.05	8.4b

La contaminación subterránea del suelo identificada en los tres lugares siguientes (véase la Figura 2-1) se abordará durante las tareas de desmantelamiento de la Fase 3:

• Se identificó Cs-137 en el suelo subsuperficial en la ubicación del antiguo HRW. La concentración máxima de Cs-137 fue de 7.960 pCi/g en una muestra recogida a 18-22 pies bgs (TIG, 2013). La concentración media detectada de Cs-137 en el suelo subsuperficial se estima en 963,7 pCi/g (CN, 2017). Se han notificado concentraciones de fondo de Cs-137 en el suelo de 0,11 pCi/g a 0,31 pCi/g (CN, 2021a). Se ha estimado que la extensión del impacto de Cs-137 que permanece en el suelo subsuperficial se extiende 1,2 m en dirección este-oeste, 1,5 m en dirección norte-sur y de 6 a 24 pies bgs, centrado en la ubicación de la antigua HRW (CN, 2017). Los detalles se resumen en el Informe de caracterización del suelo para el HRW en el Apéndice D Parte I y Apéndice D Parte II.
• Se identificó mineral de uranio en el subsuelo en dos localizaciones, G95 y G140 (Figura 2-1), en el Área 8 situada cerca del antiguo muelle de carga al este del Edificio Central (CN, 2021a). La ubicación G95 estaba debajo de una grieta en el asfalto. La ubicación G140 se encontraba dentro de un antiguo cobertizo de almacenamiento exterior. La retirada del suelo superficial y del asfalto en cada localización reveló mineral de uranio en el suelo a profundidades superiores a 15 cm bgs. Se observó que el mineral consistía en fragmentos de roca angular negra con decoloraciones verdes y amarillas que mostraban lecturas gamma de 425.000 cpm a 616.00 cpm utilizando una sonda 3X3 NaI(TI) y 3 mR/hr a seis pulgadas utilizando un Ludlum Modelo 19. Se realizaron excavaciones en cada una de las ubicaciones. Las excavaciones se avanzaron en cada ubicación hasta 1,5 pies de profundidad para eliminar los fragmentos de roca negra y reducir las lecturas gamma hasta acercarse al fondo (24.000 cpm). En la Tabla 4-3 se resumen las actividades y proporciones máximas y medias de radionucleidos notificadas en el mineral y en las muestras de suelo sometidas a análisis de laboratorio y recogidas antes y después de la excavación en G95 y G140. La comparación de las proporciones de radionucleidos en el mineral indica que el mineral es coherente con el mineral de uranio natural. Las concentraciones del isótopo de uranio U-235 en las muestras de suelo posteriores a la extracción se redujeron a niveles inferiores a los Criterios de Liberación Volumétrica del NMED (4,82 pCi/g). Las concentraciones de los isótopos de uranio U-234 y U-238 en el suelo posterior a la excavación siguen superando los criterios de cribado comparativos (7,8 pCi/g y 8,4 pCi/g, respectivamente) desarrollados por CN para 15 mrem/año utilizando el mismo método de escalado empleado por NMED para los Criterios de Liberación Volumétrica de U-235.

Tabla 4-3: Mineral de uranio en el suelo antes y después de la extracción

Isótopo	Pre-Retirada		Post-Retirada
	Fracción (%)	Concentración (pCi/g)	Fracción (%)	Media Concentración (pCi/g)	Máximo Concentración (pCi/g)
	Ubicación G95
U-233/234	48.0	14,300	50.0	27	43
U-235/236	2.6	786	1.9	1	2
U-238	49.4	14,700	48.1	26	42
	Ubicación G140
U-233/234	50.3	196	47.8	24	42
U-235/236	2.7	11	2.6	1	3
U-238	47.0	183	42.7	25	43

En la Sección 13.2.4.2, Superficies exteriores del suelo (hormigón, asfalto y suelo) y en la Sección 13.2.4.3, Estudios del suelo subterráneo e impactos residuales del Cs-137 en el antiguo HRW, se resume información adicional sobre la caracterización y rehabilitación del suelo subterráneo.

No hay masas de agua superficiales presentes en el emplazamiento (USGS, 2022). Además, no existe una vía completa para que los impactos en el suelo subsuperficial del emplazamiento migren a las aguas superficiales fuera del emplazamiento, ya que las aguas subterráneas no están afectadas. Por lo tanto, no se ha realizado ningún muestreo o análisis de materiales radiactivos autorizados en las aguas superficiales del emplazamiento, con la excepción que se indica a continuación. Sobre la base de la caracterización del emplazamiento realizada en apoyo del desmantelamiento del emplazamiento, no existe una probabilidad razonable de que los materiales radiactivos autorizados presentes en el emplazamiento afecten a las aguas superficiales fuera del emplazamiento.

A petición del NMED, el 22 de marzo de 2022 se recogió una muestra de agua superficial del embalse Nichols, situado a 14 millas al este del emplazamiento. El análisis de la muestra de agua superficial realizado por GEL Laboratories en busca de materiales radiactivos autorizados en el emplazamiento indicó que no se detectaron radionucleidos por encima de los MDA establecidos por el NMED (CN, 2022a).

En 2024, DBS&A y CN llevaron a cabo una evaluación de la calidad de las aguas subterráneas in situ que incluyó el avance de seis sondeos de suelo hasta 365 pies por debajo del nivel freático, la instalación de seis pozos de control MW-1 a MW-6 (Figura 3-11), pruebas de radionucleidos en el suelo y las aguas subterráneas y aforos de pozos.

Los análisis radioquímicos de 16 muestras de suelo recogidas en sondeos y de 17 muestras de aguas subterráneas indicaron que los radionucleidos detectados en el suelo y las aguas subterráneas se limitaban al uranio (U-234, U235 y U-238) y a isótopos de la cadena de desintegración del uranio y el torio procedentes del uranio natural y no procedían de una emisión de RAM autorizada en el emplazamiento.

Las concentraciones totales de uranio reportadas en cada pozo se resumen en la Tabla 4-4 eventos de monitoreo en picocuries por litro (pCi/L) y microgramo por litro (ug/L) para comparación con el Nivel Máximo de Contaminante (MCL) para uranio total en agua potable de 30 ug/L. Las concentraciones de uranio total se aproximan pero están por debajo del MCL en MW-3 y MW-6.

Tabla 4-4: Uranio total registrado en las aguas subterráneas del emplazamiento

Agosto 2024	Total Uranio en Sitio Aguas subterráneas
	MW-1	MW-2	MW-3	MW-3 Duplicado
U total (pCi/L) - Rango 3 Muestras	1.85 - 2.77	1.3-3.9	22.4-26.4	21.7-24.2
U total (ug/L) - Rango de 3 muestras	2.1-3.1	1.4-4.3	24.9-29.3	24.1-26.9
MCL = 30 ug/L	< MCL	<MCL	<MCL	<MCL
Septiembre 2024	MW-1	MW-2	MW-3
U total (pCi/L)	2.51	4.18	26.7
U total (ug/L)	2.8	4.6	29.7
MCL = 30 ug/L	< MCL	<MCL	<MCL
U total (pCi/L)	MW-4	MW-5	MW-5 Duplicado	MW-6
	1.87	10.7	15.1	26.9
U total (ug/L)	2.1	11.9	16.8	29.9
MCL = 30 ug/L	<MCL	<MCL	<MCL	<MCL

Nota: Conversión de pCi/L a ug/L basada en el factor 0,9 MCL según Federal Register National Drinking Water Regulations, USEPA 7 de diciembre de 2000.

La presencia de uranio en el suelo y las aguas subterráneas en el área de Santa Fe está bien documentada como derivada de depósitos geológicos (granitos, vetas, cenizas volcánicas, etc.) que comprenden la Formación Tesuque (NMED, 2017), la principal fuente de agua subterránea utilizada como agua potable. Los resultados de un estudio realizado por el NMED en 2017 indicaron que los niveles de uranio natural en las aguas subterráneas de la zona de Santa Fe superaban el MCL de 30 ug/L en el 55% de los lugares evaluados.

La distribución del uranio en las aguas subterráneas procedentes de fuentes naturales notificada por el NMED en 2017 es coherente con el rango y la variabilidad de las concentraciones de uranio notificadas en las aguas subterráneas del emplazamiento. Los resultados confirman que el uranio en las aguas subterráneas del emplazamiento es agua subterránea de origen natural, confirman que no hay pruebas de impacto en las aguas subterráneas bajo el emplazamiento de la RAM autorizada y apoyan la clasificación del grupo de clausura del emplazamiento como Grupo 4 de conformidad con el NUREG-1757.

El muestreo y las pruebas de los dos pozos de suministro de agua cercanos más cercanos (Shalom Trailer Park y Asi La Mar Trailer Park, (Figura 3-5) al sitio y al Embalse Nichols fue completado por CN en coordinación con NMED en marzo de 2022 (CN, 2022a).

Los resultados de las pruebas no indicaron ningún indicio de impacto de materiales radiactivos autorizados procedentes del emplazamiento en las aguas subterráneas analizadas. Se detectó uranio (y subproductos de la desintegración) en las aguas subterráneas de cada uno de los dos pozos analizados y se atribuyen al uranio presente de forma natural en las aguas subterráneas, cuya existencia está bien documentada en la Formación Tesuque y no está asociada con el emplazamiento (NMED, 2017).

En la Tabla 4-5 se resume un resumen de los radionucleidos notificados en los resultados de los análisis del agua, incluidas las concentraciones máximas y medias en pCi/L.

Tabla 4-5: Radionucleidos detectados en aguas subterráneas fuera del emplazamiento

Isótopo	Concentración media (pCi/L)	Máximo Concentración (pCi/L)
Bismuth-214	32.85	41.8
Jefe-214	20.93	25.8
Uranio-233/234	0.92	1.17
Uranio-238	0.28	0.395

De conformidad con NMAC 20.3.4.426 (NMAC, 2009), "Criterios radiológicos para la cancelación de licencias, Parte B, Criterios radiológicos para la liberación sin restricciones:"

"Un emplazamiento se considerará aceptable para su uso sin restricciones si la radiactividad residual distinguible de la radiación de fondo da lugar a una TEDE [Dosis Efectiva Total Equivalente] para un miembro medio del grupo crítico que no supere los 25 milirems (0,25 milisievert) al año [25 mrem/año], incluida la procedente de fuentes subterráneas de agua potable, y la radiactividad residual se ha reducido a niveles que sean ALARA [Tan Bajos Como Sea Razonablemente Posible]. La determinación de los niveles que son ALARA debe tener en cuenta la consideración de cualquier detrimento, como las muertes por accidentes de transporte, que se espera que resulten potencialmente de la descontaminación y la eliminación de residuos."

A instancias del NMED, el titular de la licencia adoptó un TEDE de 15 mrem/año como umbral de dosis conservador un 40% inferior al exigido por la normativa estatal y federal (25 mrem/año). La adopción del TEDE de 15 mrem/año pretende proporcionar un nivel de limpieza más protector y una mayor confianza a NMED y al público en que la restauración del emplazamiento no sólo cumplirá, sino que superará, las normas reguladoras para la protección del público y el uso futuro seguro de la propiedad tras la finalización de la licencia.

El NMED emitió los Criterios de Superficie del Edificio y de Liberación Volumétrica como límites de acción para la RAM objetivo autorizada en el emplazamiento para su uso por el Titular de la Licencia con el fin de demostrar el cumplimiento de un umbral de dosis de 15 mrem/año para el edificio y su contenido (Tabla 5-1) (NMED, 2019).

Los límites de actuación del NMED se adoptaron a partir de los criterios de selección por defecto de la NRC enumerados en el NUREG-1757, Volumen 1, Apéndice B para 25 mrem/año y se redujeron para cumplir el TEDE de 15 mrem/año para el emplazamiento sin modificar los supuestos por defecto del "DandD" (un modelo de la NRC) utilizados para desarrollar los criterios de selección de la NRC. En los casos en los que se detectaron radionucleidos para los que no se habían emitido límites de acción NMED (por ejemplo, para U-234 y U-238), CN desarrolló criterios de liberación comparativos escalando los criterios por defecto para 25 mrem/año (NRC, 2001) a 15 mrem/año coherentes con los límites de acción NMED RCB emitidos para 15 mrem/año.

Tabla 5-1: Superficie del edificio y criterios de liberación volumétrica recomendados por NMED RCB

Nuclido	Criterios de liberación en superficie (dpm/100cm2) Extraíble o fija	Criterios de liberación volumétrica (pCi/g)	Actividad mínima detectable (MDA pCi/g))
Emisores Alfa
Am-241	17	1.25	0.05
Pu-239	17	1.37	0.05
Pu-238	19	1.52	0.05
U-235	59	4.82	0.05
Cm-244	30	2.5	0.05
Np-237	14	0.6	0.05
Cf-252	52	4.12	0.05
Emisores Beta/Gamma
H-3	1.14E+08	64.80	1.0
C-14	2.22E+06	6.96	1.0
Sr-90	4.67E+03	1.03	0.1
Cs-137	1.68E+04	6.60	1.0

Fuente: NMED RCB 6 de diciembre de 2019 Carta de aclaración a la empresa RSO (NMED, 2019).

De acuerdo con el NUREG-1757, un emplazamiento del Grupo 4 requiere el uso de un modelo de dosis específico para el emplazamiento. El enfoque que el titular de la licencia ha empleado para la modelización de dosis específica del emplazamiento se describe a continuación y sigue el NUREG-1757, Volumen 2, Revisión 2, Apéndice I (NRC, 2022). El titular de la licencia cumplirá los requisitos de modelización de dosis identificando los DCGL específicos del emplazamiento para cada radionucleido de interés autorizado y completando una FSS para establecer que se han cumplido los DCGL. El uso de DCGL pretende ser un enfoque conservador para modificar los criterios de selección por defecto a fin de tener en cuenta las condiciones específicas del emplazamiento y las actividades de rehabilitación previstas que se llevarán a cabo durante la clausura del emplazamiento.   

Entre las consideraciones que apoyan la adopción de este enfoque se incluyen:

• La restauración del emplazamiento incluirá la retirada y eliminación fuera del emplazamiento de edificios, cimientos, hormigón y superficies de asfalto para devolver el emplazamiento a la superficie del suelo existente. Por lo tanto, no quedarán edificios ni estructuras en el emplazamiento. La caracterización del emplazamiento ha confirmado que los edificios, los cimientos (excepto una pequeña parte adyacente a la zona de liberación de Cs-137), el hormigón, el asfalto y la superficie del suelo no están afectados por la RAM autorizada. Los edificios se retirarán hasta los cimientos en la fase 1 de desmantelamiento. Los cimientos (excepto la pequeña parte adyacente a la zona de emisión de Cs-137), el hormigón y el asfalto se retirarán durante la fase 2 de desmantelamiento. El suelo bajo los cimientos y el asfalto se caracterizará tras su retirada durante la fase 2 de desmantelamiento. Cualquier impacto en los suelos superficiales descubierto durante el desmantelamiento de la fase 2, si lo hubiera, se señalizará, se estabilizará y se eliminará durante el desmantelamiento de la fase 3.
• Los impactos de la RAM autorizada se limitan a una pequeña parte de los cimientos adyacentes a la zona de liberación de Cs-137 y al suelo subsuperficial (suelo de más de 15 centímetros de profundidad, tal como se define en MARSSIM) en tres lugares. El titular de la licencia propone eliminar la parte impactada de los cimientos y todos los impactos en el suelo subsuperficial de RAM autorizada hasta niveles coherentes con los de fondo en la medida de lo posible durante la fase 3 de desmantelamiento. Como tal, no se espera que las concentraciones residuales de RAM autorizada en el suelo del emplazamiento superen las concentraciones de fondo una vez finalizada la restauración del emplazamiento.
• Si la restauración del suelo del emplazamiento a las concentraciones de fondo no es factible, el titular de la licencia propone utilizar DCGL específicos del emplazamiento fijados a un criterio de dosis para la liberación sin restricciones de 15 mrem/año. Para demostrar el cumplimiento de los criterios de fondo y/o de dosis de 15 mrem/año, se completará una EEA del emplazamiento incorporando los resultados de las pruebas posteriores a la restauración del suelo y de las aguas subterráneas.
• Se proponen DCGL para edificios, cimientos de hormigón, asfalto y suelo superficial basados en la adopción de los Criterios de liberación superficial y volumétrica del NMAC para RAM autorizadas que cumplan un TEDE de 15 mrem/año. Estos criterios se adoptan como criterios de liberación intencionadamente conservadores fijados en un umbral de dosis un 40% inferior al exigido por el NMAC (por ejemplo, 25 mrem/año) para la liberación sin restricciones. La adopción de este umbral reducido tiene por objeto proporcionar una mayor confianza en que el nivel de restauración del emplazamiento alcanzado protege el uso futuro de la propiedad.

Los Criterios de Liberación del NMED utilizan escenarios de exposición genéricos por defecto para la Ocupación de Edificios y un Agricultor Residente. Estos escenarios de exposición por defecto incorporan la consideración de las vías de exposición a la contaminación residual en las superficies de los edificios y en los suelos superficiales, pero excluyen la consideración de la contaminación residual en el suelo subsuperficial. La adopción de estos criterios por defecto como base para las DCGL de los emplazamientos requiere una modificación importante en los supuestos de exposición, a saber, validar su aplicación a las condiciones específicas del emplazamiento aplicables al suelo subsuperficial. Esta modificación propuesta se describe en la sección siguiente.

Como se describe en el Apéndice I, NUREG-1757, Volumen 2, Revisión 2, Sección I.3, Criterios para seleccionar y modificar escenarios de exposición, vías y grupos críticos, I.3.3.2 Análisis específicos del emplazamiento:

"Si las características del emplazamiento o de la fuente resultan incompatibles con los supuestos de los escenarios de exposición, el titular de la licencia deberá justificar por qué los escenarios de exposición genéricos son, no obstante, apropiados para su uso en la modelización de dosis."

Los Criterios de Liberación Superficial y Volumétrica del NMED se basan en la adopción de los escenarios de exposición de Ocupación del Edificio y Granjero Residente (es decir, genéricos). La Tabla 5-2 a continuación (adoptada de la Tabla I.2 Apéndice I, NURGE-1757, Volumen 2, Revisión 2) resume las vías utilizadas bajo estos escenarios genéricos de exposición:

Tabla 5-2: Vías para los escenarios genéricos de exposición

Escenario de exposición de la ocupación del edificio

Este escenario de exposición tiene en cuenta la exposición a la radiactividad residual fija y removible en las paredes, el suelo y el techo de una instalación clausurada. Se supone que el edificio puede utilizarse para actividades comerciales o industriales ligeras (por ejemplo, un edificio de oficinas o un almacén). Las vías de exposición son las siguientes Exposición externa de las superficies del edificioInhalación de actividad residual removible (re)suspendidaIngesta accidental de radiactividad residual removible

Escenario de exposición del agricultor residente

Este escenario de exposición tiene en cuenta la exposición que implica la radiactividad residual que se encuentra inicialmente en el suelo superficial. Un agricultor se traslada al emplazamiento y cultiva parte de su dieta y utiliza agua extraída del acuífero situado bajo el emplazamiento. Las vías de exposición son las siguientes *Exposición externa a partir del suelo *Inhalación a suelo (re)suspendido *Ingesta de suelo *Ingesta de agua potable procedente del acuífero *Ingesta de productos vegetales cultivados en suelo contaminado, utilizando agua del acuífero para cubrir las necesidades de riego *Ingesta de productos animales cultivados en el emplazamiento (utilizando pienso y agua procedentes de fuentes potencialmente contaminadas) *Ingesta de pescado procedente de un estanque llenado con agua del acuífero.

La adopción de los Criterios de Liberación Superficial y Volumétrica del NMED como DCGL para la liberación de cimientos de edificios, hormigón y asfalto es coherente con los supuestos genéricos de exposición para la vía de Ocupación de Edificios, aunque conservadora, ya que estos materiales ya no permanecerán en el emplazamiento para contribuir a una dosis, puesto que se eliminarán para su reciclado y/o eliminación fuera del emplazamiento como escombros de construcción y demolición.

La adopción de los Criterios de Liberación Volumétrica del NMED como DCGL para la liberación de suelo superficial (es decir, definido en MARSSIM como suelo desde la superficie del suelo hasta menos de seis pulgadas de profundidad) es coherente con las vías de exposición genéricas y los supuestos para el Escenario del Agricultor Residente.

Sin embargo, el escenario del agricultor residente no tiene en cuenta el suelo subsuperficial. Esta condición supone una limitación en la aplicación de los criterios de selección al suelo subsuperficial, ya que el modelo conceptual y los parámetros utilizados en el desarrollo de los criterios de selección no tienen en cuenta el suelo subsuperficial.

El NUREG-1757, Sección 6.6.4, Cualificaciones del emplazamiento para el cribado, indica que "existen situaciones en las que todavía se pueden utilizar los análisis utilizando supuestos de escenarios para modificar el término fuente. Por ejemplo, suponiendo que el material radiactivo enterrado se excava y se esparce por la superficie, los criterios de cribado pueden ser aplicables para su uso en el emplazamiento."

En consonancia con la orientación anterior, el titular de la licencia propone modificar el término fuente suponiendo que el suelo subterráneo se reubica mediante excavación y se esparce en la superficie del suelo en los 15 cm superiores y queda disponible para la exposición en un futuro escenario de agricultor residente. Esta suposición es excesivamente conservadora para las condiciones del emplazamiento, ya que el suelo subsuperficial permanecerá en el subsuelo y no es probable que el emplazamiento se utilice para fines agrícolas. Sin embargo, el empleo de este supuesto hace que el uso de los Criterios de Liberación Volumétrica del NMED sea consistente con el Escenario de Agricultor Residente con el propósito de demostrar que el suelo subsuperficial cumple con los criterios de protección para la liberación sin restricción en el uso del sitio.

El titular propone demostrar el cumplimiento del TEDE de 15 mrem/año mediante:

• lograr la limpieza a fondo cuando sea factible, y/o;
• el cumplimiento de los DCGL específicos del emplazamiento para los radionucleidos objeto de preocupación (ROC) adoptados a partir de los Criterios de Liberación Volumétrica y Superficial del NMED y los criterios de selección por defecto de la NRC modificados sólo para el término fuente suponiendo que el suelo subsuperficial se excava y se hace accesible en la superficie para permitir la adopción del Escenario del Agricultor Residente aplicable a las condiciones específicas del emplazamiento.

La adopción de los escenarios genéricos de exposición de cribado para la Ocupación del Edificio y el Agricultor Residente tiene por objeto proporcionar al NMED y al público un alto grado de confianza en la demostración del cumplimiento de los criterios de liberación para la terminación de la licencia de 15 mrem/año. De acuerdo con el NUREG-1757 Volumen 2, Revisión 2 (NRC, 2022), Sección 5.3.2 para el Grupo de Desmantelamiento 4, el análisis de dosis específico para el emplazamiento se basa en:

• El término fuente refleja los parámetros adoptados para los criterios de detección genéricos utilizados en el modelo DandD, con la excepción de que se supone que el suelo subsuperficial se excava y esparce por la superficie del emplazamiento y, por tanto, está disponible para la exposición de un futuro agricultor residente.
• Los ROC incluyen los radionucleidos objeto de licencia enumerados en la sección 5.1 para los que el NMED ha desarrollado criterios de liberación volumétrica y en superficie fijados en un TEDE de 15 mrem/año. A esta lista se añaden el U-234 y el U-238 para los que el CN ha desarrollado DCGL escalando los criterios por defecto de 25 mrem/año a un TEDE de 15 mrem/año coherente con los criterios de liberación superficial y volumétrica del NMED.
• La caracterización del emplazamiento ha confirmado que la RAM autorizada no afecta a los edificios, el hormigón, el asfalto, el suelo superficial ni las aguas subterráneas. Los impactos de la RAM autorizada en el emplazamiento se limitan a:
  • Se suponen impactos potenciales que superan los DCGL para los cimientos de hormigón inmediatamente adyacentes a la antigua HRW donde se había llevado a cabo la descontaminación de Cs-137. Los impactos detectados en los cimientos de hormigón de esta zona se notifican a niveles inferiores a los DCGL para Cs-137. Los impactos detectados en los cimientos de hormigón de esta zona se sitúan por debajo de los DCGL para el Cs-137. Esta parte de los cimientos permanecerá en su lugar durante los trabajos de la fase 1 del proyecto. Esta parte de los cimientos permanecerá en su lugar durante los trabajos de clausura de las fases 1 y 2 y se retirará en la fase 3.
  • Existe Cs-137 procedente de una fuente de Cs-137 rota en el suelo subsuperficial que se extiende sobre un área estimada de cuatro por cinco pies lateralmente y verticalmente de seis a 24 pies bgs centrada en el antiguo HRW. La fuente rota se retiró durante los esfuerzos previos de retirada del pozo en 2010 (ERM, 2011). Se estima que el 69% de los impactos en el suelo adyacente a la antigua HRW se abordaron a través de trabajos de remoción del suelo en 2012 (TIG, 2013). Los impactos restantes en el suelo subterráneo se asegurarán y permanecerán en el lugar durante los trabajos propuestos en las fases 1 y 2 de desmantelamiento y se abordarán en la fase 3.
  • Dos ubicaciones contienen residuos de mineral de uranio de origen natural en el suelo subsuperficial a 1,5 pies de profundidad cerca del antiguo muelle de carga (G95 y G140 (CN,2021a)). Se desconoce el origen del mineral de uranio, pero los análisis han determinado que se trata de mineral natural. El mineral ha sido retirado en trabajos anteriores (CN, 2021a). Los impactos restantes en el suelo subterráneo están señalizados y asegurados y permanecerán en su lugar durante los trabajos propuestos en las fases 1 y 2 de desmantelamiento y se abordarán en la fase 3 de los trabajos.
• La rehabilitación del emplazamiento durante el desmantelamiento se centrará en la retirada y eliminación fuera del emplazamiento del hormigón y el suelo afectados por la RAM autorizada hasta niveles de fondo, siempre que sea factible. En los casos en los que no sea posible alcanzar los niveles de fondo, la restauración intentará cumplir los DCGL fijados en 15 mrem/año para los COR individuales. El grupo crítico para la posible exposición futura al suelo es el agricultor residente.
• No hay pruebas de impacto en las aguas subterráneas del emplazamiento de la RAM autorizada (DBS&A, 2025). El potencial de impacto en las aguas subterráneas se considera extremadamente bajo debido a: 1) la limitada profundidad del impacto de Cs-137 (a menos de 25 pies bgs); 2) la profundidad a las aguas subterráneas de 331 a 336 pies; 3) la presencia de depósitos de arcilla densa poco profundos y masivos (100+ pies de espesor) entre los impactos residuales del suelo y las aguas subterráneas que representan barreras a la migración vertical a las aguas subterráneas; y 4) la alta afinidad del Cs-137 para adherirse a suelos ricos en arcilla como los del emplazamiento y retardar así la migración en fase disuelta (EPA, 2018). Por lo tanto, la vía Resident Farmer para la ingestión de aguas subterráneas impactadas es incompleta y eliminada. Se realizarán pruebas de aguas subterráneas en el emplazamiento tras la rehabilitación del suelo como elemento de la fase 3 de clausura del emplazamiento para proporcionar una confirmación adicional de la ausencia de impacto de la RAM autorizada en las aguas subterráneas.
• Las DCGL se basan en criterios de detección por defecto para escenarios genéricos de ocupación de edificios y de uso del suelo por agricultores residentes utilizando DandD. Las únicas modificaciones de los modelos o de los parámetros de entrada se han limitado a la adopción de un TEDE de 15 mrem/año y a la modificación del término fuente para el suelo a fin de suponer que los suelos subsuperficiales se reubican en la superficie del suelo para que estén a disposición de un futuro agricultor residente.
• El enfoque empleado en la adopción de las DCGL para el emplazamiento es intencionadamente conservador para proporcionar un factor de seguridad añadido y tener en cuenta las incertidumbres. Los supuestos conservadores incluyen 1) DCGLs derivados para un TEDE de 15 mrem/año; 2) el uso del Escenario de Ocupación de Edificios por defecto cuando en condiciones reales todos los edificios serán retirados del emplazamiento y no estarán disponibles para una futura ocupación; y 3) la modificación del término fuente para el suelo subsuperficial para asumir que es reubicado en la superficie del suelo cuando en condiciones reales el suelo permanecerá en el subsuelo y no estará disponible para la exposición de un futuro Agricultor Residente.

Las DCGL específicas del emplazamiento propuestas para los edificios y el suelo del emplazamiento se resumen a continuación en la Tabla 5-3.

Tabla 5-3: DCGLW específicos para materiales de construcción y suelos

Radionucleidos	Criterios de liberación en superficie (dpm/100cm2) Extraíble o fija Aplicable a Edificio Materiales de construcción Superficies	DCGLw Criterios de liberación volumétrica (pCi/g) aplicables a los materiales de construcción y al suelo
Emisores Alfa
Am-241	17	1.25
Pu-239	17	1.37
Pu-238	19	1.52
U-234	59	7.8
U-235	59	4.82
U-238	59	8.4
Cm-244	30	2.5
Np-237	14	0.6
Cf-252	52	4.12
Emisores Beta/Gamma
H-3	1.14E+08	64.80
C-14	2.22E+06	6.96
Sr-90	4.67E+03	1.03
Cs-137	1.68E+04	6.60

La DCGLw propuesta equivale a la concentración de un único radionucleido procedente de una única fuente que, si se distribuye uniformemente por una unidad de estudio, daría lugar a una dosis de 15 mrem/año. En caso de que la restauración alcance el nivel de fondo, no será necesario emplear la DCGLw. Se ha demostrado que los edificios, los cimientos (excepto la zona adyacente al vertido de Cs- 137) y el asfalto cumplen las concentraciones de fondo o la DCGLw y se retirarán, se reducirán de tamaño, se examinarán para confirmar que los residuos de construcción y demolición (C&D) no están afectados y, tras la confirmación, se liberarán para su eliminación fuera del emplazamiento y/o reciclaje como residuos C&D no afectados.

Se ha demostrado que el suelo superficial del emplazamiento cumple las concentraciones de fondo o la DCGLw. El suelo superficial situado bajo los cimientos de hormigón y el asfalto se caracterizará tras la retirada de los cimientos y el asfalto para confirmar que las concentraciones de radionucleidos objetivo autorizados que permanecen en el suelo cumplen las concentraciones de fondo o la DCGLw. En caso de que se descubra que los suelos superficiales situados bajo el hormigón y el asfalto superan la DCGLw para los radionucleidos objetivo autorizados, la retirada se llevará a cabo en el marco de los trabajos de clausura de la fase 3 para restablecer el suelo superficial a las concentraciones de fondo y/o cumplir la DCGLw.

Del mismo modo, el suelo subsuperficial se restablecerá a los niveles de fondo y/o a los DCGLw. En caso de que queden concentraciones residuales de más de un radionucleido autorizado en el suelo superficial o subsuperficial a niveles superiores a los de fondo pero inferiores a la DCGLw, el cumplimiento de la DCGLw se basará en la demostración del cumplimiento de la regla de la suma de las fracciones, según la cual se sumará la dosis de cada radionucleido de cada fuente para confirmar que la dosis resultante de todas las fuentes y radionucleidos autorizados cumple el TEDE de 15 mrem/año.

El cumplimiento de la DCGLw se establecerá para cada radionucleido autorizado por encima de la concentración de fondo dentro de cada unidad de estudio con arreglo a los procedimientos establecidos para las FSS en la Fase 3. La DCGLw se calculará como la concentración media del radionucleido autorizado por encima del fondo en todas las unidades de estudio que se definan en la EEA (véase la sección 13.4). Se empleará una DCGLEMC, una comparación de mediciones elevadas, de conformidad con las orientaciones MARSSIM en zonas más pequeñas de actividad elevada dentro de la unidad de estudio, si procede.

De conformidad con NMAC 20.3.4.7., DEFINICIONES G. "ALARA" (acrónimo de "tan bajo como sea razonablemente posible") "significa hacer todos los esfuerzos razonables para mantener las exposiciones a la radiación tan por debajo de los límites de dosis en este reglamento como sea práctico, en consonancia con el propósito para el que se lleva a cabo la actividad autorizada o registrada, teniendo en cuenta el estado de la tecnología, la economía de las mejoras en relación con el estado de la tecnología, la economía de las mejoras en relación con los beneficios para la salud pública y la seguridad y otras consideraciones sociales y socioeconómicas, y en relación con la utilización de la energía nuclear y las fuentes de radiación autorizadas o registradas en el interés público."( NMAC, 2009).

De acuerdo con NMAC 20.3.4.426.B, Criterios radiológicos para uso no restringido , "Un emplazamiento se considerará aceptable para uso no restringido...y la radiactividad residual se haya reducido a niveles que sean ALARA. La determinación de los niveles que son ALARA debe tener en cuenta la consideración de cualquier detrimento, como las muertes por accidentes de transporte, que se espera que resulten potencialmente de la descontaminación y la eliminación de residuos." (NMAC, 2009).

El titular de la licencia propone alcanzar un objetivo de desmantelamiento por debajo del límite de dosis requerido de 25 mrem/año:

• Retirada y eliminación fuera del emplazamiento de todos los edificios y contenidos.
• Retirada y eliminación fuera del emplazamiento de todo el suelo impactado por radionucleidos autorizados a niveles superiores a los de fondo, en la medida de lo posible, y cuando sea inviable para cumplir los DCGL que cumplan un TEDE de 15 mrem/año.
• Realización de una EEA para demostrar que el estado radiológico del emplazamiento tras la aplicación de las medidas correctoras ha alcanzado el fondo, en la medida de lo posible, y/o cumple un TEDE de 15 mrem/año, significativamente por debajo del requisito reglamentario estándar de 25 mrem/año.

El calendario previsto para el desmantelamiento del emplazamiento se incluye en el diagrama de Gantt que figura a continuación (cuadro 7-1). El calendario se basa en la consideración de que NMAC 20.3.3.318.I. Plazo para el desmantelamiento (2) exige que "cuando el desmantelamiento afecte a todo el emplazamiento, el titular de la licencia solicitará la rescisión de la licencia tan pronto como sea factible, pero a más tardar 24 meses después del inicio del desmantelamiento".(NMAC, 2009). Para que el Titular de la Licencia solicite la rescisión dentro de los 24 meses siguientes al inicio del desmantelamiento del emplazamiento, deberán completarse los siguientes hitos:

• El titular de la licencia debe obtener la aprobación del PD por parte del NMED y la licencia debe modificarse para incorporar el PD.
• El titular de la licencia debe completar las tres fases de los trabajos de clausura del emplazamiento propuestos, incluidos los estudios y ensayos posteriores a la clausura y las EEA, para demostrar el cumplimiento del TEDE de 15 mrem/año para uso no restringido.
• El titular de la licencia deberá presentar ante el NMED un DR que documente la finalización de todas las tareas de clausura descritas en el DP que demuestre el cumplimiento del TEDE de 15 mrem/año para uso no restringido y las certificaciones exigidas en virtud de NMAC 20.3.318.H.

El calendario de desmantelamiento previsto que figura a continuación presupone la aprobación del PD por parte del NMAC en diciembre de 2025 para permitir el inicio de los trabajos de desmantelamiento en enero de 2026. El calendario prevé que la mayor parte del trabajo de campo se complete en 2026, seguido de la finalización de la EEA y la presentación de informes en 2027 para lograr la terminación de la licencia en los 24 meses exigidos por NMAC 20.3.3.318.I. Las circunstancias podrían requerir la modificación del calendario de clausura del emplazamiento propuesto.

El titular de la licencia mantendrá informado al NMED de las posibles modificaciones del calendario según sea necesario. En caso de que el desmantelamiento del emplazamiento no pueda completarse en el plazo de 24 meses exigido por NMAC 20.3.3.318.I, el titular de la licencia lo notificará a NMED con antelación a la expiración del plazo de 24 meses y presentará una solicitud de calendario alternativo.

TABLA 7-1: Calendario previsto de desmantelamiento de las instalaciones