¿Por qué se crea Enresa? - Plan General de Residuos Radiactivos

C. Líneas de actuación

Gestión de residuos de baja y media actividad (RBMA)

Consideraciones generales y panorama internacional

Este tipo de residuos se producen tanto en la generación de energía eléctrica de origen nuclear como en muy diversas aplicaciones no energéticas de los materiales radiactivos, por lo que es muy amplio el número de países que, por un motivo u otro, han tenido que establecer sistemas de gestión para los mismos. Las soluciones consideradas son muy diversas; bastantes países han acometido de forma directa la gestión final de los mismos y establecido sistemas integrados para ello, y otros han preferido resolver de forma plena la gestión temporal, mientras que deciden sobre soluciones definitivas.

Entre los países que tienen implantadas soluciones de carácter definitivo (ver cuadro 1), la práctica totalidad ha adoptado lo que internacionalmente se conoce como “almacenamiento cerca de la superficie”, que puede variar desde simples “trincheras” hasta instalaciones con barreras de ingeniería, como las adoptadas en España. También hay algunas soluciones en base a galerías a distintas profundidades.

A partir de la experiencia internacional acumulada se puede afirmar que existen y están disponibles las tecnologías y los conocimientos necesarios para la gestión final segura de este tipo de residuos.

Para el caso español, resulta especialmente relevante la aproximación adoptada en Francia, porque supone la decisión clara sobre la implantación de soluciones definitivas y de sistemas que contemplan, de forma integrada y completa, todo el proceso, desde la generación hasta el almacenamiento final. Con este país se viene colaborando de forma estrecha en este campo desde hace años.

En este contexto conviene destacar también la reciente puesta en servicio en Francia de una instalación de almacenamiento final específicamente diseñada para los residuos de muy baja actividad, junto a la que ya operaba para los RBMA.

En el panorama internacional cabe mencionar también las actividades que desarrollan los diversos organismos internacionales (UE, AEN-OCDE, y OIEA), de los que para el caso español, en el momento actual, los más interesantes son los que corresponden a la UE, aunque se presta apoyo a las actividades que realiza el OIEA, incluyendo la colaboración técnica con terceros países.

Cuadro 1. Instalaciones de almacenamiento definitivo de RBMA en diversos países

Cuadro 1. Instalaciones de almacenamiento definitivo de RBMA en diversos países

País	Instalación	Tipo	Situación
Alemania	Morsleben	Profundo	Clausurada
	Konrad	Profundo	En licenciamiento
Eslovaquia	Mochovce	Superficial	Operación
España	El Cabril	Superficial	Operación
Estados Unidos	Clive/Richland/Barnwell Hanford/Fernald/Idaho Nat. Lab/ Los Alamos Nat. Lab Nevada Test Site/Oak Ridge/	Superficial	Operación comercial
	Savannah River Beatty/Maxey Flats/Sheffield/	Superficial	Operación DOE
	West Valley	Superficial	Comercial clausurada
	Texas compact	Superficial	Com. en licenciamiento
Finlandia	Olkiluoto	Caverna	Operación
	Lovüsa	Caverna	Operación
Francia	La Manche	Superficial	Clausurada
	L’Aube	Superficial	Operación
	Morvilliers (RBBA)	Superficial	Operación
Hungría	Puspokszilagy	Superficial	Operación
Japón	Rokkasho Mura	Superficial	Operación
Reino Unido	Dounreay	Superficial	Operación
	Drigg	Superficial	Operación
República Checa	Dukovany	Superficial	Operación
	Richard	Caverna	Operación
	Bratrstvi	Caverna	Operación
Suecia	Forsmark (SFR)	Caverna	Operación

Análisis de la situación nacional

Como ya se ha indicado en el capítulo B, en España se producen RBMA en diferentes actividades e instalaciones (nucleares y radiactivas) reglamentadas que usan sustancias nucleares o materiales radiactivos.

También pueden producirse fuera del sistema reglamentado por la normativa nuclear o radiactiva específica. En este caso, el sistema regulador español tiene en vigor mecanismos para recuperar tal control y garantizar la gestión segura de este tipo de materiales cuando aparecen, pudiendo afirmarse que se dispone de uno de los sistemas más operativos que se conocen a nivel mundial en esta materia.

España tiene resuelta de forma global la gestión de los RBMA. Se dispone de un sistema completo e integral de gestión, que está dotado de las capacidades necesarias y que está configurado en base a las actuaciones de un conjunto de agentes bien identificados, que operan de forma estructurada. El modo de funcionamiento del sistema está bien establecido, tanto en sus aspectos normativos, como en las prácticas operativas de funcionamiento que se han definido para su aplicación.

Dentro de ese sistema, las instalaciones nucleares disponen de capacidades de tratamiento de residuos preparadas para acondicionarlos de acuerdo con las especificaciones de aceptación de Enresa para la instalación de El Cabril. En el resto de los casos, los productores entregan a Enresa sus residuos en una forma acordada, y es ésta quien realiza mayoritariamente las tareas de acondicionamiento necesarias.

Los servicios de gestión de residuos radiactivos que presta Enresa a los explotadores de Instalaciones Nucleares y Radiactivas se rigen por contratos, basados en los correspondientes “contratos tipo” que deben ser aprobados por el MITYC.

El Centro de Almacenamiento de El Cabril en la provincia de Córdoba, es parte esencial del sistema nacional de gestión de los RBMA y constituye el eje del mismo. Tiene como objetivo fundamental el almacenamiento definitivo de este tipo de residuos en forma sólida, aunque también cuenta con diversas capacidades tecnológicas, incluyendo instalaciones de tratamiento y acondicionamiento donde se procesan los residuos procedentes de las II.RR., así como los resultantes de intervenciones en instalaciones no reglamentadas. Igualmente, se realizan algunos tratamientos complementarios sobre residuos de II.NN. El Centro de El Cabril dispone, además, de laboratorios de caracterización y verificación de los residuos, que son la base para la realización de los ensayos previstos para la aceptación de los diferentes tipos de residuos, así como para la verificación de sus características. El centro dispone, además, de capacidades de almacenamiento temporal, y de los talleres, laboratorios y sistemas auxiliares necesarios para su funcionamiento.

El sistema nacional integral ofrece la solidez y operatividad necesarias para garantizar la gestión segura de los RBMA, a la vez que es suficientemente flexible, en sí mismo, para permitir su optimización. Estas características han sido puestas en práctica y han resultado reforzadas con la experiencia acumulada en el desmantelamiento de instalaciones del ciclo del combustible y de la C.N. Vandellós I; con la ocurrencia de incidentes en la industria “no reglamentada” (especialmente en la del metal), y con la necesidad de responder a nuevas demandas de la normativa (caso de los detectores iónicos de humo DIH), que han podido ser asumidas por el sistema y que han ofrecido un acicate y unos argumentos para su optimización futura.

Líneas estratégicas de acción

La experiencia acumulada en España en la gestión de RBMA, ha permitido también identificar las áreas de mejora y definir las actuaciones más idóneas para poder acometer su optimización, actuando sobre aquellos elementos del sistema que son más necesarios en el momento actual o que producen el mayor incremento en su operatividad.

El primer objetivo consiste en la continuación de la operación normal de la gestión integral de los residuos, incluyendo el control, la aceptación, la retirada y el transporte hasta El Cabril de los residuos de baja y media actividad, así como el funcionamiento de esta Instalación en condiciones de seguridad para los trabajadores, el público y el medio ambiente.

Tras los esfuerzos de los últimos años, cuyo ejemplo más representativo ha sido la reducción a menos de un tercio del volumen de RBMA a gestionar, tanto de las CC.NN. como de las II.RR., de cara al futuro se prevé su continuación y reforzamiento en coordinación con los productores y un esfuerzo de innovación e investigación en el desarrollo de técnicas de tratamiento que conlleven la reducción del volumen de residuos, así como el desarrollo complementario de técnicas de descontaminación y medida.

Igualmente debe mencionarse la reciente entrada en operación de los sistemas implantados en El Cabril para el tratamiento de residuos áridos contaminados, básicamente los generados en incidentes de la industria del metal, mediante su inmovilización dentro de los contenedores en los que se suelen reacondicionar los bidones recibidos de las II.NN.

El futuro desmantelamiento de las centrales nucleares, así como la ocurrencia de los incidentes mencionados en la industria metalúrgica, hace prever la existencia futura de volúmenes importantes de residuos radiactivos con un contenido en radiactividad muy bajo, para los que la utilización de la capacidad existente en las celdas de hormigón construidas en El Cabril, diseñadas para residuos de mayor actividad, puede resultar inapropiado. Para ello se ha realizado el proyecto de construcción, como parte de la instalación de El Cabril, de una instalación complementaria específica para este grupo de residuos, siguiendo las indicaciones recibidas del Congreso y de la Administración, cuya puesta en marcha se prevé para el año 2007, una vez otorgadas las correspondientes autorizaciones.

Procede, asimismo, mantener las líneas de mejora del conocimiento de los residuos y de la evaluación de la seguridad del sistema de almacenamiento, en línea también con los requisitos impuestos por las Autoridades.

En cuanto a la mejora de las capacidades de El Cabril y de la disponibilidad de medios para hacer frente a situaciones futuras, se destaca la próxima operación plena del nuevo “Edificio Auxiliar de Acondicionamiento”, proyectado de modo que sea posible implantar técnicas de caracterización y de descontaminación de RBMA o nuevos sistemas de tratamiento de residuos que pudieran ser necesarios en el futuro, entre los que cabría señalar los relativos a la gestión de los DIH, que Enresa deba retirar en cumplimiento de la normativa más reciente sobre el tema. Asimismo, incluye un almacén para fuentes radiactivas más operativo que el actualmente existente.

Los ejes básicos de las actuaciones de mejora en la gestión de los RBMA son, en consecuencia:

• La coordinación de esfuerzos para minimizar la generación de residuos y su volumen, así como la optimización de la ocupación del volumen disponible en El Cabril.
• La gestión de los RBBA en una instalación complementaria, específicamente diseñada para esta subcategoría de residuos, como parte de la instalación de El Cabril.
• La mejora continua en el conocimiento del residuo y en los métodos y técnicas relativas al comportamiento del sistema de almacenamiento y la evaluación de su seguridad.
• La mejora de las capacidades tecnológicas disponibles, con objeto de flexibilizar y optimizar los procesos anteriores, así como para la preparación de medios para hacer frente a situaciones futuras, tanto las ya conocidas en la actualidad, como otras posibles.

Además de estas líneas de mejora de la gestión, conviene destacar también las siguientes actividades:

• Análisis permanente de la evolución de la generación de RBMA y de las posibles necesidades futuras de medios e infraestructuras para la gestión de este tipo de residuos.
• Mantenimiento de la colaboración con las Autoridades Nacionales en todo lo relativo a RBMA, con atención especial a los desarrollos normativos que pudieran requerirse y a la gestión de los residuos que pudieran generarse fuera del sistema reglamentado.
• Mantenimiento de la participación en actividades de los Organismos Internacionales. Colaboración de Enresa con empresas similares de otros países en programas de RBMA y asistencia técnica a países o actividades concretas.
• Mantenimiento de la operatividad ya establecida y probada para la realización segura y eficaz de los transportes necesarios.

Gestión del combustible gastado (CG) y residuos de alta actividad (RAA)

Consideraciones generales y panorama internacional

La gestión del combustible gastado que produce una central nuclear puede abordarse bajo la perspectiva del ciclo cerrado o del ciclo abierto y contempla, en ambos casos, dos etapas diferenciadas: una temporal inicial, siempre necesaria en cualquier escenario de gestión de la segunda parte del ciclo del combustible nuclear, y una posterior de gestión final.

En el escenario de ciclo cerrado, el combustible irradiado se envía al cabo de pocos años de enfriamiento en la piscina de la central a las instalaciones comerciales de reprocesado del propio país o fuera de éste. Los subproductos de este tratamiento son, por una parte, los materiales con un contenido energético remanente (fundamentalmente uranio y plutonio) que se pueden reutilizar en el ciclo del combustible nuclear y, por otra, el conjunto de productos de fisión, el resto de actínidos y otros residuos tecnológicos. Cuando el reprocesado se realiza en un país diferente al que genera el combustible, es habitual que los contratos estipulen el retorno de todas estas sustancias, debidamente acondicionadas, al país de origen, que debe responsabilizarse de su gestión, tanto temporal como definitiva.

En el caso de ciclo abierto, el combustible irradiado permanece almacenado temporalmente en las piscinas de las centrales, complementado, según se requiera, con otros sistemas de almacenamiento transitorio, en espera de su gestión final.

La elección del ciclo abierto o del ciclo cerrado se establece fundamentalmente como una opción energética y, por ende, estratégica y económica, que tiene repercusiones en la gestión de los residuos radiactivos.

Entre los países que han optado por el ciclo cerrado para todo o una parte del combustible irradiado en sus reactores comerciales se encuentran Francia, el Reino Unido, Japón, India y la Federación Rusa (todos ellos con plantas propias de reprocesado en operación o en proyecto), junto con Holanda y Bélgica.

Otros países que siguen el ciclo abierto en la actualidad, aunque en algún caso puedan haber reprocesado previamente, son los Estados Unidos, Canadá, Finlandia, Suecia, España, Taiwán y Corea del Sur.

Todos los reactores del tipo de agua ligera, como los de las CC.NN. españolas que operan en la actualidad, disponen, por diseño, de una piscina en la que se almacena por periodos variables de tiempo el combustible gastado en unos bastidores diseñados al efecto.

El almacenamiento temporal del combustible gastado se puede llevar a cabo mediante la utilización de distintas tecnologías (tanto en húmedo como en seco), ya sea en instalaciones ligadas a las propias centrales en operación, o de modo independiente en otra instalación nuclear. Existe una experiencia favorable acumulada de más de 50 años de almacenamiento en húmedo de combustible irradiado en centrales y de más de 25 y 35 años de almacenamiento en seco de combustible de centrales de potencia y de reactores de investigación, respectivamente.

Las mayores instalaciones de almacenamiento de combustible gastado en el mundo son las piscinas de recepción de las plantas de reprocesado de La Hague (Francia), Sellafield (Reino Unido), Mayak-Chelyabinnsk (Federación Rusa) y Rokkasho (Japón). En estos mismos complejos se encuentran grandes instalaciones de almacenamiento temporal de los distintos tipos de residuos radiactivos resultantes de este tratamiento.

Por otra parte, en la práctica totalidad de los países con CC.NN. comerciales, existen distintas instalaciones de almacenamiento temporal de combustible gastado y residuos de alta actividad, adicionales a las piscinas previstas en el diseño inicial de los reactores. Entre las más significativas de las que disponen de instalaciones centralizadas se encuentran la denominada CLAB en Suecia, que alberga todo el combustible irradiado en los 12 grupos nucleares de aquel país en una piscina subterránea, la HABOG holandesa, la ZWILAG suiza y los silos de almacenamiento de las plantas de reprocesado, todas ellas de distintas tecnologías de almacenamiento en seco en superficie (ver cuadro 2).

Respecto a la gestión a largo plazo, hay que indicar que, si bien existe un amplio consenso en el ámbito internacional sobre la opción de disposición en formaciones geológicas profundas, actualmente no hay en el mundo ninguna instalación de este tipo para CG/RAA en operación. Dentro del retraso generalizado, los países que más han avanzado en esta línea serían, quizás, Finlandia y EE.UU en tanto que cuentan con un emplazamiento en fase de caracterización, cuyas previsiones de inicio de operación en los supuestos más favorables serían hacia el 2020 y después del 2010, respectivamente. También cuentan con programas desarrollados países como Suecia y Francia pero sin emplazamiento elegido (sólo laboratorios) y con perspectivas asimismo lejanas sobre la puesta en marcha de las instalaciones. En Gran Bretaña está abierto un proceso de discusión política y social sobre esta cuestión. Otros ejemplos fuera de la UE como Japón o Canadá aún se encuentran lejos de la situación de los primeros.

La opción de soluciones compartidas, bien a través de repositorios multinacionales, internacionales o regionales merece hoy en día, a pesar de los problemas de aceptación pública que conllevan, una atención creciente, sobre todo por parte de aquellos países con programas nucleares pequeños o que no disponen de formaciones geológicas adecuadas.

Respecto a otras opciones de gestión final, como es la separación y transmutación de radionucleidos de vida larga con el fin de reducir el volumen y radiotoxicidad de los residuos, su grado de desarrollo es aún preliminar para considerarlas como opciones realmente relevantes en este momento y, además, no eliminarían la necesidad última de evacuación de una cantidad significativa de residuos.

Cuadro 2. Instalaciones de almacenamiento temporal centralizado de CG/RAA

Cuadro 2. Instalaciones de almacenamiento temporal centralizado de CG/RAA

País	Instalación	Tecnología	Almacén
Alemania	Ahaus	Contenedores metálicos	CG
	Gorleben	Contenedores metálicos	CG y Vidrios
Bélgica	Dessel	Bóveda	Vidrios
Estados Unidos	PFS*	Contenedores metal-hormigón	CG
Federación Rusa	Mayak**	Piscina	CG
	Krasnoyarsk**	Piscina	CG
Francia	La Hague**	Piscina	CG
	La Hague**	Bóveda	Vidrios
	CASCAD	Bóveda	Vidrios
Holanda	HABOG	Bóveda	CG y Vidrios
Reino Unido	Sellafield**	Piscina	CG
	Sellafield**	Bóveda	Vidrios
Suecia	CLAB	Piscina	CG
Suiza	ZWILAG	Contenedores metálicos	CG y Vidrios

* En fase de concertación.

** Incluidas en los propios complejos de reprocesado

En cualquier caso, estas opciones de gestión final comentadas deberán contar con la asignación de recursos proporcionados al propio desarrollo de la estrategia nacional en este campo y ser objeto asimismo del seguimiento adecuado mediante la participación en los correspondientes programas internacionales.

Análisis de la situación nacional

En España se optó inicialmente por reprocesar el combustible gastado de las centrales de Vandellós I, José Cabrera y Santa Mª de Garoña. Esta práctica se interrumpió en 1982, salvo para la primera de estas centrales, que dejó de operar en el año 1989 y cuyo combustible hubo de reprocesarse, por razones técnicas, en su totalidad. Como consecuencia de los compromisos derivados de los diferentes contratos de reprocesado, deberán retornar a España diversos residuos de media y alta actividad resultantes del reprocesado del combustible de la C.N. Vandellós I en las instalaciones de COGEMA en Francia y los materiales energéticos (uranio y plutonio) recuperados en el reprocesado del combustible de la C.N. Santa Mª de Garoña en las instalaciones de BNFL en el Reino Unido.

Todos estos materiales se encuentran actualmente almacenados en Francia (residuos de la C.N. Vandellós I) y en el Reino Unido (materiales de la C.N. Santa Mª de Garoña). En el primer caso, los compromisos contractuales contemplan que deben volver a España entre los años 2010 y 2015, existiendo fuertes penalizaciones económicas si el primer transporte, que deberá ser de residuos vitrificados de alta actividad, no tiene lugar antes del 31 de diciembre de 2010. En el segundo caso, los contratos actuales de almacenamiento cubren hasta el año 2011 para el U y 2008 para el Pu, materiales para los cuales se tratarían de buscar soluciones alternativas a las de su almacenamiento.

Salvo las excepciones citadas anteriormente, todo el CG de las centrales de agua ligera que se ha generado en el parque nuclear español se viene almacenando en las piscinas de las correspondientes centrales. Ante la saturación prevista de la capacidad de éstas, a lo largo de la década de los noventa, se acometió la progresiva sustitución de los bastidores originales por otros más compactos, lo que ha permitido, en la mayoría de los casos, diferir notablemente en el tiempo la necesidad de dotar al sistema español de una capacidad de almacenamiento de CG adicional a la de las propias piscinas.

Un caso singular es el de la C.N. de Trillo en la que, pese a sustituir también sus bastidores y por características intrínsecas al diseño de la central, agotaba su capacidad de almacenamiento en el año 2003 (preservando la capacidad de descarga del núcleo completo). Se adoptó en este caso la solución de ampliar la capacidad de almacenar su CG en contenedores metálicos, que se alojan en un almacén construido en el propio emplazamiento de la central, el cual se encuentra operativo desde el año 2002 y en el que, a finales de 2005, hay almacenadas 98,3 tU en 10 contenedores metálicos (DPT), diseñados, licenciados y construidos en España, que también están homologados para el transporte del combustible gastado.

Durante los próximos años las necesidades de almacenamiento temporal adicional de CG, vienen dictadas por la C.N. José Cabrera (descarga de 100 tU a un almacén temporal para permitir el inicio del desmantelamiento de esta central hacia el año 2009), y por la saturación de las piscinas de varias centrales (Ascó y Cofrentes) que se producirá a partir de finales de la presente década.

En cuanto a los residuos distintos del CG, cuya gestión final no está prevista en las instalaciones de El Cabril, éstos se vienen almacenando normalmente de forma temporal en las propias instalaciones de producción e incluso en instalaciones en el extranjero (residuos del reprocesado de las CC.NN. mencionadas).

Concretamente, habrá que gestionar en España a lo largo de los próximos años los residuos de alta y media actividad ya mencionados, provenientes del reprocesado del combustible de la C.N. Vandellós I, un conjunto de residuos del desmantelamiento de la C.N. José Cabrera y de otras instalaciones nucleares, pequeños volúmenes de residuos generados fuera de las instalaciones o de las actividades del ciclo del combustible nuclear y los que pudieran haberse generado en situaciones o actividades no reglamentadas.

De lo expuesto anteriormente cabe concluir que en los próximos años se deberá disponer de capacidad de almacenamiento temporal complementaria suficiente, convergiendo la mayor parte de estas necesidades en torno al periodo 2009-2014.

Respecto a la gestión final, hay que indicar que en España se ha trabajado desde 1985 en la opción del almacenamiento definitivo en profundidad, en cuatro direcciones básicas:

• Plan de Búsqueda de Emplazamientos (PBE), que se paralizó en 1996, y del que se ha recopilado la información suficiente para asegurar que existen en el subsuelo de la geografía española abundantes formaciones graníticas, arcillosas y en menor medida salinas, susceptibles de albergar una instalación de almacenamiento definitivo, con una amplia distribución geográfica.
• Realización de diseños conceptuales de una instalación de almacenamiento definitiva en cada una de las litologías indicadas, buscando la máxima convergencia (puntos comunes) entre ellos.
• Desarrollo de los ejercicios de Evaluación de la Seguridad de los diseños conceptuales, en los que se ha integrado el conocimiento alcanzado en los trabajos y proyectos realizados a partir de los sucesivos Planes de I+D, y en los que se pone de manifiesto que los almacenes geológicos permiten cumplir con los criterios de seguridad y calidad aplicables a este tipo de instalaciones.
• Los Planes de I+D que han ido evolucionando, adaptándose al programa de gestión de CG/RAA de España. Estos planes han permitido adquirir conocimientos técnicos y formar unos equipos de trabajo nacionales en el desarrollo de la opción del almacenamiento definitivo participando en proyectos de investigación internacionales y en proyectos de demostración en laboratorios subterráneos extranjeros.

A lo largo de los últimos años también se ha realizado un esfuerzo importante en investigar la opción separación y transmutación (S+T) en sus distintas versiones, si bien la envergadura de dichos programas y la ausencia de instalaciones adecuadas en el país para desarrollar los programas de investigación específicos necesarios, hace imprescindible la participación en el contexto internacional, donde destacan los Programas Marco de la CE, con proyectos encaminados a demostrar su viabilidad real y los programas de la AEN/OCDE.

Líneas estratégicas de acción

La estrategia básica española en este campo está centrada en el almacenamiento temporal del combustible gastado y RAA en base a un sistema en seco que garantice su seguridad y la protección de las personas y del medio ambiente durante los periodos de tiempo necesarios para proceder a su gestión definitiva o a muy largo plazo.

Específicamente, la solución propuesta, en virtud de los análisis efectuados desde los puntos de vista técnico, estratégico y económico, está basada en disponer de un Almacén Temporal Centralizado (ATC) tipo bóvedas en el entorno del año 2010, cuyo periodo operativo sería del orden de unos 60 años. A efectos de planificación y cálculos económicos, se ha supuesto que hacia el año 2050 podría ponerse en marcha una instalación de almacenamiento definitivo, donde se ubicarían dicho combustible gastado, los RAA y aquellos otros residuos de media actividad que no pueden ir a las instalaciones de El Cabril.

Así pues, el ATC constituye el objetivo básico prioritario para los próximos años, cuya consecución aportaría al sistema español la solidez necesaria y el tiempo suficiente para adoptar en su momento las decisiones más adecuadas respecto a la gestión final del CG y RAA, en base a la propia experiencia adquirida y la evolución de este tema en otros países del mundo.

La idoneidad de la estrategia basada en un ATC, que fue instada al Gobierno por resolución unánime de la Comisión de Industria del Congreso, de diciembre de 2004, formada por representantes de todos los Grupos Parlamentarios, está avalada por las siguientes consideraciones:

• Permite abordar la gestión en condiciones óptimas y de un modo unificado para todo el CG, los RAA y RMA, al tiempo que se independiza la gestión temporal de la definitiva.
• Dota al sistema de gestión español de capacidad de maniobra ante posibles imprevistos, como la necesidad de desmantelamiento prematuro de alguna central, que pudieran presentarse en el futuro.
• Un ATC reduce el número de instalaciones de almacenamiento de CG, RAA y RMA en España, y consecuentemente el de emplazamientos nucleares dispersos por la geografía española, con la consiguiente disminución de los riesgos y servidumbres asociados a este tipo de instalaciones. Esta reducción sería más significativa con el paso del tiempo, y es particularmente importante en el caso de la seguridad física de la instalación.
• Permite liberar para otros usos, sin restricciones, los emplazamientos de las instalaciones nucleares clausuradas.
• Permite cumplir las cláusulas de repatriación de los residuos y materiales del reprocesado del CG en el extranjero.
• Desde un punto de vista económico, un ATC supondría una reducción muy significativa del coste del sistema global de gestión temporal de los RAA y RMA, frente a la opción de almacenamiento en cada central y demás almacenes temporales necesarios.
• Permite racionalizar y optimizar la operación y los servicios de apoyo a la misma.

El emplazamiento de la instalación no requiere unas características especiales, por lo que el diseño de detalle de la instalación se puede adaptar a un gran número de potenciales emplazamientos de la geografía española.

La instalación sería de tipo bóveda y de carácter modular, dotada de una celda caliente de recepción y acondicionamiento del combustible gastado y del resto de residuos, lo que permitiría a su vez desdoblar la función de la instalación en su vertiente de almacén y de centro tecnológico y de investigación en el ámbito de la gestión de los residuos radiactivos.

Una de las principales implicaciones del ATC sería la derivada de los transportes a realizar con destino a la instalación (del orden de dos a tres expediciones al mes), si bien se estima que se podría mitigar apreciablemente con la presencia, o dotación en su caso, de accesos ferroviarios hasta la propia instalación.

La disponibilidad de un ATC antes del año 2011 requiere, no obstante, del establecimiento de mecanismos de información y participación que faciliten la obtención del consenso político y social necesarios para decidir su ubicación. Este PGRR considera que el proceso de debate y de toma de decisiones no debería diferirse más allá del año 2006, ya que en caso de sobrepasar esta fecha tendrían que desarrollarse los proyectos e implantar soluciones alternativas a medida que se saturen las capacidades actuales, teniendo que almacenar “in situ” las cantidades necesarias hasta la disponibilidad de un ATC, con el consiguiente encarecimiento del sistema global de gestión.

En este sentido, a corto-medio plazo, Enresa deberá emprender las siguientes actuaciones:

• Asentamiento de las bases de diseño de la instalación y obtención de la aprobación del diseño genérico de una instalación ATC de las Autoridades Competentes.
• Consolidación y aplicación de una metodología para la búsqueda de soluciones reales y posibles para proyectos de difícil aceptación social, adaptada a las características de la instalación ATC, que debería conducir a la obtención de un emplazamiento con la debida aceptación social que contribuya plenamente a su éxito y futura gobernabilidad a largo plazo.
• Desarrollo del proyecto de detalle, licenciamiento, construcción y puesta en marcha de la instalación ATC en los plazos establecidos.

Asimismo, se han previsto alternativas a través de soluciones de almacenamiento individualizado que, en su caso, pudieran ser necesarias.

En relación con la gestión final, a la luz del nuevo marco temporal, que retrasaría 15 años, a efectos de cálculos económicos y planificación, las previsiones del 5⁰ PGRR, se reducirán significativamente las actividades contempladas en planes anteriores, limitándose éstas, fundamentalmente, a la consolidación y actualización del conocimiento adquirido, aprovechando los desarrollos internacionales en la materia. En este sentido, las actividades para los próximos años serán las siguientes:

• Se elaborarán documentos de síntesis de la información adquirida hasta la fecha, no reanudándose las actividades de búsqueda de emplazamientos.
• Se consolidarán los diseños genéricos para cada roca hospedante.
• Se revisarán los correspondientes ejercicios de evaluación de la seguridad, para actualizarlos de acuerdo con los progresos en los programas de I+D y en consonancia con los diseños revisados y los proyectos internacionales.

En paralelo se profundizará en el análisis y conocimiento de otras tecnologías, como es la separación-transmutación ya comentada, en estrecha colaboración con los avances y proyectos internacionales que se acometan en este campo, con una dimensión y alcance acordes con las capacidades de investigación existentes en el país.

Para poder acometer las iniciativas necesarias que en su momento dieran soporte al proceso de toma de decisiones, Enresa presentará al MITYC, a lo largo de los próximos años, los siguientes informes:

• Informe sobre opciones de gestión que contemple las distintas alternativas consideradas en el ámbito internacional y su adaptación al caso español, incluyendo un programa de desarrollo de cada una de las opciones.
• Informe sobre la viabilidad de las nuevas tecnologías, en particular las posibilidades de la separación y transmutación.
• Proyectos Básicos Genéricos en los que se compendie el nivel de conocimientos adquirido en relación al almacenamiento definitivo.

Asimismo, y con el objeto de poder analizar los posibles procesos de concertación y potenciales mecanismos de participación ciudadana que faciliten el debate necesario en la sociedad, Enresa elaborará un informe que recoja las experiencias que sobre los procesos de toma de decisiones en relación con la gestión definitiva de CG y RAA han tenido lugar en países con una problemática similar a la de España. Dicho informe incluirá las iniciativas legislativas, los procedimientos de asignación de emplazamientos y los métodos de participación de las distintas partes involucradas en el proceso, así como la situación actual de los respectivos programas.

Dicha información servirá de base para el análisis y formulación de posibles iniciativas parlamentarias que puedan facilitar el proceso de toma de decisiones y la definición del marco de participación más adecuado.

En paralelo con todo lo anterior, las actividades de I+D se plantearán y desarrollarán según las premisas, criterios y objetivos indicados en la Sección C.V de este Plan.

Clausura de instalaciones

Consideraciones generales y panorama internacional

Según la definición más extendida, el término “clausura” engloba al conjunto de actividades técnicas y administrativas que se llevan a cabo al final de la vida útil de una instalación reglamentada para eliminar todos (o algunos) de los controles reguladores. En consecuencia, engloba actividades relativas a la descontaminación, al desmantelamiento, a la retirada de materiales y residuos radiactivos, componentes y estructuras de las mismas y a la “liberación” del emplazamiento para otros usos. La “clausura” sería el reconocimiento formal de la nueva situación administrativo-legal de la instalación.

La clausura de las instalaciones reglamentadas es un paso más, el último, en la vida de las mismas, y, de modo general, se encuentra también incluido en el alcance de la reglamentación específica aplicable.

Dentro del conjunto de instalaciones reglamentadas y en lo que se refiere a la gestión de RBMA, resultan especialmente significativas las del “ciclo del combustible” y muy en particular las CC.NN. y las fábricas de reprocesado de combustible irradiado (no existentes en nuestro país), porque en su desmantelamiento se generan cantidades muy significativas de estos residuos radiactivos.

Las actividades de desmantelamiento de instalaciones del ciclo del combustible nuclear se encuentran en franco crecimiento en muchos países y seguirán creciendo en las dos próximas décadas. La edad media de las CC.NN. en operación en el mundo es del orden de 20 años, con lo cual y suponiendo una vida útil de 40 años, el número de reactores en desmantelamiento crecerá rápidamente a partir del 2010 y tendrá un máximo en torno al año 2015 que se mantendrá durante una década, hasta el 2025. Sin embargo, la aparición y duración de este pico será variable en cada país debido fundamentalmente a los distintos programas nucleares adoptados.

La experiencia ya acumulada en los últimos años indica que las actividades técnicas necesarias para el desmantelamiento y la clausura de estas instalaciones, incluyendo las CC.NN., pueden ser llevadas a cabo a escala industrial y dentro de los parámetros de calidad y seguridad más exigentes.

Los planteamientos nacionales básicos para acometer este tipo de actividades son diversos entre países, como consecuencia de las diferentes condiciones existentes en cada uno de ellos en lo que respecta a aspectos relevantes, tales como la disponibilidad de fuentes de financiación, las capacidades de gestión de los residuos resultantes, las decisiones sobre la utilización del emplazamiento, las estrategias energéticas, etc. La tendencia actual para las CC.NN. a nivel mundial, se inclina hacia su desmantelamiento total y temprano, pero no en todos los casos. Para otras instalaciones los planteamientos nacionales suelen ser más específicos, aunque se observa una tendencia general también hacia no dilatar en exceso la realización de las actividades tendentes a su clausura, tras el final de su vida útil.

En cuanto a las actividades desarrolladas en el desmantelamiento de instalaciones nucleares por los organismos internacionales, hay que señalar que es un área de actividad que en los últimos años ha ido adquiriendo protagonismo progresivo, plasmándose en nuevas iniciativas dentro del OIEA, AEN/OCDE y UE.

La experiencia internacional habida en el desmantelamiento de CC.NN. puede resumirse en las siguientes conclusiones:

• Están en fase de ejecución un amplio número de proyectos de desmantelamiento total de reactores comerciales.
• Las tecnologías y métodos para abordar el desmantelamiento de cualquier componente o zona de una central nuclear están disponibles y han sido probadas satisfactoriamente en diversos proyectos.
• Las estrategias en cada caso están influenciadas por condiciones específicas (País-central-propietario-emplazamiento). En el caso de centrales que no comparten el emplazamiento con otras unidades, la tendencia a alcanzar a corto plazo el desmantelamiento total es mucho mayor que en el caso de centrales que sí lo comparten.

España mantiene una importante presencia internacional en este campo, en base a la notable experiencia acumulada en los últimos años, incluyendo la realización del desmantelamiento de la C.N. Vandellós I.

Análisis de la situación nacional

En España existe en la actualidad un sistema establecido para llevar a cabo las actividades conducentes a la clausura de las instalaciones reglamentadas y están definidos también los agentes que intervienen en el mismo.

El modo de funcionamiento del sistema incluye: a) el marco general de las actuaciones; b) el marco normativo; c) el papel de los agentes, y d) las condiciones básicas de seguridad y operatividad a cumplir y garantizar en su aplicación, incluyendo los mecanismos de financiación. Los titulares de instalaciones reglamentadas que generan residuos radiactivos, deben disponer de capacidades para su gestión y ello pueden hacerlo mediante contratos con Enresa, cuyo alcance debe incluir hasta el desmantelamiento de las mismas para CC.NN. y en su caso para las II.RR.

Como elemento relevante y en cierto modo diferente al resto de países, Enresa tiene asignadas responsabilidades directas en las actividades de clausura de algunas de estas instalaciones y así está recogido en la normativa aplicable.

En el caso de las CC.NN. la responsabilidad de realizar tal desmantelamiento recae directamente en Enresa y así está previsto en el contrato correspondiente establecido entre las Partes, que se complementa con los acuerdos operativos necesarios; también están totalmente definidos por las autoridades y plenamente operativos, los mecanismos de financiación inherentes al mismo.

En el caso de las instalaciones de la minería y fabricación de concentrados de Uranio, la responsabilidad corresponde al Titular, salvo que las Autoridades determinen otra cosa en función de las circunstancias, como se ha hecho en el caso de las “históricas”.

En el caso de la Fábrica de Elementos Combustibles de Juzbado, la responsabilidad de realizar el desmantelamiento recae en Enresa y así está previsto en el correspondiente contrato, que establece además el mecanismo de aportaciones anuales al fondo durante su vida operativa para cubrir los costes de desmantelamiento previsto.

En el caso del Ciemat, la responsabilidad recae en el Titular, habiéndose establecido el modo de participación de Enresa en cuanto a los aspectos técnicos y financieros.

En el caso de las II.RR., el contrato con Enresa para la gestión de sus RR permite que los Titulares puedan acordar con Enresa la forma de proceder y los modos de hacer frente a los costes derivados, aunque debe indicarse que la clausura de este tipo de instalaciones no suele plantear dificultades especiales, una vez retirados los últimos residuos de la etapa operativa.

Conviene destacar que la normativa actual contempla los aspectos básicos del proceso reglamentario por el que deben conducirse los proyectos de desmantelamiento y clausura de instalaciones reglamentadas, y reconoce la necesidad de planear el desmantelamiento desde las etapas iniciales de concepción de este tipo de instalaciones.

Los desmantelamientos de grandes instalaciones producen cantidades significativas de materiales residuales con contenido radiactivo, mayoritariamente RBMA, que en el caso español pueden ser gestionados en El Cabril, muchos de ellos como RBBA. Las actividades de desmantelamiento y clausura de las CC.NN. pueden verse notablemente dificultadas (incluso impedidas) en función de la existencia o no de capacidades suficientes de gestión para el combustible gastado. De igual modo la clausura de éstas y de otras instalaciones relevantes del ciclo del combustible nuclear, e incluso la de algunas II.RR. específicas, dan origen a la generación de cantidades moderadas (pero apreciables) de RR, cuya gestión, en el caso español, requiere la existencia de instalaciones específicas, con carácter temporal, como serían las propias del ATC.

A lo largo de los últimos años, se ha acumulado en España una considerable experiencia en este campo, que incluye la realización de diversos proyectos, entre los que se destaca, por su envergadura y relevancia, el desmantelamiento llevado a cabo en la C.N. Vandellós I, que ha permitido ubicar a España en el grupo de países con experiencia integral en este área. La realización de este proyecto en plazo y con el alcance necesario ha sido posible por la existencia de una infraestructura suficiente en el país para garantizar la financiación de los costes, la aplicación de las tecnologías necesarias y la gestión adecuada de los residuos generados.

La experiencia descrita ha permitido el desarrollo de un conjunto de capacidades de diverso tipo que están plenamente disponibles en la actualidad. De forma ligada a lo anterior, se han desarrollado y se dispone de herramientas genéricas y específicas para la gestión y optimización de las actividades de desmantelamiento, y de bases de datos de experiencias reales. Toda esta experiencia será aplicada ahora a los diversos proyectos a realizar en el próximo futuro, tales como: a) el desmantelamiento y clausura de la C.N. José Cabrera; b) la ejecución del desmantelamiento de diversas instalaciones del Ciemat (PIMIC); y c) el desmantelamiento de instalaciones y la restauración definitiva de las explotaciones mineras en Saelices El Chico y otras minas antiguas de uranio.

Líneas estratégicas de acción

Con la experiencia ya acumulada en los últimos años, el planteamiento básico de futuro de las actividades de Enresa en esta área, fundamentalmente enfocadas a las centrales nucleares, tiene las líneas siguientes:

• Mantener la cooperación con las Autoridades, en los desarrollos de carácter normativo o de otro tipo que deseen acometer. Especial atención debe prestarse a la transición desde la etapa operativa, y a la incorporación del grado necesario de flexibilidad a los documentos preceptivos y al proceso de licenciamiento durante la ejecución del proyecto, para tener en cuenta la realidad cambiante de la instalación a medida que avanza el proyecto.
• Continuar realizando los estudios genéricos necesarios del desmantelamiento de CC.NN. tipo de las instaladas en España (PWR y BWR de 1.000 MWe), para optimizar los futuros proyectos específicos y disponer de una mejor estimación de costes y residuos generados.
• Mantener la coordinación y cooperación entre los agentes operativos (Titulares y Enresa), para el mejor desarrollo de la estrategia nacional básica definida, que es la del desmantelamiento total a iniciar a los tres años de la parada definitiva, una vez extraído el combustible y retirados los RBMA de operación.
  En lo que se refiere a la C.N. Vandellós I y finalizado el Nivel 2 de desmantelamiento, ésta queda transformada en una instalación pasiva, que permanecerá de este modo, bajo la responsabilidad de Enresa, durante el periodo de latencia (inicialmente estimado en 25 años), hasta que se acometa su desmantelamiento total, pudiendo liberarse parcialmente el emplazamiento durante tal periodo intermedio.
• Plantear y acometer el desmantelamiento de la C.N. José Cabrera, cuya fecha de cese definitivo de explotación ha sido el 30/04/06, aprovechando para ello la experiencia acumulada en Vandellós I.
  Para este proyecto, se ha seleccionado la alternativa de desmantelamiento total inmediato, dejando el emplazamiento liberado, en su práctica totalidad para que pueda ser utilizado sin ningún tipo de restricción.
• Participar con el Titular en las actividades de desmantelamiento y restauración ambiental de Saelices El Chico y de otras minas de titularidad de ENUSA, utilizando la experiencia previa acumulada.
• Mantener el apoyo necesario a Ciemat, Universidades e II.RR. en las actividades de desmantelamiento precisas, aportando la experiencia acumulada.
• Mantener el esfuerzo en la optimización de la aplicación práctica del proceso de “desclasificación” de materiales residuales con contenido radiactivo mínimo.
• Mantener líneas de actividad y cooperación para el futuro desmantelamiento de la Fábrica de combustible nuclear de Juzbado.
• Satisfacer los planteamientos que decidan las Autoridades para efectuar la vigilancia institucional a largo plazo.
• Mantener la presencia en los foros internacionales adecuados, con atención preferente a la AEN y la UE en los aspectos más globales de planteamiento y encuadre de estos proyectos.
• Promover desarrollos nacionales para aprovechar la experiencia acumulada en futuras actuaciones, a la vez que se afianza el conocimiento adquirido. Para ello se ha puesto en marcha, en el emplazamiento de Vandellós I, el Centro Tecnológico “Mestral”.

Otras actuaciones

Al margen de todo lo anteriormente comentado, en España es necesario llevar a cabo una serie de actuaciones que por su carácter especial se describen de forma independiente en este apartado.

Protocolo de colaboración sobre la vigilancia radiológica de los materiales metálicos

En 1998 se produjo un incidente en una acería ubicada en la provincia de Cádiz, que consistió en la fusión de una fuente radiactiva de Cs-137, de actividad elevada, que se había procesado al estar incluida en algún lote de la chatarra metálica utilizada en el proceso. El incidente no produjo efectos apreciables sobre las personas ni sobre el medio ambiente, pero sí ocasionó trastornos operativos y elevados costes a la factoría, para cubrir todas las tareas de limpieza y recuperación subsiguientes, y un volumen muy apreciable de RBMA/RBBA.

A raíz del mismo, las Autoridades nacionales promovieron iniciativas para evitar la repetición de ese tipo de eventos y en todo caso, para reducir sus efectos en caso de ocurrencia. El resultado primero fue la firma, en noviembre de 1999, de un “Protocolo” de colaboración, de carácter voluntario, entre los diversos agentes implicados de uno u otro modo en el tema. A este “Protocolo” se han sumado después otras asociaciones industriales y sindicatos del sector del metal.

Desde la firma del Protocolo, se han producido un número significativo de detecciones de material radiactivo contenido o acompañando a esos materiales metálicos de diversa entidad y Enresa ha efectuado las retiradas y gestión correspondiente de los mismos.

Como consecuencia de los incidentes a que se ha hecho referencia anteriormente, se han retirado por Enresa un total de unos 2.500 m³ de residuos radiactivos, que han sido trasladados a El Cabril.

Apoyo a la respuesta en caso de emergencia.

Una de las tareas asignadas a Enresa en la reglamentación es la de apoyar a las Autoridades competentes, en la forma en que se establezca, en caso de emergencia radiológica. El alcance de este apoyo está definido a nivel muy básico en ciertos planes y programas de carácter y alcance nacional, tales como el PLABEN, y deberá precisarse en otras circunstancias y supuestos, tales como las que se originarían en caso de otras situaciones de emergencia no debidas a un incidente en una C.N. que puedan suceder en cualquier zona del territorio nacional. En todo caso, Enresa operaría siempre a instancia de las Autoridades competentes y de forma concreta en el PLABEN, como miembro del “Grupo Radiológico” de la respuesta, que dirige el CSN.

Para cumplir las tareas que tiene encomendadas, Enresa se ha dotado de una serie de capacidades operativas complementarias a las que le son propias de forma habitual.

Gestión de cabezales radiactivos de pararrayos.

Las Autoridades nacionales establecieron en su momento una norma que obligaba a formalizar la existencia de este tipo de aparatos según la Reglamentación radiactiva específica, o a su retirada por Enresa como residuo radiactivo.

En los últimos años Enresa ha venido realizando la retirada y gestión de estos cabezales y de las fuentes radiactivas que contenían, mediante su exportación para reciclado. Actualmente, el proceso puede darse por finalizado a todos los efectos prácticos y formales. No obstante, se mantiene la capacidad operativa necesaria para atender aquellos casos puntuales de existencia de algún otro pararrayos de estas características en el futuro.

A lo largo de todo el proceso, no se han producido incidencias dignas de mención.

Gestión de detectores iónicos de humos (DIH).

Este tipo de detectores incorporan una pequeña fuente radiactiva y su comercialización (no su uso) está reglamentado. Su utilización es profusa y hay varios millones instalados por toda la geografía nacional.

Hasta febrero del 2005, para este tipo de aparatos resultaban en principio posibles dos formas de gestión: su entrega a Enresa en calidad de residuo radiactivo, o su gestión final por vías convencionales, siempre que el aparato cumpliera una serie de requisitos de fabricación y uso. Desde esa fecha se ha reglamentado una nueva forma de proceder para su gestión al final de la vida útil de los DIH, en tanto que son “aparatos eléctricos y electrónicos” (RD 208/2005 sobre aparatos eléctricos y electrónicos y la gestión de sus residuos).

En base a lo anterior, desde el año 2005, corresponde a los fabricantes y suministradores, junto con las entidades locales, en la forma en que se indica en la normativa, establecer y financiar sistemas para asegurar la gestión de las fuentes radiactivas que portan, las cuales tendrían que ser entregadas a Enresa.

Enresa está preparando en la actualidad un nuevo Plan de Acción, en estrecho contacto con las Autoridades, que tenga en cuenta lo establecido en el citado RD 208/2005.

Gestión de otros materiales radiactivos aparecidos fuera del sistema regulador

Además de los casos específicos descritos en los epígrafes anteriores, el sistema nacional tiene establecidos dos mecanismos básicos para que se lleve a cabo la retirada y gestión segura de cualquier material radiactivo que pudiera aparecer fuera del control regulador. Las Autoridades ponen en marcha tales mecanismos, mediante la edición de “Órdenes de intervención” o de “ Resoluciones de transferencia”, involucrando a Enresa como proceda en cada caso. Es de especial relevancia el Real Decreto 229/2006 sobre control de fuentes radiactivas encapsuladas de alta actividad y fuentes huérfanas.

Enresa ha realizado un número limitado de actuaciones, respondiendo a “Órdenes de intervención”, que han abarcado la retirada y gestión de fuentes radiactivas de uso médico utilizadas a principios de la segunda mitad del siglo XX, algunos casos de comercializadores de productos de consumo que se encontraban intervenidos por la Administración y en casos de instalaciones reglamentadas de otro tipo sin Titular localizable.

Las actuaciones relativas a “Resoluciones de Transferencia” son más habituales y esencialmente se refieren a fuentes y otros materiales radiactivos existentes en instalaciones (reglamentadas o no) a causa de actividades llevadas a cabo hace bastante tiempo y que no siguieron en su día los procedimientos establecidos o lo hicieron inadecuadamente.

El tipo de fuentes y materiales radiactivos retirados por estos mecanismos es variado y los volúmenes no son, en general, significativos.

Investigación y desarrollo

Consideraciones generales y situación internacional

La I+D es uno de los elementos básicos en la generación de los conocimientos y las tecnologías necesarias para garantizar la seguridad y la viabilidad de las diferentes etapas de la gestión de los residuos radiactivos, jugando por tanto un papel relevante en dicha gestión.

España, al igual que la mayoría de los países que gestionan residuos radiactivos, viene desarrollando programas sistemáticos de I+D aplicados tanto a los distintos tipos de residuos como a las actividades de desmantelamiento de instalaciones nucleares, la restauración ambiental y la protección radiológica. El esfuerzo dedicado a estas actividades se focaliza, tanto a nivel nacional como internacional, en aquellas áreas y actividades donde las soluciones industriales no están todavía implantadas, sin olvidar la optimización y la mejora continuada de la seguridad y de la operatividad de las instalaciones en funcionamiento a través de la incorporación de los avances tecnológicos y científicos que se van produciendo.

En el ámbito internacional existe una estrecha colaboración en el campo de la I+D, tanto a través de los Programas Marco de la UE, específicamente dentro de Euratom, como a través de acuerdos bilaterales o multinacionales.

Referente a los residuos de alta actividad, los programas de I+D europeos se focalizan en el Almacenamiento Geológico Profundo como solución definitiva, con independencia de que previamente a esa gestión final pudiera producirse o no, una reutilización o reelaboración del combustible, o incluso con consideraciones especificas respecto de la viabilidad y aplicación de técnicas de transmutación, aspectos que también llevan asociados programas de I+D importantes, tanto específicos en algunos países como dentro de los Programas Marco de la UE.

En relación con el almacenamiento, los “laboratorios subterráneos” constituyen hoy los principales centros generadores de conocimiento y verificación de tecnologías y metodologías para la demostración, a escala real, de la viabilidad constructiva, operativa y de seguridad de un repositorio como solución final.

En relación a la separación y la transmutación, se está llevando a cabo un importante esfuerzo en I+D liderado por los países con capacidad de reprocesar combustible para obtener los datos básicos y las tecnologías que conduzcan al desarrollo de un prototipo que permita analizar la viabilidad técnica, industrial y económica de estos sistemas en la generación de energía y su incidencia en la gestión de residuos radiactivos (reducción de la toxicidad de residuos radiactivos).

La I+D en la gestión de RBMA, desmantelamiento, protección radiológica y restauración ambiental se orienta internacionalmente a la optimización de tecnologías de caracterización del inventario radiactivo en los residuos a gestionar (bultos), la durabilidad de los sistemas de confinamiento, la mejora y optimización de los sistemas de monitorización, la reducción de volumen de residuos, optimización de técnicas de descontaminación y corte de materiales a desmantelar, etc. En este campo existe una amplia colaboración e interconexión entre los programas para compartir experiencias operacionales y generar una base de datos común, sobre todo en el caso de desmantelamiento de CC.NN.

Análisis de la situación nacional

La I+D desarrollada en España ha promovido la participación activa en los programas internacionales en todos los ámbitos de gestión, si bien, dadas las carencias iniciales, el mayor esfuerzo se ha realizado en lo referente a la gestión de los RAA, y también en aquellos proyectos cuyos resultados son de aplicación inmediata en las actividades en curso de Enresa (gestión RBMA y desmantelamiento).

La gestión de residuos radiactivos en España ha venido acompañada de programas quinquenales de I+D desde 1986. Actualmente está en curso el quinto Plan que cubrirá el periodo 2004-2008. Los objetivos principales y recursos asignados a dichos planes han sido consecuencia de las estrategias establecidas en los sucesivos PGRR.

En el momento actual, y como consecuencia de la I+D realizada, se cuenta con una importante infraestructura científica y tecnológica que asegura la disponibilidad de gran parte de las capacidades y tecnologías necesarias para la gestión. En dichas capacidades se incluyen tanto los grupos científicos como la infraestructura analítica y numérica desarrollada, así como la experiencia metodológica adquirida.

Teniendo en cuenta el nivel tecnológico, de experiencia y de capacidades adquirido, y considerando además que en la estrategia actual de la gestión del combustible gastado y RAA, el almacenamiento temporal es la principal prioridad a corto plazo de Enresa, que el almacenamiento geológico no es una necesidad urgente y que están previstas actividades importantes en los campos de gestión de RBBA y desmantelamiento de instalaciones nucleares, la I+D debe orientarse y desarrollarse de forma que:

• Suministre un apoyo sistemático y preferencial a las actividades de almacenamiento temporal, desmantelamiento y gestión de RBBA y RBMA.
• Incluya un área de apoyo directo al ATC y limite las actividades relacionadas con la gestión final del CG/RAA a la consolidación y actualización del conocimiento adquirido, en línea con los desarrollos internacionales.
• Asegure el mantenimiento y actualización de capacidades y conocimientos, asociados a la caracterización del comportamiento de los RAA y los isótopos que contienen (fundamentalmente el combustible irradiado) así como en lo relativo con la separación y transmutación de residuos de alta actividad como apoyo a la gestión a corto y largo plazo del combustible irradiado.

Estas actividades deberán realizarse manteniendo un nivel de inversiones similar al actual y manteniendo también la colaboración internacional, todo ello adaptado al nuevo horizonte temporal de desarrollo de las actividades de gestión de Enresa.

En conclusión, el desarrollo de conocimientos y capacidades tecnológicas ha sufrido en España un incremento notable, adquiriendo un nivel similar, en muchos campos, al de países más avanzados en el campo nuclear. No obstante, la continuación de la I+D es y será todavía necesaria, si bien, con objetivos distintos, hasta la puesta en operación de las instalaciones de gestión.

Actuaciones planificadas

Las actividades de I+D para los cinco próximos años deben dar soporte y cobertura a:

• La elaboración y/o revisión de estrategias de gestión para los distintos tipos de residuos radiactivos basados en un mejor conocimiento de los mismos, las matrices que los contienen y las propiedades físicas, químicas, ambientales y radiológicas de los isótopos que contengan.
• El apoyo a los diseños de detalle, licenciamiento y construcción de instalaciones de almacenamiento temporal y su vigilancia operacional y ambiental, con especial atención al ATC.
• La elaboración de opciones de gestión a largo plazo de los residuos de alta actividad que se reflejarán en los documentos estratégicos y que irán integrando todos los avances que tanto a nivel nacional como internacional se vayan alcanzado.
• La participación en el programa Euratom de la UE en las áreas de interés para el programa de gestión español.
• La continuación de las líneas de mejora en las tecnologías de restauración ambiental así como de monitorización ambiental de emplazamientos de instalaciones, tanto para RBMA/RBBA como para el ATC.
• En el caso de RBMA, la mejora del conocimiento sobre durabilidad de hormigones, ensayos de implantación de tecnologías de reducción de volumen, caracterización de bultos para modelización integral del funcionamiento de la instalación de almacenamiento.
• El diseño, construcción y licenciamiento de las capas de cobertura de las plataformas de almacenamiento de la instalación de El Cabril.
• La optimización y mejora de la gestión de activos científicos y tecnológicos que la I+D ha generado, de forma que se asegure la disponibilidad inmediata de dichos activos cuando sea necesario y su transmisión adecuada a los nuevos fines de los proyectos de la I+D.
• El desarrollo de las bases tecnológicas y metodológicas de desmantelamiento de instalaciones nucleares, aprovechando la experiencia del desmantelamiento de la C.N. Vandellós I y aplicándola a la C.N. José Cabrera u otras en las que hubiera que intervenir.
• Las actividades de investigación, entrenamiento y formación a desarrollar en el C.T.Mestral en el emplazamiento de Vandellós I.
• Seguimiento a nivel internacional de los modos de gestión de materiales específicos, tales como el grafito.