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Residuos de Alta Actividad

Los residuos de alta actividad (RAA) contienen cantidades apreciables de productos radiactivos (emisores de radiación alfa de vida larga y de beta-gamma), cuya radiactividad es alta y generan calor de forma significativa. Básicamente se trata del combustible nuclear gastado (CG) de las centrales nucleares y de los residuos vitrificados producidos en el reproceso de pequeñas cantidades de CG.

Los residuos especiales (RE) son residuos de larga vida y actividad significativa, cuya gestión temporal y definitiva será similar a la de los residuos de alta actividad.

Características del combustible gastado (CG)

El combustible nuclear está constituido por un conjunto de pastillas cerámicas cilíndricas de óxido de uranio, U-238, con un grado de enriquecimiento en U-235 (inferior al 5%) colocadas dentro de tubos de una aleación rica en circonio denominada Zircaloy, y ensambladas en una estructura que conforma el elemento combustible.

Una vez cargado el combustible en el interior del reactor nuclear se producen reacciones de captura neutrónica y de fisión nuclear en parte del uranio y en otros radionucleidos que se van generando, dando lugar a productos de fisión, productos de activación y a la generación de plutonio, y otros actínidos minoritarios, presentando una composición en la que están, prácticamente, todos los elementos de la tabla periódica. Estas reacciones desprenden gran cantidad de calor.

Las cantidades y características de los distintos elementos componentes del CG dependen de su enriquecimiento inicial en U-235, de su grado de quemado y de la manera en que se ha operado el reactor. La composición del CG es variable con el tiempo debido a las reacciones nucleares, los procesos de desintegración y otras reacciones nucleares que tienen lugar en su interior, y del tiempo transcurrido desde su extracción del núcleo del reactor (tiempo de enfriamiento).

Infografia de un elemento combustible

Infografia de un elemento combustible


El Ciclo del Combustible Nuclear




El ciclo del combustible nuclear comprende todas las etapas desde la extracción de los minerales de uranio, su concentración, enriquecimiento y la fabricación de elementos combustibles para su empleo en la central nuclear en cuyo reactor se provoca la reacción de fisión (primera parte del ciclo) y la gestión de los residuos radiactivos generados (segunda parte del ciclo).

Texto explicativo ciclo de combustible nuclear
En el ciclo abierto: El combustible gastado es considerado residuo radiactivo de alta actividad y se gestiona como tal, almacenándolo en instalaciones temporales específicas. El destino definitivo del combustible gastado sería un almacén geológico profundo que supondrá su gestión final como residuo.
En el ciclo cerrado: En el ciclo cerrado, el combustible gastado es reutilizado parcialmente mediante el reprocesado y reciclado. Consiste en la recuperación de aquellos componentes del combustible usado con potencial energético, fundamentalmente el uranio y el plutonio, para emplearlos de nuevo en un reactor. Este combustible, formado por óxidos de plutonio y uranio, recibe el nombre de MOX.
El resto de componentes del combustible gastado (productos de fisión, activación y otros actínidos, materiales estructurales) se consideran residuo, se acondicionan y transportan a un almacén. Su gestión final, al igual que en el ciclo abierto, requiere su alojamiento en un emplazamiento geológico profundo.
Diagrama explicativo de los ciclos de combustible gastado abierto y cerrado


El elemento combustible gastado una vez extraído del reactor nuclear debe ser siempre almacenado bajo agua para su refrigeración en las piscinas de la central nuclear. La elección del agua como medio hospedante se debe a su alto coeficiente de transmisión del calor, sus buenas propiedades como blindaje, su transparencia y su manejabilidad. Tras unos años de enfriamiento se puede optar por:

Ciclo abierto:

El combustible gastado (CG) permanece almacenado temporalmente en las piscinas de las centrales nucleares, o en otros sistemas de almacenamiento temporal a la espera de su gestión final en un almacén geológico profundo (AGP).

Ciclo cerrado:

El combustible gastado (CG) se reprocesa, a fin de recuperar el uranio y el plutonio que aún contiene y fabricar combustible nuevo. Los residuos radiactivos resultantes se vitrifican y se gestionan como RAA en almacenes temporales a la espera de su gestión final en un AGP.



Gestión del combustible gastado

España ha optado por el ciclo abierto, es decir, por no reprocesar el CG. Sólo el CG de la central nuclear Vandellós I en su totalidad y pequeñas cantidades de los de José Cabrera y Santa María de Garoña se reprocesaron en el pasado. Los residuos vitrificados, resultantes del reproceso del combustible gastado de Vandellós I, almacenados en Francia, deben retornar a España.

La estrategia recogida en el 7º Plan General de Residuos Radiactivos para la gestión temporal del combustible gastado, residuos de alta actividad y residuos especiales contempla el Almacenamiento Temporal Descentralizado (ATD) en los emplazamientos de las centrales nucleares que los generan hasta su gestión final en un Almacén Geológico Profundo (AGP).



Sistemas de almacenamiento temporal



 
Piscina para combustible gastado de una central nuclear

Almacenamiento bajo agua en piscinas de la central nuclear

El CG una vez extraído del reactor nuclear debe ser siempre almacenado bajo agua para su refrigeración en las piscinas de la central nuclear. La elección del agua como medio hospedante se debe a su alto coeficiente de transmisión del calor, sus buenas propiedades como blindaje, su transparencia y su manejabilidad.

Almacén temporal centralizado

Almacenamiento en seco en contenedores en los ATI

En algunas centrales, la capacidad de las piscinas llega a su límite o se plantea la necesidad de evacuar el combustible de éstas para poder iniciar su desmantelamiento. Para ello, se dispone el combustible en contenedores que se almacenan en una instalación apropiada en el emplazamiento de la central. Esta instalación recibe el nombre de Almacén Temporal Individualizado (ATI).

Los contenedores para el almacenamiento temporal pueden ser de distintos tipos, por ejemplo, metálicos de doble propósito (almacenamiento y transporte) o cápsulas metálicas soldadas almacenadas en módulos de hormigón-metal y transportables en contenedor metálico.



Almacenes Temporales Individualizados (ATI)
en las diferentes centrales nucleares:


ATI de la CN de Trillo

La central nuclear de Trillo dispone, desde 2002, de un almacén de contenedores para albergar, temporalmente, el CG de la instalación. Se trata de una nave con muros y techo de hormigón capaz de alojar hasta 80 contenedores de doble propósito (almacenamiento y transporte). Este ATI tiene capacidad para albergar todo el combustible gastado que se genere como resultado de la operación de la central, siempre acorde al escenario de cierre planificado.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear de Trillo
ATI de la CN José Cabrera

Instalación ubicada dentro del emplazamiento de la central y diseñada para almacenar en seco todo el CG descargado del reactor.

Consiste en una losa de hormigón armado para apoyo de módulos de almacenamiento, rodeada de un sistema de vallado exterior de protección radiológica y de un vallado interior de seguridad física, que delimita el área de almacenamiento.

Este ATI almacena 12 contenedores cargados con el CG y otros 4 adicionales que albergan las piezas metálicas más activadas obtenidas durante el desmantelamiento de la segmentación de los componentes internos del reactor.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear José Cabrera
ATI de la CN Ascó

Instalación ubicada dentro del emplazamiento de la central diseñada para almacenar en seco el CG descargado de los dos reactores.

Compuesto por dos losas independientes para 18 contenedores de almacenamiento cada una. Cuenta con un sistema de almacenamiento basado en cápsulas metálicas soldadas con envolvente de hormigón. Está rodeada de un sistema de vallado exterior, de protección radiológica, y de un vallado interior de seguridad física, que delimita el área de almacenamiento.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear de Ascó
ATI de la CN Almaraz

Almacén de tecnología similar a los anteriores, basado en dos losas de hormigón armado con capacidad para 20 contenedores metálicos de doble propósito en su superficie (10 contenedores en cada losa). Este ATI presta servicio a las dos unidades de la central.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear de Almaraz
ATI de la CN Santa María de Garoña

Este ATI consta de 2 losas de hormigón armado, fue autorizado inicialmente para 10 contenedores y en la actualidad se está tramitando la autorización para la totalidad del CG de la central. El sistema de almacenamiento consiste en contenedores metálicos de doble propósito.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear Santa María de Garoña
ATI de la CN Cofrentes

Almacén de tecnología similar a los anteriores, basada en dos losas de hormigón con contenedores metálicos de doble propósito, con una capacidad para 12 contenedores cada una, lo que supone una capacidad total de almacenamiento de 24 contenedores metálicos de doble propósito.

Almacén Temporal Individualizado de la central nuclear de Cofrentes


ATD (Almacén Temporal Descentralizado)

El 7º Plan General de Residuos Radiactivos contempla la puesta en marcha de un Almacén Temporal Descentralizado (ATD) para CG, RAA y RE en cada central nuclear (Almaraz, Ascó, Cofrentes, Santa María de Garoña, José Cabrera, Trillo y Vandellós II).

El ATD de cada central estará formado por su ATI más una nueva instalación complementaria o medidas adicionales, que permitan realizar las operaciones de mantenimiento y reparación de sus contenedores, para garantizar la función de recuperabilidad a nivel de contenedor.

Los Almacenes Temporales Descentralizados, incluyendo sus instalaciones complementarias, estarán operativos antes de iniciar el desmantelamiento de su piscina de combustible. En la central nuclear José Cabrera, en fase final de desmantelamiento, las medidas previstas sobre la recuperabilidad a nivel de contenedor se implantarán entre 2024 y 2029.

Los ATD permanecerán operativos hasta el traslado de todo el CG al AGP.



Sistemas de almacenamiento definitivo

De acuerdo con la Directiva 2011/70/Euratom del Consejo, de 19 de julio de 2011, por la que se establece un marco comunitario para la gestión responsable y segura del combustible gastado y de los residuos radiactivos, el almacenamiento geológico profundo (AGP) constituye la opción más sostenible y segura como punto final de la gestión del CG y de los RAA.

El objetivo perseguido con el almacenamiento de los RAA en formaciones geológicas profundas es evitar que las sustancias radiactivas que contienen lleguen al entorno humano en concentraciones que puedan dañar el medio ambiente y, consecuentemente, la salud humana.

Para conseguirlo es necesario aislar el residuo durante periodos de tiempo largos, de forma que la actividad de los distintos elementos radiactivos contenidos decaiga a valores suficientemente bajos como para que no se alteren los fondos radiológicos naturales y no se incrementen las dosis normales al ser humano.

El AGP se fundamenta en el denominado principio multibarrera, que consiste en interponer una serie de barreras, artificiales y naturales, entre el residuo y la biosfera. Su seguridad no descansa en una única barrera, sino en la acción combinada de distintas barreras con diferentes funciones. El objetivo es que las deficiencias que pudieran producirse en el comportamiento de una barrera con el paso del tiempo no comprometan la seguridad global del sistema.

Estas barreras actúan de dos formas distintas:

  • Por un lado, aportan contención de los materiales radiactivos
  • Por otro lado, retardan y diluyen las potenciales liberaciones hacia la biosfera en el conjunto de ecosistemas que recibirán el potencial impacto del almacén (suelos, aguas, seres vivos, etc.).

Las barreras o componentes de este concepto son de dos tipos: artificiales y naturales.


Texto explicativo AGP
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Combinación de barreras artificiales y naturales en un almacén geológico profundo

Barreras artificiales

Las barreras artificiales o de ingeniería se diseñan, construyen y colocan de acuerdo con el diseño del almacén, la función o funciones específicas que se les asigna, y las condiciones que imponen a corto y largo plazo el resto de las barreras artificiales y naturales del sistema.

Los componentes de las barreras artificiales o de ingeniería son:

  • La propia forma química del residuo.
  • Las cápsulas metálicas de almacenamiento.
  • Los materiales de relleno y sellado.

Barreras naturales

Las barreras naturales no son especificadas o construidas por el ser humano, pero deben ser caracterizadas y seleccionadas de acuerdo con unos criterios, o requisitos funcionales que las hagan adecuadas para el correcto funcionamiento de las barreras artificiales y del conjunto.

Los componentes de las barreras naturales son:

  • La geosfera. Formaciones geológicas donde se ubica el repositorio, y las aguas y gases que contienen.
  • La biosfera. Conjunto de ecosistemas (suelos, aguas, seres vivos, etc.) que recibirían el impacto del repositorio..

Por barrera geológica se entiende la formación geológica en la cual se encuentra ubicado el almacén, y que está constituida fundamentalmente por una parte sólida, conformada por rocas y minerales, y una parte fluida formada por agua y gases.

La barrera natural es responsable de la seguridad del sistema a largo plazo, retrasando la salida hacia el entorno humano de los radionucleidos y controlando su dispersión y dilución. Las barreras artificiales juegan un papel decisivo en la seguridad a corto plazo, por su capacidad de contención y retardo.

En Enresa, desde 1985 se ha trabajado en la opción del AGP en cuatro direcciones básicas:


Plan de Búsqueda de Emplazamientos (PBE), del que se ha recopilado la información suficiente para asegurar que existen en el subsuelo de la geografía española abundantes formaciones graníticas y formaciones arcillosas susceptibles de albergar una instalación de almacenamiento.


Realización de diseños conceptuales de una instalación de almacenamiento para cada una de las litologías indicadas, buscando la mayor cantidad de puntos comunes entre ellos.


Desarrollo de los ejercicios de Evaluación de la Seguridad de los diseños conceptuales (granito y arcilla), en los que se ha integrado el conocimiento alcanzado en los sucesivos Planes de I+D, y en los que se pone de manifiesto que los AGP permiten cumplir con los criterios de seguridad y calidad aplicables a este tipo de instalaciones.


Desarrollo de los sucesivos Planes de I+D, que han ido evolucionando para adaptarse a los programas de gestión de CG y RAA y que han permitido adquirir conocimientos técnicos y participar en proyectos de investigación nacionales/internacionales y en laboratorios subterráneos extranjeros.



Se ha realizado un esfuerzo importante en investigación sobre tecnologías de separación y transmutación con objeto de reducir la actividad y vida de los elementos y facilitar su almacenamiento en el AGP, si bien la envergadura de dichos programas hace imprescindible la participación en el contexto internacional.

Actualmente, resultado de los trabajos realizados entre 1986 y 1996, en los que se llevó a cabo un análisis de las formaciones geológicas favorables a albergar el AGP, se dispone de un Inventario de Formaciones Favorables.

Se dispone de dos diseños genéricos y evaluación de seguridad asociada de ambos, adaptados a un medio hospedante tipo granito y tipo arcilla. Estos avances constituirán una base sólida para el lanzamiento de las próximas etapas para la selección del emplazamiento y la implantación del AGP.

El concepto de referencia considera el almacenamiento final del CG y otros RAA en cápsulas de acero al carbono rodeadas de un material de sellado adecuado. Dichas cápsulas estarán emplazadas en galerías horizontales situadas a una profundidad suficiente que variará dependiendo de si son formaciones arcillosas o graníticas.

La reactivación del programa AGP en España, junto con su regulación y un plan de implementación específico, ha sido una recomendación de la misión combinada IRRS/ARTEMIS para evaluar el marco regulador español sobre la seguridad nuclear y radiológica (IRRS), y el sistema de gestión de residuos radiactivos (ARTEMIS) con objeto de dar cumplimiento a:

  • La Directiva 2009/71/EURATOM, por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de instalaciones nucleares y a
  • La Directiva 2011/70/EURATOM, por la que se establece un marco comunitario para la gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y los residuos radiactivos.

El 7º PGRR, considera que la opción preferente y básica para la gestión del CG y los RAA es disponer de un AGP que, a los efectos de cálculos económicos y de planificación, entraría en operación a partir del año 2073, tras un periodo previo de almacenamiento temporal del CG.



Transporte de Residuos de Alta Actividad (RAA)



Actualmente en España no se realizan transportes de residuos de alta actividad y combustible nuclear gastado, ya que permanecen en las piscinas o en los almacenes temporales en las propias centrales.

Contenedor de transporte de residuos de alta actividad y combustible nuclear gastado
Trabajos preparatorios de transporte