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
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).
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.
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 CG permanece almacenado temporalmente en las piscinas de las centrales nucleares, o en otros sistemas de almacenamiento, individualizado o centralizado, a la espera de su gestión final en un almacén geológico profundo (AGP).
Ciclo cerrado:
El 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 (individualizado o centralizado) 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 contemplada en nuestro país en el 6º Plan General de Residuos Radioactivos para la gestión temporal del CG, los RAA y los RE se centra en la puesta en explotación de un Almacén Temporal Centralizado (ATC) y, para la gestión final, se espera poder disponer de un AGP en la década de los 70.
Sistemas de almacenamiento temporal
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.
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).
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.
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.
Consiste en dos losas de hormigón armado con capacidad para 16 módulos de almacenamiento por losa. 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.
ATI de la CN Almaraz
Almacén de tecnología similar a los anteriores, basada en una losa de hormigón con contenedores metálicos de doble propósito en su superficie. Entró en explotación en 2018 con la carga del primer contenedor tipo ENUN-32P.
ATI de la CN Santa María de Garoña
Almacén de tecnología similar a los anteriores, basada en una losa de hormigón con contenedores metálicos de doble propósito, que dispondrán de un sobre-embalaje de blindaje. El almacén está construido con una capacidad física para 32 contenedores ENUN-52B (2 losas de 16 posiciones).
En el año 2020 se presentó al organismo regulador (CSN) la revisión de diseño del ATI para albergar la totalidad del combustible alojado en la piscina de la central.
ATI de la CN Cofrentes
Almacén de tecnología similar a los anteriores, basada en una losa de hormigón con contenedores metálicos de doble propósito, con una capacidad para 24 posiciones de almacenamiento de contenedores HI-STAR 150.
Este almacén se encuentra construido y está previsto su inicio de operación en 2021.
El ATC como Objetivo Estratégico
El Almacén Temporal Centralizado (ATC) según el 6º Plan General de Residuos Radioactivos está diseñado para el almacenamiento temporal en seco, en una instalación única, que albergará tanto el combustible gastado (CG) producido por el parque nuclear español como los residuos de alta actividad y los residuos especiales (RAA y RE) .
El ATC permite:
- Gestionar, en condiciones óptimas y en un único lugar, tanto el combustible gastado, como los residuos de alta actividad y los residuos especiales.
- Gestionar los residuos vitrificados almacenados en Francia.
- Liberar todos los emplazamientos de las centrales nucleares una vez finalizado su desmantelamiento.
- Independizar la gestión temporal de la definitiva.
El ATC está diseñado para una vida operativa de unos 60 años tras los cuales todos los residuos se trasladarían al AGP y se procedería al desmantelamiento de la instalación.
La decisión de almacenar en un único lugar el CG y los RAA en España, parte de una Resolución de la Comisión de Industria del Congreso, de diciembre de 2004, que instó al Gobierno, en colaboración con Enresa, a desarrollar los criterios para llevar a cabo una instalación de almacenamiento temporal para el CG y los RAA en España.
El vigente 6º PGRR y el borrador del 7º PGRR en tramitación, mantienen la estrategia de gestión temporal unificada del CG, los RAA y los RE, en una única instalación, contemplando la entrada en funcionamiento de un ATC.
Al objeto de llevar a cabo el proceso de selección del emplazamiento de la instalación, se aprobó el Real Decreto 775/2006, de 23 de junio, mediante el que se constituyó una Comisión Interministerial para el establecimiento de los criterios que debería cumplir el emplazamiento del ATC, lo que dio lugar a un procedimiento de selección, como resultado del cual, mediante Acuerdo del Consejo de Ministros de 30 de diciembre de 2011, se aprobó la designación de Villar de Cañas (Cuenca) como emplazamiento de esta instalación y de su centro tecnológico asociado.
En base a lo anterior, en enero de 2014, Enresa presentó ante el entonces Ministerio de Industria, Energía y Turismo la solicitud de autorización previa y de autorización de construcción de esta instalación, emitiendo el CSN su informe favorable en relación con la solicitud de autorización previa el 27 de julio de 2015.
No obstante, sin haberse llegado a conceder ninguna de estas dos autorizaciones, en julio de 2018 la Secretaría de Estado de Energía solicitó al CSN y a la Secretaría de Estado de Medioambiente la suspensión, tanto de la emisión del informe preceptivo sobre la autorización de construcción como de la tramitación del procedimiento de evaluación ambiental, respectivamente, hasta la aprobación del 7º PGRR.
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.
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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.
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 borrador del 7º PGRR, en tramitación, 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 individualizados en las propias centrales.
Ante la necesidad del Almacén Temporal Centralizado español se ha elaborado un Plan de Transporte que permitirá llevar los residuos de alta actividad y el combustible nuclear gastado desde las centrales nucleares hasta la nueva instalación. Para la realización de esta actividad son de aplicación las mismas normas y criterios que se utilizan en el transporte de residuos radiactivos de baja y media actividad.
Para el transporte de residuos radiactivos de alta actividad y combustible nuclear gastado, se emplearán embalajes diseñados para resistir las denominadas “condiciones de accidente” de acuerdo con el ADR (Acuerdo de Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera).
En el mundo se han realizado más de 30 millones de kilómetros de transportes de estos materiales y no se ha producido incidente radiológico alguno.