Almacenamiento de los residuos radiactivos

Hay que tener en cuenta que cuando el combustible usado (gastado o irradiado) se retira del reactor, tan sólo se ha utilizado el 5% de la energía inicialmente contenida y está formado por 95% uranio; 1% plutonio y el resto son actínidos menores, productos de vida larga, productos de vida corta y productos estables de fisión. En el caso de que se considere la reutilización del U-235 remanente y del Pu-239 generado, se procede a la reelaboración o reciclado del combustible para su uso en otro tipo de centrales nucleares. Con esta operación se separan estos dos elementos de los productos de fisión, que constituyen los residuos de alta actividad. Esta opción, en la que se reutiliza el combustible, se conoce como ciclo cerrado.

Si se opta por no reutilizar los recursos energéticos contenidos en el combustible irradiado, se procede a la gestión del mismo como residuo radiactivo de alta actividad, ya que los productos de fisión quedan confinados en él. Esta opción se conoce como ciclo abierto.

España mantiene como estrategia de gestión del combustible gastado el denominado “ciclo abierto”, es decir, que no se contempla el reprocesado sino el almacenamiento de los residuos generados por las plantas.

Cada país establece su forma de gestionar y almacenar los residuos radiactivos, por lo que lo que se describe a continuación son algunos tipos de almacenamientos (dependiendo de cada país pueden recibir otros nombres aunque su funcionamiento es similar) que suelen ser los más comunes. En este caso, se ha tenido en cuenta para su clasificación la actividad de los residuos (muy baja, baja, media y alta actividad) y la temporalidad (temporal o definitiva).

Residuos de muy baja, baja y media actividad

Para estos tipos de residuos se pueden utilizar instalaciones de almacenamiento en superficie o a baja profundidad. La mejor forma de explicarlo es con un ejemplo, como el Centro de Almacenamiento de El Cabril, Hornachuelos, en Córdoba (España).

Inició su operación en 1992, después de casi tres años de construcción, y cuenta con dos zonas diferencidas para sus funciones:

• La zona de edificios. En ella están los edificios de acondicionamiento, donde tienen lugar las actividades de tratamiento de residuos y la sala de control donde se realizan las operaciones,el seguimiento y la supervisión de la instalación. También dispone de laboratorios para la verificación de la calidad de los residuos y de edificios que aportan los servicios auxiliares que dan soporte a la instalación.
• La zona de almacenamiento. Se distinguen dos áreas: La de residuos de baja y media actividad (RBMA) que está formada por dos plataformas: la norte, constituida por 16 estructuras o celdas de almacenamiento y la sur,constituida por 12 y el área de los residuos de muy baja actividad (RBBA) que está formada por una plataforma en la que se contemplan cuatro estructuras que se construirán en función de las necesidades de almacenamiento. Actualmente, hay dos construidas.

Las instalaciones de El Cabril tienen como características:

• Automatismo: Se opera desde una sala de control, minimizando las dosis a los operadores.
• Solidificación: Los residuos se almacenan en forma sólida, por tanto, no puede haber vertidos líquidos ni fugas gaseosas en el material almacenado.
• Resistencia sísmica: Capaz de soportar el mayor terremoto previsible en la zona.
• Recuperabilidad: Los contenedores de almacenamiento de los residuos podrían extraerse en el futuro si se desea.

La Nuclear Regulatory Commission (NRC) de Estados Unidos ha calificado en un documento público las instalaciones de El Cabril como unas de las mejores del mundo para el tratamiento y almacenamiento de los residuos radiactivos de baja y media actividad.

¿Cómo se gestionan los residuos de muy baja actividad?

Los residuos de muy baja actividad llegan a la instalación en sacas, bidones o contenedores y se almacenan directamente en la estructura o celda específica de almacenamiento. En caso de que fuera necesario su tratamiento, se envían al área destinada para el mismo.

Cuando las estructuras o celdas lleguen al límite de su capacidad, se cubrirán con diferentes capas, siendo la última de tierra vegetal para su integración en el entorno. En ese momento comenzará la fase de vigilancia y control del emplazamiento durante 60 años.

¿Cómo se gestionan los residuos de baja actividad?

El sistema de almacenamiento se basa fundamentalmente en la interposición de barreras de ingeniería y de barreras naturales que aíslan de forma segura los materiales almacenados, garantizando la protección de las personas y del medio ambiente.

Los residuos de baja y media actividad llegan a El Cabril en transportes especializados y se descargan en la zona de acondicionamiento o bien en alguno de los almacenes temporales. La mayor parte de los residuos generados en las centrales nucleares llegan acondicionados en bidones. Los procedentes de hospitales, centros de investigación o industrias son tratados y acondicionados en las propias instalaciones de El Cabril.

Los bultos recibidos se introducen en contenedores de hormigón hasta su capacidad máxima. En ese momento se inmoviliza cada uno mediante mortero inyectado formando bloques compactos que van introduciendo en la celda de almacenamiento hasta que se completa y se cierra con una losa de hormigón armado y se impermeabiliza.

Cuando se completen todas las estructuras de una plataforma, se cubrirá con una cobertura final formada por diferentes capas drenantes e impermeabilizantes que terminarán con una última capa de tierra vegetal, buscando su integración con el entorno. En este momento, comenzará la fase de vigilancia y control del emplazamiento, con una duración estimada de 300 años.

¿Cómo se tratan y acondicionan los residuos radiactivos?

Desde el momento en que se generan y hasta que se almacenan, los residuos radiactivos se someten a un proceso de acondicionamiento que depende, fundamentalmente, de sus características físico-químicas y radiológicas:

• Residuos líquidos. Se segregan en función de su condición acuosa u orgánica y,posteriormente, se tratan utilizando métodos físicos (filtración, centrifugación, evaporación,etc.) y químicos (precipitación, intercambio iónico, etc.), con la finalidad de reducir su contaminación y volumen. Finalmente tienen que solidificarse porque es la forma más segura de transportarlos y almacenarlos, por lo que se mezclan uniformemente con hormigón,mortero o cemento.
• Residuos sólidos. Se segregan en función de su contaminación y de sus propiedades físicoquímicas con el objetivo de reducir el volumen a tratar. Para ello, se emplean técnicas de descontaminación, troceado, trituración y compactación y se inmovilizan creando un bloque con cemento.

Los residuos orgánicos se incineran con la finalidad de poder solidificarlos inmovilizando posteriormente las cenizas con mortero.

Combustible usado, residuos de alta actividad y especiales

Los residuos de alta actividad 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 o irradiado de las centrales nucleares y de los residuos vitrificados producidos en el reproceso de pequeñas cantidades de combustible usado (también llamado gastado o irradiado).

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

Si no se considera el reprocesado, tal y como lo hace España, las instalaciones para este tipo de residuos son:

Sistemas de almacenamiento temporal

El almacenamiento temporal es necesario para llevar a cabo la gestión de la segunda parte del ciclo del combustible nuclear. Es preciso que exista una instalación temporal intermedia en la que el combustible irradiado pierda parte de su energía residual antes de ser depositado en un almacenamiento definitivo.

Un procedimiento generalizado, aunque no es la única opción, es almacenar el combustible irradiado en piscinas y, pasados unos años, durante los que se reduce el nivel de radiactividad (cada año se reduce a la centésima parte), estos elementos son transferidos, generalmente, a un Almacén Temporal Individualizado (ATI), donde se mantienen hasta su disposición definitiva. El objetivo es que cuando se lleve a cabo el almacenamiento definitivo, el nivel de radiactividad se haya reducido a la milésima parte.

Para ello, el combustible usado, 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 que permite el enfriamiento, sus buenas propiedades como blindaje, su transparencia y su manejabilidad.

La capacidad de almacenamiento de combustible de las centrales nucleares españolas en las piscinas se ha ampliado en los últimos años (teniendo en cuenta la duración actual de los ciclos operativos y la obligación legal por seguridad de dejar una reserva de capacidad igual a un núcleo completo), aunque ha llegado un momento en el que se han saturado, para lo que se ha buscado la opción de los Almacenes Temporales Individualizados (ATI).

En algunas centrales, las piscinas han llegado o están llegando a su capacidad máxima de almacenamiento o se plantea la necesidad de evacuar el combustible de estas para poder iniciar su desmantelamiento. Para ello, se disponen los elementos combustibles en contenedores que se almacenan, durante un tiempo determinado, en una instalación apropiada en el emplazamiento de la central denominada 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.

La utilización de los ATI para el almacenamiento temporal del combustible irradiado es una práctica habitual en varios países del mundo con programas nucleares.

En caso de España, existe otro tipo de alcanceamiento que se llama "Almacén Temporal Descentralizado" (ATD) que está formado por sus ATIs más una nueva instalación complementaria o medidas adicionales, que permitan realizar las operaciones de mantenimiento y reparación de sus contenedores (en caso de ser necesario), para garantizar la función de recuperabilidad a nivel de contenedor.

Los ATD, incluyendo sus instalaciones complementarias, estarán operativos antes de iniciar el desmantelamiento de su piscina de combustible y permanecerán en servicio hasta el traslado de todo el combustible gastado al Almacén Geológico Profundo (AGP).

Almacén Geológico Profundo (AGP)

Es un sistema de almacenamiento definitivo que tiene como objetivo almacenar los residuos de alta actividad en formaciones geológicas profundas para evitar que las sustancias radiactivas que contienen lleguen al entorno humano en concentraciones que puedan dañar al medio ambiente y, consecuentemente, a 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.

La seguridad del AGP se fundamenta en el denominado principio “multibarrera”, que consiste en interponer una serie de barreras, artificiales y naturales, entre los residuos y la biosfera junto con una capacidad de aislamiento y confinamiento de las formaciones geológicas, siempre que éstas reúnan unas determinadas características de estabilidad, espesor, ausencia de vías preferentes de migración de efluentes y capacidad de retención. La finalidad 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:

• Aportan contención de los materiales radiactivos.
• 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:

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 asignan y las condiciones que imponen a corto y largo plazo el resto de las barreras artificiales y naturales del sistema. Sus componentes son:

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

Las barreras artificiales juegan un papel decisivo en la seguridad a corto plazo, por su capacidad de contención y retardo.

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. Sus componentes son:

• Geosfera. Formaciones geológicas donde se ubica el almacén y las aguas y gases que contienen.
• Biosfera. Conjunto de ecosistemas (suelos, aguas, seres vivos, etc.) que recibirían el impacto del almacén.

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.

El diseño, construcción, operación y licenciamiento de un repositorio geológico profundo o AGP sigue una serie de etapas, condicionando cada una de ellas a la posterior:

• Primera: Selección de la tecnología que debe demostrar la disponibilidad y los conocimientos necesarios para acometer los trabajos genéricos de caracterización de un emplazamiento y la capacidad de evaluar la seguridad a largo plazo del repositorio.
• Segunda: Selección de un emplazamiento, uniendo criterios técnicos y de participación ciudadana. Se obtendrán datos específicos desde la superficie y de su análisis se deducirá la conveniencia o no de proseguir.
• Tercera: Caracterización detallada del emplazamiento. Implica la construcción de un laboratorio subterráneo, que permita obtener los datos específicos del emplazamiento,necesarios tanto para ajustar el diseño como para la evaluación de su seguridad. Se verificarán las técnicas de caracterización y funcionamiento a largo plazo de las barreras y se elaborará un diseño específico del repositorio acorde a las características del emplazamiento. Durante esta fase se demostrará la viabilidad operativa del repositorio y los métodos de clausura, así como la “recuperabilidad” de los residuos.
• Cuarta: Construcción del repositorio, evaluación de la seguridad y conclusión del proceso de licenciamiento. Una vez obtenido, se procederá a la operación.

Separación y transmutación

Esta opción es para cuando un país opta por el ciclo cerrado de combustible.

Consiste en que mediante el reproceso de separación y transmutación se recupera el uranio y plutonio del combustible gastado para su aprovechamiento energético posterior y quedan como residuos los productos de fisión y actínidos no recuperados, que constituyen los únicos de alta actividad.

La separación consiste en una serie de operaciones químicas, en medio húmedo (hidrometalúrgicas) o en medio seco (pirometalúrgicas), para extraer los actínidos minoritarios y algunos productos de fisión de período largo, para convertirlos a un estado que permita su transmutación.

La transmutación de los actínidos se realiza generalmente a través de reacciones de fisión, mientras que la de los productos de fisión se efectúa por reacciones de captura neutrónica.

La separación y transmutación de los radionucleidos contenidos en los residuos de alta actividad reducen el inventario radiotóxico, es decir, la radiotoxicidad y consecuentemente el tiempo en el que esta tiene valores elevados y reducen el volumen de residuos de alta actividad. No obstante, aunque quede disminuido, seguirá habiendo residuos de alta actividad a los que habrá que dar una solución final.

El interés por estas técnicas se ha reactivado en algunos países como China, Francia, India, Japón, Reino Unido, Rusia, etc.

En Estados Unidos ha surgido un renovado interés por el reproceso. De hecho, se creó el llamado Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) a través del cual se busca trabajar junto con otros países como Francia, Japón o Rusia en el desarrollo de nuevos métodos de reutilización del combustible gastado. Este programa, además de trabajar en las nuevas tecnologías sobre el reciclado del combustible y la construcción de nuevos reactores en el país, también continuará con el desarrollo de nuevos reactores que puedan utilizar el combustible ya reprocesado que todavía contiene un porcentaje elevado de la energía de cuando fue cargado en el reactor por primera vez.