unidades de trabajo de separaci\u00f3n<\/strong> (UTS). Dado que las necesidades espa\u00f1olas de servicios de enriquecimiento son inferiores al mill\u00f3n de UTS\/a\u00f1o, no resulta \ufffcrentable el disponer en Espa\u00f1a de una planta de enriquecimiento, que tiene un umbral m\u00ednimo de rentabilidad estimado en 4 millones de UTS\/a\u00f1o.<\/p>\n\n\n\nPor ello los servicios de enriquecimiento se garantizan, en parte, mediante la participaci\u00f3n del 11,11 %, que ENUSA tiene en la planta de difusi\u00f3n gaseosa de EURODIF, situada en Francia.<\/p>\n\n\n\n
Siguiendo la pol\u00edtica de diversificaci\u00f3n de contratos de suministro de uranio enriquecido, los aprovisionamientos de ENUSA, en el \u00e1rea de conversi\u00f3n de uranio natural a UF6, se realizan mediante contratos con los principales convertidores mundiales: Converdyn (USA), Cameco (Canad\u00e1), BNFL (Reino Unido), Comurhex (Francia) y Tenex (Rusia).<\/p>\n\n\n\n
En lo que respecta a los servicios de enriquecimiento, se mantienen contratos con: Tenex (Rusia), USEC (USA), Urenco (UE) y Eurodif (Francia). Las necesidades medias anuales de servicios de enriquecimiento son de unas 750.000 UTS.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfSe fabrican elementos combustibles en Espa\u00f1a?<\/h3>\n\n\n\n
La demanda espa\u00f1ola de combustible nuclear se satisface con la producci\u00f3n de la f\u00e1brica de elementos combustibles que posee ENUSA en Juzbado (Salamanca).<\/p>\n\n\n\n
En esta instalaci\u00f3n se fabrican, desde 1985, elementos combustibles destinados a las centrales nucleares espa\u00f1olas, tanto para las PWR como para las BWR, as\u00ed como para centrales de diversos pa\u00edses europeos, tales como Francia, B\u00e9lgica, Alemania, Suecia, Suiza y Finlandia.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfSe pueden transportar libremente los materiales radiactivos?<\/h3>\n\n\n\n
El transporte de los materiales radiactivos, como el de cualquier sustancia peligrosa, est\u00e1 regulado por reglamentos nacionales e internacionales, con el objeto de someter a un grado razonable de control los riesgos de esta actividad, en lo que puedan afectar a las personas y sus bienes y al medio ambiente, tanto en condiciones normales como accidentales.<\/p>\n\n\n\n
En el transporte de los materiales radiactivos deben satisfacerse dos clases de requisitos: unos, de garant\u00eda de calidad<\/em> y, otros, de verificaci\u00f3n del cumplimiento de las condiciones del transporte<\/em>. Los primeros comprenden las medidas adoptadas por el fabricante de los embalajes y cuantas dem\u00e1s condiciones hayan de aplicarse a los bultos<\/em> transportados. Los segundos incluyen los ex\u00e1menes, inspecciones y dem\u00e1s medidas destinadas a confirmar que se cumplen las disposiciones establecidas en la reglamentaci\u00f3n.<\/p>\n\n\n\nLa expresi\u00f3n bulto<\/em>, empleada anteriormente, es la voz usada en la reglamentaci\u00f3n para cada una de las unidades f\u00edsicas que se env\u00eden en un transporte. Un bulto radiactivo<\/em> est\u00e1 formado, por lo tanto, por el embalaje<\/em> y el contenido radiactivo<\/em>. El t\u00e9rmino \u00abembalaje\u00bb se emplea en sentido amplio y abarca el conjunto completo de elementos que aloja en su interior el contenido radiactivo; por lo tanto, un bulto puede ser algo tan simple como una caja de cart\u00f3n o un bid\u00f3n con cemento, o tan complicado como un contenedor para combustibles nucleares irradiados. En todos los casos, el embalaje ha de evitar que el contenido radiactivo salga al exterior, lo que dar\u00eda lugar a una contaminaci\u00f3n. El embalaje, adem\u00e1s, ha de ser tal que no impida la evacuaci\u00f3n del calor liberado en los procesos radiactivos que tienen lugar en su contenido radiactivo<\/em> y proporcionar un blindaje adecuado para la actividad de la sustancia transportada. Desde el punto de vista de esta actividad, existen dos categor\u00edas de bultos: la categor\u00eda A corresponde a aquellos bultos en que se limita la actividad m\u00e1xima que pueden poseer, de acuerdo con los radionucleidos que contengan y la forma de presentaci\u00f3n, y la categor\u00eda B, sin limitaci\u00f3n alguna.<\/p>\n\n\n\nEl transporte de materiales radiactivos es una actividad con una casu\u00edstica \ufffcmuy compleja, debido a la diversa naturaleza qu\u00edmica y actividad con que se pueden presentar los materiales radiactivos. Esta casu\u00edstica est\u00e1 recogida y analizada con todo detalle en la reglamentaci\u00f3n. La mayor\u00eda de los pa\u00edses han adoptado como base de su legislaci\u00f3n el \u00abReglamento para el transporte seguro de los materiales radiactivos\u00bb, publicado por el OIEA. En la \u00faltima edici\u00f3n de este Reglamento, publicada en 1990, se recoge la experiencia de m\u00e1s de treinta a\u00f1os.<\/p>\n\n\n\n
El uranio enriquecido empleado en centrales nucleares, \u00bfsirve para fabricar bombas at\u00f3micas?<\/h3>\n\n\n\n
No. Tanto en uno como en el otro caso se emplea uranio enriquecido, pero el utilizado en las centrales nucleares tiene un grado de enriquecimiento muy bajo, inferior al 5%. Para fabricar una bomba at\u00f3mica es necesario un uranio muy enriquecido, por encima del 90%, lo que hace imposible que el uranio enriquecido con fines energ\u00e9ticos pueda emplearse como explosivo nuclear. Dig\u00e1moslo as\u00ed, el combustible nuclear empleado en una central nuclear contiene un uranio-235 demasiado diluido para que pueda emplearse como explosivo.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfQu\u00e9 es el reproceso y d\u00f3nde se realiza?<\/h3>\n\n\n\n
El combustible nuclear produce energ\u00eda cuando se fisiona en el n\u00facleo del reactor, a la vez que se generan productos de fisi\u00f3n y elementos transur\u00e1nidos de elevada actividad radiol\u00f3gica. En t\u00e9rminos generales, cuando se saca del reactor, el combustible nuclear gastado posee una actividad 800 millones de veces mayor que la que ten\u00eda al entrar, cuando era solo uranio. Su alta actividad obliga a aislarlo inmediatamente, por lo que se maneja siempre dentro de sistemas con blindaje biol\u00f3gico que aten\u00fae la radiaci\u00f3n hasta niveles admisibles por la legislaci\u00f3n.<\/p>\n\n\n\n
A corto plazo, lo primero que se hace con el combustible gastado es depositarlo en la piscina de almacenamiento de la propia central, a la que llega por un canal de transferencia. En las piscinas el agua que hay por encima del elemento sirve de blindaje biol\u00f3gico y adem\u00e1s elimina el calor que se desprende de todo material con alta actividad.<\/p>\n\n\n\n
El combustible gastado, tras unos a\u00f1os de estancia en la piscina de la central, se puede considerar como residuo radiactivo (ciclo abierto), en cuyo caso se ha de proceder a su gesti\u00f3n definitiva en su conjunto, o se considera como un producto del cual se pueden recuperar el uranio y el plutonio que contienen, para su aprovechamiento energ\u00e9tico posterior (ciclo cerrado).<\/p>\n\n\n\n
El proceso que se lleva a cabo en el segundo caso se denomina reproceso, en el cual, tras separar el uranio y el plutonio no quemados, quedan como residuos los productos de fisi\u00f3n y act\u00ednidos no recuperados. El uranio y el plutonio separados se reciclan en las f\u00e1bricas de combustible como material fisionable, cerrando as\u00ed el ciclo del combustible nuclear. Los residuos (tras unos a\u00f1os de enfriamiento) son solidificados por vitrificaci\u00f3n, encapsul\u00e1ndolos en cilindros de acero inoxidable, constituyendo los \u00fanicos residuos de alta radiactividad que se derivan del ciclo del combustible nuclear.<\/p>\n\n\n\n
En Francia funciona la planta de reelaboraci\u00f3n de La Hague, propiedad de COGEMA, con dos unidades capaces de reprocesar 800 toneladas de combustible gastado al a\u00f1o; en el Reino Unido funciona otra planta en Sellafield, propiedad de BNFL, con capacidad an\u00e1loga. Jap\u00f3n, a su vez, est\u00e1 construyendo otra planta. Tanto COGEMA como BNLF ofrecen servicios de reprocesado a otros pa\u00edses, con la cl\u00e1usula de retornarles los residuos radiactivos.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfPara qu\u00e9 puede servir el plutonio recuperado?<\/h3>\n\n\n\n
El plutonio es un elemento que tiene fundamentalmente cuatro is\u00f3topos -de n\u00famero m\u00e1sico 239, 240, 241 y 242- de los que \u00fanicamente son fisionables los que tienen numero impar, 239 y 241, por lo que pueden ser considerados como combustible nuclear, y de hecho el plutonio producido en los combustibles nucleares se quema en parte durante la estancia de \u00e9ste en el reactor, contribuyendo a la producci\u00f3n de energ\u00eda y al inventario de los productos de fisi\u00f3n. Aunque son datos variables, un 25% de la energ\u00eda generada en una central nuclear procede de ese plutonio.
En el combustible gastado quedan entre 7 y 8 kilogramos por tonelada de plutonio sin quemar. Este plutonio, recuperado en el reproceso, se usa para sustituir el uranio-235 en el combustible nuclear, fabricando pastillas de \u00f3xido de uranio y \u00f3xido de plutonio
mezclados, que se llama combustible MOX.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfEs igual el plutonio que puede extraerse del combustible gastado procedente de una central nuclear que el plutonio que se emplea en bombas at\u00f3micas?<\/h3>\n\n\n\n
No, pues el plutonio que se emplea en la fabricaci\u00f3n de las bombas at\u00f3micas tiene una concentraci\u00f3n en el is\u00f3topo Pu-239 del orden del 90%, mientras que el plutonio que se produce en las centrales nucleares alcanza, como m\u00e1ximo, una concentraci\u00f3n en el referido is\u00f3topo del 60%.En Espa\u00f1a, las previsiones realizadas por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), en el Quinto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR), aprobado en julio de 1999, estiman que la producci\u00f3n total de combustible gastado ser\u00e1 de 6.750 toneladas de uranio metal, lo que significa un volumen de unos 10.000 metros c\u00fabicos.<\/p>\n\n\n\n
\u00bfQu\u00e9 pol\u00edtica se sigue en Espa\u00f1a con el combustible gastado?<\/h3>\n\n\n\n
En Espa\u00f1a, las previsiones realizadas por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), en el Quinto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR), aprobado en julio de 1999, estiman que la producci\u00f3n total de combustible gastado ser\u00e1 de 6.750 toneladas de uranio metal, lo que significa un volumen de unos 10.000 metros c\u00fabicos.<\/p>\n\n\n\n
En la realizaci\u00f3n de estas estimaciones se ha considerado como escenario la no variaci\u00f3n del actual parque nuclear, nueve reactores en siete emplazamientos, con un per\u00edodo de vida de cada instalaci\u00f3n de cuarenta a\u00f1os, desde su puesta en marcha hasta su parada definitiva.<\/p>\n\n\n\n
Aunque no se cierra la posibilidad del reprocesado en el extranjero, en el referido PGRR se contempla que el combustible gastado, una vez sacado del reactor, pasa a ser considerado residuo radiactivo de alta actividad, el cual, tras su estancia en la piscina de la propia central nuclear, se depositar\u00e1 en el almac\u00e9n temporal centralizado.<\/p>\n\n\n\n
La decisi\u00f3n sobre el tratamiento definitivo que se ha de dar al combustible gastado fue tomada en El Consejo de Ministros el 30 de diciembre de 2011, qui\u00e9n design\u00f3 el municipio conquense de Villar de Ca\u00f1as como ubicaci\u00f3n para el Almac\u00e9n Temporal Centralizado.<\/span><\/p>\n\n\n\nEl 23 de junio de 2006, el Gobierno aprob\u00f3 la creaci\u00f3n de una Comisi\u00f3n Interministerial para el establecimiento de los criterios que deb\u00eda cumplir el emplazamiento final del ATC.<\/p>\n\n\n\n
La selecci\u00f3n del emplazamiento se ha producido en otros pa\u00edses del mismo modo, y tienen ya en operaci\u00f3n una instalaci\u00f3n similar. El proceso que se ha seguido para la selecci\u00f3n del emplazamientoATC es el siguiente:<\/p>\n\n\n\n
1.Informaci\u00f3n p\u00fablica.
2.Convocatoria en el Bolet\u00edn Oficial del Estado.
3.Presentaci\u00f3n de candidaturas.
4.Selecci\u00f3n de candidatos.
5.Designaci\u00f3n por el Gobierno de Espa\u00f1a.<\/p>\n\n\n\n
El proceso para la elecci\u00f3n de la ubicaci\u00f3n del ATC ha seguido las directrices del programa europeo COWAM, y se ha regido por los principios de transparencia y voluntariedad.<\/p>\n\n\n\n
El proyecto COWAM Espa\u00f1a cont\u00f3 con la participaci\u00f3n de representantes de ayuntamientos, comunidades aut\u00f3nomas, universidades, colegios profesionales, instituciones y organismos como el Consejo de Seguridad Nuclear y Enresa.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"
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