>Ciencia y técnica VII: Residuos Radiactivos

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Uno de los argumentos que esgrimen los contrarios a la energía nuclear es el descontrol en el almacenamiento de los residuos radiactivos y el desconocimiento de su evolución futura. Como todo en la vida, esto es opinable, pero, medidas objetivas con las que se actúa en este asunto, apuntan a soluciones implantadas eficaces que demuestran la existencia de planes y medidas para su control.
España cuenta con la infraestructura necesaria para la gestión del combustible gastado y de los residuos radiactivos desde los puntos de vista administrativo, técnico y económico.
La Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (ENRESA) se ocupa del almacenamiento, transporte y manipulación de los residuos radiactivos y el combustible nuclear gastado.
En la figura al inicio del artículo se muestra el marco institucional en el que se realiza toda esta gestión mediante el Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR)
La gestión de los residuos radiactivos no solo engloba el combustible gastado en las centrales y el resto de residuos obtenidos en material desmantelado en ellas, sino, también otros elementos como los cabezales radiactivos de los pararrayos, detectores iónicos de humos, material radiactivo utilizado en prácticas médicas, materiales metálicos procedentes de acerías por existencia inadvertida de fuentes radiactivas en la chatarra refundida y materiales fuera del control regulador.
Hay que añadir a estos residuos los producidos en el desmantelamiento de instalaciones clausuradas en el CIEMAT, Vandellós I, el reactor Arbi (laboratorios de Ensayos e Investigaciones Industriales en Bilbao), reactor experimental Argos de la Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales de Barcelona, ciertos desechos de explotaciones mineras clausuradas (Saelices el Chico y La Haba así como la Planta Lobo G y la planta Elefante) .
Ciertos desechos de la fábrica de combustible nuclear de Juzbado.
Hay que añadir los desechos que se generarán en el desmantelamiento de la clausurada central José Cabrera (Zorita)
Todos estos desechos se clasifican según su actividad radiactiva en alta actividad RAA, media y baja actividad RBMA y Muy baja actividad RBBA.
Los residuos RBMA se almacenan en las instalaciones dispuestas en el centro de El Cabril (Córdoba). La capacidad de almacenamiento inicial en El Cabril es de 176.000 m³ de RBMA de los que 129.000 m³ corresponden a materiales procedentes de desmantelamiento y 47.000 m³ a desechos de operación.
La gestión de los residuos de alta actividad (Unos 13.000 m³ actualmente) se realiza en la propia central si bien está en construcción un almacén temporal centralizado en El Cabril para todo el combustible gastado, todos los residuos radiactivos de vida larga no susceptibles de ser enviados a la instalación de almacenamiento de RBMA existente y todos los residuos de reproceso devueltos del extranjero.
El almacenamiento de los residuos de alta actividad en central (almacenamiento temporal), se realiza en piscinas ubicadas en un edificio anexo al de contención, comunicado con este por el canal de transferencia, en los casos de Almaraz I y II, Ascó I y II, Cofrentes y Vandellós II. En Santa María de Garoña, José Cabrera y Trillo las piscinas están ubicadas dentro del edificio del reactor. Un caso particular es el de la central de Trillo cuyas piscinas quedaron saturadas hacia 2002 y que cuenta desde entonces con una nave en superficie de planta rectangular con capacidad para 80 contenedores. El interior del almacén está dividido en dos zonas diferenciadas, mediante un muro de blindaje: área de almacenamiento y área de acceso.
El área de almacenamiento está dotado de un sistema pasivo de ventilación y en ella se sitúan los contenedores colocados en posición vertical descansando sobre su base en losa de hormigón. La zona de acceso está integrada por los siguientes recintos: zona de carga y descarga, zona de mantenimiento, zona de control y acceso del personal que incluye la sala de control y cuadros eléctricos, sala de instrumentación vestuarios, puesto de protección radiológica y sala de descontaminación. El almacén posee un puente grúa de 135 Tm longitud para el manejo de los contenedores que recorre la nave en toda su Por supuesto cuenta con todas las medidas de protección y de seguridad para tanto para operación como para el personal. Este almacén se consideró piloto para los almacenes de RAA en El Cabril.
Cada contenedor es un cilindro multipared, formado por dos envolventes, una interior y otra exterior, de acero inoxidable, separadas por una capa de plomo que actua como blindaje primario de la radiación gamma en dirección radial. El fondo está formado por dos forjas separadas por el material de blindaje neutrónico. Dispone de un sistema de doble tapa, con sellos redundantes en cada una de las penetraciones, cuyo diseño permite la verificación periódica de la estanqueidad de la barrera de confinamiento durante los períodos de almacenamiento y antes de transportar el contenedor tras un período de almacenamiento si fuera el caso.
Las envolventes del cuerpo del contenedor están soldados a la forja superior en la que se han mecanizado los asientos de las tapas interior y exterior. En la parte exterior de la envolvente externa va soldado un recipiente anular, formado por una superficie poligonal y las correspondientes tapas de cierre, dentro del que se encuentran 36 aletas bimetálicas de refrigeración, dispuestas radialmente, estando el espacio entre aletas relleno de un polímero sólido sintético que actua como blindaje neutrónico. El bastidor, fabricado en acero inoxidable de alta resistencia, dispone en su interior de veintiún tubos de sección cuadradaza, para alojar los elementos combustibles soportados lateralmente por discos de acero inoxidable. Los tubos de combustible llevan incorporadas placas de absorbentes de neutrones de aluminio borado con 0,02 gr/cm² de boro 10, en las cuatro caras de los tubos centrales y en tres de las caras de los tubos periféricos.
A partir del año 2.010 retornarán a España desde La Hage (Francia) los residuos de alta actividad procedentes del reprocesado del combustible de la central de Vandellós I. En total se recibirán de Francia 13 m³ de residuos de alta actividad vitrificados y 670 m³ de media actividad de distintos tipos. La forma de concentrar los núclidos de alta actividad separándolos de los restantes, se realiza por medios fisicoquímicos y dichos concentrados por un proceso de fusión en silicatos de boro creando cristales que controlan la emisión de neutrones, disminuyen la densidad del conjunto boro-combustible y disminuyen radicalmente su solubilidad en medios líquidos naturales. Es la mejor opción cuando se considera la posibilidad de eliminación definitiva de estos componentes por enterramiento en fosas profundas. Es posible que los residuos de alta actividad vitrificados procedentes de Francia sean almacenados temporalmente en Trillo mientras se termina el almacén de alta actividad en El Cabril.
Estaba previsto recibir del Reino Unido en 2008 pequeñas cantidades de material fisionable (Uranio y Plutonio) procedentes del reprocesado de combustible gastado de Santa María de Garoña, enviados antes de 1983.
El total de combustible irradiado almacenado en las centrales nucleares españolas a 31/12/2007 ascendía a 3.494 toneladas de Uranio.
El almacenamiento actual en las centrales nucleares es temporal a la espera de la saturación de sus piscinas y almacenes mientras se terminan los almacenes centralizados de El Carril. Donde el almacenamiento seguirá siendo temporal hasta que se tome decisión sobre su reciclaje para incorporación al ciclo de combustible o su eliminación definitiva en formaciones geológicas profundas.
La regeneración del combustible nuclear para su incorporación al ciclo del combustible solo pueden realizarlo las naciones que están fuera del tratado de no proliferación de armas nucleares. En Europa Francia y Reino Unido. Además es prerrogativa de los gobiernos de esos países.
Con respecto a los residuos de media y baja actividad RBMA. Se almacenan temporalmente en las instalaciones que los productores tienen autorizadas en sus emplazamientos. Los programas de retirada y transporte de los RBMA a las instalaciones de El Cabril se elaboran tomando como base las producciones previstas y la capacidad del centro de El Cabril. Al año se realizan unas 200 operaciones de transporte de este tipo.
La gestión de RBMA se realiza:
RBMA procedentes de centrales en operación. Las centrales nucleares disponen de capacidad de acondicionamiento de residuos, de acuerdo con las especificaciones y de almacenes temporales para los bidones acondionados con cemento o precompactazos para su retirada y envio a El Cabril.
Los RBMA procedentes de desmantelamientos de centrales o reactores de investigación se gestionan igual que los procedentes de centrales en operación
RBMA procedentes de instalaciones radiactivas (pararrayos, medicina, detectores de humos etc.) Se en tregan a ENRESA para su gestión y se pone especial énfasis en la guía de seguimiento de estos materiales.
Se dispone en El Carril de cuatro depósitos de acuerdo con la reglamentación española y europea sobre eliminación de residuos peligrosos en vertederos, así como de un edificio tecnológico construido en 2004 destinado al tratamiento, compactación y estabilización de los residuos de muy baja actividad RBBA.
El lector puede encontrar interesante la lectura de:
-Convención sobre la Protección Física de los materiales Nucleares (CPFMN), hecha en Viena y Nueva Cork el 3 de Marzo de 1980 y firmada por España el 7 de Abril de 1986 y ratificada el 6 de Octubre de 1991.
-Conferencia Diplomática en Viena el mes de Julio de 2005 en que se aprobó un texto de Enmienda de la Convención aprobado el 8 de Julio de 2005 b ratificado por España el 9 de Noviembre de 2007.
-Proyecto de Real Decreto sobre la vigilancia y control de los traslados de residuos radiactivos y combustible nuclear gastado, por el que se modifica el Real Decreto 2088/1994
-Directiva 2006/117/EURATOM del 20 de Noviembre de 2006

Fernando Mª Hernández (Ingeniero Industrial)


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