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Centrales nucleares Parte 2 - Monografía



 
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Clasificación comercial



Existen varios tipos de reactores nucleares, que incorporan soluciones y tecnologías diferentes. Las diferencias esenciales entre unos y otros se refiere al combustible que utilizan, el moderador y el refrigerante.


1. Reactor de agua en ebullición:



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- En caso de accidente las consecuencias pueden ser devastadoras
- Estas ventajas y desventajas son de forma generalizada para los diferentes reactores que se nombran a continuación

Centrales como estas la encontramos en Santa María de Garoña en España con 460 MVA.
En USA se encuentra en Illinois con una potencia de 180 MVA
En Suiza en Villigen con una potencia de 20 MVA

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2. Reactor de agua a presión:



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Como los circuitos de agua son independientes, solamente el cambiador de calor se protege con una barrera biológica, la turbina de vapor queda libre de radioactividad y por lo tanto no es necesaria la protección.
Alrededor del 70 % de los reactores del mundo son de tipo PWR ( pressurized water reactor).
El combustible es el óxido de Uranio enriquecido en su isótopo U 235 entre un 2% y un 3.5 %.
Este tipo de centrales las encontramos en USA en Pennsylvania, Vallegrande en Italia y la de Zorita en España

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3. Reactor refrigerado a gas



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Debido a la poca radiactividad del anhídrido carbónico o del helio el cambiador de calor puede instalarse sin protección biológica. En estos encontramos tres modalidades

- GCR (gas cooled reactor): estos requieren dimensiones mayores que los demás, ya que como el gas no es buen conductor de calor, es necesario que exista una gran superficie de transferencia térmica entre los elementos combustibles y los refrigerantes. El factor de utilización también es alto ya que la disposición de las barras de control y de combustible, permite que la recarga del reactor pueda hacerse de manera continua.

- AGR ( variced gas reacto): este es el resultado de la evolución del anterior. Utiliza Uranio, pobremente enriquecido hasta 1.2 %. La vasija de este reactor tiene menores dimensiones, por esto es posible corregir un aumento en la presión del refrigerante que mejora el rendimiento térmico del reactor.

- HTGR (high temperature gas reactor): la diferencia con los anteriores es que utiliza habitualmente carburo de Uranio muy enriquecido hasta 93.5 %. Un gas que facilita la obtención de temperaturas muy elevadas sin alcanzar una presión excesiva, lo que hace posible que el rendimiento térmico de reactor sea elevado.

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Este tipo de reactores los encontramos en Inglaterra, en Francia, en Italia y en Japón.

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Este tipo de reactor está en Francia, en Marcoule, el vapor luego de pasar por el intercambiador de calor se escapa a la atmósfera por unos filtros donde quedan retenidos los materiales radioactivos

5. Reactor de agua pesada




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El reactor está formado por un tanque de forma cilíndrica al que se conoce con el nombre de calandria, dotado de una serie de tubos pasantes unidos a la base del tanque. El combustible y el refrigerante se encuentran dentro de esos tubos, mientras que el moderador los baña.
Estos son conocidos con el nombre de Candu y funciona con neutrones lentos.
El moderador es agua pesada es decir, agua en la que se encuentran dos átomos de deuterio que es un isótopo el hidrogeno, por cada uno de oxigeno.

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Como ejemplos de centrales nucleares se pueden citar la central canadiense Des Joachims en Ontaro del sur, la central norteamericana de Florida.

6. Reactor de sodio-grafito



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El sodio es muy radioactivo y debe evitarse el contacto con el agua de la turbina de vapor, para ello el sodio se hace pasar por un cambiador de calor intermedio por cuyo interior

Pasa una aleación líquida de sodio y potasio, que actúa como agente transmisor de calor en el cambiador de calor final del calor, cuyo circuito secundario es atravesado por el agua de la turbina.

El sodio y la aleación de potasio no son líquidos fáciles de manejar. Para conseguir una circulación continua se emplean bombas electromagnéticas, cuyo fundamento es parecido al de los motores de inducción: solo que aquí se consigue un movimiento longitudinal del sodio líquido mediante la acción combinada de campos magnéticos intensos y corrientes inducidas.

Se encuentran en Hallam Nebraska USA y otro en lagoona Beach Michigan USA.

7. Reactor reproductor rápido



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Estos constan de un núcleo combustibles de uranio 235 rodeado de varias capas de material fértil que es U 238, en el material fértil se va produciendo plutonio 239, que posteriormente se empleará en el núcleo para producir aún más plutonio.

Otras veces el material fértil es el torio 232 y entonces se produce como material combustible el U 233 que posteriormente sustituirá en el núcleo al U 235.

Estos son rápidos es decir que carecen de moderador, los neutrones se utilizan para fisiones posteriores, ala velocidad que llevan como consecuencia de producirse la primera

Fisión. Por este motivo se necesitan para este tipo de reactores materiales muy ricos en material fisible, ya que por la elevada velocidad de los neutrones las probabilidades de nuevas fisiones al chocar con otros núcleos son escasas y deben compensares con una gran masa de material fisible.

Como material refrigerante se utiliza, generalmente, el sodio líquido, de la misma manera que en los reactores de sodio- grafito.

Además hasta que o halla producido material combustible en suficiente cantidad (primero U235 y, posteriormente Plutonio 239), no podrán construirse reactores reproductores de gran potencia.

Se pueden encontrar, el NRTS en Idaho USA, el Dounreay en Escosia y el Oulianouvsk en la antigua unión soviética.

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Materiales de los reactores nucleares



Los materiales empleados en los reactores se pueden resumir en los siguientes grupos:



- Materiales fisionables. Realizan la misma misión que los combustibles en las centrales térmicas convencionales, constituyen la materia prima en la que, por fisión de sus núcleos atómicos, se desarrolla la energia calorífica necesaria. Los materiales fisionables empleados en las centrales nucleares son: uranio 233, uranio 235 y plutonio 239.

- Materiales reproductores: se trata de materiales no directamente fisionables o poco fisionables, en los que, por procedimientos adecuados se consiguen materiales fisionables. Los más importantes son: uranio 238 y torio 232.

- Materiales moderadores: la misión de los moderadores es rebajar la velocidad de los neutrones que quedan en libertad a causa de las sucesivas fisiones de lo átomos que constituyen los materiales fisionables. Los materiales moderadores han de tener una serie de propiedades entre las cuales, las más importantes son las siguientes.

- Que tengan pocas partículas en su núcleo. De esta manera, resultan muy difíciles de romper por el choque de un neutrón procedente de anteriores fisiones.

- Que sean elásticos. Ya que así absorben una parte de la energía cinética del neutrón incidente, el cual como consecuencia, sale rebotando del choque a menor velocidad de la que traía

- Que no sean sustancias absorbentes de neutrones rápidos. Pues de lo contrario no sería posible la reacción en cadena, por que llegaría un momento en que faltarían neutrones libres para mantenerla.

Puede comprenderse fácilmente que resulta muy difícil encontrar materiales que reúnan estas 3 propiedades. Los mas empleados son: el agua, el agua pesada, el grafito, y el berilio.

El agua que todos conocemos, es el moderador que tiene mejores propiedades elásticas; ósea que frena mejor los neutrones rápidos. Desgraciadamente absorbe muchos de estos neutrones lo que hace que no pueda utilizarse en reactores de uranio natural o poco enriquecido, donde resulta esencial aprovechar el máximo numero de neutrones rápidos, para mantener la reacción en cadena. El agua puede utilizares como moderador en reactores de uranio altamente enriquecido, en los puede admitirse una perdida suplementaria por absorción de neutrones rápidos.

Como material moderador es más interesante el agua pesada. El agua pesada, el hidrogeno se sustituye por uno de sus isótopos, el deuterio que tiene una carga positiva nuclear como él hidrogeno, pero también un neutrón nuclear, del que carece el hidrogeno. Por lo tanto su formula es:

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Como los átomos de deuterio tiene más partículas que las de hidrogeno, pesaran más. El agua pesada, por lo tanto pesará mas que el agua ordinaria para un mismo volumen de donde viene el nombre.

El agua pesada no apaga la sed y produce efectos muy parecidos a los del alcohol, pero una borrachera es muy costosa. Hace mas lentos los procesos vitales por lo que se ha dicho de ella que es el elixir de la juventud. Existe en el agua ordinaria, en la proporción de una parte de agua pesada por 4.700 partes de agua ordinaria.
Su obtención es muy difícil

El grafito es el moderador mas usado industrialmente, aunque su poder moderador es 4 veces menor que el de 21H. Pero es más económico. El grafito es carbono puro

El grafito empleado en los reactores nucleares ha de ser extraordinariamente puro y no puede contener ningún veneno nuclear, por lo que generalmente se prefiere el grafito sintético y refinado varias veces.

El berilio también se utiliza como moderador bajo forma de metal puro, o como oxido de berilio, es un metal muy ligero, de propiedades parecidas al aluminio y frena de modo suficiente los neutrones rápidos para hacer posible la transformación de uranio 238 en plutonio, en los reactores reproductores. Pero por sus buenas propiedades mecánicas, ese metal se emplea con mas frecuencia como material de construcción.

- Materiales absorbentes. Estos materiales limitan las reacciones nucleares en cadena, absorbiendo los neutrones sobrantes y haciendo el proceso regulable evitando que estas reacciones se sucedan con tal rapidez, que produzcan una explosión atómica. Los materiales utilizados: son el cadmio, el boro

- Materiales protectores: el funcionamiento de los reactores nucleares tiene que ser seguro para el personal que lo maneja por esto, debe apantallarse es decir, han de preverse dispositivos destinados a proteger el personal contra las radiaciones radioactivas. Incluso en los mas pequeños reactores se precisan grandes cantidades de materiales de apantallamiento.

Como materiales protectores se emplean el plomo y hormigones especiales. Estos llevan en su composición baritina, llamada también espato pesado que proporciona gran opacidad para las radiaciones radioactivas

- Materiales reflectores: estos evitan las fugas de neutrones hacia el exterior, reflejando parte de los neutrones escapados y haciéndoles volver hacia el interior del reactor. Por lo general se montan en forma de pared entre el reactor propiamente dicho y el apantallamiento exterior. Los materiales moderadores pueden servir también como materiales reflectores puesto que sobre ellos parte de los neutrones sufren repetidas reflexiones. De esta manera en los reactores nucleares sencillo se emplean el grafito como material reflector. El material reflector por excelencia, es el circonio que además resulta insustituible en los reactores reproductores, pues obliga a los neutrones a volver a la materia fisionable.

- Materiales refrigerantes: la misión es el transporte de l a energía calorífica producida por el reactor hasta los cambiadores térmicos; por otro lado refrigerar el reactor evitando su sobrecalentamiento.

Naturalmente, un buen material refrigerante ha de ser en lo posible buen conductor de calor, con objeto de poder realizar el transporte de la energía térmica con pequeñas perdidas. También habrá de tener un bajo punto de fusión, con lo que se necesitara poca energía calorífica para llevar el refrigerante hasta dicho punto y a la vez una lato punto de ebullición para poder ser utilizado a las latas temperaturas presentes en el reactor. Finalmente, tienen que ser poco absorbentes de neutrones y no ha de tener propiedades corrosivas ni ser atacados por los ácidos y las sustancias que se producen en las reacciones nucleares. Resulta casi imposible encontrar el refrigerante perfecto; y todos los refrigerantes prácticos conocidos tiene algunas de estas desventajas.

Se pueden clasificar los refrigerantes conocidos en tres grandes grupos:



- Refrigerantes gaseosos : se emplean diversos gases sobre todo el anhídrido carbónico y el helio, la principal ventaja de estos gases es que son inertes, es decir que reaccionan con mucha dificultad por lo tanto no pueden volverse radioactivos, ni son corrosivos ni se descomponen en contacto con otros cuerpos. El inconveniente mas grande es su bajo punto de ebullición lo que hace que para rendimientos elevados deben empalase a muy alta presión con el consiguiente encarecimiento de la instalación necesaria.

- Refrigerantes líquidos: el mas conocido es el agua, además de su economía el agua actúa, simultáneamente como refrigerante y como moderador, pero no todas son ventajas; el agua solamente puede utilizarse como moderador con combustible enriquecido ya que absorbe muchos neutrones, además el agua que se emplea como refrigerante en lo reactores ha de mantenerse en muy alto grado de pureza por que cualquier impureza puede constituir una alta absorbencia de neutrones que incluso, podría llegar a para la reacción en cadena.

- Refrigerantes metálicos. Se utilizan metales líquidos a un a temperatura ordinaria o con bajo punto de fusión como el sodio, al galio y otros. Presentan las siguientes ventajas: pueden trabajar a la presión ordinaria a temp. Superiores a 500 C sin descomponerse o estropearse, por su naturaleza metálica son muy buenos conductores de calor, por sus características nucleares pueden emplearse sin inconveniente en reactores rápidos. Las desventajas

- Materiales de construcción



El empleo practico de la energía nuclear significa una tecnología altamente desarrollada, la realización de trabajos mecánicos de gran precisión y materiales con alto de pureza y, en ocasiones, no empleados hasta ahora, que exigen, por lo tanto, nuevos procedimientos metalúrgicos. Además, todos los materiales de construcción han de ser poco absorbentes de neutrones. Veamos algunos de estos materiales.

En la construcción de reactores nucleares hay que emplear aceros inoxidables con alto contenido de níquel porque en el proceso de enriquecimiento de uranio 235 aparece ácido fluorhídico que corroe el acero ordinario pero no ataca los aceros con alto contenido de níquel. Se emplean también tuberías y recipientes de níquel en el proceso de separación de del plutonio y el uranio y, aleado con tungsteno, sirve como protección contra las radiaciones radioactivas.

El berilio tiene gran importancia como material de construcción de las vainas de protección de las barras de combustible nuclear (uranio y plutonio), que no pueden estar en contacto directo con el refrigerante. Por su gran resistencia a los efectos corrosivos del agua pura, se le emplea, solo como aleado, en las tuberías y recipientes de los reactores que utilizan agua como refrigerante.

El niobio es otro de los materiales utilizados en la construcción de reactores nucleares que no se había empleado antes del aprovechamiento de la energía atómica. Es un metal gris, brillante que soporta las mayores temperaturas sin deformarse, propiedad muy interesante para le técnica nuclear, donde son necesarios materiales que trabajen a altas temperaturas, propiedad muy interesante para la técnica nuclear, donde son necesarios materiales que trabajen a altas temperaturas. Es atacado por el ácido fluorhídico, pero resiste bien la acción de los demás ácidos. Aleado con el acero inoxidable hace a este maleable. El niobio adquiere de ida en ida mayor importancia técnica, como material de recubrimiento de las barras de combustible.
También se emplean otros materiales en la construcción de reactores nucleares, solos o aleados, como el aluminio, el magnesio, el titanio, etc., además del cadmio, el circonio.

Impacto ambiental



Subproductos atómicos: se les llama también productos de escisión y son los materiales resultantes de los procesos de fisión que suceden en los reactores nucleares. Es decir, que son a modo de “cenizas atómicas”, que como en las centrales termoeléctricas clásicas, deben eliminarse regularmente, pues la acumulación de estos productos en el reactor ocasiona una perdida progresiva del rendimiento del mismo; además podría llegar a pararse totalmente la reacción en cadena puesto que algunos de estos productos los denominados venenos atómicos, son muy absorbentes de electrones; tales como el samario, el boro, y el hafnio: un gramo de boro en una tonelada de uranio, basta para detener la reacción en cadena.

Solamente una parte de estos subproductos es aprovechable para usos médicos o industriales. Pero una inmensa mayoría de estos cuerpos son muy radioactivos y, por lo tanto muy perjudiciales para la salud del hombre. La eliminación de estos cuerpos nocivos extraña una serie de problemas de muy difícil solución.
Por cada de plutonio, se obtiene, se obtiene una cantidad casi igual de subproductos atómicos; tales como el lantalo 140, el rubidio 97, el xenón 144, el estroncio 90, el cesio 137, etc. Algunas de sustancias, como el estroncio 90, son extraordinariamente radioactivas y conservan esta propiedad durante varios años (20 años, en el caso del estroncio); otras, aunque no tan radioactivas, como el carbono 14, conservan esta propiedad durante mucho tiempo (5.570 años en el cuerpo citado).

La acumulación de las inmensas cantidades de estos productos que resultan de las reacciones nucleares están creando para nosotros y para la prosperidad, una progresiva acumulación de radioactividad, muy perjudicial para los de seres humanos. Con el agravante de que la actividad de estos cuerpos no puede eliminarse por procesos físicos y químicos, sino solamente por el lento proceso de disminución de sus propiedades radioactivas.

Gestión de residuos radioactivos.



¨Se entiende por gestión de residuos, el conjunto de actividades que conducen a su reutilización, su desaparición o, en su defecto, su neutralización y evacuación a lugares localizados, garantizando la seguridad a largo plazo¨.

Toda actividad humana genera residuos en mayor o menor medida. Se trata de sustancias, materiales u objetos, restos de productos naturales o de procesos de fabricación, para los que ya no se prevé ningún uso.
En nuestra sociedad hay un aumento continuo de la producción de residuos por múltiples razones; entre ellas, cabe destacar el rápido crecimiento demográfico y la tecnificación e industrialización crecientes.

En España se producen al año 300 millones de toneladas de contaminantes atmosféricos, 20 millones de toneladas de residuos sólidos urbanos, 4 millones de toneladas de residuos peligrosos y 2.000 toneladas de residuos radiactivos, de los cuales, sólo 160 toneladas corresponden a combustible gastado.

La sociedad industrializada se enfrenta con un problema difícil, al tener que diseñar, acometer y conseguir una gestión adecuada para todos los residuos que se producen.

El panorama mundial de los residuos peligrosos de la industria convencional se presenta grave y preocupante, en unos países con más retraso que en otros, pero con el denominador común de grandes volúmenes y escaso control y el problema de la ubicación de los mismos.

La preocupación por los residuos se inició en Europa con la Directiva 75/442/CEE, modificada por la Directiva 91/156/CEE y la creación, por parte de la Comisión de la Unión Europea, la Dirección General XI, la cual preparó y presentó al Consejo de Europa en 1989 un documento de estrategias de gestión para todos los residuos. A pesar de la importancia concedida por la Comisión a la política de residuos y las medidas adoptadas en los últimos veinte años, se ha podido constatar que el reciclaje y la reutilización continúan en un estado incipiente. Por ello, el Quinto Programa de Acción (1993-2000) ha querido fijar unos objetivos a largo plazo para cada uno de los ámbitos, entre los que se encuentra la gestión de los residuos, con el fin de instaurar el “desarrollo sostenible”.

La estrategia comunitaria se centra en un concepto de tratamiento global de los residuos, englobada en lo que se ha denominado “Jerarquía de Gestión”. Esta comprende el menú de opciones que deberán adoptar quienes se ocupan de los residuos y que se ha centrado en cinco ejes principales: la prevención; la recuperación; la seguridad en los transportes; la optimización de la eliminación final; y la acción correctora.

El desarrollo tecnológico alcanzado en la gestión de los residuos radiactivos contribuye a la puesta a punto de prácticas aplicables a otros tipos de residuos, especialmente aquellos que necesitan un tratamiento a largo plazo.

Procedencia de los residuos radioactivos



La humanidad ha convivido con la radiación y los isótopos radiactivos desde la aparición de nuestra vida en la tierra, donde existían isótopos radiactivos de periodo de semidesintegración muy largo, como el potasio-40, el uranio-238, el uranio-235 y el torio-232, así como los isótopos resultantes de la desintegración de estos tres últimos. También el hombre ha empleado algunos isótopos radiactivos naturales, como el radio-226 en técnicas terapéuticas y el uranio-235 en los reactores nucleares.

Se considera residuo radiactivo cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por las autoridades competentes. Los residuos radiactivos se producen en las distintas aplicaciones que se realizan de la radiactividad, a saber:

- Aplicaciones energéticas.



Es el grupo más importante. El mayor volumen de residuos radiactivos se produce en las distintas etapas por las que pasa el combustible nuclear (ciclos combustibles) y en el desmantelamiento de las centrales nucleares. Todos estos residuos suponen alrededor del 95 % de la producción total.

- Aplicaciones no energéticas.



Derivadas de los usos de los isótopos radiactivos, fundamentalmente en tres tipos de actividades: investigación, medicina e industria. Este grupo se conoce como el de los “pequeños productores”, porque incluso en los países de tecnología más avanzada, donde las actividades reseñadas están muy desarrolladas, el volumen de residuos radiactivos que generan es pequeño, comparado con el originado en la producción de energía nucleoeléctrica, pudiendo afirmarse que siempre es inferior al 10 %, sin que esto quiera decir que su gestión deba ser menos rigurosa.

Clasificación de los residuos radiactivos



Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a diversos criterios, tales como su estado físico (sólidos, líquidos y gaseosos), tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, periodo de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, etc.
Desde el punto de vista de su gestión, en España actualmente, los residuos radiactivos se clasifican en:

a) Residuos de baja y media actividad.



- Tienen actividad específica baja por elemento radiactivo.
- No generan calor.
- Contienen radionucleidos emisores beta-gamma con periodos de semidesintegración inferiores a 30 años, lo que quiere decir que reducen su actividad a menos de la milésima parte en un periodo máximo de 300 años.
- Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 Gbq/t. (0,01 curios/tonelada en promedio).

b) Residuos de alta actividad.



- Los radionucleidos contenidos en los residuos de alta actividad tienen un periodo de semidesintegración superior a 30 años.
- Contienen radionucleidos emisores alfa de vida larga en concentraciones apreciables por encima 0,37 Gbq/t (0,01 Ci/t)
- Generalmente desprenden calor.

No en todos los países se emplea la misma clasificación de residuos, razón por la que la Comisión de la Unión Europea ha recomendado unificar criterios, para lo cual propone la siguiente clasificación.

1. Residuos radiactivos de transición. Residuos, principalmente de origen médico, que se desintegran durante el periodo de almacenamiento temporal, pudiendo a continuación gestionarse como residuos no radiactivos, siempre que se respeten unos valores de desclasificación.

2. Residuos de baja y media actividad. Su concentración en radionucleidos es tal que la generación de energía térmica durante su evacuación es suficientemente baja.

2.1. Residuos de vida corta. Residuos radiactivos que contienen nucleidos cuya vida media es inferior o igual a la del Cs- 137 y el Sr- 90 (treinta años, aproximadamente), con una concentración limitada de radionucleidos alfa de vida larga (4.000 Bq/g en lotes individuales de residuos y a una media general de 400 q/g en el volumen total de residuos).

2.2. Residuos de vida larga. Radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los limites aplicables a los residuos de vida corta

3. Residuos de alta actividad. Residuos con una concentración tal de radionucleidos que debe tenerse en cuenta la generación de energía térmica durante su almacenamiento y evacuación. Este tipo de residuos se obtiene principalmente del tratamiento/acondicionamiento del combustible gastado.

Los residuos radiactivos a que dan lugar los pequeños productores provienen fundamentalmente de tres tipos de instalaciones: sanitarias, industriales y centros de investigación.

En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades es muy amplio y está en constante crecimiento. Así, elementos radiactivos no encapsulados, normalmente en fase líquida, son utilizados para el diagnóstico mediante trazadores con Tc-99m, I-125, H-3 ó C-14, o bien para el tratamiento de enfermedades del tiroides (I-131) o de la sangre (P-32).

Estas actividades generan residuos radiactivos sólidos: algodones, guantes de goma, jeringuillas, etc., así como residuos radiactivos líquidos, que se clasifican como residuos de media actividad. Por otro lado, en el tratamiento de tumores se emplean fuentes encapsuladas, siendo muy frecuente el uso de Co-60. Estas fuentes, una vez retiradas, son gestionadas como residuos de media actividad.

En las instalaciones industriales se utilizan también fuentes encapsuladas. Las de menor actividad se emplean en procesos de control. Para hacer ensayos no destructivos en construcciones metálicas por gammagrafía hacen falta fuentes de mayor actividad, y en irradiadores de esterilización de material sanitario o de alimentos, son necesarias fuentes de más alta actividad (cesio 137, por ejemplo).

En todos los casos estas fuentes, al final de su vida útil, son consideradas residuos de baja y media actividad. En los centros de investigación, los residuos proceden de reactores de enseñanza e investigación, celdas calientes metalúrgicas (instalaciones auxiliares de investigación donde se realizan ensayos, manipulaciones, pruebas, etc.), plantas piloto y servicios de descontaminación. Estos residuos son de naturaleza física, química y radiactiva muy variable y pueden cubrir toda la escala de clasificación de los residuos radiactivos.


Utilización del combustible gastado.


En los comienzos de la utilización de la energía nuclear para la producción de electricidad, se consideraba indispensable realizar el tratamiento de los combustibles gastados, llamado también reelaboración o reproceso, con el fin de recuperar el U y el Pu presentes en ellos, para su posterior utilización como materiales energéticos.

A finales de los años 60 se preveía una escasez de capacidad comercial de reproceso en función de la construcción prevista de centrales nucleares, aunque la tecnología parecía relativamente simple y los costes bajos. En la década de los 70 se comprobó que el reproceso presentaba ciertas dificultades técnicas y que las normas de seguridad, cada vez más rígidas, aumentaban considerablemente los costes. Al mismo tiempo las ofertas de servicios comerciales de reproceso se vieron seriamente afectadas por un cambio de política en los Estados Unidos (al final de los años 70) sobre el reciclado del Pu (”La no proliferación de armamento nuclear”). Todo ello, unido a la caída del precio del U y la competencia en los precios de los servicios de enriquecimiento, ha hecho que dicha gestión presente actualmente dos únicas opciones: “ciclo abierto” o “ciclo cerrado”.

El “ciclo abierto” considera a los combustibles gastados como residuos de radiactividad alta para su almacenamiento definitivo en formaciones geológicas profundas (AGP). El “ciclo cerrado” realiza el tratamiento de los combustibles gastados (reproceso) con el fin de recuperar el U y Pu presentes en ellos para ser utilizados como materiales energéticos.

Desde comienzos de la década de los 90 dadas las dificultades, fundamentalmente sociales y políticas, que van apareciendo en todos los países para la aceptación pública del almacenamiento geológico profundo (AGP) de los residuos de alta actividad, se ha propuesto por algunos de estos países, principalmente Francia y Japón, investigar y desarrollar la separación y transmutación (ST) de determinados radionucleidos de vida larga presentes en los elementos irradiados. El objetivo es disminuir el inventario radiotóxico a largo plazo de los residuos de alta actividad y, por tanto, el riesgo radiológico de su almacenamiento definitivo. A esta nueva forma de gestión de los combustibles gastados se le ha dado por llamar “ciclo cerrado avanzado”. Estas tres opciones tienen en común dos etapas fundamentales: el almacenamiento temporal de los combustibles gastados y el posterior almacenamiento definitivo, bien sea de los propios combustibles gastados o de los residuos procedentes del reproceso actual o del avanzado.

Generación de residuos y otros materiales luego del reprocesamiento del combustible gastado.



En principio hay que decir que se recupera U y Pu para su posterior utilización como materiales energéticos y se obtienen residuos de baja, media y alta actividad que hay que gestionar adecuadamente.

Actualmente los países que, total o parcialmente, realizan el reproceso de sus combustibles gastados, bien en sus propias instalaciones o contratando servicios del exterior, son Francia, Reino Unido, Japón, Rusia, Alemania, Bélgica, Holanda, China, India y Suiza. Solamente los dos primeros ofrecen servicios de reproceso lo que conlleva además de su alto coste, la devolución del U y Pu recuperados, así como de todos los residuos producidos, previamente acondicionados en diferentes tipos de contenedores.

Tras el necesario almacenamiento temporal del combustible gastado, en el reproceso se desenvainan las pastillas de uranio contenidas en las varillas del combustible gastado, para lo cual hay que cortarlas y trocearlas. Las pastillas se disuelven con una mezcla de ácido y agua, la disolución líquida resultante se trata con disolventes capaces de extraer el uranio aislado por un lado y el plutonio por otro, quedándose en la disolución ácida acuosa los productos de fisión y el resto de los actínidos.

Por tanto, la disolución acuosa contiene la mayor parte de la radiactividad artificial contenida en el combustible gastado, es un residuo líquido de alta actividad que se guarda en depósitos hasta que pasa al proceso de conversión a sólidos por vitrificación para fijar la radiactividad en un producto sólido insoluble. El producto final que queda es una cápsula hermética de acero inoxidable en cuyo interior está el vidrio conteniendo la radiactividad que había en el combustible, siendo este paquete el residuo de alta actividad.

Los trozos de vainas resultantes del desenvainado son un material radiactivo por efectos de la activación y además están contaminados por su contacto con las pastillas, por lo que constituyen un residuo sólido de radiactividad media. Estos restos de vainas se introducen en bidones de acero inoxidable rellenando los huecos que quedan con cemento. El paquete obtenido es un residuo de media actividad.

Finalmente en las instalaciones de reproceso se producen residuos tecnológicos y de proceso, que son residuos de baja actividad que se cementan y empaquetan en bidones convencionales constituyendo un bulto o paquete de baja actividad.

En la reelaboración no se genera ninguna radiactividad artificial nueva, sólo se trabaja con la radiactividad presente en el combustible gastado, distribuyéndola de forma más racional y disminuyéndola en la debida al uranio y al plutonio que se han separado. Esto permite reducir, además del volumen, el tiempo de aislamiento que ha de transcurrir para que la radiotoxicidad de los residuos finales disminuya hasta los valores de radiación natural.

Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto, el combustible gastado debe gestionarse como un residuo radiactivo de alta actividad, pasando por una etapa intermedia de almacenamiento temporal, antes de su gestión final. El almacenamiento temporal, o intermedio, comienza en las propias piscinas de la central donde se descarga el combustible gastado una vez extraído del reactor, con objeto de que decaiga su radiactividad y calor residual.

Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de un cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios a la espera de su gestión final. Esta etapa de la gestión se considera resuelta a satisfacción con base en distintas técnicas como son el propio almacenamiento en piscinas, o el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras, etc.), existiendo en el mundo instalaciones independientes o centralizadas con experiencia de funcionamiento.

En España se contempla la construcción de un almacén en el emplazamiento de C.N. Trillo, basado en contenedores metálicos de doble uso (transporte y almacenamiento), fabricados por la industria española, con exclusividad para el combustible gastado de esa central. La fecha prevista de puesta en marcha de dicho almacén es el año 2002.
Para el combustible del resto de las CC.NN. se prevén otros almacenes temporales, los cuales deberán estar en funcionamiento con anterioridad a las fechas en que se vaya produciendo la saturación de las piscinas de cada central.

Respecto a la gestión final, hay un consenso internacional sobre la viabilidad técnica de los almacenes geológicos profundos (AGP), existiendo a este respecto un alto grado de desarrollo en muchos países, aunque los procesos de implantación están siendo más lentos de lo previsto, fundamentalmente por problemas de aceptación pública y por el hecho de existir soluciones temporales satisfactorias.

Aunque son varios los países que se encuentran en fases muy avanzadas respecto al AGP (EE.UU., Francia, Alemania, Suecia, Finlandia, etc.), actualmente no hay ninguna instalación operativa a nivel industrial, a excepción de la denominada WIPP en EE.UU. para residuos del programa de defensa.

Por otra parte, se están intensificando las investigaciones sobre nuevas tecnologías, como la separación y transmutación (ST), promovidas a través de organismos internacionales (AEN, OIEA y UE) y países como Francia y Japón, al objeto de valorar la viabilidad de este método para minimizar el volumen y radiotoxicidad de los residuos.





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