Uno de los temas que más interés despierta en la sociedad cuando se habla de energía nuclear es el de la gestión de los residuos radiactivos que se generan en las centrales. Esta nota describe los distintos tipos de residuos generados y los métodos que se utilizan para su tratamiento de manera segura para las personas y para el medioambiente. Especialmente, se describe la tecnología disponible para el almacenamiento del combustible nuclear.
RESUMEN
- La gestión segura de los residuos radiactivos está técnicamente resuelta.
- Las tecnologías aplicadas en los procesos garantizan la seguridad a las personas y al medioambiente.
- Las instalaciones están construidas con gran robustez para su permanencia en el tiempo.
- Los procesos de I+D+i siguen avanzando en la investigación y desarrollo de nuevas tecnologías para gestionar estos materiales.
RESIDUOS RADIACTIVOS
En España, el concepto de residuo radiactivo está definido en la ley sobre energía nuclear como “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 el Ministerio de Industria y Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN)”. Los residuos radiactivos se clasifican en residuos de baja, media y alta actividad.
La gestión de los residuos radiactivos en nuestro país, incluido el combustible usado, se encomienda a la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (Enresa) que se financia a través de tasas que sufragan los generadores de los residuos, principalmente las propias centrales nucleares.
Por su parte, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) ejerce una misión de vigilancia y control de los residuos generados en las instalaciones nucleares y radiactivas (hospitales, industria, etc.), incluidas la supervisión de su acondicionamiento, transporte y almacenamiento.
RESIDUOS DE BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD (RBMA)
Son los que tienen una actividad específica baja y contienen isótopos radiactivos emisores beta-gamma, con periodos de semidesintegración inferiores a 30 años y limitadas cantidades de emisores alfa, por lo que su importancia es menor y permite su gestión en instalaciones más convencionales.
Algunos existen en la naturaleza aunque la mayor parte se produce en las centrales nucleares, en los hospitales, y en los laboratorios e instalaciones que trabajan con estos isótopos. Entre ellos se distinguen los de muy baja actividad
(RBBA).
En España los RBBA y los RBMA se transportan al centro de almacenamiento de El Cabril, situado en la provincia de Córdoba, y que es propiedad de Enresa.
RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RAA)
La mayor parte procede del combustible nuclear usado en las centrales. Cada elemento de combustible usado que se extrae del reactor, una vez que ha producido la energía prevista, contiene todavía un 95 % de uranio (el mismo con el que se fabricó el propio elemento pero con diferente composición isotópica), un 1 % de plutonio y un 4 % de productos derivados de la fisión nuclear. Estos isótopos radiactivos presentan una elevada toxicidad y emitirán radiación durante muchos años, lo que hace que su gestión y control sea más complejo.
OPCIONES DE GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE USADO
La tecnología disponible actualmente permite dos modelos de gestión del combustible nuclear:
- Ciclo cerrado. Persigue recuperar los materiales fisionables, mediante la separación del uranio y del plutonio, en instalaciones especiales para fabricar nuevos elementos combustibles y acondicionar el resto de residuos con una apreciable reducción de volumen. Es lo que se llama reprocesamiento y se utiliza preferentemente en Francia, Reino Unido, Rusia, India y Japón. El reprocesamiento es una tecnología compleja, comercialmente disponible y consolidada. Con los elementos recuperados se pueden fabricar elementos combustibles de uranio re-enriquecido (ERU) o de óxidos mixtos uranio-plutonio (MOX) que se pueden reutilizar en las centrales nucleares actuales con ligeras modificaciones.
- Ciclo abierto. Consiste en almacenar temporalmente, con la máxima seguridad, los elementos usados en las propias piscinas de las centrales o en contenedores especiales en instalaciones de almacenamiento para, posteriormente y una vez debidamente acondicionados, depositarlos definitivamente en formaciones geológicas profundas de configuración similar a las existentes en la naturaleza (minas de sal, macizos graníticos, formaciones arcillosas, etc.). El diseño de los diferentes sistemas y tecnologías de almacenamiento permite la recuperación de los elementos si fuera necesario un tratamiento posterior. Esta opción es la contemplada por la mayoría de los países como los Estados Unidos de América, Canadá, Suecia, Finlandia, Corea del Sur y España.
¿CUÁL ES LA ESTRATEGIA EN ESPAÑA?
El Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR) aprobado por el Consejo de Ministros en junio de 2006 plantea un escenario de referencia de ciclo abierto, en el que todo el combustible usado en las centrales nucleares españolas se transportará a un Almacén Temporal Centralizado (ATC), complementado con las soluciones de almacenamiento individualizado que pudieran ser necesarias. La opción del reprocesado del combustible en el exterior no se contempla como una vía de gestión de residuos, ya que formaría parte de una política de abastecimiento energético que requeriría del uso continuado de la energía nuclear para reutilizar los materiales recuperados.
El Sexto PGRR estima que se generarán 6.675 toneladas de uranio a lo largo de 40 años de operación de las centrales nucleares españolas o unas 10.012 toneladas si operasen durante 60 años. Estas cantidades suponen un volumen muy manejable, necesitando una superficie equivalente de aproximadamente 100 x 50 m para 40 años de funcionamiento y de 100 x 75 m (tamaño de un campo de futbol) para 60 años.
EL ALMACÉN TEMPORAL CENTRALIZADO (ATC)
El diseño de las instalaciones que conforman el ATC considera el almacenamiento del combustible usado procedente de las centrales nucleares españolas y de los residuos radiactivos de alta actividad vitrificados, junto con los de media actividad y larga vida procedentes del reprocesado del combustible que se envió hasta 1982 a otros países. Asimismo, está previsto que reciba los residuos de media actividad procedentes del desmantelamiento de las centrales nucleares españolas que, por su actividad, no cumplan con los criterios de aceptación del centro de almacenamiento de RBMA de El Cabril.
De entre las múltiples tecnologías desarrolladas y disponibles para almacenar temporalmente el combustible irradiado y los RAA, Enresa ha elegido la del almacenamiento en seco en cápsulas que se ubican en pozos secos en el interior de bóvedas. Este sistema ha sido implantado ya con éxito en varios países. En concreto, el caso de referencia para el desarrollo del modelo español del ATC es la instalación Habog en los Países Bajos, integrada en un polígono industrial y que comenzó su operación en octubre de 2003.
Las instalaciones han sido diseñadas para cumplir todas las funciones de seguridad y los criterios técnicos asociados, tanto en lo referente a la propia instalación como al emplazamiento, requeridos por el organismo regulador español:
- Mantener la subcriticidad.
- Confinar el material radiactivo.
- Evacuar el calor residual generado.
- Tener capacidad de recuperación del combustible.
- Controlar la exposición operacional, del público y medioambiente.
El periodo temporal, fijado en décadas, y la opción de disponer de capacidad de recuperación del combustible gastado se consideran adecuados, desde un punto de vista técnico y socioeconómico, para garantizar a medio plazo la gestión de los residuos, permitiendo dejar abierta la puerta para la adopción de estrategias de gestión a largo plazo.
EL ALMACÉN TEMPORAL INDIVIDUALIZADO (ATI)
Para disponer de mayor flexibilidad para el transporte al ATC del combustible almacenado en las piscinas de combustible de las centrales, Enresa ha puesto en marcha, en colaboración con los titulares, la construcción de almacenes temporales individualizados (ATI) en las propias centrales.
Su diseño y construcción están basados en el cumplimiento de las mismas funciones de seguridad y criterios para proteger a las personas y al medioambiente que los del ATC. Están ubicados en el emplazamiento de las centrales y en ellos se depositan, de forma temporal, unos contenedores que albergan el combustible nuclear usado y que se depositan, bien en el interior de un edificio (C.N. Trillo) o sobre una losa antisísmica a la intemperie (C.N. José Cabrera, C.N. Ascó).
EL ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO (AGP)
Es la opción internacionalmente aceptada como más segura y estable para la disposición final del combustible usado y ya ha sido elegida por la práctica totalidad de los países. De momento ya está en marcha en Finlandia, donde se están construyendo instalaciones subterráneas a quinientos metros de profundidad. Se utilizan formaciones geológicas estables, graníticas, o minas de sal donde se ha demostrado que no se han producido alteraciones durante millones de años.
I+D Y FUTURO DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS
La gestión de los RBMA, del combustible usado y de los RAA está técnicamente resuelta en la actualidad, existiendo tecnologías probadas que garantizan que éstos permanecerán confinados y almacenados de manera segura para garantizar la protección del público y del medioambiente.
No obstante, los países con I+D en tecnología nuclear continúan investigando nuevas tecnologías y procesos, como los de separación y de transformación de los isótopos de vida larga en otros de vida más corta mediante reacciones de transmutación.
De esta manera en el futuro se podría llegar a reducir el tiempo y el volumen los residuos radiactivos, especialmente los de alta actividad, al mismo tiempo que se podría llegar a extraer energía en el proceso.
