POSICIONAMIENTO DE LASOCIEDAD NUCLEAR ESPAÑOLA

Resumen

✔ La gestión segura de los residuos radiactivos está técnica-mente resuelta.

✔ Las tecnologías aplicadas en los procesos garantizan la se-guridad 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 investiga-ción y desarrollo de nuevas tecnologías para gestionar estos materiales.

ResIDuOs RADIACTIVOsEn 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 resi-duos radiactivos se clasifican en residuos de baja, media y alta actividad.

La gestión de los residuos radiactivos en nuestro país, inclui-do el combustible usado, se encomienda a la Empresa Na-cional 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, indus-tria, 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 cantida-des 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 Cór-doba, 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 pre-vista, 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 deriva-dos 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: A. Ciclo cerrado. Persigue recuperar los materiales fisionables,

mediante la separación del uranio y del plutonio, en instala-ciones especiales para fabricar nuevos elementos combusti-bles 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 com-pleja, comercialmente disponible y consolidada. Con los elementos recuperados se pueden fabricar elementos com-bustibles de uranio re-enriquecido (ERU) o de óxidos mixtos uranio-plutonio (MOX) que se pueden reutilizar en las centra-les nucleares actuales con ligeras modificaciones.

B. 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 defini-tivamente en formaciones geológicas profundas de confi-guración 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 Es-tados Unidos de América, Canadá, Suecia, Finlandia, Corea del Sur y España.

LA GesTIÓn De LOs ResIDuOs RADIACTIVOsUno 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.

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¿CuÁL es LA esTRATeGIA en esPAÑA? El Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR) apro-bado 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 indi-vidualizado que pudieran ser necesarias. La opción del repro-cesado 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 apro-ximadamente 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 des-mantelamiento 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 disponi-bles 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 bó-vedas. 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 comen-zó 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 emplaza-miento, 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 públ ico 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 colabora-ción con los titulares, la construcción de almacenes tempora-

les 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 perso-nas 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 combus-tible nuclear usado y que se depositan, bien en el interior de un edificio (C.N. Trillo) o sobre una losa antisísmica a la intem-perie (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 tec-nologías 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 con-tinúan 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 radiac-tivos, especialmente los de alta actividad, al mismo tiempo que se podría llegar a ex-traer energía en el proceso.

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