08. Santiago Herna´ndez Ferna´ndez
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Almacenamiento temporal centralizado Santiago Hernández Fernández DESCRIPTORES RESIDUOS RADIACTIVOS ALMACENAMIENTO TEMPORAL CENTRALIZADO (ATC) CENTRALES NUCLEARES Antecedentes El BOE núm. 313, del martes 29 de diciembre de 2009, publica la Resolución de 23 de diciembre de 2009, de la Secretaría de Estado de Energía, por la que se efectúa la convocatoria pública para la selección de los municipios candidatos a albergar el emplazamiento del Almacén Temporal Centralizado de combustible nuclear gastado y residuos radiactivos de alta actividad (ATC) y su centro tecnológico asociado. La Comisión de Industria, Turismo y Comercio del Congreso de los Diputados había aprobado, el 27 de abril de 2006, una proposición no de ley, por la que el Congreso instaba al Gobierno a constituir una Comisión Interministerial que debería establecer los criterios que tendrá que cumplir el emplazamiento del Almacén Temporal Centralizado (ATC) para combustible gastado y residuos radiactivos de alta actividad y su centro tecnológico asociado. Atendiendo a lo anterior, el Gobierno aprobó el Real Decreto 775/2006, de 23 de junio, por el que se crea dicha Comisión Interministerial que debe desarrollar el procedimiento por el que los municipios interesados puedan optar a ser candidatos para el emplazamiento. A este fin, y una vez establecidos por la Comisión Interministerial los «Criterios básicos de emplazamientos para la instalación ATC y centro tecnológico asociado», se procede a la convocatoria pública para determinar los municipios interesados en ser candidatos a que en su término municipal se albergue el ATC y su centro tecnológico asociado, incluidas las infraestructuras necesarias para el asentamiento de empresas, cuyo proyecto se describe en el anexo I. La convocatoria va dirigida a todos los municipios situados en territorio español y a ella podrán concurrir los municipios individual o conjuntamente. 60 I.T. N.º 90. 2010 Generación de combustible gastado y residuos de alta actividad en España En España, de cara a la gestión integral, los residuos radiactivos se pueden agrupar en dos grandes conjuntos. • Los residuos de baja y media actividad (RBMA) y vida corta, que, por sus características, pueden ser tratados, acondicionados y almacenados en las instalaciones de El Cabril, ubicadas en la provincia de Córdoba. • Los residuos de alta actividad (RAA), que están formados, básicamente, por el combustible gastado y por otros residuos de alta actividad. Adicionalmente se incluyen también en este conjunto aquellos residuos de media actividad (RMA) que por su contenido en emisores alfa y su larga vida no son susceptibles de ser gestionados de forma definitiva en las condiciones establecidas para El Cabril. En junio de 2006, fecha de aprobación del 6.º Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR), operaban en España 8 reactores nucleares en 6 emplazamientos distintos. Ahora, han finalizado las operaciones en la central nuclear de Vandellós 1 (cesó en 1989) y en la central nuclear de José Cabrera (en 2006). La central de Vandellós 1 envió todo el combustible gastado generado en ella en su día a Francia para su reprocesado. Los residuos resultantes de este tratamiento deberán retornar a España a partir de finales del año 2010 y durante un periodo de 5 años. Las actividades de reprocesado del combustible gastado del resto del parque nuclear se paralizaron en 1983. Hasta entonces, se habían enviado 56 tU (toneladas de uranio equivalente) de la central nuclear de José Cabrera y 97 tU de la de Sta. M.ª de Garoña al Reino Unido. Los respectivos contratos no contemplaban la devolución de residuos del tratamiento y sí, tan solo en el segundo caso, de los materiales energéticos recuperados. Teniendo en cuenta las hipótesis recogidas en el PGRR para el escenario de referencia –parque nuclear actual con 6 centrales nucleares (8 reactores) y una potencia eléctrica instalada a 1 de mayo de 2006 de 7.716 MWe; 40 años de vida útil de las centrales nucleares con un ritmo de funcionamiento similar al actual; ciclo abierto del combustible y desmantelamiento total (nivel 3) de las centrales nucleares a iniciar 3 años después de su parada–, las previsiones de generación de combustible gastado, una vez terminada la vida útil de las centrales nucleares actuales, son de una producción total de 19.571 elementos de combustible gastados, equivalentes a 6.674 tU. Respecto a los residuos derivados del reprocesado en Francia del combustible gastado de la central nuclear de Vandellós 1, habrá que gestionar 13 m3 de RAA vitrificados y 666 m3 de RMA. Por otra parte, los residuos radiactivos de media actividad que se generarán en el desmantelamiento de las centrales nucleares y que, por sus características, no pueden ser almacenados en las instalaciones de El Cabril, se estiman en unos 1.055 m3. Gestión del combustible irradiado La gestión del combustible irradiado generado en las centrales nucleares constituye un aspecto crucial a la hora de definir las políticas de gestión en todos los países que disponen de programas nucleares, dado que la opción elegida depende, no solo de consideraciones estratégicas, técnicas, económicas, medioambientales o de riesgo de proliferación de materiales nucleares, sino que también forma parte del debate energético y sociopolítico. Algunos países consideran el combustible irradiado como un recurso energético, ya que su contenido remanente de uranio y plutonio puede ser recuperado y reutilizado para la producción de más energía, mientras que otros lo consideran un residuo, y utilizan argumentos principalmente económicos y de riesgos de proliferación en las actividades de reprocesado y reciclaje. La diferencia entre ambas consideraciones define la política energética de un país, aunque es poco relevante desde el punto de vista de la gestión de los residuos radiactivos, que, tecnológicamente, no presentan diferencias sustanciales. El almacenamiento temporal del combustible irradiado supone una opción segura, económica y flexible que permite disponer de tiempo para analizar y valorar la evolución de las condiciones que influyen en el proceso de toma de decisiones. En cualquier caso, es necesario disponer de suficiente capacidad de almacenamiento, tanto para el combustible irradiado como para los residuos de alta actividad, en tanto no se pongan en práctica soluciones permanentes de gestión. Un reactor nuclear típico de agua ligera con una potencia de 1.000 MW(e) genera anualmente unas 20 toneladas de metal pesado (THM). La generación anual hoy en el mundo asciende a unas 11.000 THM. Dado que se reprocesa menos de la tercera parte de esta cantidad, unas 8.000 THM se unen cada año a la población de combustible irradiado almacenado temporalmente. En su mayor parte se encuentra almacenado en piscinas, para las cuales existe una experien- cia operacional superior a cuatro décadas en el mundo. Las tecnologías de almacenamiento en seco se han desarrollado a gran escala desde la década de los ochenta y hoy son utilizadas en la mayor parte de las ampliaciones, o instalaciones nuevas, ubicadas en las propias centrales nucleares o en instalaciones centralizadas. Los sistemas disponibles para almacenar temporalmente el combustible irradiado son: en vía húmeda (piscinas) y en vía seca (contenedores, nichos, bóvedas). Las piscinas constituyen sistemas activos, con sus servidumbres de seguridad asociadas a los sistemas auxiliares necesarios para su operación y con una producción secundaria de residuos procedentes del tratamiento del agua de refrigeración. Las tecnologías de almacenamiento en seco son las siguientes: • Contenedores: se basa en la introducción de un número limitado de elementos combustibles en unos envoltorios o cápsulas diseñados al efecto, que son trasladados posteriormente a una instalación de almacenamiento. Existen distintos tipos de contenedores: metálicos, de hormigón, mixtos metal-hormigón, de doble propósito (aptos tanto para almacenamiento como para transporte) o multipropósito (también concebidos para su evacuación definitiva). Estos contenedores se pueden almacenar directamente a la intemperie o bajo edificio, y existen en el mundo numerosos ejemplos de ambas modalidades. • Nichos de hormigón: son instalaciones de almacenamiento horizontal que constan de contenedores secos blindados para alojar el combustible, los módulos de almacenamiento (cuya misión fundamental es la de proporcionar blindaje y servir de mecanismo pasivo para la refrigeración de los contenedores) y el contenedor de transferencia, utilizado para transferir el contenedor seco al interior del módulo. • Bóvedas: permiten el almacenamiento de uno o varios elementos combustibles en tubos metálicos que se disponen vertical u horizontalmente, según el diseño, en una instalación (se pueden visualizar como unas piscinas “secas” que alojan elementos combustibles encapsulados). Los diferentes diseños presentan una zona de recepción (donde llegan los contenedores de transporte cargados con los elementos combustibles), una zona de acondicionamiento (donde se extrae el combustible del contenedor y se acondiciona para su traslado a la zona de almacenamiento) y la zona de almacenamiento, consistente en las bóvedas propiamente dichas. A diferencia de las piscinas, las tecnologías de almacenamiento en seco están concebidas para ser sistemas totalmente pasivos, en los que el cumplimiento de las funciones de seguridad está garantizado por el propio diseño de la unidad de almacenamiento. La elección de una u otra tecnología se realiza en función de factores tales como la capacidad total de la instalación, la tasa de recepción anual, la madurez y experiencia previa del sistema de almacenamiento, el tiempo necesario de implantación, las interferencias con la operación de las centrales nucleares, su flexibilidad y modularidad, los costes y la percepción pública. I.T. N.º 90. 2010 61 En términos generales, puede decirse que para pequeñas cantidades de combustible (almacenamiento en las centrales) los sistemas basados en contenedores son más económicos. Por el contrario, para almacenamientos masivos centralizados los sistemas tipo bóveda son más ventajosos. Salvo las excepciones citadas anteriormente, todo el combustible gastado que se ha generado en el parque nuclear español se almacena en las piscinas de las correspondientes centrales. Ante la saturación prevista de la capacidad de estas, a lo largo de la década de los noventa se acometió la progresiva sustitución de los bastidores originales por otros más compactos, que permitían incrementar la capacidad de almacenamiento de las propias piscinas. Tabla 1 Materiales para almacenar en la instalación ATC Combustible Gastado Tipos Cantidad PWR 14x14 Westinghouse 377 elementos PWR 17x17 Westinghouse 9.200 elementos PWR 16x16 KWU 1.885 elementos BWR 8x8 GE, SVEA 8.295 elementos Total 19.757 elementos Residuos de alta actividad (reprocesado Vandellós 1) Vitrificados Bitumen 1.022 bidones de 210 litros Residuos de media actividad (Reprocesado Vandellós 1) Tecnológicos 126 contenedores de 1,2 m3 Piezas de magnesio y grafito 1.320 bidones de 225 litros Diversos, acondicionados en matriz sólida 1.905 m3 Residuos de actividades de desmantelamiento 84 cápsulas Un caso singular es el de la central de Trillo, en Guadalajara, que, pese a sustituir también sus bastidores, agotó su capacidad de almacenamiento en 2003, por lo cual se construyó un almacén temporal individualizado (ATI) para contenedores metálicos en el propio emplazamiento. La central nuclear de José Cabrera, en Almonacid de Zorita, Guadalajara, en este caso por motivo de su desmantelamiento a partir de 2006, también ha sido dotada de un ATI. En cuanto a los residuos distintos del combustible gastado se han almacenado normalmente de forma temporal en las propias instalaciones de producción. El ATC Español El ATC español es una instalación industrial que tiene como finalidad fundamental proporcionar almacenamiento temporal seguro, durante 100 años, para los materiales radiactivos de los tipos y cantidades reflejados en la tabla 1, que corresponden a la generación prevista de este tipo de residuos del parque nuclear español, acorde con las hipótesis del vigente PGRR. Para el combustible gastado y los residuos vitrificados, la tecnología de almacenamiento en seco en bóvedas de hormigón proporciona una solución segura (confinamiento por barreras múltiples y refrigeración pasiva), económica (carácter modular que permite diferir la inversión, un diseño compacto y razonables costes de operación) y probada (en numerosas instalaciones ya en funcionamiento). En la figura 1 se muestra la representación típica de una instalación de almacenamiento en bóvedas. Fig. 1. Instalación típica de almacenamiento en bóvedas. 62 I.T. N.º 90. 2010 Para los residuos de media actividad, la solución adoptada se basa en la tecnología extensamente aplicada de almacenamiento de los residuos acondicionados en bidones o en contenedores dispuestos en búnkeres de hormigón. Otra característica básica del ATC es su reversibilidad, es decir, el combustible gastado y los residuos radiactivos podrán ser nuevamente retirados de la instalación cuando vayan a ser transportados a la siguiente etapa de gestión que se adopte. Las funciones principales que se desarrollarán en la instalación ATC son las siguientes: • Recepción de los contenedores de transporte y encapsulado del combustible. Los bultos de residuos y los elementos combustibles que llegan a la instalación, por tren o carretera, han de ser descargados de sus contenedores de transporte. La descarga de los elementos combustibles requiere una celda caliente en la que los elementos combustibles se transfieren desde el contenedor de transporte a una cápsula de acero inoxidable que se inertiza con gas helio y se sella herméticamente por soldadura. • Almacenamiento seguro a largo plazo del combustible y los residuos. Las cápsulas con el combustible y los residuos vitrificados (que se reciben en la instalación ya encapsulados) se llevan desde el área de recepción y encapsulado a los tubos verticales localizados en las bóvedas de hormigón de los módulos de almacenamiento. Los bultos de residuos de media actividad se transfieren al búnker de almacenamiento, donde se depositan apilados según sus características. • Recuperación de los bultos para su tratamiento definitivo. Una vez finalizado el periodo de almacenamiento, las cápsulas serán recuperadas de los tubos de almacenamiento de las bóvedas y trasladadas a la celda caliente, en la que el combustible y los residuos vitrificados serán transferidos a los contenedores de transporte que los trasladarán a la instalación de tratamiento final para su acondicionamiento y gestión definitiva. Describiremos las características generales del edificio del ATC. El esquema que recoge la figura 2 presenta una visión global de la tecnología empleada en estos emplazamientos con algunas referencias internacionales. Las figuras 3 a 8 muestran más detalles de la instalación ATC concebida para España. Se trata de una estructura integral de aproximadamente 238 m de largo, 78 m de ancho y 26 m de alto respecto al nivel del suelo. Los conductos de salida de aire de los edificios de almacenamiento alcanzan una altura de 45 m respecto al nivel del suelo. Diversos países de nuestro entorno cuentan con instalaciones similares, tal es el caso de La Hague y Marcoule (Francia), Sellafield (Reino Unido), Paks (Hungría), Fort St. Vrain (Estados Unidos) o Habog (Holanda), cuyas características se aproximan en gran medida a las del proyecto español. La instalación necesitará una superficie aproximada de 13 hectáreas. Incluye los siguientes edificios: El área o edificio de recepción: es una estructura metálica en la que se reciben los camiones o vagones de tren que transportan los residuos a la instalación. En él se descarga el con- Fig. 2. Sección-esquema de funcionamiento. I.T. N.º 90. 2010 63 Fig. 3. Configuración de la instalación ATC. Fig. 4. Disposición general en el nivel 0,00. tenedor del vehículo de transporte, se posiciona verticalmente mediante un puente grúa y se transfiere a la zona de preparación mediante un carro de transferencia. El edificio de procesos: es una estructura con paredes de hormigón armado. En él se llevan a cabo los distintos procesos mecánicos en dos líneas independientes para el combustible y para el resto de los residuos. El edificio de servicios y sistemas auxiliares: es una estructura de hormigón, prolongación del edificio de procesos, que aloja los recintos e instalaciones dedicados a las funciones auxiliares: accesos de personal, equipos de ventilación y equipos de suministro de alimentación eléctrica, entre otros. 64 I.T. N.º 90. 2010 Los módulos de almacenamiento de las cápsulas de combustible y residuos vitrificados: constan cada uno de dos bóvedas (2 x 120 tubos de almacenamiento), con entradas y salidas de aire independientes, sobre las que se extiende el área de manipulación correspondiente. Las bóvedas son estructuras con paredes de hormigón fuertemente armado de unos dos metros de espesor. El búnker de almacenamiento de bultos de media actividad: es un bloque paralelepipédico de hormigón armado de gran espesor. Los bultos son almacenados en el nivel cero, segregados y apilados de acuerdo con sus características. La estructura descrita estará rodeada por una doble valla para el control de accesos y protección frente a intrusiones. Fig. 5. Sección de la instalación. Fig. 6. Proceso de encapsulado y almacenamiento de elementos combustibles. El ATC es una instalación de características industriales, realizable con tecnología plenamente consolidada y disponible desde hace años y sobre la que existe ya una apreciable experiencia operacional. Está concebida para el almacenamiento en seco, durante un periodo de 60-100 años, del combustible gastado y residuos vitrificados de alta actividad mediante la tecnología de bóvedas y la de naves de hormigón para almacenar el resto de residuos acondicionados. El proyecto del ATC complementa la función de almacenamiento de combustible gastado con la investigación y desarrollo relacionados con la gestión final de dicho material y tecnologías de protección medioambiental. Para ello, irá acom- pañado de un centro tecnológico que ocupará una superficie de unas siete hectáreas y facilitará las actividades de investigación y experimentación, incluyendo las infraestructuras necesarias para un parque empresarial, para el que se prevé inicialmente una superficie de unas cinco hectáreas. El centro tecnológico tiene como principal objetivo asegurar la disponibilidad de las tecnologías y conocimientos necesarios para la gestión final del combustible gastado y los residuos de alta actividad a través del desarrollo del Plan de I+D y del soporte a otras instalaciones y actividades de Enresa. Su actividad se desarrollará a través de proyectos y programas específicos para los que se contará con una serie de servicios báI.T. N.º 90. 2010 65 Fig. 7. Proceso de recepción y almacenamiento de residuos de media actividad. Fig. 8. Refrigeración pasiva de las bóvedas. 66 I.T. N.º 90. 2010 Fig. 9. Esquema de Planta ATC. sicos, entre los que cabe destacar los laboratorios de combustible, química avanzada, radiactividad y medio ambiente, materiales, verificación industrial, y también de medidas de apoyo a proyectos, gestión de datos y servicios generales. Tabla 2 Instalaciones de almacenamiento temporal centralizado País Situación internacional del almacenamiento temporal En la práctica internacional, la alternativa de construir un ATC para gestionar el combustible gastado y los residuos de alta actividad es la elección más comúnmente adoptada en los principales países. En su mayor parte, almacenan el combustible irradiado en las piscinas de las propias centrales nucleares, para lo que existe una gran experiencia operacional. Agotada la capacidad de estas piscinas, suele incrementarse su disponibilidad cambiando los batidores por otros más compactos, lo que permite aprovechar mejor el espacio existente. El siguiente paso es el almacenamiento en seco, desarrollado a gran escala en los últimos años, siendo ya muchos los países que están optando por construir, como es el caso de España, un único ATC como paso transitorio hasta su destino final. Ya sea en piscinas o en seco, Estados Unidos, Japón, Rusia, Alemania, Bélgica, Francia, Reino Unido, Suecia, Suiza y Holanda disponen ya de esta solución para el almacenamiento seguro de los residuos radiactivos de alta actividad (Tabla 2), a los que pronto se unirá España. CLAB, el ATC sueco El sistema de gestión de residuos radiactivos en Suecia aparece reflejado en el esquema de la figura 10, como también los hitos más relevantes. Instalación Tecnología Material almacenado Ahaus Contenedores metálicos Combustible gastado Gorleben Contenedores metálicos Combustible gastado y vidrios Bélgica Dessel Bóveda Vidrios EEUU PFS* Contenedores metal-hormigón Combustible gastado Mayak** Piscina Combustible gastado Krasnoyarsk** Piscina Combustible gastado La Hague** Piscina Combustible gastado La Hague** Bóveda Vidrios CASCAD Bóveda Vidrios Habog Bóveda Combustible gastado y vidrios Rokkasho Piscina Combustible gastado Rokkasho Bóveda Vidrios Sellafield** Piscina Combustible gastado Sellafield** Bóveda Vidrios Suecia CLAB Piscina Combustible gastado Suiza Zwilag Contenedores metálicos Combustible gastado y vidrios Alemania Federación Rusa Francia Holanda Japón Reino Unido * En fase de concertación. ** Incluidas en los propios complejos de reprocesado. I.T. N.º 90. 2010 67 Fig. 10. Sistema sueco de gestión y almacenamiento de residuos radiactivos. 68 I.T. N.º 90. 2010 La política de gestión del combustible nuclear en Suecia, establecida a finales de los setenta, contempla que este ha de ser gestionado y almacenado definitivamente en una formación geológica, es decir, en un almacenamiento geológico profundo (AGP). En 1973 el Gobierno nominó un Comité sobre Residuos Radiactivos para que investigase el problema de la gestión de los residuos de alta actividad procedentes de las centrales. Las principales conclusiones fueron recogidas en un informe remitido al Gobierno en 1976, y eran las siguientes: • El reprocesado del combustible nuclear es recomendable, con el subsiguiente almacenamiento en profundidad de los vidrios resultantes. • Se deben realizar más estudios para aclarar las condiciones para la disposición final del combustible gastado en la opción de ciclo abierto. • Se debe construir una instalación para el almacenamiento temporal centralizado del combustible gastado CLAB (ATC). • También se debe construir un depósito para los residuos de baja y media actividad. Suecia dispone de 11 reactores nucleares en operación en cuatro emplazamientos, además de un reactor de investigación en Studsvik. Ocho de estos reactores son del tipo de agua en ebullición, mientras que los otros tres son de agua a presión. La producción de energía eléctrica de origen nuclear supone un 50% del total de la electricidad producida en Suecia. La actual política de gestión del combustible gastado fue establecida a finales de 1970 y se basa en el almacenamiento directo del combustible gastado. El programa de energía nuclear de Suecia generará aproximadamente 19.000 m3 de combustible gastado (9.300 toneladas de uranio), 60.000 m3 de residuos de baja y media actividad y 160.000 m3 de residuos procedentes del desmantelamiento de centrales, considerando el escenario de una vida útil de 40 años. ZZL-Zwilag, el ATC suizo El programa nuclear suizo para la producción de electricidad comenzó en los años sesenta y consta en la actualidad de cinco reactores en operación, con una potencia total de 3.220 MWe, los cuales aportan un 40% de toda la electricidad generada en el país. El programa inicial incluía el desarrollo de otras unidades, para las que se habían seleccionado y aprobado emplazamientos, pero que no llegaron a construirse debido a la oposición al programa nuclear en los años setenta. La situación culminó en 1990 mediante un referéndum, en virtud del cual se tomaron las siguientes decisiones: • Aceptar la continuidad de las centrales en operación. • Imponer una moratoria de diez años para la concesión de licencias para nuevas instalaciones nucleares, excepto para instalaciones de gestión de residuos radiactivos. En 2003 tuvieron lugar dos votaciones públicas para decidir sobre la continuación de la moratoria existente y la parada gradual de las centrales en operación, respectivamente. Ambas propuestas fueron rechazadas como resultado de las votaciones públicas. Simultáneamente, el Parlamento aprobó Tabla 3 Datos principales de la instalación CLAB Inicio construcción 1980 Inicio operación 1985 Capacidad (aprox. 20.000 elementos de BWR y 2.500 de PWR) 5.000 t uranio Número de piscinas 4+1 de reserva Capacidad de recepción 300 t uranio al año Titular SKB Operador OKG Aktiebolag Número de empleados 100 Temperatura máxima (condiciones normales) 36º C Capacidad de refrigeración 8,5 MW Coste de construcción (1980-1985) 1.700 millones de coronas suecas Coste operación 100 millones de coronas al año1 1 Aproximadamente 11 millones de euros por año. Tabla 4 Reactores nucleares en Suiza Reactor Tipo Potencia (MWe) Operación Beznau 1 PWR 365 1969 Beznau 2 PWR 365 1971 Gösgen PWR 970 1979 Muhleberg BWR 355 1971 Leibstadt BWR 1.165 1984 Total 3.220 una nueva Ley de Energía Nuclear, la cual constituye el marco legal para la operación de las centrales nucleares existentes y la construcción de nuevas centrales. El actual parque nuclear producirá unas 3.000 toneladas de combustible irradiado –suponiendo un periodo de operación de 40 años para las centrales nucleares–, de las cuales unas 1.200 toneladas serán reprocesadas en el extranjero. En este escenario, los volúmenes de residuos radiactivos que han de ser gestionados comprenden unos 77.700 m3 de residuos de baja y media actividad de vida corta, unos 4.800 m3 de combustible gastado, unos 130 m3 de residuos de alta actividad vitrificados y unos 5.900 m3 de residuos de actividad intermedia y larga vida. I.T. N.º 90. 2010 69 La instalación ZZL de almacenamiento temporal centralizado es operada por Zwilag, una empresa cooperativa formada por las compañías eléctricas propietarias de las centrales nucleares. Está situada en unos territorios propiedad del Gobierno Federal en Wurenlingen, muy próxima a la central nuclear de Beznau y a las instalaciones del Instituto Paul Scherrer. La instalación consta de un edificio para almacenamiento en seco de combustible irradiado y residuos vitrificados de alta actividad, con capacidad para 200 contenedores de doble propósito (almacenamiento/transporte); de un edificio de almacenamiento de residuos de media actividad, con capacidad para 4.000 m3, y de un edificio para almacenamiento de residuos de baja y media actividad con capacidad para 16.500 m3. Las instalaciones de almacenamiento entraron en operación en junio de 2001 y las instalaciones de descontaminación y acondicionamiento están disponibles desde finales de 2003. Las campañas de prueba del incinerador por plasma para residuos radiactivos comenzaron en 2004. Dessel, el ATC belga Bélgica tiene siete reactores nucleares, puestos en marcha entre 1975 y 1985, en dos centrales nucleares, con una potencia instalada de 5.800 MWe, que suministran el 55% de la electricidad producida en el país. Pese a ello, en 2003, las autoridades del país decidieron abandonar el uso de la energía nuclear de fisión para la producción de electricidad. Esta decisión supone la prohibición de construir nuevas centrales nucleares y la limitación de la operación de las existentes a 40 años. El combustible irradiado que no ha sido reprocesado se guarda en las propias centrales, mientras que los residuos procedentes del reprocesado de estos materiales se almacenan en el ATC de Dessel. Las autoridades belgas están evaluando el futuro a largo plazo de los residuos de alta actividad. Ondraf/Niras (agencia nacional para la gestión de los residuos radiactivos) presentó al Gobierno el informe SAFIR-2 (Safety Assessment and Feasibility Interim Report), que contiene los resultados de la investigación realizada durante el periodo 1990-2000. El trabajo se centra fundamentalmente en la solución de referencia basada en el AGP en una formación arcillosa (Boom Clay) en el noreste del país. Sin embargo, Bélgica no ha decidido formalmente todavía si adoptará el AGP como solución final. La Hague, el ATC francés Francia tiene 59 reactores nucleares en funcionamiento, distribuidos entre 19 centrales nucleares, que generan cada año 1.150 toneladas de combustible irradiado y proporcionan el 76% de la electricidad generada por el país. Otros ocho reactores están parados y en distintas fases de desmantelamiento y clausura. Francia ha optado por una política basada en el reprocesado y reciclado del combustible irradiado en los reactores nucleares. Para ello, cuenta con una planta en La Hague con capacidad para reprocesar 1.700 toneladas de combustible irradiado anualmente, y con una planta (MELOX) para la fabricación de combustible de óxidos mixtos (MOX) en Marcoule. 70 I.T. N.º 90. 2010 De las 1.150 toneladas de combustible irradiado producido anualmente en los reactores nucleares franceses se reprocesan unas 800. Una parte del plutonio recuperado en el reprocesado se recicla mediante la fabricación de combustible de tipo MOX. Una veintena de reactores tienen licencia para consumir este tipo de combustible en Francia. El combustible irradiado procedente de los reactores experimentales de investigación fue reprocesado en la planta UP1 en Marcoule hasta su cierre definitivo en 1997, lo que obligó al CEA a plantearse una estrategia de almacenamiento para este combustible hasta que pueda ser reprocesado en la planta de La Hague, actualmente en fase experimental. En las piscinas de las centrales nucleares se almacena el combustible irradiado antes de ser transportado a la planta de La Hague. Este complejo tiene cinco piscinas de almacenamiento temporal con capacidad para 14.000 toneladas de combustible. La Ley de Investigación de 1991 define las líneas maestras sobre la investigación para la gestión de los residuos radiactivos de alta actividad y de larga vida, y establece los siguientes ejes de investigación: • La búsqueda de soluciones para la separación y transmutación de los elementos radiactivos de larga vida presentes en los residuos de alta actividad. • El estudio del almacenamiento definitivo, reversible o irreversible, en formaciones geológicas profundas, en particular, mediante la construcción de laboratorios subterráneos. • El estudio de procesos de acondicionamiento y almacenamiento temporal prolongado para este tipo de residuos radiactivos. Finalmente, la Oficina Parlamentaria de Evaluación de Opciones Científicas y Tecnológicas (OPECST) publicó un informe a comienzos de 2005, en el que, entre otras, se establecen las siguientes recomendaciones: • La investigación en las áreas de separación y transmutación y almacenamiento geológico debe continuar más allá de 2006, siendo el Parlamento el que establezca los hitos. • El Parlamento podría establecer los siguientes objetivos para consideración de las autoridades públicas: 2016 para la operación de una instalación de almacenamiento temporal de largo plazo y la autorización para la construcción de un almacén geológico profundo reversible; 2020-2025 para la puesta en marcha de un reactor trasmutador de demostración y operación del repositorio, y 2040 para alcanzar la transmutación a nivel industrial. Sellafield, el ATC inglés El Reino Unido es pionero en el desarrollo de la energía nuclear desde la década de los cuarenta del pasado siglo. Posteriormente, en 1956, se convirtió en el primer país que comenzó la generación comercial de electricidad mediante un reactor nuclear, en la central de Calder Hall. El Reino Unido ha sido autosuficiente en las distintas etapas del ciclo del combustible nuclear (conversión, enriquecimiento, fabricación de combustible y reproceso). Tiene plantas de conversión en Springfields, plantas de enriquecimiento en Capen- hurst, plantas de fabricación de combustible en Springfields y Sellafield, y plantas de reproceso en Sellafield. Además de los múltiples reactores de investigación existentes en el país, entre 1974 y 1994 estuvieron en operación dos reactores reproductores rápidos en Dounreay. Hoy tiene 19 reactores nucleares que, con una potencia instalada de 10.982 MWe, contribuyeron en un 18,39 % a la electricidad producida en el país. Han parado 21 reactores nucleares que se encuentran en diversas etapas de clausura y desmantelamiento. Tienen una única instalación para almacenar los residuos vitrificados de alta actividad procedentes del reprocesado, con una capacidad para 1.200 m3 (8.000 contenedores) y varios almacenes para distintos tipos de residuos radiactivos de media actividad con una capacidad de almacenamiento para unos 70.000 m3. En las piscinas de Sellafield están almacenadas unas 8.000 toneladas de combustible irradiado de distintos tipos (Magnox, AGR, PWR, SGHWR), unos 2.000 m3 de residuos de alta actividad, de los cuales unos 400 m3 están acondicionados, y unos 75.000 m3 de residuos de media actividad, de los que unos 12.000 m3 están acondicionados. Durante las últimas tres décadas, el Gobierno inició una profunda revisión de la política de gestión de residuos a largo plazo. Como consecuencia se creó, en 2003, el Comité para la Gestión de Residuos Radiactivos, CORWM (Committee on Radioactive Waste Management). Se trata de un órgano asesor, compuesto por expertos en áreas científicas y técnicas, y también en temas sociales, económicos y medioambientales, con el objetivo de analizar, con la participación del público y de los diferentes agentes implicados, todas las opciones existentes para la gestión de residuos. Después de tres años de trabajo, en 2006, el comité presentó un informe que planteaba una serie de recomendaciones, que fueron aceptadas por el Gobierno ese mismo año. En términos generales, las principales recomendaciones fueron las siguientes: • El AGP es la mejor solución disponible para la gestión de los residuos de alta y media actividad. • Debido a las incertidumbres a las que se enfrenta el AGP, se aconseja, no obstante, el desarrollo de un Programa de Almacenamiento Temporal como parte integral de la estrategia. • Aproximación flexible y gradual en el proceso de toma de decisiones para la implantación de la estrategia global. • Compromiso firme para llevar a cabo un programa intenso de I+D en los aspectos de seguridad del AGP. • La designación del emplazamiento debe involucrar a las comunidades a través de un proceso de participación voluntaria. El Gobierno considera que la planificación y desarrollo de la opción del AGP debe basarse en una organización ejecutora del programa con una asignación clara de responsabilidades, en una regulación fuerte e independiente, en un órgano independiente que supervise la implantación y asesore al Gobierno y en la cooperación con la comunidad que acoja el emplazamiento. Resumen Creo que podemos afirmar que, al margen de las distintas opiniones existentes sobre el uso de la energía nuclear, los países que han tenido y/o tienen centrales nucleares deben encargarse de manera irrenunciable de la seguridad de las instalaciones en operación y, además, del almacenamiento seguro y permanente de todos los residuos radiactivos generados durante todo el ciclo del combustible nuclear. Este problema fue afrontado por los distintos países con desigual seriedad, empleando en sus primeros tiempos métodos para gestionar y desprenderse de los residuos radiactivos que hoy todo el mundo consideraría inaceptables. Afortunadamente, las críticas de la sociedad internacional han hecho que hoy todos los países democráticos asuman los compromisos ambientales y de seguridad proclamados por todas las organizaciones científicas y sociales del mundo. Centrándonos en el problema generado por los residuos radiactivos de media y alta que hoy nos ocupa en España, es preciso decir que, como hemos visto anteriormente, ha sido tratado de forma muy similar por los países de nuestro entorno que tienen centrales nucleares. La solución de encontrar un lugar para realizar un ATC, que recoja los residuos de todas las centrales del país, suele ser la más común aunque difieran ligeramente los sistemas técnicos empleados para el almacenaje. Al mismo tiempo existe abundante experiencia en la práctica del manejo y transporte de los materiales radiactivos. Difieren sobre todo el desarrollo y toma de decisiones de las características que deben exigirse para las instalaciones de almacenamiento definitivo de estos productos, aunque van confluyendo en la solución de AGP de carácter reversible. La reversibilidad del sistema se considera básica, por si en el futuro surgen alternativas, que hoy no es posible definir ni planificar en el tiempo, para la reutilización o gestión de los residuos. Creo que este problema, como tantos otros creados por los países desarrollados, cuyas externalidades recaen en el resto de países del mundo, debe tomarse desde la sólida base de una solidaridad internacional con esta y las siguientes generaciones. No puede mantenerse la idea de que terceros países carguen con nuestras basuras. Las externalidades de todas nuestras actividades deben confinarse, resolverse y costearse en los países que las producen. Y los procesos deben producirse con toda transparencia, información al público y debate social. Los sistemas de selección, atendiendo a los condicionamientos técnicos, ambientales y sociales, de los lugares más favorables para la instalación de un ATC son perfectamente conocidos y existe experiencia suficiente para definirlos. El proceso global depende en buena medida de la socie■ dad de cada país y de su madurez democrática. Santiago Hernández Fernández Doctor Ingeniero de Caminos I.T. N.º 90. 2010 71
