Tratamiento y Gestión de Residuos Radiactivos de Alta Actividad
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Proyecto Fin de Carrera Ingeniería Química Tratamiento y Gestión de Residuos Radiactivos de Alta Actividad Autor: Álvaro Torrent Fernández Tutora: Rosario Villegas Sánchez Equation Chapter 1 Section 1 Dep. de Ingeniería Química y Ambiental Escuela Técnica Superior de Ingeniería Universidad de Sevilla Sevilla, 2015 Proyecto Fin de Carrera Ingeniería Química Tratamiento y Gestión de Residuos Radiactivos de Alta Actividad Autor: Álvaro Torrent Fernández Tutora: Rosario Villegas Sánchez Profesora titular de Universidad Dep. de Ingeniería Química y Ambiental Escuela Técnica Superior de Ingeniería Universidad de Sevilla Sevilla, 2015 A mis amigos por todas esas horas llenas de recuerdos y momentos. A mis profesores, en especial a Rosario Villegas, mi tutora, que aceptó tutorarme cuando planteé este proyecto permitiéndome llevarlo a cabo. A mi familia, por darme apoyo y habiéndome permitido el cursar esta carrera a pesar del esfuerzo que les supuso. Gracias por saber esperar este momento. Y en especial a mi tío Crescencio que aunque ya no estés has sido mi guía y mi fuerza en todo momento. Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice ÍNDICE ÍNDICE DE FIGURAS ............................................................................................................... 13 ÍNDICE DE TABLAS ................................................................................................................ 16 GLOSARIO DE TÉRMINOS ..................................................................................................... 18 INTRODUCCIÓN ...................................................................................................................... 24 OBJETIVO .................................................................................................................................. 28 1. CONCEPTOS GENERALES ............................................................................................. 30 1.1. Radiactividad....................................................................................................... 30 1.1.1. Estabilidad nuclear .............................................................................................. 30 A. Fuerzas de interacción nucleares ............................................................................. 31 B. Energía de enlace .................................................................................................... 33 1.1.2. Ley de decaimiento radiactivo ............................................................................ 35 1.1.3. Tipos de desintegraciones radiactivas ................................................................. 37 A. Emisiones α ............................................................................................................. 37 B. Emisiones β ............................................................................................................. 38 1. Emisiones de partículas β- ................................................................................. 38 2. Emisiones de partículas β + ................................................................................ 38 C. Emisiones γ ............................................................................................................. 39 D. Captura electrónica .................................................................................................. 39 1.2. Fisión nuclear ...................................................................................................... 40 1.3. Tipos de reactores................................................................................................ 43 A. Reactor de agua presión (PWR) .............................................................................. 44 B. Reactor de agua liguera (LWR)............................................................................... 44 C. Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR) ....................................................... 45 D. Reactor de agua ligera avanzado (ALWR).............................................................. 46 E. Reactores de IV generación..................................................................................... 46 1. Reactor de gas de muy alta temperatura (HGRT) ............................................... 46 6 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice 2. Reactor reproductor rápido de metal líquido (LBFBR) ...................................... 47 3. Otros reactores..................................................................................................... 47 F. 2. Reactores experimentales ........................................................................................ 47 RESIDUOS RADIACTIVOS ............................................................................................. 48 2.1. Clasificación de los residuos radiactivos............................................................. 48 A. Estado físico ............................................................................................................ 48 B. Tipo de radiación emitida ........................................................................................ 48 C. Período de semidesintegración ................................................................................ 48 D. Concentración de actividad ..................................................................................... 48 E. Radiotoxicidad ........................................................................................................ 49 2.2. Origen de los residuos radiactivos....................................................................... 51 A. Actividades que generan residuos radiactivos de media y baja actividad ............... 51 B. Actividades que generan residuos radiactivos de alta actividad.............................. 52 1. Primera parte del ciclo de combustible nuclear ................................................... 52 a. Minería y producción de concentrados de uranio............................................ 53 b. Primera conversión de U3O8 a UF6 .................................................................. 54 c. Enriquecimiento .............................................................................................. 55 d. Segunda conversión de UF6 a UO2 .................................................................. 56 e. Fabricación de elementos combustibles .......................................................... 56 f. Central nuclear ................................................................................................ 57 2. Segunda parte del ciclo del combustible nuclear ................................................ 57 a. 3. 3. Características del combustible gastado .......................................................... 58 Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas ............................................... 64 TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD............................................................................................................................... 67 3.1. Principios de gestión de residuos radiactivos .................................................................. 67 3.2. Etapas de la gestión de residuos radiactivos........................................................ 68 3.3. Opciones para la gestión y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad 69 7 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice 3.3.1. Ciclo abierto ........................................................................................................ 69 A. Almacenamiento Temporal ..................................................................................... 69 1. Almacenamiento temporal individual en húmedo ............................................... 71 a. 2. Almacenamiento en piscinas ........................................................................... 71 Almacenamiento Temporal individual en seco ................................................... 74 a. Almacenamiento en contenedores ................................................................... 74 i. Contenedores de hormigón ............................................................................. 75 ii. Contenedores metálicos .................................................................................. 76 iii. Contenedores mixtos ....................................................................................... 77 b. Almacenamiento en silos ................................................................................ 78 c. Almacenamiento en bóvedas ........................................................................... 78 3. B. Almacenamiento Temporal Centralizado ............................................................ 79 Transporte Residuos radiactivos de alta actividad .................................................. 80 1. Consideraciones Generales.................................................................................. 80 2. Tipos de bultos .................................................................................................... 84 a. Bultos tipo B.................................................................................................... 84 b. Bultos tipo C.................................................................................................... 85 c. Bultos para sustancias fisionables ................................................................... 85 d. Bultos para hexafluoruro de uranio ................................................................. 87 3. Protección basada en procedimientos de operación ............................................ 87 a. Señalización .................................................................................................... 87 b. Límite de contaminación superficial y radiación en el exterior de los medios de transporte ................................................................................................................. 90 4. C. Otros aspectos ..................................................................................................... 90 Almacenamiento geológico profundo ..................................................................... 91 1. Barreras tecnológicas o de ingenierías ................................................................ 92 a. Forma química del residuo .............................................................................. 92 b. Cápsulas metálicas de almacenamiento .......................................................... 92 8 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice c. 2. Materiales de relleno y sellado ........................................................................ 93 Barreras naturales ................................................................................................ 93 a. Formación geológica ....................................................................................... 93 b. Biosfera ........................................................................................................... 94 3.3.2. Ciclo cerrado. Proceso PUREX........................................................................... 95 A. Etapas del proceso PUREX ..................................................................................... 96 1. Transporte y almacenamiento temporal .............................................................. 96 2. Troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible ............. 96 3. Separación y purificación de materiales (U, Pu) ................................................. 97 4. Tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos ................................. 99 B. a. Residuos gaseosos ........................................................................................... 99 b. Residuos líquidos de actividad media y baja................................................. 100 c. Residuos líquidos de alta actividad ............................................................... 100 d. Residuos sólidos ............................................................................................ 101 Vitrificación .......................................................................................................... 103 1. Método AVM (francés) ..................................................................................... 104 2. Método PAMELA (alemán) .............................................................................. 105 3.3.3. Ciclo cerrado avanzado ..................................................................................... 107 A. Operaciones de Separación ................................................................................... 108 1. Procesos hidrometalúrgicos............................................................................... 108 a. Proceso PUREX extendido ........................................................................... 108 b. Proceso DIDPA ............................................................................................. 109 c. Proceso SANEX ............................................................................................ 110 d. Proceso TALSPEAK ..................................................................................... 110 e. Extracción con CYANEX 301 ...................................................................... 110 f. Proceso TRUEX ............................................................................................ 110 g. Proceso DIAMEX ......................................................................................... 111 h. Proceso TRPO ............................................................................................... 112 9 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice i. 2. B. Procesos pirometalúrgicos................................................................................. 115 a. Proceso de electrorefino o de ANL ............................................................... 115 b. Proceso de RIAR ........................................................................................... 116 c. Proceso de PNC............................................................................................. 117 d. Otros procesos ............................................................................................... 118 Transmutación ....................................................................................................... 118 1. Reactores críticos rápidos.................................................................................. 119 2. Sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS) .................................... 119 3. Otros tipos de reactores ..................................................................................... 121 3.4. 4. Proceso UREX .............................................................................................. 113 Gestión de residuos en caso de accidente .......................................................... 122 A. Accidente durante transporte terrestre ................................................................... 122 B. Vertido incontrolado en agua ................................................................................ 124 OPCIONES PARA REDUCIR EL VOLUMEN DE RESIDUOS A TRATAR Y ALTERNATIVAS A SU GESTIÓN ........................................................................................ 126 5. A. Lanzamiento al espacio ......................................................................................... 126 B. Almacenamiento en fondo marino ........................................................................ 126 C. Almacenamiento en los casquetes polares ............................................................ 127 D. Uso de combustible alternativo ............................................................................. 127 1. Torio-232........................................................................................................... 127 2. Combustible MOX ............................................................................................ 128 3. Uso de compuesto de uranio y nitrógeno .......................................................... 128 E. Uso de procesos de ciclo cerrado avanzado .......................................................... 128 F. Uso de reactores de fisión alternativos .................................................................. 128 G. Uso del reactor de fusión ....................................................................................... 128 ANÁLISIS ECONÓMICO DE LAS OPCIONES PROPUESTAS ACTUALES Y FUTURAS................................................................................................................................. 130 A. Ciclo abierto .......................................................................................................... 131 10 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice 6. B. Ciclo cerrado ......................................................................................................... 132 C. Ciclo cerrado avanzado ......................................................................................... 133 TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD EN DIFERENTES PAÍSES .............................................................................. 135 7. A. Alemania ............................................................................................................... 135 B. Canadá ................................................................................................................... 136 C. Finlandia ................................................................................................................ 136 D. Suecia .................................................................................................................... 136 E. Corea del sur.......................................................................................................... 136 F. EEUU .................................................................................................................... 136 G. Francia ................................................................................................................... 137 H. Japón ..................................................................................................................... 137 I. Reino Unido .......................................................................................................... 137 J. Rusia ...................................................................................................................... 137 K. España ................................................................................................................... 137 REFERENCIAS ................................................................................................................ 139 ANEXO A ................................................................................................................................. 142 ANEXO B ................................................................................................................................. 145 11 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice de figuras ÍNDICE DE FIGURAS Figura 3.1 Diagrama segré ....................................................................................................... 32 Figura 3.2 Energía de enlace por nucleón frente al número másico ........................................ 35 Figura 3.2 Gráfica de la Ley de decaimiento ........................................................................... 37 Figura 3.4 Esquema de un circuito de un reactor PWR ........................................................... 44 Figura 3.5 Esquema de un circuito de un reactor BWR ........................................................... 45 Figura 3.6 Esquema de un circuito de un reactor GCR ............................................................ 46 Figura 3.7 Esquema de un circuito de un reactor LBFBR ....................................................... 47 Figura 4.1. Primera parte del ciclo del combustible nuclear .................................................... 52 Figura 4.2 Esquema de fabricación de un elemento de combustible ....................................... 57 Figura 4.3 Composición del combustible gastado ................................................................... 58 Figura 4.4 Esquema de la generación de actínidos dentro de un reactor nuclear .................... 59 Figura 4.5 Emisión de radiactividad del combustible gastado ................................................. 62 Figura 4.6 Emisión de calor del combustible gastado .............................................................. 63 Figura 4.7 Radiotoxicidad combustible gastado ...................................................................... 63 Figura 4.7 Composición residuos radiactivos de alta actividad ............................................... 64 Figura 5.1 Corte transversal de una piscina de almacenamiento de combustible gastado ....... 73 Figura 5.2 Vista superior de una piscina de almacenamiento de combustible gastado ........... 74 Figura 5.3 Esquema y corte de un contenedor de hormigón circular ....................................... 75 Figura 5.5 Sistema multipropósito de Holtec ........................................................................... 77 Figura 5.7 Vista exterior de un almacenamiento en bóvedas ................................................... 79 Figura 5.8 vista interior de un almacenamiento en bóvedas ................................................... 79 Figura 5.10 Etiqueta característica para el transporte de sustancias fisionables ...................... 86 Figura 5.11Etiqueta categoría III para el transporte de residuos radiactivos ........................... 88 Figura 5.12 Ejemplo de un bulto correctamente marcado y etiquetado para el transporte de residuos radiactivos .................................................................................................................. 89 Figura 5.13 Esquema y Corte de un AGP ................................................................................ 91 Figura 5.16 Cápsula universal ................................................................................................ 104 Figura 5.17 Esquema método AVM ..................................................................................... 105 Figura 5.18 Esquema proceso PAMELA ............................................................................... 106 Figura 5.19 Diagrama de Flujo del proceso DIDPA .............................................................. 109 Figura 5.20 Diagrama de flujo del proceso TRUEX ............................................................. 111 13 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice de figuras Figura 5.21 Diagrama de flujo del proceso DIAMEX ........................................................... 112 Figura 5.22 Diagrama de flujo del proceso UREX ................................................................ 113 Figura 5.23 Diagrama de flujo del proceso UREX+ .............................................................. 114 Figura 5.24 Esquema del proceso de electrorefino para recuperar U y Pu ............................ 116 Figura 5.25 Esquema del proceso pirometalúrguico RIAR ................................................... 117 Figura 5.26 Diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC ........................................... 118 Figura 5.27 Esquema de los elementos que componen un ADS ........................................... 120 Figura 7.1 Evolución del precio del uranio en los últimos 5 años ........................................ 130 14 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Índice de tablas ÍNDICE DE TABLAS Tabla 3.1 Clasificación nucleidos según paridad Z-N ............................................................. 31 Tabla 3.2 Datos de la energía crítica de fisión y de la energía de enlace de diferentes isótopos .................................................................................................................................................. 42 Tabla 4.1 Ejemplos isótopos según toxicidad .......................................................................... 49 Tabla 4.2 Composición del combustible gastado (sin contar el uranio) ................................. 60 Tabla 4.3 Forma química de los radionucleidos ..................................................................... 60 Tabla 4.4 Estado de oxidación más frecuente actínidos y productos de fisión ....................... 61 Tabla 5.1 Tipos de almacenamiento temporal ......................................................................... 71 Tabla 7.1 1Costes primera parte del ciclo del combustible nuclear ....................................... 131 Tabla 7.2 Coste unitario para el almacenamiento temporal ................................................... 131 Tabla 7.3 Datos de coste unitario en ciclo cerrado ................................................................ 133 Tabla 7.4 3Resumen de costes según ciclo ............................................................................ 134 Tabla 8.1 Gestión del combustible gastado en diferentes países ........................................... 135 Tabla A.1 Serie del torio ........................................................................................................ 142 Tabla A.2 Serie del U-238...................................................................................................... 143 Tabla A.3 Serie del U-235...................................................................................................... 143 Tabla A.4 Serie del neptunio .................................................................................................. 144 Tabla B.1 Valores Básicos de los distintos radionucleidos .................................................... 156 16 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Glosario de términos GLOSARIO DE TÉRMINOS Concentrados: Son los productos procedentes del tratamiento de los minerales radiactivos que presenten un contenido en uranio o torio superior al originario en la naturaleza. Embalaje: uno o más recipientes y cualesquiera otros componentes o materiales necesarios para que los recipientes puedan realizar las funciones de contención y otras funciones de seguridad Fuente de energía: Todo sistema natural, artificial o yacimiento que pueda suministrar energía, siendo recurso energético la cantidad disponible de energía en dichas fuentes. Isótopo: Átomos de un mismo elemento cuyos núcleos tienen una cantidad diferente de neutrones. Material radiactivo: Es todo aquel que contenga sustancias que emitan radiaciones ionizantes. Mineral radiactivo: Es un mineral que contenga uranio o torio. Nucleido: Nombre genérico aplicado a todos los isótopos conocidos, estables e inestables, de los elementos químicos y caracterizados por su número atómico y másico. Nucleón: Corresponde al nombre colectivo para las partículas de neutrón y protón. Productos o desechos radiactivos: Son los materiales radiactivos que se forman durante el proceso de producción o utilización de combustibles nucleares o cuya radiactividad se haya originado por la exposición a las radiaciones inherentes a dicho proceso. No se incluyen en esta definición los isótopos radiactivos que fuera de una instalación nuclear hayan alcanzado la etapa final de su elaboración y puedan ya utilizarse con fines científicos, médicos, agrícolas, comerciales o industriales. Radiaciones ionizantes: Son las radiaciones capaces de producir directa o indirectamente iones a su paso a través de la materia. 18 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Glosario de términos Radioisótopo o Radionucleido: Son los isótopos de los elementos naturales o artificiales que emiten radiaciones ionizantes. Reactor nuclear: Es cualquier estructura que contenga combustibles nucleares dispuestos de tal modo que dentro de ella pueda tener lugar un proceso automantenido de fisión nuclear sin necesidad de una fuente adicional de neutrones. Bulto: producto completo de la operación de embalaje, que consiste en el embalaje y su contenido preparados para el transporte Residuo radiactivo: Es 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. Sustancias nucleares: Son los combustibles nucleares, salvo el uranio natural y el uranio empobrecido, que por sí solos o en combinación con otras sustancias puedan producir energía mediante un proceso automantenido de fisión nuclear fuera de un reactor nuclear además de los productos o desechos radiactivos. ADS: Accelerator Driven Systems AGP: Almacenamiento Geológico Profundo AVM: Atelier Vitrification Marcoule ANL: Argonne National Laboratory ATC: Almacenamiento Temporal Centralizado ATI: Almacenamiento Temporal individualizado ATW (por sus siglas en inglés): Transmutador de residuos 19 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Glosario de términos BWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua en ebullición CCD-PEG: Disolvente mezcla de COSANO y PEG CE: Captura electrónica CG: Combustible Gastado COSANO: Anión Cobalto bis(dicarbolido) [(C2B9H11)2Co]- CMPO: óxido de octil-fenil-N,N,-diisobutilcarbamoylmetilfosfina DIAMEX: DIAMide Extraction DIDPA: Ácido di-isodecilfosfórico DTPA: ácido dietilen-triamino-penta-acético EURATOM: Comunidad Europea de la Energía Atómica FR (por sus siglas en inglés): Reactor rápido HDEHP: ácido di(2-etilhexil)fosfórico ICRP (por sus siglas en inglés): Comisión Internacional de Protección Radiológica LWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua liguera MOX: Mezcla de Óxidos NPEX: Neptunium Plutonium Extraction OIEA ((por sus siglas en inglés): Organismo Internacional de Energía Atómica PAMELA: Nombre de la planta donde se lleva a cabo el proceso PEG: Polietilenglicol 20 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Glosario de términos PNC: Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation PUREX: Plutonio Uranio Recuperación por Extracción PWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua a presión RIAR : Research Institute of Atomic Reactors RAA: Residuo de Alta Actividad RBA: Residuo de Baja actividad RBBA: Residuo de muy Baja Actividad RMA: Residuo de Media Actividad RMBA: Residuo de Media o Baja Actividad RR: Residuo Radiactivo SANEX: Selective ActiNide Extraction TBP: Fosfato de tributilo TRUEX: TRansUranium Extraction UOX: Óxidos de Uranio A: Número másico Bq: Becquerelio e-: electrón kg: kilogramo 21 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Glosario de términos lb: libra MeV: Mega electronvoltio MPa: mega pascales mSv: milisieverts MWd: Megavatio día n: neutrón p+: protón µSv: microsieverts 𝑣̅ : antineutrino 𝑣: neutrino Z: Número atómico 22 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Introducción INTRODUCCIÓN Desde el primer momento en el que un material o producto ya no puede desempeñar la función para la cual fue diseñado, ya sea por su uso o por su desgaste debido al paso del tiempo, y se quiera eliminar o deshacer de él, este se convierte en un residuo. Estos residuos pueden abarcar desde un simple pañuelo de papel, hasta el combustible nuclear usado en reactores para la obtención de energía. Obviamente la diferencia existente entre los ejemplos anteriormente citados es notable, lo que ofrece por tanto la fácil apreciación de que deben existir diferentes clases de residuos, donde cada uno se catalogará y se tratará y gestionará de manera diferente. Aunque todos los residuos tienen en común la regla de la triple R, reducir, reutilizar, reciclar, es mucho más fácil por puro sentido común aplicar dicha regla a un pañuelo de papel o un envase de plástico que al combustible nuclear, debido en primer lugar a la peligrosidad que representa el tratamiento y gestión del mismo. Dentro de los residuos radiactivos por ejemplo, existen diferentes clasificaciones, pudiendo ser estos según se clasifiquen residuos radiactivos de baja, media o alta actividad. Por ejemplo, los residuos de uso médico e investigación componen residuos radiactivos de baja actividad, mientras que los residuos procedentes de reactores nucleares suponen residuos radiactivos de alta, media y baja actividad. Estos residuos radiactivos, debido a su especial naturaleza y peligrosidad cuentan con una normativa y organismos que no son los mismos que en el caso de los residuos comunes o domésticos. En Europa la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM) es el organismo que se encarga del establecimiento de normas de seguridad uniformes para la protección radiológica de la población y los trabajadores, garantizar mediante los controles adecuados que el material nuclear no será usado para ningún fin al que no esté destinado y establecer con los demás países y organizaciones internacionales relaciones para promover la utilización pacífica de la energía nuclear. 24 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Introducción Algunas de las normas de este organismo son la Directiva 2014/87/EURATOM (que modifica la Directiva 2009/71/EURATOM) por la que se establece un marco comunitario para la seguridad nuclear de las instalaciones nucleares, la Directiva 2011/70/EURATOM por la que se establece un marco comunitario para la gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y de los residuos radiactivos, o la Directiva 2006/117/EURATOM relativa a la vigilancia y al control de los traslados de los residuos radiactivos y combustible nuclear gastado. En España, la principal normativa que establece el régimen jurídico para el correcto desarrollo de la energía nuclear y radiaciones ionizantes es la Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear, en ella queda recogida desde la definición sobre que es un residuo radiactivo, quien se encarga de la vigilancia de las instalaciones nucleares y radiactivas o de la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos. También cabe destacar el Real Decreto 1836/1999 en el cual se aprueba el reglamento sobre instalaciones nucleares y radiactivas, en el cual queda recogido desde el proceso de autorización y organismos encargados de ello, al desmantelamiento de la instalación, así como el Real Decreto 102/2014 por el que se establece una gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y de los residuos radiactivos (este decreto incorpora al derecho español la Directiva 2011/70/EURATOM). Los organismos que contempla dicha normativa en lo referente a las instalaciones son el Ministerio de Industria, Energía y Turismo y el Consejo de seguridad Nuclear (CSN en adelante), mientras que la gestión y tratamiento de los mismos queda a cargo de Enresa. El CSN surge tras la Ley 15/1980, este organismo es el único encargado en España en lo referente a la seguridad nuclear y la protección radiológica, es un ente de Derecho público con un estatuto propio, aprobado mediante el Real Decreto 1440/2010. La misión por tanto de este ente tal y como queda recogida en la legislación vigente consiste entre otras en proponer las reglamentaciones necesarias para garantizar la seguridad, realizar toda clase de inspecciones, y si fuera necesario proponer toda clase de apertura de expedientes sancionadores, es decir cualquiera que legalmente le sea atribuida en el ámbito de la seguridad nuclear y protección radiológica. En el caso del tratamiento y gestión de residuos, la compañía encargada de ello es Enresa, cuya creación queda recogida en el artículo octavo de la Ley 24/2005. 25 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Introducción Enresa es una empresa pública encargada de gestionar los residuos radiactivos que se producen en España, siendo por tanto su objetivo tratar, acondicionar y almacenar los residuos radiactivos que se generan en cualquier punto del país, además también se ocupa del desmantelamiento de centrales nucleares cuya vida útil ha terminado y de la restauración ambiental de minas e instalaciones relacionadas con el uranio. Esta empresa se rige actualmente por el 6º Plan general de residuos radiactivos, en el cual quedan establecidas la ordenación de las actividades de Enresa y su financiación. 26 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Objetivo OBJETIVO El objetivo del presente proyecto es dar a conocer el tratamiento y gestión de los residuos radiactivos de alta actividad, tanto de manera genérica como viendo el modelo de gestión que siguen diferentes países. También se pretende dar a conocer la gestión de los mismos en caso de que exista un vertido incontrolado. Para ello se realizará el estudio de las diferentes técnicas existentes, así como aquellas que podrían ser una opción de futuro en la gestión y tratamiento de residuos radiactivos. Además, para el completo entendimiento de este proyecto, y por ser necesario para el posterior estudio teórico, se explicarán los diferentes motivos por los que un elemento es radiactivo, los orígenes y clasificación de los residuos radiactivos, así como la reacción nuclear de fisión que se da en los reactores nucleares de una central nuclear, lugar donde se producen más del 80% de los residuos radiactivos de alta actividad, además de realizar un breve análisis económico de las diferentes opciones propuestas. 28 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad 1. CONCEPTOS GENERALES 1.1. Radiactividad Tal y como se ha visto en el apartado de definiciones, los residuos radiactivos contienen o están contaminados con radionucleidos, es decir tienen isótopos radiactivos por lo que emiten radiación. La radiación consiste en una emisión de energía en forma de ondas electromagnéticas o partículas subatómicas a través del vacío o de un medio material. Existen diversos tipos de radiación como puede ser la radiación térmica, radiación electromagnética, radiación solar o radiación nuclear. En el caso de estudio de este proyecto se centrará la atención en la radiación nuclear. Cuando un nucleido es inestable se le llama radionucleido y tiende a convertirse en estable mediante transformaciones nucleares (desintegración radiactiva). Del orden de la tercera parte de los elementos tienen isótopos naturales radiactivos (también existe la radiación artificial o inducida, producida cuando se bombardean ciertos núcleos estables con partículas apropiadas) entre ellos todos los de Z>83. Esta radiactividad se aprovecha para la obtención de energía nuclear, usos medicinales o aplicaciones industriales, que serán las fuentes de origen de los residuos radiactivos, tal y como se estudiará más adelante. Las reacciones nucleares son procesos de combinación o transformación, que se dan cuando un núcleo reacciona con otro núcleo, una partícula elemental o un fotón para producir uno o más núcleos diferentes, pudiendo ser endotérmicas o exotérmicas. Existen varios tipos de reacciones nucleares, aunque de ellas las que más interesan son las de fisión y fusión. 1.1.1. Estabilidad nuclear Esta puede explicarse de dos modos, mediante las fuerzas de interacción nucleares o bien por medio de la energía de enlace. 30 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad A. Fuerzas de interacción nucleares Existen nucleidos estables (aunque estos son una minoría) y nucleidos que son inestables (son la gran mayoría), por eso solo se encuentran en la naturaleza los nucleidos estables ya que los inestables se desintegrarán siguiendo la ley de decaimiento radiactivo (esta será explicada en detalle más adelante). Para que el núcleo sea estable se requiere algún tipo de atracción que dé lugar a una fuerza de unión entre los protones que supere la fuerza de repulsión eléctrica de sus cargas. Esta fuerza es la interacción nuclear fuerte. La consecuencia de estabilidad que estas fuerzas confieren a los núcleos son las siguientes: Dentro de la relación de protones y neutrones que hay en un núcleo para su estabilidad, existen una serie de números llamados números mágicos que son: 2, 8, 20, 50, 82, 126 correspondientes a capas nucleares completas. Un núcleo que cuenta con ese número de protones o neutrones (o ambos) será estable. Si se tiene en cuenta la paridad entre Z y N, tal y como se observa en la tabla 3.1 se puede ver que existe un mayor número de núcleos estables para número par de protones y neutrones y la más escasa la que corresponde al Z y N impar. Clasificación de nucleidos de acuerdo con la paridad Z N A Número Par Par Par 166 Par Impar Impar 57 Impar Par Impar 53 Impar Impar Par 8 Tabla 3.1 Clasificación nucleidos según paridad Z-N 31 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad Todo nucleido con una relación de N/Z comprendida entre 1 (para los más ligeros, donde hasta Z=20 tienen la misma relación de protones y neutrones) y 1.5 (los más pesados) es estable, siendo el último elemento con algún isótopo estable el Bismuto con Z=83. La mayor presencia de neutrones en nucleidos estables con Z>20 apunta a que a medida que crece el número de protones van aumentando las fuerzas de repulsión electrostática, lo que requiere un aumento de partículas neutras, sensibles a la interacción fuerte, que aportan fuerzas de unión entre ellas. En la figura 3.1 (diagrama de Segré), se representa el número de protones (Z), frente al número de neutrones; se puede observar como hasta Z=20 aproximadamente, los nucleidos estables se distribuyen a lo largo de la bisectriz del cuadrante (Z=N). A partir de ahí la estabilidad implica una mayor proporción de neutrones. Figura 3.1 Diagrama segré 32 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad Por ejemplo los nucleidos inestables situados en la zona azul tenderán a la estabilidad mediante procesos que hagan disminuir el número de neutrones, mientras que los situados en la zona naranja por el contrario sufrirán procesos de pérdidas de protones (estos dos tipos de emisiones son las que se conocen como 𝛽 + y 𝛽 − ). También se podrán dar procesos de fisión espontánea, así como de emisiones alfa, o procesos de captura electrónica. (Estos procesos serán explicados en detalle en el apartado de tipos de desintegraciones radiactivas, salvo la fisión espontánea que se verá en el apartado de fisión nuclear). B. Energía de enlace Si se mide la variación entre la suma de la masa de los protones y neutrones cuando están separados y su masa cuando están juntos formando el núcleo, se puede obtener la energía de enlace entre ellos. La diferencia de masa que se obtiene se llama defecto másico. 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜 < 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛 ∆𝑚 = [ 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛 ]– 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜 Donde: 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜: Masa del núclido. Z: Número atómico (del núclido a calcular). A: Número másico (del núclido a calcular). mp: Masa de un protón. mn: Masa de un neutrón. ∆𝑚: Defecto másico. Teniendo en cuenta la equivalencia que existe entre la masa y la energía, según la ecuación de Einstein: 33 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad 𝐸 = ∆𝑚𝑐 2 Donde: E: Energía. c: Constante velocidad de la luz. Al igual que con las masas, si se considera por separado la energía de los componentes del núcleo y la del núcleo formado se puede comprobar que este tiene menor energía que la de las partículas por separado. Esta diferencia de energía se conoce como energía de enlace, que es la que se desprende al formarse un núcleo, deduciendo fácilmente además, que esta es la energía que se debe aportar a un núcleo para romperlo en sus partículas constituyentes. 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜 < 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛 𝐸𝑒𝑛𝑙𝑎𝑐𝑒 = ∆𝑚𝑐 2 = ([𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛 ] − 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜)𝑐 2 Si se divide ahora esta energía de enlace entre el número de nucleones (Eenlace/A), se obtiene la energía de enlace por nucleón, que permite comparar la estabilidad de núcleos distintos. Cuanto mayor sea, más estable será el núcleo. Tal y como se observa en la figura 3.2, la energía de enlace aumenta hasta el Hierro-56 el más estable de los elementos, con un valor de Eenlace/A de 8,8 MeV/nucleón. Además se puede observar que Eenlace/A decrece a partir de cierto valor debido al corto alcance de las fuerzas nucleares y a las repulsiones de Coulomb entre los protones del núcleo. Esta disminución provoca que haya procesos energéticamente favorables donde dos o más núcleos con A muy pequeña se combinan para formar un núcleo más grande que tendrá una energía de enlace por nucleón mayor (procesos de fusión), mientras que por otro lado habrá núcleos con una A grande pero muy inestables, en el que un núcleo con A grande se divide en 34 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad dos núcleos con A intermedia (procesos de fisión), debido a que los núcleos con A intermedia son más estables que un núcleo con A grande. Figura 3.2 Energía de enlace por nucleón frente al número másico 1.1.2. Ley de decaimiento radiactivo Tal y como se ha mencionado antes, cuando un nucleido es inestable, y trata de conseguir una configuración estable emite radiactividad. Debido a esto los núcleos radiactivos se van degradando, hasta transformarse en otros más estables. Este proceso es el que recibe el nombre de decaimiento radiactivo. Este decaimiento radiactivo viene dado por: 𝑉=− 𝑑𝑁 = 𝜆𝑁 𝑑𝑡 35 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad Resolviendo la integral quedaría: 𝑁 = 𝑁𝑜 𝑒 −𝜆𝑡 Donde: 𝜆: Es la constante de desintegración. No: Número de nucleidos inicialmente presentes. N: Número de nucleidos presentes transcurrido un tiempo t. t: Tiempo transcurrido. La velocidad de desintegración de una sustancia radiactiva se denomina actividad (A) y se puede calcular derivando la expresión de la ley del decaimiento radiactivo respecto del tiempo. Como es imposible saber cuándo se va desintegrar un núcleo determinado, se calcula el periodo de semidesintegración, es decir el tiempo que tardan en desintegrarse la mitad de los núcleos presentes. Este concepto no debe confundirse con el de vida media, aunque no obstante ambos están relacionados. Para calcular el período de semidesintegración de cualquier radioisótopo basta con la siguiente ecuación: 𝑡1 = 𝜏 ∗ 𝑙𝑛2 2 Donde: t1/2: es el período de semidesintegración. 𝜏: es la vida media que se puede expresar como 1/λ. En la figura 3.2 se muestra una gráfica de la Ley de decaimiento. 36 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad Figura 3.2 Gráfica de la Ley de decaimiento 1.1.3. Tipos de desintegraciones radiactivas Durante el decaimiento radiactivo, algunas de las desintegraciones radiactivas que se distinguen son: A. Emisiones α Las partículas α están compuesta por dos neutrones y dos protones, es decir son núcleos de helio. Esta emisión por tanto conduce a un átomo cuyo número atómico será Z=Z-2 y cuyo número másico será A=A-4 A modo de ejemplo: 238 92𝑈 → 42𝐻𝑒 + 𝑇ℎ 37 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad B. Emisiones 𝜷 Existen dos posibilidades de emisión 𝛽: 1. Emisiones de partículas 𝛽 − La emisión de partículas beta se da cuando la relación entre el número de protones y neutrones es mayor que la de estabilidad, por lo que tenderán a ella perdiendo neutrones. Que un núcleo pueda emitir partículas negativas es posible debido a: 𝑛 → 𝑝+ + 𝛽 − + 𝑣̅ Por lo tanto esta emisión conduce a un átomo cuyo número atómico será igual a Z+1 pero cuyo número másico no varía. Estas partículas 𝛽 − tienen una masa igual a la de un electrón y su carga es la misma. A modo de ejemplo: 14 6𝐶 → 14 7𝑁 + 𝛽 − + 𝑣̅ 2. Emisiones de partículas 𝛽 + Se da cuando la relación entre el número de protones y neutrones es menor que la de estabilidad, por lo que tenderán a ella perdiendo protones. La transformación nuclear que posibilita la emisión de positrones es: 38 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Radiactividad 𝑝+ → 𝑛 + 𝛽 + + 𝑣 La emisión 𝛽 + , conduce a un átomo cuyo número atómico será igual a Z-1 pero cuyo número másico no varía. Las partículas 𝛽 + tienen una masa igual a la de un electrón pero su carga es positiva. 23 12𝑀𝑔 → 23 11𝑁𝑎 + 𝛽+ + 𝑣 C. Emisiones γ Es un tipo de radiación electromagnética en la que se emiten fotones. Estos se producen por desexcitación de un nucleón de un nivel a otro de menor energía mediante la emisión de rayos gamma. 60 ∗ 27𝐶𝑜 → 60 27𝐶𝑂 + 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝛾 D. Captura electrónica En este tipo de desintegración un núcleo captura uno de sus electrones orbitales cuando hay exceso de protones respecto a la línea de estabilidad. Como resultado se obtiene un nucleido de igual número másico pero de un número atómico inferior en una unidad emitiendo además energía (rayos X). 55 26𝐹𝑒 + 𝑒− → 55 25𝑀𝑛 + 𝑅𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋 + 𝑣 39 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Fisión nuclear 1.2.Fisión nuclear La fisión es una reacción en la cual un núcleo pesado es capaz de dividirse en dos o más núcleos pequeños del mismo orden de magnitud, con gran desprendimiento de energía, además se liberan algunos subproductos como neutrones libres, fotones y otros fragmentos como partículas alfa y beta. La diferencia entre la fisión espontánea y la inducida, es que la fisión espontánea es un proceso por el cual ciertos radionucleidos (se da en átomos cuya relación Z2/A ≥ 47,8) sufren fisión para buscar estabilidad , aunque es un proceso que se da en un porcentaje en torno a 1,48 x 10-5%, siendo el mayor para el Cf-257 con un 3,09%.de probabilidad (estos núcleos que no sufren fisión espontánea buscarán su estabilidad mediante otros tipos de decaimiento radiactivos, como se ha visto anteriormente). En cuanto a la fisión inducida el proceso que ocurre es igual al de la fisión espontánea con la diferencia de que en este caso se realiza por medio un neutrón incidente que proporcione la energía suficiente para que se rompa el núcleo (figura 3.3), debido a que al chocar el neutrón el núcleo captura esta partícula formándose un núcleo excitado y altamente inestable que se romperá en dos fragmentos. Figura 3.3 Esquema de una fisión nuclear inducida El mayor problema que presenta la fisión tanto inducida como espontánea es que se produce una reacción en cadena, es decir en una fisión se liberan 2 neutrones (el orden puede variar 40 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Fisión nuclear entre 2-3 neutrones, aunque la probabilidad de que se liberen 3 es baja) que se duplican en cada generación, es decir en 24 generaciones se tendrían aproximadamente 1.7 x 107 fisiones, debido a que los nuevos neutrones liberados provocan una nueva fisión. En conclusión aunque la fisión inducida y la fisión espontánea ocurren de igual forma, en una central nuclear se trabaja con fisión inducida, para asegurarse de que la probabilidad de que ocurra el proceso de fisión sea del 100%. Además para evitar que ocurra una reacción en cadena descontrolada, el número de neutrones se controla mediante elementos de control (estos se verán en el apartado de tipos de reactores nucleares). En las centrales para que se produzca la fisión inducida, es necesario tal y como se ha visto que un neutrón incida sobre un núcleo y este se divida como consecuencia de ello, es decir se debe vencer la energía de enlace de los nucleones constituyentes. La energía mínima que se debe superar para que ocurra esto se llama energía crítica de fisión que será la que deba aportar el neutrón. Cuando el neutrón es absorbido el núcleo compuesto (núcleo original más el neutrón absorbido) resultante se encuentra en un estado excitado con una energía igual a la energía cinética del neutrón incidente más la energía de enlace del neutrón al núcleo. Si la energía del núcleo compuesto excitado es mayor que la energía crítica se producirá la fisión de dicho núcleo. No obstante, hay veces en las que la energía de enlace del neutrón absorbido es por sí sola mayor que la energía crítica de fisión por lo que no será necesario que el neutrón aporte también su energía cinética para que se produzca la fisión, es decir bastará solo con la captura del neutrón sin necesidad de aportar más energía. Estos elementos en los que no es necesario que el neutrón tenga energía cinética para que se lleve a cabo la fisión se llaman elementos fisibles, sin embargo cuando si es necesario este aporte el elemento será fisionable (son llamados materiales fértiles) pero no fisible. En la tabla 3.2 se recogen algunos ejemplos de energía crítica de fisión y energía de enlace del último neutrón para ZA (aquellos elementos en los cuales no aparece dicha energía es porque esta no es relevante para dichos núcleos debido a que no se pueden formar por la absorción de neutrones por el núcleo ZA-1). 41 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Fisión nuclear Isótopos Energía Crítica de fisión Energía enlace (MeV) (MeV) Th-232 5,9 - Th-233 6,5 5,1 U-233 5,5 - U-234 4,6 6,6 U-235 5,75 - U-236 5,3 6,4 U-238 5,85 - U-239 5,5 4,9 Pu-239 5,5 - Pu-240 4 6,4 Tabla 3.2 Datos de la energía crítica de fisión y de la energía de enlace de diferentes isótopos Un ejemplo de lo descrito anteriormente seria que la energía de enlace del U-236 es de 6,4 MeV mientras que su energía crítica de fisión es de 5,3 MeV, por lo que cuando un neutrón sin energía cinética es absorbido por el U-235 se produce un núcleo compuesto de U-236 con 1,1 MeV más de energía respecto a la energía crítica de fisión por lo que esta ocurre inmediatamente (aunque el elementos fisible es el U-235 el elemento que realmente fisiona es el U-236). Sin embargo para el caso del U-239 la energía de enlace es de 4,9 MeV y su energía crítica de fisión es de 5,5 MeV, por lo que cuando un neutrón sin energía cinética es absorbido por el U238 el núcleo compuesto resultante no tendrá energía suficiente para fisionar, por lo que el neutrón deberá aportar mediante su energía cinética una energía mayor a 0,6 MeV para que pueda ocurrir la fisión. En un reactor nuclear se usan elementos fisibles como combustible, especialmente el U-235 y el Pu-239, siendo el U-235 el único elemento fisible que se encuentra en la naturaleza (el uranio se encuentra aproximadamente en una composición del orden del 99,27% de uranio-238, 0,7% de U-235 y el resto de U-234), no obstante aunque el U-238 no sea considerado un elemento fisible es de suma importancia ya que de él se obtiene por fisión y posterior decaimiento beta el Pu-239. 42 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Tipos de reactores 1.3.Tipos de reactores Tal y como se ha comentado en el apartado anterior, la fisión inducida y controlada se realiza en centrales nucleares y más específicamente es llevada a cabo en un reactores nucleares. Es importante el análisis y entendimiento del funcionamiento de un reactor nuclear así como de los diferentes tipos de reactores ya que de estos son los residuos que se obtendrán y que posteriormente se tratarán así como la aplicación de algunas tecnologías para su tratamiento. Un reactor nuclear es una instalación en la cual se puede llevar a cabo mediante el uso de material fisionable el inicio, control y mantenimiento estable de una reacción en cadena de fisión, extrayendo calor y produciendo los productos correspondientes. El control de la reacción en cadena se consigue haciendo que solo un neutrón provoque una nueva fisión, para lo que se usan diferentes métodos. En primer lugar mediante el uso de barras de control insertadas en el reactor que contienen núcleos no fisionables, y que además permiten controlar el arranque y parada del reactor y en segundo lugar mediante moderadores, que suelen ser barras de 12 8𝐶 en forma de grafito o con agua pesada. La misión de los moderadores es la de reducir la velocidad de los neutrones al valor más bajo posible, de modo que sus longitudes de onda de Broglie sean lo más largas posibles, ya que esta es la que limita su sección transversal para captura, debido a las propiedades ondulatorias de los neutrones. Los reactores se pueden clasificar principalmente en dos: Reactores de fusión: Reactores que aprovechan la energía de la fusión nuclear (estos reactores aún están en desarrollo ya que aunque se ha conseguido controlar una reacción aún no se ha conseguido que sea energéticamente rentable) Reactores de fisión: Reactores que aprovechan la energía térmica que se produce en las reacciones de fisión. Dentro de los reactores de fisión se distinguen los siguientes tipos: 43 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Tipos de reactores A. Reactor de agua presión (PWR) Este tipo de reactor es el más utilizado en el mundo. Como combustible se utiliza dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido, el moderador y el refrigerante es agua ligera a presión de manera que se evite la ebullición. En estos reactores la energía generada se transporta mediante el agua de refrigeración que circula a gran presión, lo que permite que se evapore sin llegar al punto de ebullición, hasta un intercambiador de calor en donde el calor se cede al agua de un circuito secundario que genera vapor y mueve una turbina para producir energía. Destacar que los reactores navales son de este tipo pero más compactos, además existe un tipo especial de este reactor denominado CANDU, que utiliza UO2 ligeramente enriquecido (no alcanza ni el 2% de enriquecimiento) como combustible y dos sistemas separados con agua pesada como moderador y refrigerante. Figura 3.4 Esquema de un circuito de un reactor PWR B. Reactor de agua liguera (LWR) Es el segundo tipo de reactor más usado, siendo dentro de esta categoría el reactor de agua en ebullición (BWR) el empleado. 44 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Tipos de reactores Como combustible se emplea dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido y agua ligera como refrigerante y moderador. En este tipo de reactor el calor se usa para hervir agua, y el vapor producido mueve una turbina que genera energía. Figura 3.5 Esquema de un circuito de un reactor BWR C. Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR) Este tipo de reactor utiliza uranio natural metálico como combustible, que es introducido en unos tubos de magnesio llamados magnox. El moderador usado es el grafito y el refrigerante es gas, anhídrido carbónico. Un circuito secundario de agua produce vapor a alta y baja presión, trabajando a temperaturas relativamente altas. 45 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Tipos de reactores Figura 3.6 Esquema de un circuito de un reactor GCR Existe una modalidad diferente al anterior en el que se usa combustible cerámico en vez de metálico, se trabaja a mayor temperatura, y se usa como refrigerante helio. D. Reactor de agua ligera avanzado (ALWR) Se basa en los modelos PWR y BWR, pero sustituyen los enfoques de los sistemas de seguridad, dejando de lado los sistemas eléctricos y enfocándose en sistemas pasivos como es el uso de la fuerza de la gravedad o la circulación natural para refrigerar, aumentando así la seguridad. Siendo los que se están construyendo actualmente. E. Reactores de IV generación Son reactores cuya introducción comercial se estima para el 2030, se espera que sean más seguros y produzcan menos residuos (reciclado de plutonio y resto de actínidos), operarán a mayor temperatura que los actuales, destacando de estos: 1. Reactor de gas de muy alta temperatura (HGRT) Se usa como combustible uranio altamente enriquecido, grafito como moderador y helio como refrigerante. 46 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Conceptos generales-Tipos de reactores 2. Reactor reproductor rápido de metal líquido (LBFBR) Se usa uranio altamente enriquecido, no utiliza moderador y emplea el sodio como refrigerante transfiriéndose el calor a un circuito intermedio también de sodio para generar calor. El nombre de reproductor proviene debido a que es capaz de crear más material fisionable del que consume, esto se debe a que cuenta con una zona fértil en la que los neutrones que escapan de la zona fisil inciden sobre el U-238 produciendo Pu-239. Figura 3.7 Esquema de un circuito de un reactor LBFBR 3. Otros reactores En este grupo se pueden englobar a los que son refrigerados por plomo líquido, sales fundidas, o por agua supercrítica. F. Reactores experimentales Se utilizan para experimentar con materiales o como fuentes neutrónicas de alta densidad, existen multitud de ellos según la aplicación que vayan a tener. 47 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Clasificación de los residuos radiactivos 2. RESIDUOS RADIACTIVOS 2.1.Clasificación de los residuos radiactivos Los residuos radiactivos pueden ser clasificados atendiendo a diversos factores: A. Estado físico Este criterio es muy importante, ya que afecta al distinto tratamiento o acondicionamiento que reciben según sean sólidos, líquidos o gaseosos. B. Tipo de radiación emitida Los radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos pueden desintegrarse de diferentes formas, dando lugar a emisión de diferentes partículas o rayos. Desde este punto de vista los residuos se clasifican en emisores alfa, beta y gamma tal y como se ha visto en el apartado de tipos de desintegraciones radiactivas. Las emisiones α se pueden detener con una hoja de papel, para las 𝛽, en sus dos tipos, bastará con una lámina de aluminio, mientras que para las emisiones γ, debido a que es la más energética que existe, para detenerla es necesario contar con una barrera de plomo de un determinado espesor. C. Período de semidesintegración Es el tiempo necesario para que la actividad de un radionucleido se reduzca a la mitad. Según el periodo se semidesintegración los radionucleidos pueden clasificarse en residuos radiactivos de vida corta, si su periodo es inferior a 30 años o residuos radiactivos de vida larga si este es superior a 30 años. D. Concentración de actividad Se pueden clasificar por la concentración de actividad por unidad de masa o volumen de material radiactivo (actividad específica). La actividad de un radionucleido se define como el número de transformaciones nucleares espontáneas que se suceden en el mismo en la unidad de tiempo, siendo esta unidad de medida el becquerelio, que corresponde a una desintegración por segundo. 48 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Clasificación de los residuos radiactivos En general un residuo radiactivo contendrá varios radionucleidos, cada uno de ellos con una concentración de actividad diferente. Para cada uno de ellos hay establecidos unos valores a partir de los cuales se considerará de alta actividad o baja. E. Radiotoxicidad Es una propiedad de los residuos radiactivos que define su peligrosidad desde el punto de vista biológico. Esta engloba diversos parámetros como el tipo de radiación, el periodo de semidesintegración, la velocidad a la que es expulsado del organismo por los procesos orgánicos y si tiende a fijarse en tejidos u órganos. En la Tabla 4.1, se recogen algunos ejemplos representativos de la clasificación en 4 grupos de los radionucleidos, según su grado de radiotoxicidad por unidad de actividad, tal y como recomiendan la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), como el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), y el EURATOM Grupo A Grupo B Grupo C Grupo D Alta toxicidad Media-Alta toxicidad Media-Baja toxicidad Baja toxicidad 266 Ra 239 241 90 Sr 32 P 3 Au 51 Mb 99 Pu 125 I 198 Am 126 I 99 131 I H Cr Tc U (natural) Tabla 4.1 Ejemplos isótopos según toxicidad La clasificación más aceptada internacionalmente es la propuesta por la OEIA que desde el punto de vista de la gestión, atiende a criterios de actividad específica y período de semidesintegración. Residuos radiactivos de transición, que presentan un periodo de semidesintegración muy corto, cuya gestión básica consiste en el almacenamiento para decaimiento. Residuos de baja o media actividad de vida corta (RBMA-VC), que contienen nucleidos cuya vida media es inferior o igual a la del Cesio-137 y Estroncio-90, con una concentración limitada de radionucleidos alfa de vida larga (400 Bq/g). 49 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Clasificación de los residuos radiactivos Residuos de baja o media actividad de vida larga (RBMA-VL), conteniendo los radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los límites aplicables a los residuos de vida corta. Residuos de alta actividad (RAA) que contienen radionucleidos superiores a los residuos de vida corta y una potencia térmica superior a los 2 kW/m3. En España, y desde el punto de vista de su gestión los residuos radiactivos se clasifican: 1. Residuos de muy baja actividad (RBBA) y baja y media actividad (RBMA) : No generan calor. Contienen radionucleidos emisores 𝛽-γ con períodos de semidesintegración inferiores a 30 años, y con actividades que tras un período máximo de 300 años en el almacenamiento definitivo resultan inocuas. Su contenido en emisores α debe ser inferior a 370 Bq/g. Un residuo de muy baja actividad sería si su vida máxima no supera los 60 años, mientras que un residuo que cumpliese estas características pero con un tiempo de semidesintegración superior a 30 años se consideraría de muy baja, media o baja actividad pero de vida larga, variando así su gestión. 2. Residuos de alta actividad (RAA): Contienen radionucleidos emisores alfa de vida larga en concentraciones por encima de los 370 Bq/g. Pueden desprender calor. Los radionucleidos contenidos en residuos de alta actividad tienen un período de semidesintegración superior a 30 años, llegando algunos a alcanzar decenas de miles de años. 50 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos 2.2.Origen de los residuos radiactivos El origen de los residuos radiactivos es muy diverso y se genera en varias actividades, que son la producción de energía eléctrica de origen nuclear, aplicaciones de los radioisótopos en la medicina, industria e investigación, clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, y otras industrias que utilizan materias primas que contienen radionucleidos de origen natural. De todas estas actividades la que más residuos genera es la referente a la producción de energía eléctrica de origen nuclear. En primer lugar se verán las actividades que generan residuos radiactivos de baja y media actividad, y a continuación, por ser el objeto de estudio de este proyecto se revisarán con mayor detalle las actividades que generan los residuos radiactivos de alta actividad. A. Actividades que generan residuos radiactivos de media y baja actividad Las actividades que generan principalmente residuos radiactivos de baja y media actividad son las del campo de la medicina, industria o investigación. Las centrales nucleares también generan residuos radiactivos de baja y media, pero a diferencia del resto de actividades para residuos de baja y media actividad, estos son recogidos y tratados en las mismas. En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades genera los residuos radiactivos. Estos pueden provenir de fuentes encapsuladas, como es el uso del Co-60, que se emplea en el tratamiento de tumores y genera residuos sólidos cuando hay que cambiarlas, o fuentes no encapsuladas. En este último grupo están los que emplean elementos radiactivos en estado líquido, usado para fines como el diagnóstico mediante trazadores (como por ejemplo Tc-99 o I-131), tratamiento de enfermedades de la sangre (P-32) o investigación; y los residuos sólidos contaminados, como algodones, guantes, o jeringuillas. En las aplicaciones industriales se emplean fuentes encapsuladas para realizar mediciones de nivel en depósitos o humedad en zonas donde es difícil el acceso, y también se usan fuentes encapsuladas de radiación gamma para ensayos no destructivos (gammagrafía fundamentalmente) que son de mayor actividad que las anteriores. 51 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos En cuanto a los centros de investigación nuclear, los residuos proceden de reactores de enseñanza, plantas pilotos, etc. Estos suele tener una naturaleza muy variable debido a la cantidad de isótopos que se usan y la gran variedad de procesos que se llevan a cabo. B. Actividades que generan residuos radiactivos de alta actividad Los residuos de alta actividad son muy diversos, ya que abarcan todo el ciclo del combustible nuclear desde la explotación y beneficio del uranio hasta la utilización del combustible en centrales nucleares y sus posteriores clausura y desmantelamiento. Aunque muchos de los residuos generados son de media actividad, su tratamiento es diferente debido a que son de vida larga. 1. Primera parte del ciclo de combustible nuclear El uranio es la materia prima a la hora de fabricar el combustible nuclear, dado que en la mayoría de los reactores nucleares actuales se usa como dióxido de uranio en forma de pastillas que son las que irán dentro de las barras de combustible formando así el elemento combustible. El conjunto de operaciones que van desde la extracción del mineral hasta su carga como combustible en una central se denomina “primera parte del ciclo de combustible nuclear”. En la figura 4.1 se pueden observar los diferentes procesos que ocurren en esta primera parte del ciclo. Figura 4.1. Primera parte del ciclo del combustible nuclear 52 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos a. Minería y producción de concentrados de uranio Los minerales de uranio son numerosos, pudiendo encontrarse en forma primaria, refractario o incluso de forma oxidada. Solo se explotan aquellos yacimientos en los que se estiman cantidades elevadas, pues son los únicos rentables. La existencia del mineral se observa por la existencia de gas radón producto de la desintegración del uranio, siendo el mineral más rico en uranio la pechblenda. La minería del uranio puede ser subterránea, aunque tienen un mayor impacto radiológico en los trabajadores pero menor impacto ambiental o bien mediante explotación a cielo abierto, aunque esto genera los problemas de escape de gas radón y polvo ligeramente radiactivo que puede causar contaminación. El otro método que se sigue es mediante lixiviación in situ, que es muy usado en EEUU y Países de Europa del Este. Este método consistente en introducir soluciones acuosas en los pozos que capturan los iones de uranio y que se enriquecen en el contenido de este ión, para luego proceder a su extracción mediante bombeo. Este método sin embargo presenta riesgos de contaminación de acuíferos adyacentes. La minería del uranio genera grandes volúmenes de residuos, la mayor parte están constituidos por parte de la roca extraída, con muy bajo contenido en uranio. A la hora de tratar los residuos generados en esta fase se debe tener en cuenta que aunque la radiactividad es baja, debido a que su inventario es grande y que sus características no han cambiado respecto a las condiciones naturales previas a la explotación, la dispersión o emisión podría ocasionar graves problemas de contaminación ambiental. Por ejemplo las aguas procedentes de acuíferos de la mina y las aguas pluviales que han estado en contacto con material radiactivo han de ser tratadas previamente, debido a que son muy ácidas y contienen concentraciones de uranio, radón y radio no apropiadas para la incorporación a los cauces públicos. Tras extraer el mineral de uranio de la mina para evitar tener que tratar grandes cantidades de material en el proceso de fabricación de combustibles, se realizan una serie de procesos físicoquímicos de manera que se obtenga un producto con una concentración en uranio superior al 65%. 53 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos Esto proceso se realiza en 6 etapas, en primer lugar se prepara el mineral reduciendo su tamaño de manera que sea más fácil trabajar con el mismo en los procesos químicos posteriores. Esta preparación se realiza mediante trituración y molienda, aunque también si es necesario se puede llevar a cabo una tostación del material para eliminar indeseables y facilitar su disolución. A continuación se lleva a cabo la solubilización del uranio (o lixiviación) bien en medio ácido (con sulfúrico diluido) o bien en medio alcalino (con disoluciones acuosas de carbonatos). La diferencia a la hora de elegir un método u otro dependerá de las consideraciones químicas y económicas, componentes de la ganga, etc. En tercer lugar se efectúa la separación solido-líquido, en donde se separa la pulpa obtenida del proceso anterior, obteniendo una parte fértil donde se encuentra el uranio disuelto. Esta operación de separación se realiza mediante sistemas de decantadores a contracorriente y mediante el uso de floculantes. Tras la separación solido-líquido se realiza una concentración y purificación parcial mediante intercambio iónico y extracción con disolventes orgánicos para luego pasar al proceso de precipitación y secado. El precipitado se obtiene mediante el uso de amoniaco o sosa cáustica, según el método de lixiviación usado. La pasta creada se seca y se obtiene finalmente un producto solido llamado “yellow cake” (U3O8). Finalmente la torta obtenida se guarda en envases de plástico y que irán dentro de bidones de acero. En esta parte se obtienen residuos líquidos como es el agua de infiltración, así como los rechazos del mineral que forman los residuos sólidos. b. Primera conversión de U3O8 a UF6 En esta parte del proceso se lleva en primer lugar una purificación de la “yellow cake” para obtener nitrato de uranilo puro UO2 (NO3)2 que será usado para la elaboración de hexafluoruro de uranio (UF6). Esta elaboración puede realizarse por dos vías, la húmeda, y la seca, siendo la última de ellas la más común. 54 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos La vía seca consiste en diversas fases que son: evaporación del nitrato de uranilo, calcinación del compuesto para obtener UO3 que posteriormente se reducirá a UO2 y en último lugar se le realizan dos procesos de fluoruración para obtener UF6. La vía húmeda consiste en la precipitación de diuranato amónico U2O7 (NH4)2, a partir del nitrato de uranilo. Luego este precipitado se descompone mediante calcinación para obtener UO3, a continuación el proceso sigue igual que para la vía seca. En esta parte se generan residuos líquidos y gaseosos, siendo el más peligroso el hexafluoruro de uranio por sus características corrosivas. c. Enriquecimiento Debido a que el U-235 se encuentra en porcentajes no superiores al 0,7%, es necesario llevar a cabo el enriquecimiento del mismo a partir del UF6 que se ha obtenido del proceso de conversión anterior. Los métodos de enriquecimiento más usados son: Difusión gaseosa: Se basa en las velocidades de difusión de las moléculas de un gas a través de una barrera porosa. El gas que pase en primer lugar será algo más rico en el isótopo ligero, mientras que el gas restante contendrá mayor proporción del isótopo pesado. Es necesaria una difusión en cascada, hasta obtener el enriquecimiento deseado. Es el método más usado. Ultracentrifugación: Consiste en que si se centrifuga un gas o vapor que contiene especies moleculares de masa distinta, la fuerza centrífuga producirá una separación parcial, moviéndose las moléculas más pesadas hacia la periferia y tendiendo las más ligeras a permanecer próximas en el centro. Para aumentar el efecto de separación se puede introducir un gradiente térmico. Separación por toberas: Se basa en la expansión de un chorro gaseoso supersónico, a la salida de una tobera, de manera que las líneas de corriente que contienen la fracción más pesada son menos desviadas que las que contienen la fracción más ligera. El enriquecimiento puede variar en función del uso que vaya a tener distinguiendo 3 grados: uranio ligeramente enriquecido con un enriquecimiento que oscila entre el 0,9%-2% usado en 55 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos los reactores tipo CANDU, uranio altamente enriquecido con un enriquecimiento mayor al 20% y se emplea para armas nucleares cuya concentración alcanza el 85% pudiendo exceder el 90% para los reactores nucleares de barcos o submarinos y uranio de bajo enriquecimiento cuyo enriquecimiento es inferior al 20% y es empleado para los reactores de agua ligera con concentraciones no superiores al 5% o en reactores de investigación con un enriquecimiento del 12% pudiendo llegar al 20%. En esta parte del proceso se generan efluentes radiactivos gaseosos y líquidos. d. Segunda conversión de UF6 a UO2 Para poder fabricar las pastillas de UO2 que se usarán para la fabricación del combustible nuclear, es necesario primero la conversión química del UF6 a UO2. Este puede darse también por dos vías, la húmeda y la seca. En el caso de la vía húmeda se basa en procesos de hidrólisis del UF6 y la precipitación del UO2 de las disoluciones acuosas resultantes. En los procesos por vía seca el UF6 es descompuesto y reducido por vapor e hidrógeno, precipitando directamente el UO2 en polvo sólido. Este polvo se somete a un proceso de prensado y sinterizado para obtener las pastillas de UO2, con una compacidad superior al 90% pero sin llegar al 100% a fin de dejar huecos para los productos de fisión que se generen duran el proceso de fisión en el reactor. e. Fabricación de elementos combustibles Una vez obtenidas las pastillas cilíndricas, estas constituirán las unidades menores de combustible nuclear, siendo su función primaria la de proveer de una fuente de energía térmica por medio de una reacción nuclear controlada. Estas pastillas irán introducidas en una vaina formando una barra o varilla que conforma la primera línea de seguridad en una central nuclear, debiendo estas garantizar la estanqueidad del combustible a lo largo de toda su vida útil. La agrupación de estas barras, que según el tipo de reactor y el combustible usado pueden variar su disposición final (generalmente se agrupan formando un cilindro o un rectángulo) formarán el elemento combustible, cuya función principal es generar calor y transferirlo al refrigerante que pasa alrededor del mismo. 56 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos En la figura 4.2 se observar un esquema de lo descrito anteriormente. Figura 4.2 Esquema de fabricación de un elemento de combustible f. Central nuclear En esta parte es donde se lleva a cabo el uso del combustible tras todo el proceso realizado desde su extracción hasta su fabricación. Es el que constituye la última parte de la primera parte del ciclo del combustible nuclear. En esta parte del proceso aparecen los productos de fisión y elementos transuránidos, además se generan gran cantidad de residuos sólidos, líquidos y gaseosos. 2. Segunda parte del ciclo del combustible nuclear En esta parte están incluidas todas las operaciones a las que es sometido el combustible que se encuentra en el reactor hasta su aislamiento definitivo. En la actualidad existen tres técnicas de gestión del combustible gastado, el ciclo abierto (almacenamiento definitivo), ciclo cerrado (envío a una planta de reprocesamiento) y ciclo cerrado avanzado (separación y transmutación). 57 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos Debido a las diferencias existentes en cada técnica de gestión los residuos producidos serán muy diferentes, por lo que se le dedicará un capítulo para estudiará con más detalle esta cuestión, ya que es el objeto principal de estudio de este proyecto, debido a que abarca toda la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos de alta actividad. a. Características del combustible gastado Dado que la casi totalidad de los residuos de alta actividad corresponden al combustible gastado o a residuos generados en procesos para su reutilización, a continuación se va a ver sus características y propiedades debido a que es el que presenta el mayor problema a la hora de gestionarlo. El combustible nuclear gastado está compuesto por uranio e isótopos estables y radiactivos (figura 4.3), cuya composición dependerá del grado de quemado (energía térmica producida durante su estancia en el núcleo del reactor y medida en MWd/toneladasU y enriquecimiento del mismo, variando esta además con el tiempo debido a la desintegración de los isótopos radiactivos. Los isótopos presentes en el combustible son actínidos, productos de fisión y productos de activación. Figura 4.3 Composición del combustible gastado Los actínidos más comunes son los transuránidos neptunio, americio, curio y plutonio, aunque el más abundante de ellos será el uranio tanto antes como después de su irradiación, estos 58 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos actínidos se generan de diferentes formas; en la figura 4.4, se muestra un esquema de la generación de estos en un reactor nuclear. Figura 4.4 Esquema de la generación de actínidos dentro de un reactor nuclear En cuanto a los productos de fisión, estos se generan por la fisión del U-235 y constituyen más del 99% de la radiactividad del combustible nuclear gastado. No obstante, del total de los productos de fisión, transcurridos 5 años desde su descarga solo el 20% serán radiactivos. Los productos de activación son los que se generan por medio de captura electrónica en los materiales estructurales y las vainas que contienen al combustible, la cantidad de estos es muy pequeña. 59 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos En las tablas 4.2, 4.3 y 4.4, se muestra una composición más detallada del combustible gastado sin contar el uranio, es decir dentro del 5% de elementos que componía el combustible gastado que porcentaje representa cada uno de los grupos de la tabla periódica, la forma química de los radionucleidos y el estado de oxidación más frecuente de los actínidos y productos de fisión. Composición del combustible gastado (sin contar el uranio) Grupos Elementos Alcalinos (7%) H, Rb, Cs Alcalinotérreos (6%) Sr, Ba Lantánidos (6%) Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, To, Ds Metales nobles y otros (10%) Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh Anfígenos (1%) Se, Te Halógenos (13%) Br, I Gases nobles (13%) Xe, Kr Actínidos (20%) Pu, Np, Am Varios (18%) Zr, Mo, Tc Tabla 4.2 Composición del combustible gastado (sin contar el uranio) Forma química de los radionucleidos Gases y elementos volátiles Kr, Xe, Br, I Precipitados metálicos Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te Fases oxidadas precipitadas Rb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo, Te Óxidos disueltos en la matriz del Sr, Zr, Nb, Y, La, Ce, Pr, Nd, Pm, S, En combustible Tabla 4.3 Forma química de los radionucleidos 60 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos Estado de oxidación Elemento -1 Br, I 0 Kr, Xe, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sr, Sb, Te 1 Cs, Rb II Sr, Ba III Am, Cm IV U, Pu, Np, Zr, Mo, Te V Nb VI Mo Tabla 4.4 Estado de oxidación más frecuente actínidos y productos de fisión En el combustible gastado son por tanto los isótopos radiactivos los que marcan el perfil de la evolución temporal de la actividad, potencia térmica y radiotoxicidad como consecuencia de su decaimiento radiactivo. Esta decaimiento radiactivo se produce en cada elemento inestable hasta llegar a un isótopo estable, mediante decaimiento gamma, beta o alfa, aunque también se pueden dar casos de fisión espontanea, captura electrónica o emisión de neutrones libres (tal y como se vio en el apartado de estabilidad nuclear). Por ejemplo, de los productos de activación el Zr-93 y Nb-94 sufren un decaimiento beta a Nb93 y Mo-94 respectivamente, que son isótopos estables. El Ni-59 mediante captura electrónica pasa a Co-59 que es estable. Otros elementos, generalmente los transuránidos, en su desintegración siguen las llamadas cadenas naturales, es decir cadenas radiactivas de elementos hasta que alcanzan uno estable, se llaman naturales debido a que estos existen en la tierra desde su formación. Estas cadenas son 4, la del Th-232 (4n), U-238 (4n+2) y 235 (4n+3) y la del Np-237 (4n+1); aunque este último sea artificial, inicialmente si se encontraba en la corteza terrestre. Estas cadenas se recogen en unas tablas en las que muestra el tipo de desintegración radiactiva que siguen, el período de semidesintegración, la energía desprendida y el producto que se obtiene. En el Anexo A se muestran estas 4 cadenas. 61 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos En el caso de la radiactividad (figura 4.5) durante aproximadamente los primeros 500 años es consecuencia de los productos de fisión que emitirán radiación beta y gamma, tras esto serán los transuránidos los que proporcionen la mayor fuente de radiactividad debido generalmente a las emisiones alfa. Tras más de 10000 años esta se deberá al uranio, neptunio, plutonio y sus productos de desintegración así como los productos de fisión de vida larga (Tc-99, I-129 y Cs135). Figura 4.5 Emisión de radiactividad del combustible gastado En cuanto a la potencia térmica residual (figura 4.6) esta va casi de la mano de la radiactividad, siendo el cesio y estroncio (productos de fisión) en los primeros 50 años los responsables de esta para luego ser el Am-241 el que genera casi toda esta debido a la desintegración del Pu241 siendo por último el Pu-239 y 240 de donde provenga fundamentalmente. 62 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos Figura 4.6 Emisión de calor del combustible gastado En cuanto a la radiotoxicidad la mayoría de los productos de fisión buscan la estabilidad mediante desintegraciones del tipo beta mientras que los transuránidos inicialmente lo hacen mediante desintegraciones tipo alfa, por lo que inicialmente aunque la radiotoxicidad total se aproxime a la de los productos de fisión está al cabo de unos 100 años se irá aproximando a la de los elementos transuránidos (figura 4.7) debido a que la radiotoxicidad de los emisores alfa es mayor que las de emisores beta, siendo por tanto el estroncio y cesio los responsables de esta en los primeros 100 años para luego ser el neptunio, plutonio, curio y americio los principales contribuyentes. Figura 4.7 Radiotoxicidad combustible gastado 63 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos 3. Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas Una vez que se considera que la vida útil de una instalación ha finalizado se procede al cese de la actividad y posterior desmantelamiento. En las instalaciones del ciclo del combustible previas al reactor, se tienen residuos contaminados con radionúclidos naturales siendo necesario estabilizarlos para evitar riesgos radiológicos. Mientras que en una central nuclear en primer lugar se debe almacenar el combustible gastado en una zona adecuada y retirar todos los residuos generados durante la operación del reactor. A continuación se sellaran todas las partes donde existen niveles altos de radiactividad además de retirar todas las partes que puedan ser fácilmente desmanteladas. En último lugar se separará todo el material radiactivo que supere los niveles de aceptación establecidos por la autoridad competente. En el desmantelamiento de instalaciones de etapas posteriores al reactor es decir centros de almacenamiento temporal o instalaciones donde se realiza el reprocesado del combustible se obtienen residuos de alto nivel de radiactividad. En la figura 4.7 se puede apreciar un gráfico en el cual queda recogido los diferentes residuos radiactivos de alta actividad generados incluyendo también algunos residuos de media actividad que por sus características deben ser tratados como residuos de alta actividad. Figura 4.7 Composición residuos radiactivos de alta actividad 64 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos En el gráfico se aprecia como sobre el 80% de los residuos de alta actividad generados corresponden al combustible gastado en reactores PWR y BWR, un 8% corresponde al desmantelamiento de las centrales nucleares, sobre el 6% a vitrificados o residuos procedentes de las industrias de reprocesado de combustible y el resto corresponde a residuos que por sus características deben ser tratados igual que los de alta actividad al no poder ser almacenados en instalaciones de media o baja actividad. En último lugar y aunque no se haya hablado de ellos en este apartado ni aparezcan en el gráfico, también se deben tener en cuenta los residuos generados por la industria militar, si bien aunque estos no suponen un alto porcentaje cuentan con residuos altamente radiactivos, provenientes del funcionamiento de los reactores nucleares en barcos, y composición de las armas, así como algunos otros de baja y media actividad, cuya gestión y almacenamiento se hacen separados de los correspondientes al ciclo del combustible nuclear debido al riesgo y las características que presentan. En España por ejemplo los residuos radiactivos que se producen actualmente, así como los que se podrían generar en un futuro son: Operación de las centrales nucleares (se producen RAA y RBMA). Desmantelamiento de las centrales nucleares (se producen RBBA y RBMA). Operación de la fábrica de elementos combustibles de Juzbado (se producen RBMA). Desmantelamiento de la fábrica de elementos combustibles de Juzbado (se producen RBMA). Residuos generados en el Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas (Ciemat) (se producen RBBA y RBMA). Desmantelamiento de reactores e instalaciones de investigación (se producen RBMA). Aplicación de los radioisótopos a la medicina, industria, agricultura e investigación (se producen RBMA). 65 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos Incidentes producidos ocasionalmente (pueden ser RAA y RBMA). Operación de las propias instalaciones de almacenamiento (actualmente RBMA y en un futuro RAA). Reprocesado en el extranjero del combustible gastado procedente de centrales nucleares españolas (se producen RAA y RBMA). 66 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 3. TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD 3.1. Principios de gestión de residuos radiactivos El objetivo principal a la hora de tratar los residuos radiactivos es proteger la salud humana y el medioambiente de manera que tanto actualmente como en el futuro no existan problemas. Para que esto se pudiera llevar a cabo, se aprobó en 1995 por medio del OIEA una serie de principios básicos que se resumen a continuación: Los residuos se gestionarán de manera que quede asegurado un nivel aceptable de protección de la salud para los seres humanos, así como un nivel aceptable de protección del medio ambiente. A la hora de la gestión se tendrá en cuenta los posibles efectos de los residuos radiactivos sobre los seres humanos y el medio ambiente más allá de las fronteras nacionales. Se debe asegurar que los residuos radiactivos no generen carga alguna a las generaciones futuras, así como que el impacto en su salud no sea superior a los niveles de protección actualmente considerados aceptables. Los residuos radiactivos se gestionarán en un marco legal nacional apropiado que incluya una clara asignación de responsabilidades y contemple funciones reguladoras independientes. La generación de residuos radiactivos se mantendrá al nivel mínimo que sea prácticamente posible. La dependencia que existe entre la generación de las diferentes actividades necesarias para la gestión de los residuos radiactivos se tendrá en cuenta de forma apropiada. La seguridad de las instalaciones utilizadas para la gestión de los residuos radiactivos deberá garantizarse de forma apropiada durante toda su vida, durante la fase de explotación y 67 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA durante la fase postoperacional, para lo que es necesario realizar la evaluación de la seguridad y del impacto radiológico en el largo plazo. 3.2. Etapas de la gestión de residuos radiactivos Toda gestión de residuos radiactivos tiene por objeto una serie de etapas: Minimización: Consiste en reducir los residuos radiactivos en cantidad y actividad a un nivel tan bajo como sea posible. Englobando la reducción en la fuente, el reciclado y la optimización de la gestión del residuo. Tratamiento previo: En esta etapa se pueden segregar corrientes de residuos, para su reciclado dentro del proceso o para su evacuación como desechos no radiactivos ordinarios. Tratamiento: Incluye las operaciones cuya finalidad es lograr mayor seguridad modificando las características de los residuos ( reducción de volumen, extracción de radionucleidos o modificación de la composición). Acondicionamiento: Son las operaciones realizadas con el fin de dar a los residuos una forma adecuada para su manipulación, transporte, almacenamiento y evacuación. El tratamiento y acondicionamiento suelen llevarse a cabo de manera muy relacionada. Almacenamiento Temporal: Es la etapa intermedia de la gestión, en esta se proporciona a los residuos radiactivos el confinamiento, vigilancia y protección durante un tiempo limitado. Transporte: Desplazamiento de los residuos fuera de la instalación generadora hacia otra instalación u otra etapa de la gestión. Evacuación: Etapa final de la gestión de residuos radiactivos. Consiste en la colocación de los mismos en un almacén definitivo con garantías de seguridad razonables, sin intención de recuperarlos o someterlos a vigilancia a largo plazo. 68 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 3.3. Opciones para la gestión y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad 3.3.1. Ciclo abierto Se entiende por ciclo abierto aquel en el que no se prevé la utilización de los elementos combustibles gastados por lo que se considera todo el combustible gastado como el residuo a gestionar. Las etapas que componen este proceso son un almacenamiento temporal por un período que puede oscilar desde los 50 años hasta los 100, y un almacenamiento definitivo en un almacenamiento geológico profundo (AGP). En primer lugar se extrae el combustible gastado del reactor y se introduce en una piscina, tras un primer periodo de enfriamiento, se puede optar por otras vías de almacenamiento temporal. Una vez que han disminuido considerablemente el calor desprendido y los niveles de radiación, este se transporta a un AGP donde permanecerá protegido y sin riesgos para el medioambiente ni las personas para siempre. A. Almacenamiento Temporal En esta etapa el combustible gastado es almacenado temporalmente durante un periodo de tiempo indefinido (hasta que la actividad de los reactivos caigan a niveles adecuados para su almacenamiento definitivo) si se opta por la vía de ciclo abierto, o por un corto período de tiempo, si se sigue la vía de ciclo cerrado o ciclo cerrado avanzado. El objetivo del almacenamiento temporal no es otro que garantizar la seguridad nuclear y protección radiológica, de manera que no se puedan dar riesgos inaceptables ni para la salud ni para el medioambiente. De esta manera, todo almacenamiento temporal está sujeto a unas funciones esenciales de seguridad: Garantizar una configuración subcrítica, de manera que no se pueda producir una reacción de fisión autosostenida. 69 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Facilitar la disipación del calor de desintegración de los productos reactivos del combustible gastado. Proporcionar un blindaje contra la radiación gamma. Garantizar que sea posible recuperar tanto el combustible gastado como los RAA almacenados, asegurando su conservación del estado e integridad física durante toda la vida de la instalación. Aun independientemente de la vía por la que se opte, existen dos tipos de almacenamiento temporal, que puede ser en húmedo (se usa agua) o en seco (se usa un gas inerte o aire). Inicialmente tras extraer el combustible gastado siempre se usa el almacenamiento en húmedo, debido a que se disipa el calor mucho más rápido. Tras esto se puede optar por continuar con el almacenamiento en húmedo o bien optar por el seco, siendo este último más recomendable para el medio/largo plazo; debido al bajo coste, el enfriamiento se realiza por convección natural, y que además no generan residuos secundarios durante su tiempo de operación. Ambos se suelen realizar en la misma central por medio del almacenamiento temporal individualizado (ATI) que es capaz de almacenar los residuos de la misma. Aunque lo más viable económicamente y desde el punto de la seguridad, es el almacenamiento temporal centralizado, que consiste en los mismos métodos que los ATI, pero pudiendo almacenar los residuos de todas las centrales del país o una gran mayoría de ellas. En la tabla 5.1 se presenta un cuadro con las opciones disponibles para el almacenamiento temporal del combustible gastado y de los RAA. 70 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Tipos de almacenamiento temporal Húmedo Piscinas Contenedores Seco Silos Bóvedas Tabla 5.1 Tipos de almacenamiento temporal 1. Almacenamiento temporal individual en húmedo a. Almacenamiento en piscinas Este tipo de almacenamiento está totalmente desarrollado y se lleva a cabo tanto en centrales nucleares como en centrales de reprocesamiento. Consiste en la introducción para el almacenamiento de los elementos combustibles en una piscina de agua mediante el uso de grúas que extraen los elementos combustibles del reactor y los colocan dentro de las piscinas en bastidores de acero inoxidable o aluminio. El empleo del agua como método para almacenamiento se debe a que disipa muy bien el calor, es un buen blindaje frente a las radiaciones emitidas y al ser transparente permite un gran control e inspección del combustible gastado, además de su manejabilidad. Las piscinas suelen ser de hormigón armado de diseño sísmico, con las paredes recubiertas interiormente de acero inoxidable. La forma suele ser rectangular aunque de dimensiones variables, generalmente entre los 10 y los 13 metros, siendo obligatorio una profundidad mínima de 3 metros de agua por encima de las barras de combustible que miden en torno a los 4,5 metros (que se alojan verticalmente de acuerdo al primer criterio de seguridad mencionado anteriormente) para garantizar el blindaje que proporciona el agua. La forma que presentan generalmente es rectangular. La capacidad de estas es variable, debido a que las centrales diseñadas para el reprocesado del combustible no tenían que albergarlo durante toda la vida útil de la planta, no obstante la capacidad mínima exigida para el funcionamiento de una central es que se pueda introducir todo el combustible del reactor en caso de tener que vaciar la vasija. 71 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA No obstante existen diversas soluciones que permiten una mejor utilización del espacio de aquellas piscinas que tenían una capacidad limitada, si no es posible ampliar la actual o construir una nueva. Por ejemplo mediante el re-racking, que consiste en cambiar los bastidores iniciales por otros con absorbentes neutrónicos a base de compuesto de boro, de manera que se puede ampliar la capacidad de almacenamiento mientras se mantienen las condiciones subcríticas. Otra opción es el burn-up credit que asume que como el elemento combustible, una vez irradiado tiene menor grado de enriquecimiento necesita menor distancia entre bastidores así como materiales absorbentes. Como última opción está el doublé tiering, es decir el almacenamiento de doble capa o doble apilado de los elementos combustibles. En último lugar cualquier piscina de almacenamiento temporal debe contar obligatoriamente con: Sistemas de detección de fugas en los combustibles gastados que avisen a la sala de control. Sistemas de refrigeración del agua mediante recirculación por medio de intercambiadores de calor para mantener una temperatura por debajo de los 50 ºC. Sistema de purificación del agua mediante el uso de resinas de intercambio iónico a fin de poder limitar la cantidad de productos radiactivos en el agua y mantener su pH y composición química dentro de límites aceptables. Sistema de barrido superficial para recoger polvo y partículas suspendidas. Sistemas de filtración y ventilación del aire del edificio donde se aloja de manera que este esté en depresión con el exterior. Sistemas de vigilancia y control de las condiciones del agua, es decir nivel, temperatura, pH, conductividad, composición química y radiológica. 72 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Sistemas de vigilancia y control de las condiciones del edificio en el que se encuentra, es decir nivel de radiación y contaminación del aire del edifico. Sistemas de alarma en caso de desviaciones de los parámetros de seguridad. Sistemas de manejo, almacenamiento e inspección del combustible. En la figura 5.1 se puede ver un esquema de una piscina de almacenamiento con algunos de los elementos que la componen y en la figura 5.2 la imagen de una piscina de almacenamiento estándar. Figura 5.1 Corte transversal de una piscina de almacenamiento de combustible gastado 73 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.2 Vista superior de una piscina de almacenamiento de combustible gastado 2. Almacenamiento Temporal individual en seco a. Almacenamiento en contenedores Entre las diferentes tecnologías de almacenamiento en seco, el almacenamiento en contenedores presenta varias alternativas, según los materiales usados y su finalidad. Se pueden encontrar contenedores de hormigón, metálicos, o mixtos que sean solo para almacenamiento, o que sean para almacenamiento-transporte o almacenamiento-transportealmacenamiento definitivo. Aunque independientemente de los materiales y su finalidad se deben seguir cumpliendo las funciones esenciales de seguridad mencionadas al principio. La refrigeración es pasiva, siendo por tanto la disipación del calor por conducción y convección natural. Además permite colocar los contenedores tanto en el interior de edificios como al aire libre. 74 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Generalmente el material usado en los contenedores depende de su finalidad, siendo los de hormigón usados para almacenamiento, los metálicos para almacenamiento y transporte y los de metal hormigón para almacenamiento-transporte-almacenamiento definitivo. i. Contenedores de hormigón Son estructuras de hormigón armado de gran espesor con tapas también de hormigón armado para completar la función de blindaje, además cuentan con un hueco en su interior para el almacenamiento revestido por una lámina metálica. En este hueco es donde se encuentra el bastidor para alojar los elementos combustibles, estando contenidos en una cápsula sellada, permitiendo así que cuando se vaya a cambiar el contendor para realizar otra función como la de transporte o almacenamiento definitivo solo hay que extraer la cápsula. La disipación del calor se consigue por convección natural del aire a través del contenedor o por conducción si el contenedor es no ventilado. Su forma suele ser circular, aunque los últimos diseños son de forma rectangular, lo que permite una mayor capacidad de almacenamiento en menos espacio. En la figura 5.3 se puede observar un ejemplo de un contenedor de hormigón circular. Figura 5.3 Esquema y corte de un contenedor de hormigón circular 75 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA ii. Contenedores metálicos Son contenedores con forma circular, de acero inoxidable o acero al carbono con un bastidor en su interior para alojar los elementos combustibles. La pared tiene el espesor necesario a fin de garantizar el blindaje necesario, contando con varias capas como acero inoxidable, plomo y polímeros con absorbente neutrónico. En su exterior cuentan con dispositivos que permiten su manejo, así como varias penetraciones con tapas atornilladas, que permiten el drenaje, venteo y vigilancia de la atmósfera interior que se rellena de helio. La disipación del calor tiene lugar por radiación térmica y conducción a través del bastidor y las paredes. Aunque existe la posibilidad de contar con aletas tanto interna como externamente para ayudar a la disipación del calor. La ventaja de este tipo de contenedores es que el combustible se carga en la misma piscina y, tras su almacenamiento temporal, se puede realizar el transporte del envase a su almacenamiento definitivo sin necesidad de realizar un nuevo cambio de envase. En la figura 5.4 se presenta un ejemplo de un contenedor metálico. Figura 5.4 Esquema y corte de un contenedor metálico 76 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA iii. Contenedores mixtos Estos contenedores están constituidos por una cápsula que aloja el bastidor con los elementos combustibles y diferentes envolturas apropiadas para cada función (almacenamiento temporal, transporte, almacenamiento definitivo). El más representativo es el desarrollado por Holtec (EE.UU.), donde la cápsula multipropósito (MPC) está diseñada como una vasija a presión rellena de helio, dentro de la cual se encuentra el bastidor para almacenar el combustible. En este sistema la cápsula MPC se puede insertar en el contenedor HI-STORM (almacenamiento temporal de hormigón), en el HI-TRAC (transferencia) o en el HI-STAR (almacenamiento temporal, transporte y almacenamiento final). En la figura 5.5 se presenta un esquema de lo expuesto anteriormente. Figura 5.5 Sistema multipropósito de Holtec 77 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA b. Almacenamiento en silos Consiste en estructuras monolíticas de hormigón de construcción modular, normalmente fijas y ubicadas en la superficie, que presentan cavidades en las cuales se alojan las cápsulas metálicas de combustible selladas, estas cavidades pueden ser tanto horizontales como verticales. De esta manera el hormigón proporciona el blindaje y el soporte estructural, mientras que la cápsula metálica asegura la contención necesaria. La transmisión de calor tiene lugar mediante circulación de aire por convección natural. c. Almacenamiento en bóvedas Son instalaciones en las que se almacenan elementos combustibles en tubos metálicos, o bien en horizontal o en vertical, en la que el enfriamiento se lleva a cabo por la circulación del aire por tiro natural que luego es expulsado a través de chimeneas. La protección y el blindaje lo proporciona la propia estructura de hormigón y las tapas de las bóvedas. Estas instalaciones cuentan con una zona de recepción, otra de acondicionamiento y una última que es la de almacenamiento que se puede construir de forma modular. En las figuras 5.6, 5.7 y 5.8, se muestra un esquema, una vista externa y otra interna de una instalación de este tipo. Figura 5.6 Esquema y corte de un almacenamiento en bóvedas 78 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.7 Vista exterior de un almacenamiento en bóvedas Figura 5.8 vista interior de un almacenamiento en bóvedas 3. Almacenamiento Temporal Centralizado El almacenamiento temporal centralizado (ATC) del combustible gastado ofrece ventajas sobre el almacenamiento individual de estos en cada central, tanto como en la flexibilidad, el control, la independencia con respecto a la operación de centrales, así como la reducción del número de instalaciones. Estos almacenes pueden optar por cualquiera de los métodos de almacenamiento expuestos anteriormente, siendo la elección de estos en función de factores como la capacidad total de la 79 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA instalación, la entrada anual de material, la madurez y experiencia previa del sistema de almacenamiento, el tiempo necesario de implantación, costes, percepción pública, etc. Por ejemplo en España el ATC que se tiene pensado construir sería de tipo almacenamiento en bóvedas (figura 5.9). Figura 5.9 Esquema y corte del ATC de España correspondiente a un almacenamiento en bóvedas El único inconveniente que presentan los ATC es que conllevan el transporte de los residuos de alta actividad hasta el lugar donde se encuentra el almacén. B. Transporte Residuos radiactivos de alta actividad 1. Consideraciones Generales El transporte de los residuos radiactivos puede ser necesario para su almacenamiento temporal bien porque la instalación no se encuentre dentro de la propia central nuclear o bien porque su 80 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA destino tras el almacenamiento inicial en una piscina sea su almacenamiento temporal en un ATC. También puede ser necesario realizar el transporte de los mismo para su almacenamiento definitivo en un AGP, así como para llevarlos a instalaciones donde se reprocese el combustible gastado o el simple transporte del combustible para usarlo en las centrales. A continuación se van a ver las consideraciones tanto generales como particulares de los bultos que transportarán los residuos así como los límites que se establecen para el contenido de los mismos, dado que en el apartado anterior se vio el tipo de contenedor apto para el transporte de residuos radiactivos de alta actividad. El transporte de los residuos radiactivos se puede realizar por carretera, ferrocarril, transporte marítimo o aéreo, todo ello según las recomendaciones establecidas por el Organismo Internacional de la Energía Atómica. En el caso europeo, la legislación vigente es el Acuerdo europeo para el transporte de mercancías peligrosas por carretera (ADR), el reglamento relativo al transporte internacional de mercancías peligrosas por ferrocarril (RID), las instrucciones técnicas (TI) para el transporte de mercancías peligrosas por vía aérea de la Organización Internacional de Aviación Civil (OACI) y el Código Marítimo Internacional sobre el transporte de mercancías peligrosas por vía marítima (OMDG) de la Organización Marítima Internacional (OMI). Independientemente del tipo de transporte a realizar existen una serie de requisitos que se deben conseguir cuando se realiza el mismo: La contención de los materiales por los embalajes, evitando así su dispersión y su posible incorporación a las personas. Control de la radiación emitida por los bultos. La reducción de la dosis a los trabajadores y el público a través de adecuados procedimientos operacionales. Existen exenciones a la hora de realizar el transporte de material radiactivo en función de un valor de actividad total por remesa y un valor de actividad específica para cada radionucleido. 81 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA No obstante, como se estudia el transporte de residuos radiactivos de alta actividad esos valores son superados ampliamente. Según las características de los residuos el embalaje debe ser capaz de soportar condiciones de transporte cada vez más duras. Condiciones de transporte rutinarias: Transporte en sí, sin ninguna incidencia. Condiciones de transporte normales: pueden ocurrir pequeñas incidencias como caídas o golpes. Condiciones de accidente durante el transporte: Situaciones con incidencia graves de tipo mecánico y térmico. Según estas condiciones existen 5 tipos de bulto (exceptuados, industrial, tipo A, tipo B tipo C) que son los usados para el transporte de material radiactivo cada uno con unos criterios específicos. Existen, además, criterios adicionales si las sustancias que se transportan pueden ser fisionables o muy corrosivas como el caso del hexafluoruro de uranio. Para el caso de los residuos radiactivos se consideran condiciones de accidente durante el transporte debido a las graves consecuencias que se originarían en caso de rotura o destrucción del embalaje. El contenido de los bultos queda limitado en función de dos valores de la actividad (A1 y A2) definido para cada radionucléido mediante el procedimiento denominado “sistema Q”, teniendo en cuenta que la dosis efectiva que recibirá una persona que está junto a un bulto de transporte que ha sufrido un accidente no debe ser superior a 50 mSv, la dosis recibida por cada uno de los órganos no debe ser superior a 0,5 Sv (para el cristalino 0,15 Sv) y que es improbable que una persona permanezca a 1 metro del bulto más de 30 minutos. Estos valores A1 y A2 representan respectivamente la actividad máxima cuando el material radiactivo se encuentra encapsulado en forma especial siendo difícilmente dispersable, y la actividad máxima cuando el material no está encapsulado de forma especial (En el Anexo B se muestran las tablas correspondientes a estos valores). 82 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Cuando se habla de material encapsulado de forma especial se hace referencia a un material radiactivo solido no dispersable o a una cápsula sellada que contenga el material radiactivo, es decir que el material radiactivo posee una alta integridad física y aunque en caso de accidente saliera fuera de la capsula sería muy improbable que existiera riesgo de contaminación. La condición de material encapsulado de forma especial debe ser demostrada mediante una serie de ensayos: un ensayo de impacto (caída de la capsula desde 9 metros), uno de percusión (la muestra se golpea con una barra de acero), uno de flexión, uno térmico (se calienta a 800º durante 10 minutos) y uno de lixiviación. Con esto se busca que la cápsula no se rompa ni fracture, se funda o disperse y que además la actividad en el agua tras el ensayo de lixiviación no supere 2 kBq. En lo que refiere a los residuos radiactivos de alta actividad, teniendo en cuenta los criterios de accidente y la relación de actividad máxima de los bultos, se usarán bultos tipo B o C pudiendo ser estos además bultos para sustancias fisionables o para el transporte del hexafluoruro de uranio. Aunque cada tipo de bulto tiene una serie de requisitos mínimos, estos se van volviendo más restrictivos según aumenta la categoría del tipo de bulto usado siendo por tanto comunes para los bultos tipos B y C: Que sean de fácil sujeción y manipulación en los medios de transporte. Que no fallen los enganches al usar medio elevadores. Que sean fácilmente descontaminables. La superficie del bulto no puede retener agua. Se debe evitar la compatibilidad físico-química entre los materiales y el contenido. Deben soportar reducciones de presión extrema (en el caso de transporte aéreo). Deben estar convenientemente señalizados. 83 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Deben soportar una caída libre desde un máximo de 1,2 metros para transporte de sólidos o de 9 metros para transporte de líquidos o gases. Los bultos tienen que poder apilarse y soportar un peso 5 veces el suyo durante 24 horas. Han de soportar el impacto de una barra de 6 kg desde 1 metros de altura para transporte de sólidos o de 1,7 metros para transporte de líquidos o gases. En caso de transportar líquidos los embalajes han de contener suficiente material absorbente como para absorber hasta el doble de volumen de líquido. Si el transporte es de uso exclusivo (transporte realizado para un solo expedidor encargado de todas las operaciones) los niveles de radiación no podrán superar los 10 mSv/h en cualquier punto de la superficie exterior del blindaje, mientras que si no se transporta bajo uso exclusivo la radiación no podrá exceder de 2 mSv/h en cualquier punto de la superficie exterior y 0,1 mSv/h a un metro de la misma. 2. Tipos de bultos a. Bultos tipo B Se utilizan para transportar grandes actividades de material radiactivo con actividades superiores a A1 o A2 además de materiales de baja actividad específica u objetos contaminados superficialmente en los que el contenido de radiación a 3 metros de distancia de los materiales u objetos sin blindaje sea superior a 10 mSv/h. El límite para estos bultos no viene definido en la reglamentación, si no en el certificado de aprobación que precisan, que recogerá un valor máximo de actividad en función del diseño del bulto, no obstante si se van a transportar por vía aérea su contenido queda limitado a el valor más bajo entre 3000A1 o 100000A2, si el material está en forma especial y 3000A2 para el resto de materiales. Además de los criterios expuestos anteriormente, este tipo de bulto debe soportar un rango de temperaturas ambientales extremas, que durante su transporte normal la perdida de contenido 84 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA no exceda a 10-6A2 por hora, y en caso de accidente soportar una caída libre desde 9 metros, que no exista perforación si cae sobre una barra a más de 1 metro de altura, que aguante a 800ºC durante 30 min, que no sufra aplastamiento si le cae encima una plancha de 500 kg desde 9 metros (esta condición solo se exigirá si el bulto es de peso y densidad bajos), además de soportar una inmersión en agua entre 15 y 200 metros. Se considerará adecuado si tras todos los ensayos realizados no se produce una salida de material superior a A2 por semana y el nivel de radiación máximo a un metro del bulto no es mayor a 10 mSv/h. Existen dos tipos de bulto tipo B, el B (U) que solo precisa de autorización del país donde se ha diseñado y el B (M) que precisan de la autorización de todos los países por los que circule debido a que se desvía de algunos de los criterios exigidos. b. Bultos tipo C Se emplean para el transporte aéreo y están destinados a contener principalmente el plutonio procedente del reprocesado del combustible irradiado, los combustibles con óxidos mixtos y fuentes de muy alta actividad. Estos bultos, debido a que son empleados en el transporte aéreo, deben ser sometidos a unos ensayos adicionales para garantizar la contención del material radiactivo en caso de accidente aéreo. Estos ensayos adicionales son: un ensayo térmico igual que el de los bultos tipo B pero de 60 min de duración, un ensayo en inmersión en agua a 200 metros de profundidad, y un ensayo de impacto a una velocidad de 90 m/s sobre un blanco indeformable. De esta manera se busca que el diseño del embalaje de un bulto tipo C sea similar a los de tipo B, pero con unos materiales y espesores que den mayor resistencia mecánica y un sistema de cierre que aseguré mejor la contención en caso de accidente aéreo. c. Bultos para sustancias fisionables En el caso de que los materiales que se transporten presenten un riesgo de fisión, se establecen disposiciones adicionales. Por lo tanto un bulto que transporte material fisionable será a su vez Industrial, A, B o C según su contenido. 85 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Los materiales que se consideran fisionables en las condiciones en las que se realiza el transporte son el U-233, U-235, Pu-239, Pu-241 o cualquier combinación de ellos. No se tendrá en cuenta como fisionable el uranio natural ni el uranio empobrecido no irradiado o irradiado en centrales térmicas. Tampoco se considerará material fisionable aquellas remesas cuyas cantidades o concentraciones sean tan bajas que no se alcancen la situación de criticidad aún en caso de accidente o acumulación de varios bultos de las mismas características. El contenido estará limitado a lo que indique cada tipo de bulto, teniendo que cumplir los requisitos que se indican para cada tipo (junto a los mínimos) además de demostrarse que permanece subcrítico tras los ensayos en los que se simulan tanto condiciones normales como de accidente, así como de accidente aéreo. Para saber si permanece subcrítico se realiza un estudio de seguridad respecto a la criticidad. Para cada diseño el estudio de seguridad de criticidad determinará el índice de seguridad respecto a la criticidad (ISC) mediante la expresión ISC=50/N, donde N será el número de bultos considerando que se mantienen subcríticos 5N bultos no dañados y 2N dañados, siendo este número una relación del riesgo que existe de que ocurra criticidad. De manera que si el transporte fuese por carretera la suma de los ISC de los bultos está limitada a 100 en caso de uso exclusivo y a 50 en caso contrario. Además debe de ir acompañado de una etiqueta característica (figura 5.10). Figura 5.10 Etiqueta característica para el transporte de sustancias fisionables 86 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA d. Bultos para hexafluoruro de uranio Debido al carácter corrosivo que presenta este material radiactivo, según su actividad específica se determinará si es necesario un bulto exceptuado, industrial, A, B o C, teniendo en cuanta que si además se supera un determinado valor se le aplicarán los requisitos para bultos de material fisionable. El transporte de esta sustancia se realiza en estado sólido a presión inferior a la atmosférica aunque su carga y descarga se realice en estado líquido o gaseoso. Además deben cumplir la norma ISO 7195 sobre embalajes de UF6, superar ensayos de presión interna, superar ensayos de caída para condiciones normales de transporte, superar un ensayo térmico para condiciones de accidente y no disponer de dispositivos de alivio de presión. 3. Protección basada en procedimientos de operación a. Señalización Además del uso del bulto adecuado existen otras forma de limitar la radiación sufrida por los trabajadores es con una correcta señalización de los vehículos y del bulto advirtiendo de los peligros de radiación. Dentro de la señalización se diferencia entre etiquetado y marcado, siendo el primero una clasificación basada en el riesgo de irradiación externa y el segundo una indicación que informa acerca del diseño, riesgo, origen y destino del bulto. Dentro del etiquetado se diferencian 3 categorías, I-Blanca, II-Amarilla y III-Amarilla, siendo la primera de ellas la que presenta menor riesgo de irradiación y la última la que más. Estas categorías se calculan según la intensidad de radiación máxima en cualquier punto de la superficie del bulto, así como del índice de transporte que es un valor que representa el nivel de radiación máxima a un metro del bulto y que además coincide con la intensidad de dosis en µSv/h. Siempre se elegirá la categoría más restrictiva si los valores de intensidad de radiación e índice de transporte no coinciden, y en caso de que se superase el valor de categoría III solo se permitirá el transporte si es de uso exclusivo. 87 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Las condiciones para cada categoría son: Categoría I-Blanca: La intensidad de dosis en superficie no puede sobrepasar los 0,005 mSv/h y el índice de transporte debe ser 0 (se considera 0 hasta un máximo de 0,05). Categoría II-Amarilla: La intensidad de dosis en superficie debe ser superior a 0,005 mSv/h e inferior o igual a 0,5 mSv/h, además el índice de transporte deberá ser superior a 0 e inferior o igual a 1. Categoría III-Amarilla: La intensidad de dosis en superficie debe ser superior a 0. 5 mSv/h e inferior o igual a 2 mSv/h además el índice de transporte deberá ser superior a 1 e inferior o igual a 10. En la figura 5.11 se puede observar un ejemplo de etiqueta categoría III-Amarilla. Todas las etiquetas deben ir en dos lados opuestos, además presentan el mismo diseño que la de la figura de ejemplo, siendo estas de forma romboidal dividida en dos mitades, donde en la superior se indica la categoría blanca o amarilla por medio del color del fondo, y sobre este en negro el símbolo de radiactivo. Mientras en la zona inferior se recoge información del elemento que se transporta, la categoría a la que pertenece (radiactivo I, II o III), el contenido, la actividad así como el índice de transporte (esto solo es obligatorio en las categorías amarillas) y el número 7 que indica la clase de mercancía peligrosa. Figura 5.11Etiqueta categoría III para el transporte de residuos radiactivos 88 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA En cuanto al marcado de los bultos, esto corresponde a la identificación del expedidor y/o destinatario, el tipo de bulto, el código VRI del país de origen del diseño, nombre del fabricante u otra identificación del embalaje, peso bruto admisible del bulto si es superior a 50 kg, la marca de identificación asignada al diseño y el número de Naciones Unidas precedido de “UN” con la descripción de la materia correspondiente, de manera que se sepa el contenido rápidamente en caso de emergencia. En la figura 5.12 se puede observar lo descrito anteriormente Figura 5.12 Ejemplo de un bulto correctamente marcado y etiquetado para el transporte de residuos radiactivos En cuanto a los vehículos de carretera, estos deberán ir etiquetados con la misma etiqueta que se ve en la figura 5.10 a ambos lados y en la parte trasera del vehículo, manteniendo igual la parte superior (irá siempre en amarillo) y en la inferior solo irá la palabra radiactivo y el número 7, además para indicar que transporta mercancía peligrosa contará con un panel naranja en la parte posterior y anterior del mismo. 89 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA b. Límite de contaminación superficial y radiación en el exterior de los medios de transporte Otra forma de limitar la radiación recibida durante el transporte de los mismos es mediante límites de la contaminación superficial y la radiación en el exterior de los medios de transporte. En primer lugar la reglamentación aplicable al transporte define contaminación como la presencia de una sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a 0,4 Bq/cm2 para emisores beta, gamma o alfa de baja toxicidad y 0,04 Bq/cm2 para el resto de emisores alfa. De esta manera se establece que para disminuir el riesgo el límite de contaminación superficial desprendible en la superficie externa tanto, de los bultos como de los medios de transporte, no debe exceder los 4 Bq/cm2 para emisores beta, gamma o alfa de baja toxicidad y 0,4 Bq/cm2 para el resto de emisores alfa. El límite para la contaminación superficial fija no debe superar un nivel de radiación de 5 µSv/h. Para los medios de transporte no deben superarse niveles de radiación a 2 mSv/h en cualquier punto de la superficie exterior y de 0,1 mSv/h a 2 metros de la superficie. No obstante si el transporte es de uso exclusivo y se realiza por carretera o ferrocarril el límite se establece en 10 mSv/h si estos cuentan con un recinto cerrado para evitar la entrada de personas ajenas al transporte y los bultos están sujetos en su interior sin cambiar de posición durante su transporte. Para el conductor del vehículo se aplicará los principios de optimización y limitación de dosis anual definido en la reglamentación sobre protección contra las radiaciones ionizantes. 4. Otros aspectos A la hora de realizar el transporte si este se realiza por varios países será necesaria una aprobación multilateral, mientras que si se realiza en el mismo país será unilateral, aunque no en todos los casos se precisa de esta aprobación, esto dependerá de los tipos de bulto (para los que se usan con residuos de alta actividad, B y C, que además pueden contener material fisionable será necesaria) así como bultos que contengan como mínimo 0,1 kg de UF6. También será necesario contar con un programa de protección radiológica (PPR) para el transporte de material radiactivo, de manera que queden establecidos las medidas y controles a aplicar a las actividades. 90 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA C. Almacenamiento geológico profundo Tras el almacenamiento temporal de los RAA e independientemente de la vía escogida su etapa final es el almacenamiento definitivo, bien de aquellos residuos de los que ya no se ha podido obtener un uso alternativo o bien porque se ha decidido que el total de estos no van a ser usados. La opción del AGP es considerada como la más segura y viable para la gestión final de los residuos radiactivos de alta actividad y larga vida basada en el concepto de barreras múltiples. Este concepto consiste en que entre el residuo y la biosfera se dispone un sistema pasivo de barreras tanto tecnológicas como naturales, de manera que se garantiza que el tiempo de transito de cualquier radionucleido a través de las mismas sea tan grande que nunca llegue al exterior, considerando para ello cualquier situación razonable de funcionamiento que pudiese darse tanto actualmente como en un futuro. Como se ha mencionado antes se pueden distinguir dos tipos de barreras, naturales y tecnológicas (figura 5.13). Las barreras naturales son como su propio nombre indica las que se encuentran de forma natural en el lugar donde se decidirá colocar el AGP y por tanto la interacción del hombre solo se ve reflejada a la hora de seleccionarlas para que junto con las barreras tecnológicas cumplan los requisitos requeridos de protección. Por otro lado las barreras tecnológicas se diseñan, construyen y colocan considerando el sistema elegido para almacenar y las barreras naturales que se encuentren en el emplazamiento. Por ello estas barreras tecnológicas deberán tener en cuenta la presión y temperatura así como la radiación que reciben en cada una de las fases del funcionamiento a largo plazo del lugar de emplazamiento. Figura 5.13 Esquema y Corte de un AGP 91 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA En el interior de un AGP el almacenamiento de los RAA puede realizarse disponiendo los contenedores de manera vertical u horizontal, en galerías o pozos, que tienen su acceso desde las galerías de infraestructura. En el diseño y operación del mismo debe contemplarse también las etapas pre-operacionales como las de post-clausura. 1. Barreras tecnológicas o de ingenierías Las barreras tecnológicas están compuestas por la propia forma química del residuo, las cápsulas metálicas de almacenamiento y los materiales de relleno y sellado. Las funciones y características de estos componentes de la barrera tecnológica son aislar el almacenamiento del agua que pueda proceder de la barrera geológica, suministrar una protección mecánica frente a seísmos así como retardar al máximo la salida de los radionucleidos almacenados. a. Forma química del residuo Bien el combustible gastado o bien los RAA ya vitrificados constituyen esta primera barrera de protección. La característica de esta barrera es que es de tipo físico-químico y por lo tanto se fundamente en la resistencia a la corrosión e insolubilidad frente a las condiciones que se dan en el lugar de almacenamiento (si este está bien seleccionado y las barreras artificiales bien diseñadas y construidas). b. Cápsulas metálicas de almacenamiento Estas cápsulas deben cumplir unas características específicas como es que no deben ser perforadas por la corrosión durante un periodo de tiempo, comprendido entre 1000 y 100000 años, dependiendo del tipo de material que se use. Además el tiempo de enfriamiento de los combustibles gastados en el almacén temporal no debe ser inferior a los 20 años antes de ser colocados en un AGP, no pudiendo superarse en el exterior de la cápsula una temperatura mayor a 100ºC, para que se garantice la estabilidad de la bentonita que rodeará a la cápsula. La dosis máxima que se puede registrar en la superficie exterior de la cápsula debe ser inferior a 500 mSv/h, además la cápsula una vez cargada debe ser subcrítica aun estando llena de agua, también debe poder soportar cargas de 7MPa debido a la presión del agua y 10 MPa debido a la presión por hinchamiento de la bentonita. 92 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Los materiales con los que se pueden construir estas cápsulas son metales nobles y materiales cerámicos, titanio, aleaciones de titanio, aceros inoxidables, aceros con bajo contenido en carbón o cobre. c. Materiales de relleno y sellado Esta barrera suele estar constituida por arcilla compactada, en especial bentonita, que se coloca rodeando las cápsulas y en contacto con la formación geológica. Los requisitos que debe cumplir esta barrera es garantizar un acceso mínimo de agua al resto de las barreras de ingeniería sellando para ello cualquier fractura o fisura que se hubiese generado durante la excavación, retener posibles escapes que pudieran ocurrir en las cápsulas y permitir que se disipe adecuadamente el calor generado por los residuos. En el caso del agua, si esta llegase a las cápsulas, la bentonita se encargará de estabilizar y homogeneizar la composición química de esa agua. Además esta barrera debe ser capaz de resistir todas las tensiones mecánicas que procedan de las barreras geológicas, siendo así la primera línea de defensa para la integridad de la cápsula y debe retardar el transporte de los radionucleidos que puedan liberarse de la fuente. Si el AGP se encontrase en una formación salina se emplearía como material de relleno y sellado sal compactada. 2. Barreras naturales Los componentes de estas barreras naturales son tanto la geosfera, es decir las formaciones geológicas donde se ubica el emplazamiento así como las aguas y gases que contiene, como la biosfera, considerando esta como el conjunto de ecosistemas que recibirían el impacto del emplazamiento. a. Formación geológica El papel de la barrera geológica (la geosfera) es uno de los factores más importantes, siendo por tanto el proceso de selección y caracterización fundamental, dado que influirá en el funcionamiento de las otras barreras, pero además es la que garantizará la seguridad del emplazamiento a largo plazo. 93 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Los requisitos que debe aportar esta barrera son proteger al conjunto de barreras tecnológicas asegurando su estabilidad físico-química, hidráulica, mecánica y geoquímica, debe también asegurar un flujo de agua lento y estable en el lugar de almacenamiento y retardar al máximo la migración de los radionucleidos entre el lugar de almacenamiento y la biosfera. Además debe permitir la viabilidad constructiva y operatoria del emplazamiento y asegurar que no se produzcan intrusión en el mismo de personas. Por ello estas formaciones deben de ser de profundidad y extensión suficiente para cumplir dichos requisitos, además de estar situadas en un lugar donde exista una actividad sísmica baja y haya estabilidad tectónica, y que su complejidad estructural no sea elevada y exista homogeneidad litológica y que se pueda presentar su funcionamiento mediante modelos numéricos. En cuanto a los materiales litológicos más considerados son granitos, sales y arcillas debido a las características que presentan cada uno desde el punto de vista de la permeabilidad, conducción térmica, capacidad de retención, etc. b. Biosfera Es el receptor final de los radionucleidos que hayan podido liberarse tras atravesar todas las barreras interpuestas. Por tanto a la hora de gestionar dichos residuos es muy importante conocer ciertos aspectos de la biosfera, como es el comportamiento de los radionucleidos en esta así como los mecanismos de transferencia que pudieran darse. Por ello es necesario establecer un análisis a largo plazo, teniendo en cuenta factores como pueden ser el cambio climático o los hábitos alimenticios, y desarrollar modelos numéricos que permitan cuantificar el comportamiento de estos radionucleidos hasta que afectasen al hombre. 94 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 3.3.2. Ciclo cerrado. Proceso PUREX Se entiende por ciclo cerrado aquel en el que el combustible gastado se considera como como un recurso y no como un residuo y por tanto se persigue la reutilización de los materiales fisionables que contiene. Las etapas que componen el ciclo cerrado son una primera de almacenamiento temporal aunque no durante un tiempo tan extenso como el del ciclo abierto, reprocesamiento del combustible, fabricación de combustible MOX y almacenamiento definitivo. En primer lugar se lleva a cabo el almacenamiento temporal del combustible en las piscinas de almacenamiento tras extraerlo del reactor, aunque no por un periodo de tiempo tan extenso como el del ciclo abierto. A continuación se lleva a cabo el reprocesado de los combustibles de óxido de uranio (UOX), de manera que se recuperan, separan y purifican el uranio y plutonio que contiene para poder reciclarlos posteriormente. Este proceso se lleva a cabo mediante un proceso desarrollado en Estados Unidos conocido como: Plutonio Uranio Recuperación por EXtracción (PUREX), que fue adaptado internacionalmente para reprocesar combustibles tipo UO2 o U-metálico. El proceso PUREX consta de 4 etapas principales que son: transporte y almacenamiento temporal, troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible, separación y purificación de materiales (U, Pu) y una etapa final de tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos. En la figura 5.14, se puede ver un diagrama de flujo del proceso PUREX. 95 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.14 Diagrama de flujo del proceso PUREX A. Etapas del proceso PUREX 1. Transporte y almacenamiento temporal El combustible UO2 gastado llega a las plantas de reprocesamiento con las medidas de seguridad adecuadas tal y como se vio en el apartado de transporte de RAA. Tras la recepción de este se descarga en las piscinas de almacenamiento de la instalación de reprocesado que cumplen las mismas características que las de almacenamiento temporal, salvo que estas tienen capacidad para varias miles de toneladas de uranio. 2. Troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible Las pastillas de combustible se encuentra en el interior de las varillas o barras de combustible que forman el elemento combustible, por lo que en primer lugar se llevará a cabo el troceado de estas en piezas de 5 cm, pudiendo llevarse a cabo este proceso de diferentes formas: dividiendo el total del elemento combustible por medio de cizalla, cortando las cabezas del elemento combustible y fraccionando todas las varillas juntas o bien cortando la parte superior e inferior del elemento combustible y separando las barras de combustible para luego trocearlas una a una. 96 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Independientemente del modo elegido será necesario contar con un sistema de tratamiento de gases off gas para recoger y tratar los gases que se desprenden durante la operación. A continuación una vez concluido el troceado se lleva a cabo el proceso de disolución del UOX gastado empleando ácido nítrico concentrado en un disolvedor que cumple los requisitos de seguridad desde el punto de vista de criticidad nuclear. Este proceso se puede realizar o bien de forma continua o bien mediante cargas, dependiendo la elección de uno u otro método del tamaño o capacidad de la planta de reprocesado. Se debe tener cuidado a la hora de realizar dicha operación debido a que se desprenden gases de óxido de nitrógeno y la mayor parte de los productos de fisión volátiles y semivolátiles, por lo que será necesario contar con un sistema de tratamiento de gases formado por columnas de lavado y filtros absolutos a fin de evitar el escape de estos gases y partículas radiactivas y tóxicas. Además se debe de analizar y controlar cualquier corriente de gas antes de emitirla a la atmósfera junto con el aire de ventilación de la planta para que no se produzcan riesgos medioambientales o sobre las personas debido al carácter de estas partículas y gases. Por último la solución acuoso-nítrica procedente de este proceso de disolución y que contiene uranio, plutonio, actínidos minoritarios y la mayor parte de productos de fisión, debe ser clarificada en centrifugadoras para así poder separar los productos insolubles (la mayor parte de los metales nobles, Ru, Rh, Pd) así como los elementos que contenían las pastillas de UOX que fueron troceados previamente. 3. Separación y purificación de materiales (U, Pu) Tras el proceso de disolución se obtiene nitrato de uranilo UO2 (NO3)2 y nitrato de plutonio Pu (NO3)4, que se someterán a un proceso de extracción selectiva (también llamado codescontaminación) usando un éster del ácido fosfórico, el fosfato de tributilo (C4H9)3 PO4 o TBP en su forma abreviada. De esta manera se consiguen como principales productos de la separación UO2 (NO3)2-2TBP y Pu (NO3)4-2TBP que son solubles en disolventes orgánicos como queroseno, y quedando por tanto en la fase acuoso-nítrica (y constituyendo por tanto los residuos líquidos de alta actividad) los actínidos minoritarios (Np, Am, Cm), la mayor parte de los productos de fisión y una muy pequeña cantidad de uranio y plutonio (aproximadamente un 0,1%). 97 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Los equipos que se utilizan en esta etapa son fundamentalmente mezcladores-sedimentadores y columnas pulsadas, aunque también es posible usar extractores centrífugos para evitar así la degradación radiactiva del disolvente. No obstante la tendencia actual está siendo de utilizar columnas pulsadas únicamente para la separación y usar los mezcladores-sedimentadores para la purificación de los materiales. Para separar el Pu del U presente en la fase orgánica, es decir el Pu (NO3)4-2TBP, se usa un reductor químico como el sulfamato ferroso, el nitrato uranoso o el nitrato ferroso además de estabilizadores del medio reductor como hidracina o hidroxilamina, obteniendo de esta manera una fase acuosa de plutonio trivalente Pu (NO3)3, que no será extraído por el TBP. El resto de la fase orgánica es decir el UO2 (NO3)2-2TBP, se mezcla con agua acidulada para obtener una fase acuosa de nitrato de uranilo UO2 (NO3)2. Una vez que se tienen ambos productos por separado, el uranio y el plutonio, será necesario descontaminarlos de algunos productos de fisión y de activación de manera que se alcancen los niveles exigidos para su posible manejo y utilización. Para ello se llevan a cabo dos ciclos de descontaminación tanto para el uranio como para el plutonio con extracción con disolventes utilizando TBP como agente de extracción. Tras esto se obtiene uranio en forma de disolución concentrada como nitrato de uranilo UO2 (NO3)2 y plutonio en forma de disolución concentrada como nitrato de plutonio Pu (NO3)3. El nitrato de uranilo obtenido podrá ser enviado, tras convertirlo en hexafluoruro de uranio UF6, a la planta de enriquecimiento para poder reutilizarlo como combustible nuclear, tal y como se vio en el apartado origen de los residuos radiactivos. Solo presenta una pequeña diferencia y es que, al tener presencia de U-236, será necesario que las nuevas pastillas de combustible tengan un mayor grado de enriquecimiento para poder mantener las mismas características que el combustible generado a partir del uranio procedente de la minería. En cuanto al plutonio se emplea sustituyendo en parte al uranio ligeramente enriquecido en el isótopo U-235 tanto para reactores del tipo térmico como los LWR como en reactores rápidos (FR), siendo mucho más efectivo en estos últimos. 98 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA La forma en la que es utilizado es en una mezcla de óxidos de uranio y plutonio llamada óxidos mixtos o mezclados (MOX). Para obtener MOX en primer lugar es necesario precipitar el nitrato de plutonio que se obtuvo del proceso de separación a oxalato de plutonio. Cuando se obtiene el precipitado se filtra y lava para luego proceder al secado y calcinación a 600 ºC de manera que se obtenga oxido de plutonio (PuO2) en polvo. Una vez obtenido oxido de plutonio en polvo se mezcla en la proporción adecuada con óxido de uranio en polvo para obtener así el MOX y a continuación proceder a fabricar las pastillas de combustible para formar un nuevo elemento combustible. 4. Tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos El último paso en el reprocesado es el tratamiento y acondicionamiento de los residuos radiactivos producidos confinándolos en una matriz sólida no lixiviable. Durante este proceso de reprocesado se generan gran variedad de residuos gaseosos, líquidos y sólidos con la característica de que todos son radiactivos en mayor o menor medida. A continuación se verá en detalle el tratamiento de cada una de estas: a. Residuos gaseosos Los residuos gaseosos se generan en la operación de troceado y disolución del combustible gastado. Estos están formados por aire, óxidos de nitrógeno, vapor de agua, productos de fisión radiactivos (Kr-85 y I-129), gases no radiactivos (helio y xenón), tritio (agua tritiada), C-14 en forma de CO2 y aerosoles radiactivos (emisores alfa, beta y gamma) En primer lugar se lleva a cabo el enfriamiento de la corriente mediante agua que condensa y vuelve al disolvedor, a continuación es necesario llevar a cabo la oxidación de los óxidos de nitrógeno que serán absorbidos posteriormente por el agua en una columna de relleno (pudiendo así recuperar el ácido nítrico para volver a ser usado). Tras esto se realizará un lavado en una columna de platos con una solución alcalina de manera que se retiene casi todo el C-14 como el I-129, mezclando luego esta solución con el agua tritiada procedente del tratamiento de los residuos líquidos de baja actividad generados. 99 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA La corriente gaseosa que queda tras pasar por la columna de platos es filtrada mediante dos baterías de filtros absolutos de muy alta eficacia (>99,99%) con un filtro de ceolitas entre ambas además para retener los aerosoles radiactivos y el yodo remanente (este mediante la ceolita). Por último la corriente gaseosa ya acondicionada (aunque no libre de elementos radiactivos al 100%) puede ser expulsada a la atmósfera (por medio de una chimenea de 100 metros de altura) tras ser diluida con el aire procedente de la ventilación de todos los edificios de la instalación. Actualmente se han propuesto diversas técnicas que permitan reducir la descarga de radiactividad a la atmósfera; por ejemplo para el I-129 absorción con carbón activo que permitiría una alta eficacia de retención o para el Kr-85 destilación criogénica, que además de no tener un coste elevado, permite separar gases nobles entre sí permitiendo por tanto expulsar el Xe a la atmósfera sin que vaya acompañado del Kr-85, que es el único gas noble radiactivo procedente del troceado y disolución del combustible gastado, ya que si no sería evacuado junto al Xe a la atmósfera. Para el C-14 se propone la absorción con lechada de hidróxido bárico. b. Residuos líquidos de actividad media y baja Actualmente se lleva a cabo una nueva gestión de este tipo de residuos que consiste en concentrarlos por evaporación y luego mezclar el concentrado con los residuos líquidos de alta actividad para vitrificarlos mientras que el destilado puede ser expulsado al mar previo control del cumplimiento de la normativa vigente. c. Residuos líquidos de alta actividad Los residuos líquidos de alta actividad son los refinados del ciclo de extracción del proceso y están formados principalmente por los productos de fisión, actínidos minoritarios y las mínimas pérdidas de uranio y plutonio. Estos residuos presentan características de elevada actividad específica así como las de una considerable radiotoxicidad. En primer lugar se concentran estos residuos por evaporación con factores de concentración que pueden ir desde 10 hasta 20 dependiendo del tipo de combustible, enriquecimiento, grado de quemado o factores químicos. Después se almacenan temporalmente por un período de duración variable, aunque se consideran satisfactorios períodos de algunos decenios. El almacenamiento de estos residuos 100 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA de muy alta actividad se realiza en depósitos de doble pared de acero inoxidable y de alta integridad, que además deben contar con un sistema de refrigeración para evacuar el calor producido y con un sistema de agitación por aire para evitar la formación de precipitados. Para llevar a cabo la última etapa de este ciclo, almacenamiento definitivo, es necesario solidificar o incluir en matrices sólidas dichos residuos (se realiza el proceso de vitrificación, que será explicado en detalle más adelante), de manera que el producto resultante obtenga una serie de características, como estabilidad química, frente a la radiación y térmica, además de tener un volumen final lo menor posible y una superficie pequeña a fin de reducir el contacto con agentes de lixiviación del entorno del AGP. d. Residuos sólidos Estos son muy parecidos a los que se obtienen del desmantelamiento de las centrales nucleares. Se pueden agrupar en 2 categorías, residuos tecnológicos y residuos estructurales. Los primeros de ellos, los tecnológicos engloban una gran variedad que van desde el papel o el cartón hasta filtros de ventilación, es decir todos aquellos elementos que se generan durante las distintas operaciones que se llevan a cabo en las instalaciones de reprocesamiento incluyendo las de mantenimiento. Las características de estos residuos son diferentes según el lugar donde se hayan producido, aunque su tratamiento se realiza de todos modos inmovilizándolos en cemento, siendo opcional la utilización de aditivos, dentro de contenedores de diversos tamaños y luego pueden ser llevados a centros de almacenamiento junto con residuos de baja o media actividad. Los residuos estructurales son los constituidos por las vainas y tubos guías que contenían a las pastillas de combustible, los cabezales así como las rejillas del elemento combustible que fueron troceados y separados en la etapa de disolución. Estos residuos estructurales serán tratados como residuos de media actividad, inmovilizados en contenedores de acero inoxidable mediante cemento y almacenados en un AGP. Actualmente se está aplicando un nuevo método que consiste en acondicionar ambos tipos de residuos (tecnológicos y estructurales) supercompactados en la misma cápsula que se emplea para los residuos de alta actividad vitrificados. De esta manera se consigue reducir el volumen de residuos sólidos acondicionados. 101 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA En la figura 5.15, se puede observar un esquema de lo expuesto anteriormente. Figura 5.15 Corrientes de productos recuperados, residuos y efluentes producidos en el proceso PUREX Se debe tener en cuenta que en las plantas de reprocesado debido a que se trabajan con materiales altamente radiactivo y tóxicos es necesario contar con una protección radiológica adecuada, aplicando el concepto de multibarrera de manera que los equipos de la planta formaran la primera barrera de contención y las celdas calientes blindadas donde se alojan serán la segunda barrera. Además se deben tener en cuenta diferentes situaciones de cara a la seguridad como puede ser que ocurra un caso de que no se den condiciones de subcriticidad, así como llevar un control exhaustivo del material presente para evitar que pueda ocurrir robo o desviación del mismo con la intención de construir armas nucleares. No obstante esto último es común a cualquier parte del ciclo del combustible nuclear y para ello existen varios acuerdos internacionales que se aplican a los materiales nucleares dentro del ciclo del combustible (salvaguardias del OIEA y EURATOM y tratados de No-proliferación). 102 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA B. Vitrificación La vitrificación es un proceso mediante el cual se busca obtener un producto que pueda mantener su estabilidad y por tanto retener la actividad de los productos de fisión durante largos períodos de tiempo. La importancia de este proceso radica en que todos los residuos líquidos de alta actividad cuando van a ser almacenados definitivamente deben estar vitrificados para reducir cualquier riesgo. Por tanto las características deseables del producto de solidificación de estos residuos son: Estabilidad química, es decir que tengan una alta resistencia a la corrosión y baja tasa de lixiviación. Estabilidad frente a la radiación, de manera que no sufra modificaciones químicas y mecánicas por las radiaciones de la desintegración de los radionucleidos. Estabilidad térmica, de manera que no sufra modificaciones químicas y mecánicas dentro del intervalo de temperaturas durante el almacenamiento del residuo. Todo proceso de vitrificación consta de una serie de operaciones que consiste en: desnitrificación de los residuos líquidos, evaporación y concentración, secado y calcinación, todo ello en un rango de temperaturas que oscilará entre los 1000ºC y los 2000ºC Tras esto el producto calcinado se funde con los aditivos necesarios para la formación del vidrio que solidifica durante el enfriamiento de la masa fundida. Los tipos de vidrio elegidos han sido los fosfatos, silicatos y borosilicatos, aunque actualmente solo se consideran en la escala industrial los borosilicatos, que dan origen a un material homogéneo, isotrópico y no poroso, que presenta además las características deseables. La composición de un vidrio de este tipo puede variar según ciertos límites, por ejemplo el contenido en SiO2 varía entre el 35-49%, el de B2O3 va desde el 9-19%, para el Na2O 9-17%, para el Al2O3 0-16% y los óxidos de actínidos y productos de fisión van desde el 10-25%. Los métodos plenamente desarrollados son el AVM francés y el PAMELA alemán. 103 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 1. Método AVM (francés) En primer lugar se realiza una mezcla de las corrientes de refinado del primer ciclo de extracción, que contienen los productos de fisión, actínidos minoritarios y las mínimas perdidas que hubiese de U y Pu, con soluciones alcalinas procedentes del lavado de los disolventes orgánicos, los finos producidos en la disolución del combustible gastado y los concentrados de los refinados de los ciclos de purificación del U y Pu. Tras la mezcla de corrientes se realiza un ajuste de las concentraciones de la solución a calcinar mediante la adicción de nitrato de aluminio y otros aditivos. Posteriormente se realiza la calcinación de la solución en un horno rotatorio, siendo los gases producidos tratados por un procedimiento semejante al utilizado para los gases procedentes de la disolución del UO2 irradiado. Una vez que se tiene el producto calcinado (la mayoría en forma de óxidos), se descarga por gravedad en el horno de vitrificación, que trabajará a una temperatura aproximada a los 1200ºC, al que se le alimenta con SiO2 y B2O3 (vidrio de borosilicato). En último lugar la mezcla fundida se descarga en una cápsula, conocida como cápsula universal, de acero inoxidable (figura 5.16) y una vez solidificada se cierra mediante una tapa soldada por arco de plasma. Figura 5.16 Cápsula universal En la figura 5.17 se puede observar un esquema del proceso anteriormente descrito. 104 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.17 Esquema método AVM 2. Método PAMELA (alemán) Este método consiste en un proceso de una sola etapa, es decir las operaciones de evaporación, calcinación y fundición del vidrio se realizan en un horno de fusión cerámico. Para ello se alimenta el caudal líquido con la solución de los productos de fisión bien de manera conjunta o separada del vidrio al horno de fusión en donde se darán las 3 etapas simultáneamente. Esto se produce debido al calentamiento Joule, dado que una corriente eléctrica pasa por los electros que están sumergidos en el vidrio fundido y así cualquier material nuevo que llegue se funde. Tras esto se realiza la descarga del vidrio mediante un tubo de fondo, al cual se le elevará la temperatura mediante dos circuitos de calentamiento colocados en dicho tubo gracias a los cual 105 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA se podrá controlar el flujo de vidrio saliente desconectando simplemente uno de los dos sistemas de calentamiento. En cuanto a los gases producidos siguen un sistema de tratamiento semejante al de los gases producidos en la disolución del UO2 irradiado. (La figura 5.18 muestra un esquema del proceso descrito). Figura 5.18 Esquema proceso PAMELA Aunque este método se sigue usando, actualmente se está investigando otros procesos como es la obtención de cerámicas, debido a que con los borosilicatos en un muy largo plazo puede ocurrir un proceso de desvitrificación debido a la migración de algunos componentes y la producción de agregados cristalinos alterando así la homogeneidad vítrea del conjunto y disminuyendo la resistencia del sólido a la lixiviación. También es posible para tratar los residuos realizar otros procesos de estabilización/solidificación como es el tratamiento con aditivos orgánicos como la macroencapsulación o la polimerización. 106 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 3.3.3. Ciclo cerrado avanzado Este ciclo que está aún en desarrollo e investigación (aunque algunas técnicas sí están disponibles), sigue los mismos pasos que el ciclo cerrado, con la salvedad de que este contempla la posibilidad, además de reprocesar el combustible, de la separación y transmutación de los transuránidos (Np, Am, Cm) y los productos de fisión de vida larga. La transmutación es la operación por la que un isótopo radiactivo de vida larga se transforma en uno de vida corta, generando energía en el proceso debido a que esta operación se llevaría a cabo en reactores de fisión fundamentalmente. Las etapas que serían necesarias para llevar a cabo este proceso serían: almacenamiento temporal en primer lugar, a continuación reprocesado avanzado, fabricación de nuevo combustible, reprocesado de combustibles procedentes de la transmutación y almacenamiento definitivo. El reprocesado avanzado se debe a que para este proceso sería necesaria una separación más avanzada respecto a la del proceso actual debido a que será necesario separar del combustible irradiado los actínidos (U, Pu, Np, Am y Cm siendo estos 3 últimos los considerados actínidos minoritarios) y algunos productos de fisión (Sr-90, Cs-137, Tc-99, Sn-126, I-129, Cs-135 y Se79) disminuyendo así el período de actividad del combustible gastado, aunque si se consiguiera una separación y transmutación del 100% de estos, el periodo de tiempo que tardarían en igualar la actividad del uranio natural sería solo de 1000 años. Luego se podría llevar a cabo la transmutación de los radionucleidos de vida larga. Para la separación avanzada en primer lugar el U, Pu y Np-237 se separarían en el proceso PUREX, siendo el U y Pu reciclados y transmutados y el Np-237 separado de estos y transmutado. Mientras que el resto de actínidos tanto el Am-241 como el Cm-242 y 244 serían separados entre sí y luego transmutados por medio de neutrones rápidos. En cuanto a los productos de activación presentes como el C-14 y el Cl-36 no es recomendable llevar a cabo el proceso de transmutación con estos debido a que el C-14 tiene una baja sección eficaz de captura de neutrones y el Cl-36 tendría rendimientos muy bajos. Entre los productos de fisión, el Se-79 es muy difícil de separar de los residuos líquidos de alta actividad e igual ocurre con el Sn-126. El Sr-90 y el Cs-137 se podrían separar por métodos 107 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA químico, para luego usar el Sr-90 en otras fuentes de energía como generadores nucleares auxiliares (para naves espaciales o balizas de navegación) o el Cs-137 en medidores de humedad y densidad. Esta separación además permite bajar la potencia calorífica de los RAA vitrificados durante los primeros 200 años. El Tc-99 al igual que el I-129 se podrían separar y transmutar pero serían necesarios varios ciclos de irradiación. Por último aunque existen métodos de separación del Cs-135 de los residuos líquidos de alta actividad, el tener que separarlo de los isótopos Cs-133 y Cs-134 para evitar la formación de Cs-135 en el reactor, hace que no sea factible. Por lo tanto a modo resumen los elementos que sí se podrían separar de los residuos líquidos de alta actividad serían el Np, Am, Cm, Sr, Cs, I y Tc. A. Operaciones de Separación Las operaciones de separación o partición consisten en un conjunto de operaciones químicas y metalúrgicas que han sido desarrolladas a escala de laboratorio y algunas a escala de planta piloto, que se basan en las propiedades químicas y físicas de los isótopos a separar. Existen dos métodos, los acuosos o hidrometalúrgicos y los no acuosos o pirometalúrgicos. 1. Procesos hidrometalúrgicos Se basan en extracciones más o menos selectivas con disolventes orgánicos, similares al concepto del proceso PUREX. a. Proceso PUREX extendido Usando el proceso PUREX actual con ligeras modificaciones químicas se puede extraer el Np junto con el U y el Pu. La extracción del Np se consigue extrayéndolo mediante el TBP cuando se tiene el Np como ión hexavalente, Np (VI), en forma de nitratos, con rendimientos de extracción semejantes a los del U y Pu (99% de recuperación), por lo que para ello será necesario cambiarlo respecto a su estado inicial ya que se encuentra parcialmente como Np (V). 108 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Para oxidar el Np (V) a Np (VI) es necesario ácido nitroso, por lo que las ligeras modificaciones químicas que se le hacen al proceso son adicionar nitrito sódico durante la etapa de disolución y aumentar la concentración de ácido nítrico durante la etapa de extracción. Por las mismas razones que las del Np es posible separar el Tc en este proceso como pertecneciato (TcO4)-1. b. Proceso DIDPA Consiste en la separación de los actínidos respecto a los demás elementos mediante DIDPA. De esta manera se consigue que los actínidos trivalentes, tetravalentes y hexavalentes como el Np (V), que se reducirá a Np (IV) rápidamente, sean extraídos desde una disolución de ácido nítrico diluido mediante DIDPA mezclado con TBP. En la figura 5.19 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso DIDPA. Figura 5.19 Diagrama de Flujo del proceso DIDPA 109 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA c. Proceso SANEX Consiste en la extracción selectiva de actínidos (SANEX por sus siglas en inglés), son procesos basados en que los compuestos ligandos que presentan átomos donadores débiles en sus moléculas (N o S) extraen selectivamente elementos actínidos frente a elementos lantánidos, por ejemplo en Francia se está desarrollando un proceso basado en la triazinilpiridinas (BTP). d. Proceso TALSPEAK Fue desarrollado por EEUU y es considerado como un proceso de referencia para la separación de elementos actínidos y lantánidos trivalentes. Los elementos presentes en el residuo líquido de alta actividad son extraídos mediante HDEHP para luego extraer los actínidos trivalentes mediante una disolución acuosa que contiene DTPA y un ácido hidroxicarboxílico. Los elementos lantánidos pueden ser separados a una fase acuosa mediante ácido nítrico. e. Extracción con CYANEX 301 Se ha desarrollado en china con excelentes resultados en la separación del americio de los lantánidos. Se basa en la utilización de ácido 2, 4, 4-trimetilpentil ditiofosfina (Cyanex 301). f. Proceso TRUEX Este proceso fue diseñado para separar elementos transuránidos a partir de disoluciones concentradas de ácido nítrico o clorhídrico procedentes del reprocesado del combustible gastado. El proceso se basa en añadir un segundo agente de extracción, el CMPO, en combinación con el TBP convirtiendo así el proceso PUREX en el proceso TRUEX, pudiendo así extraer los metales transuránidos Am y Cm. En la figura 5.20 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso TRUEX. 110 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.20 Diagrama de flujo del proceso TRUEX g. Proceso DIAMEX Desarrollado en Europa, usa un disolvente de la familia de las diamidas en donde se separan los elementos transuránidos de los residuos líquidos de alta actividad que se obtienen del proceso PUREX. En la figura 5.21 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso DIAMEX. 111 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.21 Diagrama de flujo del proceso DIAMEX h. Proceso TRPO Fue desarrollado en china y se basa en una mezcla de óxidos de tri-alquilfosfato (TRPO) disueltos en un hidrocarburo alifático. A concentraciones altas de ácido nítrico los lantánidos y actínidos trivalentes tienen baja afinidad por la mezcla de TRPO por lo que podrán ser extraídos posteriormente de la fase orgánica mediante una disolución de ácido nítrico. Las ventajas de este proceso son su miscibilidad con el TBP así como su elevada capacidad de carga. Aunque luego para los actínidos se requerirán etapas de separación adicionales como en los procesos TRUEX y DIDPA. 112 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA i. Proceso UREX Proceso de extracción de uranio (UREX por sus siglas en inglés) que permite separar el 99,9% de uranio y más del 95% del tecnecio de los demás productos de fisión y actínidos. Esto se consigue adicionando ácido acetohidroxámico (AHA) a la corriente de lavado posterior a la etapa de extracción. Este compuesto forma complejos estables con Pu (IV) y Np (IV) además de reducir el Np (VI) a Np (V) evitando así que se extraigan con el TBP. Una vez que se han separado el U, el Tc y el I, el resto se trata por medio de los métodos pirometalúrgicos para poder recuperar el resto de actínidos y el Pu. En la figura 5.22 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso UREX. Figura 5.22 Diagrama de flujo del proceso UREX Existen modificaciones a este proceso como es el proceso UREX+ que consiste en cinco procesos de extracción consecutivos que separan los distintos elementos presentes en el 113 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA combustible gastado. El U y el Tc se recuperan mediante el proceso UREX con purezas mayores al 99%, el Cs y Sr son recuperados con un disolvente mezcla de COSANO y CCD-PEG. EL Pu y el Np se obtienen mediante el proceso NPEX en el que se utiliza TBP como agente extractante, por último se realiza el proceso TRUEX para separar actínidos minoritarios de tierras raras y luego se separan selectivamente estos actínidos minoritarios mediante el proceso Cyanex-301. En la figura 5.23 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso UREX+. Figura 5.23 Diagrama de flujo del proceso UREX+ 114 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 2. Procesos pirometalúrgicos La gran diferencia respecto a los procesos hidrometalúrgicos es que en estos no debe existir agua en ninguna etapa. Estos procesos actualmente no tienen un uso significativo, no obstante han sido investigados y desarrollados y el motivo de que no estén implantados se debe a que actualmente los lugares que reprocesan ya tienen plantas PUREX construidas. La demanda real de estos procesos llegaría por medio de la implantación de los reactores de IV generación. a. Proceso de electrorefino o de ANL Este método fue desarrollado en EUU en Argonne National Laboratory (ANL) para tratar el combustible (era una aleación de U-Pu-Zr) de un reactor experimental. Más tarde se añadiría este método al proyecto ATW, donde se llevó a cabo el estudio de un transmutador de residuos en donde en un primer lugar se separaba el uranio por el proceso UREX y a continuación se usaba el método pirometalúrguico para realizar el resto de separaciones. La esencia de este y casi todos los procesos pirometalúrgicos consiste en trocear el combustible en piezas pequeñas para luego colocarlas en una cesta metálica. Esta a su vez es colocada en una celda electrolítica que contiene una mezcla de sales fundidas a una temperatura que puede variar entre los 700 K y los 800 K. Con esto se consigue que el uranio del combustible sea electrotransportado a un cátodo metálico en donde se depositará en forma pura y que el Pu y el Am junto con algunos productos de fisión se acumulen en la sal fundida. Tras esto se retira el cátodo metálico con el uranio y se fundirá para eliminar cualquier resto de sal obteniendo lingotes metálicos como forma final, y se sustituye por uno de cadmio fundido que recogerá el Pu, Am y el resto de uranio, además de pequeñas cantidades de productos de fisión (lantánidos).El resto de productos de fisión que no hayan sido recogidos en el cátodo, es decir que no se encuentren disueltos en la sal fundida se recogerán como sólidos en la cesta anódica, mientras que el Pu y el Am serán separados del Cd mediante técnicas reductivas. Se debe tener en cuenta que debido a la acumulación de los productos de fisión en la sal fundida, esto provoca un aumento de temperatura debido a la desintegración de estos, será necesario 115 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA tratar dicha sal para separar los elementos transuránidos remanentes y parte de los productos de fisión para que dicha sal pueda ser reciclada. En la figura 5.24 se ve un esquema de este proceso. Figura 5.24 Esquema del proceso de electrorefino para recuperar U y Pu b. Proceso de RIAR Rusia también ha desarrollado un método de reprocesamiento pirometalúrguico llamado RIAR, basado en los combustibles UOX y MOX, pudiendo ser realizado de dos maneras, o bien separando el UO2 y el PuO2 o mediante la co-deposición del UO2 y del PuO2. Este método presenta diferencias respecto al anterior aunque sigue el mismo concepto. En primer lugar el combustible troceado se disuelve en un baño salino mediante una operación de cloración, en un crisol de pirografito. Luego se realiza una electrólisis para que solo el uranio se deposite en un cátodo de grafito, de manera que el Pu se precipita luego de la mezcla salina mediante una corriente de aire con Cl2. En una última etapa se realiza una electrólisis adicional para depositar en el cátodo el U residual que se encuentre en la sal fundida. 116 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA En la figura 5.25, se ve de forma esquemática las etapas que componen dicho método. Figura 5.25 Esquema del proceso pirometalúrguico RIAR c. Proceso de PNC Este proceso fue realizado en Japón por el PNC (Power reactor and nuclear fuel development corporation) y consiste en la separación de los productos de fisión mediante un tratamiento a elevada temperatura de los residuos líquidos de alta actividad calcinándolos primero a 700ºC y luego a 900ºC, para volatilizar el Cs, en atmósfera inerte. Después de la sublimación se eleva la temperatura a 1800ºC para separar la mayoría de metales nobles y de transición del resto de los óxidos de los productos de fisión y transuránidos en forma de una aleación fundida. En la figura 5.26 se ve el diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC. 117 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Figura 5.26 Diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC d. Otros procesos La Unión Europea ha llevado a cabo investigaciones a través del proyecto integrado EUROPART donde se han realizado el estudio de diferentes técnicas para mejorar la separación mediante el estudio de propiedades básicas termodinámicas de actínidos y lantánidos en medios salinos fluoruros y cloruros. B. Transmutación El objetivo de la transmutación dentro de la gestión del combustible gastado y los residuos de alta actividad es transformar radionucleidos de vida larga en otros de vida corta a fin de conseguir que estos no presenten riesgo en unos cuantos cientos de años. Esta transformación se puede realizar por bombardeo de partículas elementales, generalmente neutrones, debido a que cuando estos chocan contra un núcleo puede producirse un rebote o penetrar en el interior del mismo siendo en este último caso cuando el núcleo en el que ha penetrado el neutrón adquiere un exceso de energía que será liberada expulsando partículas y radiación, emitiendo solamente radiación o dividiéndose en núcleos más pequeños (reacción de fisión). 118 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Para llevar a cabo la transmutación de los elementos deseados se han estudiado 2 modos, bien en forma homogénea donde los actínidos minoritarios son diluidos en el combustible de los reactores o en forma heterogénea mediante varillas o blancos de irradiación que contienen los actínidos minoritarios o los productos de fisión. Actualmente hay propuestos 3 sistemas transmutadores para los actínidos minoritarios, los reactores críticos rápidos, los sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS) y otros tipos de reactores. 1. Reactores críticos rápidos Se ha demostrado ya que los reactores rápidos existentes pueden usarse para eliminar plutonio sin grandes problemas lo que además permitiría reducir el contenido de U-238 en el combustible óxido usado. Gracias al uso del Pu se puede introducir una pequeña proporción de actínidos minoritarios (entre el 2,5% y el 5%) junto al Pu de forma que al final se obtiene la reducción de estos actínidos minoritarios y del Pu. El inconveniente de este sistema es que no se podría llevar a cabo el reciclado de los MOX en reactores de agua ligera debido a que los transuránidos que procederían del reciclado de este combustible al aumentar la relación actínidos minoritarios/Pu, harían que no se alcanzaran condiciones de operación aceptables degradando demasiado los parámetros de seguridad. No obstante si se usase el reactor rápido refrigerado por sodio, como se vio en el apartado tipo de reactores, con algunas modificaciones se podría llevar a cabo el proceso. Para ello se deben colocar en las zonas que rodean al núcleo activo, que sería de Pu con un grado de enriquecimiento del 15%, barras compuestas por óxidos de uranio empobrecido y actínidos minoritarios (el enriquecimiento en actínidos minoritarios de estas barras sería sobre el 10% aunque los casos más optimistas llegan hasta un 40%). De esta manera se tendría como resultado una transmutación en forma heterogénea dentro de la tecnología estándar y consiguiendo como resultado fracciones de transmutación en torno al 40% al cabo de 11 años. 2. Sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS) Son sistemas multiplicativos subcríticos en donde la potencia viene dada por una fuente intensa de neutrones que es externa. Dicha fuente se consigue haciendo que protones con una energía 119 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA necesaria que es dada por medio de un acelerador reaccionen con un blanco de metal pesado liberando así neutrones. La reacción que se da se llama reacción nuclear de espalación, y ocurre cuando un haz de protones de alta energía incide sobre un material de elevado número másico generando muchos neutrones por protón, así como otras partículas (En la figura 5.27 se muestra un esquema de los elementos que componen un ADS). Figura 5.27 Esquema de los elementos que componen un ADS Los neutrones que se han creado se mezclan con el combustible que contiene los elementos transuránidos a eliminar, produciéndose una cadena de fisión de los elementos transuránidos y convirtiéndolos en productos de fisión que cambiarán tanto la composición como las propiedades del combustible obligando a cambiar cada cierto tiempo el combustible para reprocesarlo y volver a fabricar combustible nuevo, además durante este proceso se irá generando energía y nuevos neutrones. Cabe mencionar que debido a que se trabaja en condiciones subcríticas para que no se produzca una reacción en cadena y se descontrole el proceso es necesario subministrar los neutrones externamente para poder mantener la potencia en un nivel constante. Dentro de este tipo de reactores mediante los proyectos PDS-XADS y EUROTRAN se han investigado diferentes modelos: Sistema ADS refrigerado por eutéctico Pb-Bi fundido. 120 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Sistema ADS refrigerado por gas (helio). 3. Otros tipos de reactores Dentro de esta categoría estaría el quemado del plutonio en LWR mediante la modificación de los MOX que se usan para los PWR, consiguiendo por tanto limitar las cantidades de plutonio almacenadas. Otros tipos de reactores que podrían ser usados para transmutar son los reactores que tienen un alto grado de quemado y refrigeración por helio, lo que permitiría transmutar los transuránidos que proviniesen de los LWR, también se podrían usar reactores de sales fundidas para la transmutación de los transuránidos. En cuanto a los productos de fisión la transmutación del Tc-99 y del I-129 se realiza mediante reacciones de captura electrónica, que son reacciones en las cuales un neutrón libre colisiona con un núcleo atómico sin producir fisión y formando un nuevo núcleo y liberando energía. El nuevo núcleo podrá sufrir desintegración beta para conseguir mayor estabilidad. Para el caso del Tc-99 se ha propuesto el uso de tecnecio metálico como material más apropiado, ya que permite alcanzar trazas de transmutación de hasta el 15% generando Ru estable, aunque en experimentos realizados en los reactores críticos rápidos se han podido obtener de hasta el 20%. En cuanto al I-129, se ha estudiado la transmutación de diferentes compuestos de este que presentan un buen comportamiento frente a las altas temperaturas que se generan, no obstante actualmente no es aconsejable su transmutación debido a los costes que tendría. Aunque en este punto se haya visto el tratamiento y gestión de los residuos de alta actividad se ha referido muchas veces al combustible gastado como si este fuera el único residuo a tratar (a fin de cuenta este supone casi el 80% de los residuos de alta actividad), las técnicas propuestas también se emplean para la gestión de los residuos de alta actividad que no sea combustible gastado, estos se tratan según su naturaleza tal y como queda recogido en el tratamiento de los residuos generados en el ciclo cerrado, que aunque es referente a los residuos generados en esa parte del tratamiento del combustible gastado, el modo de proceder para el tratamiento de los RAA generados en otros procesos es igual. 121 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA 3.4. Gestión de residuos en caso de accidente Cuando se habla de accidente en el ámbito de la energía nuclear se consideran aquellos sucesos que emiten un determinado nivel de radiación susceptible de perjudicar a la salud pública. Estos accidentes se pueden clasificar según la escala INES (International Nuclear Events Scale), la cual va de 1 a 7 aumentando según la gravedad. Los 3 primeros rangos corresponden la categoría a incidentes y los 4 últimos a categoría de accidente. En esta escala se incluyen tanto los accidentes radiactivos como los nucleares, es decir están incluidos tanto la avería en un reactor como el vertido de una fuente de radiación a un rio. Aunque el lugar más común donde puedan ocurrir los accidentes es en una central nuclear estos también pueden ocurrir en centros de investigación, durante el transporte del material, o en plantas de tratamiento del ciclo del combustible entre otros. En este caso se va a ver con un poco de detalle la actuación frente a vertidos incontrolados o contaminación de aguas o derrame durante el transporte. A. Accidente durante transporte terrestre Si ocurre un accidente durante el transporte de los materiales radiactivos en un primer lugar se lleva a cabo una fase de aislamiento en la cual se espera la llegada de ayuda teniendo que ser mínimo el tiempo de duración de esta fase. A continuación se realiza una segunda fase, que corresponde a la de asistencia, en la que se incluye desde el salvamento y medidas de protección a la recuperación y limpieza del residuo y el entorno. Independientemente del tipo de residuo que se transporte existen una serie de normas a cumplir, como es el tipo de protección personal que debe contar con guantes, botas y traje completo con protectores de cabeza y además en caso de incendio, o en el transporte de hexafluoruro de uranio, se deben usar equipos de respiración autónomos. Cuando ocurre un accidente durante el transporte de material radiactivo puede darse el caso de que ocurra el derrame de la sustancia que se transporta. En los casos de sustancias radiactivas tanto fisionables como no fisionables, se deben cubrir los bultos dañados y los materiales dispersados con plásticos u otros materiales, además de no tocar las sustancias y si se han introducido en una corriente de agua o alcantarilla se debe informar a la autoridad responsable. 122 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA En caso de que la fuga fuese líquida se debe absorber el líquido con arena, tierra o cualquier material apropiado para dicho fin. Si durante el accidente se origina un incendio se debe extinguir con el agente adecuado, aunque generalmente se podrá emplear agua, siempre se deben fabricar diques de contención para evitar escorrentías además de no usar nunca agua directamente sobre los bultos. Tras las asistencias médicas oportunas (pues estas siempre serán prioritarias frente a cualquier problema radiológico), los bultos no dañados serán agrupados a una distancia mínima de 6 metros. En cuenta a los residuos, aquellos que han sufrido el derrame deberán ser recogidos con el material o equipo adecuado que permita operar con total seguridad para introducirlos en nuevos bultos de transporte. Los nuevos residuos generados, como el plástico usado para cubrir el derrame o la arena absorbente en caso de que fuesen residuos líquidos, serán almacenados en contenedores de transporte adecuados a sus características y tratados como tal; en caso de baja-media actividad serán llevados a una planta adecuada donde permanecerán hasta que puedan ser incinerados y posteriormente almacenadas dichas cenizas. En caso de que fuesen de alta actividad (aunque es muy improbable) se llevarán a un almacenamiento temporal hasta que decaiga su actividad y puedan ser almacenados definitivamente. Por último, en este tipo de accidentes se podría dar el caso de que el suelo que ha estado en contacto con los residuos derramados también sea necesario aislarlo y tratarlo convenientemente mediante técnicas de estabilización y solidificación. Será necesario un estudio para minimizar el impacto ambiental generado del tratamiento del mismo y proceder a una rápida actuación. El hexafluoruro de uranio necesita una gestión diferente debido a su alto carácter corrosivo y a la posibilidad de contener material fisionable. En caso de fuga se debe reducir la nube de vapor con agua pulverizada y usar dióxido de carbono sólido para congelar la fuga en su origen. También se deben usar diques de contención para evitar escorrentías, ya que se deben usar abundantes cantidades de agua en los contenedores expuestos en caso de incendio incluso 123 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA después de haberlos apagado. (Si no se puede apagar se debe salir de la zona afectada y dejar que ardan). El material usado y contaminado durante la intervención se tratará debidamente según sus características. B. Vertido incontrolado en agua Esto puede ocurrir o bien durante un accidente aéreo (si fuese en el mar, en caso contrario se debe operar como los accidentes para transporte terrestre) o transporte marítimo que provoque que los bultos acaben en el mar, con la posibilidad de derrame o bien por un accidente de otra característica que acabe contaminando el agua cercana. En caso de que el accidente sea aéreo en el agua o marítimo se ha de recuperar el bulto o los bultos accidentados lo más rápido posible, dado que cuanto más tiempo permanezcan en el agua mayor riesgo de contaminación, que se verá incrementado exponencialmente en caso de derrame. Si se ha producido derrame, tras recuperar los bultos y avisar a las autoridades encargadas, lo máximo que se puede realizar es un estudio de las corrientes marítimas de la zona para ver la dispersión y lugares afectados por el mismo, realizando un estudio anual para ver la evolución de estas zonas. No obstante si el vertido fuese en aguas no marítimas, debido a un fallo durante una parte del proceso del ciclo del combustible nuclear o como consecuencia derivada de otro accidente (por ejemplo contaminación de aguas por el derrame durante un accidente de transporte terrestre), se debe aislar el agua contaminada para poder tratarla y evitar que el vertido llegue al mar. Por ejemplo una forma de tratar esta agua para poder limpiar aguas radiactivas es el uso de grafeno. Esto se consigue debido a que el grafeno es el material que más isótopos radiactivos puede atraer y “cazar”, es decir actúa como acumulador de la radiactividad por lo que una vez lanzado al agua contaminada solo será necesario dejar que atraiga los isótopos. Tras esto se traslada a centros de almacenamiento donde tras un período de tiempo será incinerado y las cenizas almacenadas también por seguridad. 124 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA Este método es el que actualmente permite conseguir una eficacia 60 veces mayor respecto a las técnicas actuales, además de ser el que se está empleando para limpiar el agua contaminada de la central de Fukushima. También podría ocurrir un fallo en los sistemas que regulan el agua de refrigeración o tratamiento en las plantas nucleares o centros de gestión de residuos, por lo que siempre se deberá aislar el agua contaminada si es posible para proceder a su tratamiento por las mejores técnicas disponibles, como por ejemplo el proceso que sirve para separar y eliminar productos de fisión o los residuos líquidos de alta actividad. 125 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Opciones para reducir el volumen de residuos a tratar y alternativas a su gestión 4. OPCIONES PARA REDUCIR EL VOLUMEN DE RESIDUOS A TRATAR Y ALTERNATIVAS A SU GESTIÓN Dentro de la gestión y el tratamiento de residuos radiactivos el estudio y desarrollo de nuevas técnicas que permitan una mejora en los procesos de gestión y tratamiento de los mismos es algo de total actualidad. A continuación se van a resaltar diferentes opciones que permitirían alcanzar dichos objetivos analizando un poco sus características. A. Lanzamiento al espacio Fue una solución investigada y propuesta por científicos rusos, que solucionaba totalmente el problema del tratamiento y gestión de los residuos radiactivos dado que una vez puestos en órbita al espacio exterior no habría que preocuparse nunca más de ellos. La idea se descartó por motivos económicos entre otros, pero uno de los más importantes fue que no se podía garantizar una fiabilidad del 100% en un lanzamiento. Por tanto cargar un cohete con material nuclear y que el aparato pudiera explotar en pleno vuelo o despegue o fallar en su ascenso y estrellarse dejando liberados los residuos en este último caso o incluso que pudiera producirse una explosión nuclear ocasionada por la explosión del mismo provoca que este método no sea seguro. B. Almacenamiento en fondo marino Una opción sería verter los residuos aprovechando las fosas marianas, aplicando en cierto modo el concepto que se usa actualmente para AGP. No obstante las actuales leyes prohíben cualquier vertido de residuos radiactivo que no cumplan con estas, lo que junto a los problemas medioambientales y sociales que se generarían hace que se deseche actualmente. Hay que destacar que esta práctica si se llevó a cabo antiguamente pero por los problemas mencionados antes se ha dejado de usar, siendo el problema actual el estudio de esos vertidos por los riesgos de fuga que pudiesen tener. 126 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Opciones para reducir el volumen de residuos a tratar y alternativas a su gestión C. Almacenamiento en los casquetes polares Al igual que el almacenamiento en fondo marino, la idea sería colocar los residuos bajo los casquetes polares de manera que el calor generado por estos derritiera el hielo hasta que acabasen confinados a gran profundidad. Los problemas que presenta esta opción son los mismos que la otra, con el añadido además que cuando se estudió dicha opción, el efecto del cambio climático no se tenía presente y si bien que ocurra el deshielo del polo sur (lugar donde se almacenarían debido a su espesor de aproximadamente 2100 metros) es algo prácticamente imposible por ahora, no sería conveniente contribuir a ello. D. Uso de combustible alternativo Se han llevado a cabo investigaciones con diferentes tipos de combustible lo que permitiría reducir la cantidad de residuos generados. 1. Torio-232 Este elemento de la serie de los actínidos se encuentra en estado natural en ciertos minerales, estimándose una cantidad mundial de unas 12 millones de toneladas. El empleo del torio vendría fundamentado en primer lugar debido a su abundancia en comparación con el uranio además de que todo el extraído sería potencialmente usable en comparación con el 0,7% de uranio natural que hay actualmente en reactores. Para poder usarlo sería necesario usar reactores rápidos para transformarlo en U-233 que sí sería fisionable, lo que provocaría menor cantidad de plutonio así como de elementos transuránicos, además el U-233 es más efectivo que el U-235 y el Pu-239. Este proceso presenta algunas desventajas: debido a la transformación del Th-233 se forma Ra228 que es un emisor de alta actividad aunque de baja vida media (2 años aproximadamente); alto coste a la hora de producir el U-233 debido a su alta radiactividad y las operaciones para separación del U-233 y el U-232 para que el ciclo no fuese difícil de manejar. Países como India, EEUU, Canadá o Rusia están llevando a cabo investigaciones acerca de su utilización. 127 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Opciones para reducir el volumen de residuos a tratar y alternativas a su gestión 2. Combustible MOX Se basaría en el empleo de combustibles tipo MOX tal y como se vio en el capítulo de gestión y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad, ciclo cerrado. 3. Uso de compuesto de uranio y nitrógeno Se ha llevado a cabo una investigación en EEUU en la cual se ha fabricado un compuesto de uranio y nitrógeno de manera que cuando interactúa con la luz se genera nitruro de uranio. Esto permitiría desarrollar formas alternativas a los procesos actuales de producción de energía nuclear. E. Uso de procesos de ciclo cerrado avanzado Tal y como se vio en el capítulo anterior el desarrollo de las técnicas que permitan el ciclo cerrado avanzado darían lugar a una disminución en el volumen de residuos generados. El inconveniente sería que los residuos generados y tratados producirían a su vez más residuos teniéndolos que tratar, por lo que aún queda por desarrollar y avanzar en este proceso. F. Uso de reactores de fisión alternativos Tal y como se vio en el capítulo anterior para el empleo del ciclo cerrado avanzado es necesario llevar a cabo el avance y mejora en los reactores de IV generación lo que permitiría la disminución de los residuos generados. G. Uso del reactor de fusión Está considerado como el futuro de la energía nuclear dado que si se llevase a cabo el desarrollo completo del mismo sería de generación de energía limpia. El funcionamiento de un reactor de fusión consiste en que dos átomos ligeros unan sus núcleos para dar un átomo con un núcleo mayor liberando energía proveniente de la fuerza nuclear fuerte que unía al núcleo. Para ello en primer lugar se debe vencer la fuerza de repulsión que ejercen los protones de dos núcleos, para ello se debe hacer que choquen a gran velocidad y elevando la temperatura del reactor entre 100 y 150 millones de grados. 128 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Opciones para reducir el volumen de residuos a tratar y alternativas a su gestión A estas temperaturas se obtiene plasma, y se debe evitar que este choque contra las paredes del reactor, por lo que se usan campos electromagnéticos, surgiendo así el reactor Tokamak que fue desarrollado en Rusia. Este reactor consiste en una cámara toroidal, donde se trabaja a temperaturas de 150 millones de grados y baja presión. La ventaja de estos reactores es que en caso de accidente no se genera reacción en cadena, siendo por tanto el control de la alimentación lo que determina su funcionamiento dando así garantías de gran seguridad. Para llevar a cabo la fusión se usa deuterio y tritio que da lugar a un átomo de helio. El tritio se podría obtener fusionando litio del que se obtendría helio y tritio mientras que el deuterio se obtiene del hidrogeno del agua. Otra ventaja del reactor de fusión es que la única radiactividad del proceso sería consecuencia de la presencia de tritio, que es un gas radiactivo, por lo que al ser producido en el propio reactor a partir de la fusión del litio, se evitaría el transporte de material radiactivo y los únicos elementos contaminados serían las propias paredes del reactor, que además estas dejarían de estarlo en unos 50 años. Además se podría conseguir que fuese una fuente de energía totalmente limpia eliminado los neutrones que se produjesen en la reacción de fusión revistiendo las paredes del reactor de material absorbente, como por ejemplo litio, eliminando así los neutrones y produciendo a su vez tritio. No obstante los residuos generados serán infinitamente menores y de menor peligrosidad que los del reactor de fisión. Otra forma de obtener energía sin la generación de residuos sería usando como combustible para la fusión deuterio y helio que generaría protones en vez de neutrones, y estos son más fáciles de controlar mediante los campos electromagnéticos. A la hora de elegir por una propuesta u otra en la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos el factor económico juega uno de los papeles más importantes. 129 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras 5. ANÁLISIS ECONÓMICO DE LAS OPCIONES PROPUESTAS ACTUALES Y FUTURAS A la hora de elegir una propuesta u otra en la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos el factor económico juega uno de los papeles más importantes. A continuación se van a analizar las diferentes propuestas consideradas en este proyecto buscando la forma actual y futura más viable desde el punto de vista del tratamiento de los residuos radiactivos de alta actividad. En primer lugar se debe saber el precio del uranio durante toda la primera parte del ciclo del combustible nuclear, desde su extracción hasta que llega a una central nuclear listo para ser usado. En la figura 7.1, se puede apreciar la evolución del precio del uranio a lo largo de los últimos 5 años; se puede observar como en el 2010 alcanzó un pico máximo y luego ha ido sufriendo variaciones hasta alcanzar un valor más o menos estable en el 2015 en torno a los 32,5€/lb es decir unos 72,22 €/kg. Figura 7.1 Evolución del precio del uranio en los últimos 5 años 130 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras En la tabla 7.1 se puede observar el precio tanto en Europa como EEUU durante el mes de Octubre del 2015 de los procesos concernientes a la primera parte del ciclo del combustible. EEUU EUROPA (Precios en $) (Precios en €) Precio U3O8 (lb) 36,50 33,01 Precio U3O8 (kg) 81,11 73,35 Conversión uranio (kgU) 7,00 6,78 Enriquecimiento Uranio (kg U) 102,37 93,04 Fabricación combustible (kg U) 162,00 156,08 Tabla 7.1 1Costes primera parte del ciclo del combustible nuclear Una vez que el uranio se consume en el reactor comienza la segunda parte del ciclo del combustible nuclear, de manera que según el proceso de gestión escogido de los que se han visto se tendrán unos u otros costes. A. Ciclo abierto En el caso del ciclo abierto, el almacenamiento temporal puede realizarse en seco o piscina, tras el paso por la piscina de almacenamiento de la central. En la tabla 7.2 se muestran datos del año 2003 (estos no has sufrido gran variación) respecto a los costes según el tipo de almacenamiento calculados por diferentes entidades. De los datos presentes se puede concluir que el coste medio de almacenamiento ronda entre los 100 y 200 €/kgU de CG. Tecnología Instalación Coste unitario (€2003/kg U CG) Seco ATC 164 Piscina Laboratorio 120 Seco Genérica 180 Piscina Genérica 106 Seco Genérica 135 Tabla 7.2 Coste unitario para el almacenamiento temporal 131 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras En cuanto al almacenamiento definitivo, en los costes que se obtuvieron en el 2003 (figura 7.2) se ha tenido en cuenta tanto el almacenamiento como el encapsulado del combustible gastado (este coste puede variar según el país desde el 18% en EEUU hasta el 30% en Suecia). Para ello se ha tenido en cuenta los datos de los diferentes programas de AGP, como son los de Suecia, Finlandia o EEUU. 2 Coste unitario de la gestión final del combustible En los datos se puede ver como el precio oscila desde los 300 a los 600 €/kg de CG, siendo la variación de los precios debido a el concepto de diseño del almacenamiento o el tipo de roca elegida para albergar el almacén, mientras que el coste de encapsulado depende las condiciones exigidas a la cápsula, lo que variará el material empleado, su espesor o el diseño. Por lo tanto si se escoge la opción del ciclo abierto tendría un coste unitario aproximado de 820 €/kg de CG siendo su coste total de 2600 €/kg de CG (para calcularlo se ha tenido en cuenta que los valores de almacenamiento temporal y definitivo no han cambiado en este tiempo además del VAN). Para el cálculo del coste total se ha tenido en cuenta que para obtener un 1 kg de UOX se necesita unos 10 kg de mineral de uranio de los cuales 9.98 kg son convertidos y enriquecidos. B. Ciclo cerrado En cuanto al ciclo cerrado el combustible al ser reprocesado podrá ser usado de nuevo tanto en reactores de agua ligera como en reactores rápidos. 132 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras Por tanto los residuos aquí generados serán los RAA que se produzcan durante el reprocesado del CG y el propio CG que no puede volver a ser usado. Además en los costes se debe tener en cuenta el precio de la fabricación de los nuevos elementos combustibles procedentes del reprocesado. En la tabla 7.3, se muestran los costes unitarios correspondientes al ciclo cerrado. Ciclo del combustible (2ª parte) Coste Unitario (€/kg CG) Reprocesado UOX 750 Fabricación MOX 1100 Almacenamiento RAA generados 150 Almacenamiento MOX generados tras su nuevo uso 150 Almacenamiento definitivo 350 Tabla 7.3 Datos de coste unitario en ciclo cerrado El coste unitario total es de 2800€/kg de CG si se usan reactores de agua ligera para los MOX, si se opta por usar reactores rápidos el precio disminuye hasta los 2600€/kg de CG. Por tanto tras calcular el valor neto aproximado para el caso de los reactores de agua ligera el valor neto actual es 3010 €/kg CG, mientras que para los reactores rápidos es de 2800 €/kg de CG (Para calcularlo se ha tenido en cuenta que los valores de almacenamiento temporal y definitivo no han cambiado en este tiempo además del VAN). Para el cálculo del coste total se ha tenido en cuenta que de 1 kg de UOX se obtienen 0,93 kg de uranio reprocesado y 0,0114 kg de plutonio de los cuales al mezclarlo con el uranio empobrecido (0,12 kg) se producen 0,125 kg de MOX, también se producen en el proceso del ciclo cerrado 0,975 kg de RAA. C. Ciclo cerrado avanzado Debido a que no está implementado a escala industrial el conocer los costes exactos de este proceso se hace complicado, pudiendo solamente aproximarlos a gracias a las experiencias obtenidas en laboratorios. 133 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras No obstante los estudios destacan que la opción no será viable hasta que solo el coste de la gestión final del combustible gastado en el caso del ciclo abierto supere los 3000€/kg. En la tabla 7.4, se presenta un resumen del coste total para cada uno de los casos anteriores. Ciclo cerrado Ciclo LWR FR abierto Coste total (€/kg) 2600 Ciclo cerrado avanzado 3010 2800 Sin determinar Tabla 7.4 3Resumen de costes según ciclo De los siguientes análisis se extrae la conclusión de que actualmente el ciclo abierto representa la mejor opción en lo que a costes se refiere, no obstante se deben tener en cuenta diversos factores, como es que en cada país se pueden aplicar impuestos diferentes al almacenamiento de residuos radiactivos de alta actividad. Esto podría hacer que, al aumentar el volumen de los mismos, no compense dicha opción y sea mejor el método del ciclo cerrado dado que se disminuye el volumen de residuos generados. El ciclo cerrado avanzado, con una investigación y desarrollo adecuado de todos los procesos necesarios para llevarlo a cabo, permitiría que la energía nuclear fuese una fuente de energía sostenible reduciendo en gran cantidad los residuos generados y obteniendo más energía, lo que posibilitaría a la larga abaratar los costes. En cuanto al resto de tecnologías, en el caso del reactor de fusión su coste principal sería el de la construcción del mismo, pues como se mencionó anteriormente con un grado alto de desarrollo sería autosostenible además de ser una fuente de energía limpia. En el caso del torio ocurre igual que con el ciclo cerrado, habiendo solamente estimaciones debido a que no se ha llevado el uso a escala industrial del mismo. No obstante, aunque las implicaciones económicas son siempre muy importantes a la hora de elegir los procesos, las implicaciones sociales también tienen una gran influencia en los mismos pudiendo incluso llegarse a cancelar un proyecto viable económicamente por estas. 134 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA en diferentes países 6. TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD EN DIFERENTES PAÍSES Como último capítulo de este proyecto se verán de manera breve los diferentes emplazamientos de los que disponen algunos países para la gestión del combustible gastado a noviembre del 2015, además en la tabla 8.1 se puede ver las diferentes opciones de gestión del combustible gastado. País Opción de gestión Canadá Ciclo abierto Finlandia Ciclo abierto Francia Ciclo cerrado Alemania Ciclo abierto (actualmente) Japón Ciclo cerrado Rusia Reprocesado parcial Corea Almacenamiento temporal del Sur (sin decisión para el futuro) Suecia Ciclo abierto Reino Reprocesado Unido (sin decisión para el futuro) EEUU Ciclo abierto España Ciclo abierto Tabla 8.1 Gestión del combustible gastado en diferentes países Se puede destacar que la tendencia general de muchos países es incrementar las plantas de reprocesado y reciclado de plutonio, buscando un aprovechamiento total de los MOX. A. Alemania El almacenamiento temporal se realiza en las propias centrales debido a la prohibición de transportar los residuos de las mismas a almacenamientos centralizados, usando los existentes para almacenar el combustible reprocesado de otros países. En cuanto al AGP aún no está determinada la disposición final. 135 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA en diferentes países En el 2011 Alemania anunció un plan, sin cláusula de revisión, de manera que el cierre de sus últimas centrales nucleares sea en el año 2022, buscando así renunciar a la energía nuclear para ese año. B. Canadá El combustible gastado se almacena en piscinas o en seco en las propias centrales nucleares, mientras que se estudia un emplazamiento para el AGP, que sería monitorizado además de poder recuperarlo si fuese posible, permitiendo así tener abierta la vía del reprocesado. C. Finlandia Está en construcción el AGP de Onkalo, mientras que el almacenamiento temporal se realiza en laboratorios subterráneos. D. Suecia Usa como ATC un almacenamiento en el subsuelo, además se encuentra en proceso de construcción de un AGP. E. Corea del sur No dispone de planes para la gestión del combustible nuclear, estando las piscinas de las centrales próximas a llenarse, y la opción de construir un almacén temporal centralizado ha sido descartada debido a la fuerte oposición pública. Ha intentado desarrollar el reprocesado para extraer plutonio y usarlo en reactores rápidos, pero la comunidad internacional se lo ha impedido. Se espera que construya un ATC y una planta de reprocesado pronto, de manera que se reduzca el área necesaria para construir un AGP como el de Suecia. F. EEUU La mayoría del combustible se encuentra en almacenado en las piscinas o en seco en las propias centrales nucleares, mientras que el combustible procedente de los reactores navales están almacenados en el Idaho National Laboratory. Inició el AGP para residuos procedentes de instalaciones nucleares en Yucca Mountain, pero en 2010 se canceló el proyecto y ahora está en desmantelamiento, mientras se estudia un nuevo 136 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA en diferentes países emplazamiento. Aun así cuenta con el único AGP en funcionamiento del mundo aunque solo es destinado como uso para el almacenamiento de los residuos militares de EEUU. G. Francia El almacenamiento temporal se lleva a cabo en dos almacenes, el de Cadarache y el Centro de reprocesado de La Hague, además se lleva a cabo el reprocesamiento del combustible en tres plantas. Se está llevando a cabo el estudio para la construcción de un AGP. H. Japón La política de Japón se basa en el reprocesado del combustible, usando el MOX en unos 18 reactores. El combustible actualmente se almacena en las piscinas y en el centro de almacenamiento de residuos de alta actividad de Rokkasho. Además se están llevando a cabo estudios para la construcción de un AGP. I. Reino Unido Cuenta con un almacenamiento temporal en las instalaciones de Sellafield, además de la construcción de nuevos almacenes que se encuentran en desarrollo. Actualmente no todo su combustible es reprocesado aunque esta fuese su intención desde un inicio. Se están desarrollando planes para la construcción de un AGP. J. Rusia Cuenta con dos centros de ATC, mientras que su estrategia es el reprocesado del combustible. Actualmente cuenta con una planta de reprocesado y planea construir otra más para el 2035. K. España Actualmente España sigue la vía del ciclo abierto, almacenando los residuos radiactivos en las piscinas de las propias centrales, y una vez que se procede al desmantelamiento de la instalación 137 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Tratamiento y gestión de residuos RAA en diferentes países al carecer de un ATC para los residuos de alta actividad los envía a Francia o Reino Unido donde son almacenados hasta que expira el acuerdo. Para evitar el coste de mandar los residuos de alta actividad fuera se decidió construir un ATC, teniendo listo el terreno y todos los estudios concluidos para comenzar su construcción, sin embargo, actualmente está paralizada debido a diversos problemas, lo que está generando un sobrecoste por los residuos de alta actividad que se encontraban almacenados en el extranjero y deberían ser devueltos ya. En cuanto a la construcción de un AGP se han realizado propuestas en diversas zonas pero sin que haya prosperado ninguna hasta la fecha. 138 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Referencias 7. REFERENCIAS [1] R. Lamarsh, John (2001). Introduction to nuclear engineering (third edition), Chapter 2 and 3. EEUU, editorial Prentice Hall. [2] Álvaro Rodríguez, José Antonio Gago. “La gestión temporal del combustible gastado y de los residuos de alta actividad en el mundo”. Revista Estratos . Volumen 26. 2005. [3] Enresa. Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (6º PGRR). [4] OIEA. Clasificación de los residuos radiactivos . Colección Seguridad nº 111-G-1.1. 1994. [5] Información variada de la web: www.energía-nuclear-net. [6] Artículo periodístico de EL Mundo: El óxido de grafeno producido en Yecla (Murcia) limpiará la radioactividad de Fukushima. [7] Información variada de la web: foronuclear.org. [8] Enresa. Publicación técnica 02/2006. Separación de elementos transuránicos y algunos productos de fisión presentes en los combustibles nucleares irradiados. [9] Enresa. El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad. Principios básicos y tecnología. [10] OIEA. Boletín 4/1989 sobre el proceso AVM y el proceso PAMELA. [11] Directiva 2011/70/EURATOM por la que se establece un marco comunitario para la gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y de los residuos radiactivos. [12] Directiva 2006/117/EURATOM relativa a la vigilancia y al control de los traslados de los residuos radiactivos y combustible nuclear gastado. [13] Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear, donde queda recogida desde la definición sobre que es un residuo radiactivo, quien se encarga de la vigilancia de las instalaciones nucleares y radiactivas o de la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos. [14] Decreto 102/2014 por el que se establece una gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y de los residuos radiactivos. 139 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Referencias [15] Apuntes de la asignatura de gestión y tratamientos de residuos de la escuela técnica superior de ingeniería de Sevilla. [16] Enresa. “Separación y Transmutación de radionucleidos de vida larga”. Revista Estratos. [17] Intenational nuclear societies council. Current issues in nuclear energy radioctive waste. Agust 2002. [18] Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos. Edición de 2005. TS-R-1. Colección de normas de seguridad. Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Viena 2010. [19] Enresa. Publicación técnica 01/2008. Transmutación de elementos transuránicos presentes en combustibles irradiados. [20] Diversa información en la web: enresa.es. [21] Diversa información en la web: csn.es. [22] Foro nuclear. Publicación boletín. Resultados nucleares de 2014 y perspectivas para 2015. [23] W.E. Burcham (1974). Física nuclar. Editorial Reverté. [24] Diversa información de la web: enusa.es. [25] Información del precio del uranio en la web: Indexmundi.com. [26] Diversa información de la web del ministerio de industria, energía y turismo de España: minetur.gob.es. [27] Ilustre Colegio Oficial de Físicos “Origen y gestión de residuos radiactivos” (2000). [28] Gestión de residuos radiactivos: Situación, Análisis y perspectiva. Volumen 1. Fundación para estudios sobre la Energía. 2007. [29] OIEA. Safety Series No. 111-F. Principles of Radioactive Waste Management Safety Fundamentals. Viena 1995. [30] Acuerdo europeo relativo al transporte internacional de mercancías peligrosas por carretera (ADR). Edición 2007. 140 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo A ANEXO A Serie del torio Radionucleido Modo de desintegración Periodo de semidesintegración Th 232 Ra 228 Ac 228 Th 228 Ra 224 Rn 220 Po 216 Pb 212 Bi 212 α ββα α α α ββ- 64.06% α 35.94% α β. 1,405·1010 a 5,75 a 6,25 h 1,9116 a 3,6319 d 55,6 s 0,145 s 10,64 h 60,55 min Po 212 Tl 208 Pb 208 299 ns 3,053 min estable Energía desprendida (MeV) 4,081 0,046 2,124 5,520 5,789 6,404 6,906 0,570 2,252 6.208 8,955 4,999 . Producto de desintegración Ra 228 Ac 228 Th 228 Ra 224 Rn 220 Po 216 Pb 212 Bi 212 Po 212 Tl 208 Pb 208 Pb 208 . Tabla A.1 Serie del torio Serie del uranio-238 Radionucleido Modo de desintegración Periodo de semidesintegración U 238 Th 234 Pa 234 U 234 Th 230 Ra 226 Rn 222 Po 218 α ββα α α α α 99.98 % β- 0.02 % α 99.90 % β- 0.10 % α β- 4.468·109 a 24,10 d 6,70 h 245500 a 75380 a 1602 a 3,8235 d 3,10 min At 218 Rn 218 Pb 214 1,5 s 35 ms 26.8 min Energía desprendida (MeV) 4,270 0,273 2,197 4,859 4,770 4,871 5,590 6,115 0,265 6.874 2.883 7.263 1.024 Producto de desintegración Th 234 Pa 234 U 234 Th 230 Ra 226 Rn 222 Po 218 Pb 214 At 218 Bi 214 Rn 218 Po 214 Bi 214 142 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo A Radionucleido Modo de desintegración Periodo de semidesintegración Bi 214 β- 99.98 % α 0.02 % α βββ- 99.99987% α 0.00013% α β- 19.9 min Po 214 Tl 210 Pb 210 Bi 210 Po 210 Tl 206 Pb 206 0.1643 ms 1.30 min 22.3 a 5.013 d 138.376 d 4.199 min estable Energía desprendida (MeV) 3.272 5.617 7.883 5.484 0.064 1.426 5.982 5.407 1.533 - Producto de desintegración Energía desprendida (MeV) 5.244 4.678 0.391 5.150 0.045 5.042 6.147 1.149 5.979 6.946 7.527 0.715 8.178 1.367 6.751 0.575 7.595 1.418 . Producto de desintegración Po 214 Tl 210 Pb 210 Pb 210 Bi 210 Po 210 Tl 206 Pb 206 Pb 206 - Tabla A.2 Serie del U-238 Serie del uranio-235 Radionucleido Modo de desintegración Periodo de semidesintegración Pu 239 U 235 Th 231 Pa 231 Ac 227 α α βα β- 98.62% α 1.38% α βα α α 99.99977% β- 0.00023% α βα 99.724% β- 0.276% α β. 2.41·104 a 7.04·108 a 25.52 h 32760 a 21.772 a Th 227 Fr 223 Ra 223 Rn 219 Po 215 At 215 Pb 211 Bi 211 Po 211 Tl 207 Pb 207 18.68 d 22.00 min 11.43 d 3.96 s 1.781 ms 0.1 ms 36.1 m 2.14 min 516 ms 4.77 min estable U 235 Th 231 Pa 231 Ac 227 Th 227 Fr 223 Ra 223 Ra 223 Rn 219 Po 215 Pb 211 At 215 Bi 211 Bi 211 Tl 207 Po 211 Pb 207 Pb 207 . Tabla A.3 Serie del U-235 143 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo A Serie del neptunio Radionucleido Modo de desintegración Periodo de semidesintegración Pu 241 Am 241 Np 237 Pa 233 U 233 Th 229 Ra 225 Ac 225 Fr 221 At 217 Bi 213 Tl 209 Pb 209 Bi 209 Tl 205 βα α βα α βα α α α ββα . 14,4 a 432,7 a 2,14·106 a 27,0 d 1,592·105 a 7.54·104 a 14,9 d 10,0 d 4,8 m 32 ms 46.5 m 2.2 min 3,25 h 1,9·1019 a estable Energía desprendida (MeV) 0,021 5,638 4,959 0,571 4,909 5.168 0,36 5,935 6,3 7,0 5,87 3,99 0,644 3,14 . Producto de desinte gración Am 241 Np 237 Pa 233 U 233 Th 229 Ra 225 Ac 225 Fr 221 At 217 Bi 213 Tl 209 Pb 209 Bi 209 Tl 205 . Tabla A.4 Serie del neptunio 144 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B ANEXO B Radionucleido (número atómico) Actinio (89) Ac-255 Ac-227 Ac-228 Plata (47) Ag-105 Ag-108 Ag110 Ag-111 Aluminio (13) Al-26 Americio (95) Am-241 Am-242 Am-243 Argón (18) Ar-37 Ar-39 Ar-41 Arsénico (33) As-72 As-73 As-74 As-76 As-77 Astato (89) At-211 Oro (90) Au-193 Au-194 Au-195 Au-198 Au-199 Bario (56) Ba-131 Ba-133 Ba-140 Berilio (4) Be-7 A1 (TBq) A2 (TBq) Concentración de actividad para material exento (Bq/g) Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 8 x 10-1 9 x 10-1 6 x 10-1 6 x 10-3 9 x 10-5 5 x 10-1 1 x 101 1 x 10-1 1 x 10-1 1 x 104 1 x 103 1 x 10-1 2 x 100 7 x 10-1 4 x 10-1 2 x 100 2 x 100 7 x 10-1 4 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 103 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 10-1 1 x 10-1 1 x 101 1 x 105 1 x 101 1 x 101 5 x 100 1 x 10-3 1 x 10-3 1 x 10-3 1 x 100 1 x 100 1 x 100 1 x 104 1 x 104 1 x 103 4 x 101 4 x 101 3 x 10-1 4 x 101 2 x 101 3 x 10-1 1 x 106 1 x 107 1 x 102 1 x 108 1 x 104 1 x 109 3 x 10-1 4 x 101 1 x 100 3 x 10-1 2 x 101 3 x 10-1 4 x 101 9 x 10-1 3 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 103 1 x 103 1 x 102 1 x 103 1 x 105 1 x 107 1 x 106 1 x 105 1 x 106 2 x 101 5 x 10-1 1 x 103 1 x 107 7 x 100 1 x 100 1 x 101 1 x 100 1 x 101 2 x 100 1 x 100 6 x 100 6 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 107 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 106 2 x 100 3 x 100 5 x 10-1 2 x 100 3 x 100 3 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 101 1 x 106 1 x 106 1 x 105 2 x 101 2 x 101 1 x 103 1 x 107 145 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 6 x 10-1 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 104 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 106 Be-10 Bismuto (83) Bi-205 Bi-206 Bi-207 Bi-210 Bi-212 Berquelio (97) Bk-247 Bk-249 Bromo (35) Br-76 Br-77 Br-82 Carbono (6) C-11 C-14 Calcio (20) Ca-41 Ca-45 Ca-47 Cadmio (48) Cd-109 Cd-113 Cd-115 Cerio (58) Ce-139 Ce-141 Ce-143 Ce-144 Californio (98) Cf-248 Cf-249 Cf-250 Cf-251 Cf-252 Cf-253 Cf-254 Cloro (17) Cl-36 Cl-38 Curio (96) 4 x 101 7 x 10-1 3 x 10-1 7 x 10-1 1 x 100 7 x 10-1 7 x 10-1 3 x 10-1 7 x 10-1 6 x 10-1 6 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 101 1 x 103 1 x 101 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 105 8 x 100 4 x 101 8 x 10-4 3 x 10-1 1 x 100 1 x 103 1 x 104 1 x 106 2 x 10-1 2 x 100 2 x 10-1 2 x 10-1 2 x 100 2 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 105 1 x 106 1 x 106 2 x 100 2 x 101 2 x 10-1 2 x 100 1 x 101 1 x 104 1 x 106 1 x 107 Sin limite 4 x 101 3 x 100 Sin limite 1 x 100 3 x 10-1 1 x 105 1 x 104 1 x 101 1 x 107 1 x 107 1 x 106 3 x 101 4 x 101 3 x 100 2 x 100 5 x 10-1 4 x 10-1 1 x 104 1 x 103 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 106 7 x 100 2 x 101 9 x 10-1 2 x 10-1 2 x 100 6 x 10-1 6 x 10-1 2 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 105 4 x 101 3 x 100 2 x 101 7 x 100 1 x 10-1 4 x 101 1 x 10-3 6 x 10-3 8 x 10-4 2 x 10-3 7 x 10-4 3 x 10-3 4 x 10-2 1 x 10-3 1 x 101 1 x 100 1 x 101 1 x 100 1 x 101 1 x 102 1 x 100 1 x 104 1 x 103 1 x 104 1 x 103 1 x 104 1 x 105 1 x 103 1 x 101 2 x 10-1 6 x 10-1 2 x 10-1 1 x 104 1 x 101 1 x 106 1 x 105 146 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 2 x 10-2 1 x 100 1 x 10-2 1 x 10-3 2 x 10-3 9 x 10-4 9 x 10-4 1 x 10-3 3 x 10-4 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 100 1 x 101 1 x 100 1 x 100 1 x 100 1 x 100 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 105 1 x 106 1 x 105 1 x 104 1 x 104 1 x 103 1 x 103 1 x 104 1 x 103 Cm-240 Cm-241 Cm-242 Cm-243 Cm-244 Cm-245 Cm246 Cm-247 Cm-248 Cobalto (27) Co-55 Co-56 Co-57 Co-58 Co-60 Cromo (24) Cr-51 Cesio (55) Cs-129 Cs-131 Cs-132 Cs-134 Cs-135 Cs-136 Cs-137 Cobre (29) Cu-64 Cu-67 Disprosio (66) Dy-159 Dy-165 Dy-166 Erbio (68) Er-169 Er-171 Europio (63) Eu-147 Eu-148 Eu-149 Eu-150 (periodo corto) Eu-150 (periodo largo) Eu-152 4 x 101 2 x 100 4 x 101 9 x 100 2 x 101 9 x 100 9 x 100 3 x 100 2 x 10-2 5 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 100 4 x 10-1 5 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 100 4 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 105 1 x 106 1 x 106 1 x 105 3 x 101 3 x 101 1 x 103 1 x 107 4 x 100 3 x 101 1 x 100 7 x 10-1 4 x 101 5 x 10-1 2 x 100 4 x 100 3 x 101 1 x 100 7 x 10-1 1 x 100 5 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 103 1 x 101 1 x 101 1 x 104 1 x 101 1 x 101 1 x 105 1 x 106 1 x 105 1 x 104 1 x 107 1 x 105 1 x 104 6 x 100 1 x 101 1 x 100 7 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 106 2 x 101 9 x 10-1 9 x 10-1 2 x 101 6 x 10-1 3 x 10-1 1 x 103 1 x 103 1 x 103 1 x 107 1 x 106 1 x 106 4 x 101 8 x 10-1 1 x 100 5 x 10-1 1 x 104 1 x 102 1 x 107 1 x 106 2 x 100 5 x 10-1 2 x 101 2 x 100 7 x 10-1 1 x 100 2 x 100 5 x 10-1 2 x 101 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 100 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 103 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 106 147 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Eu-154 Eu-155 Eu-156 Flúor (9) F-18 Hierro (26) Fe-52 Fe-55 Fe-59 Fe-60 Galio (31) Ga-67 Ga-68 Ga-72 Gadolinio (64) Gd-146 Gd-148 Gd-153 Gd-159 Germanio (32) Ge-68 Ge-71 Ge-77 Hafnio (72) Hf-172 Hf-175 Hf-181 Hf-182 Mercurio (80) Hg-194 Hg-195 Hg-197 Hg-203 Holmio (67) Ho-166 Yodo (53) I-123 I-124 I-125 I-126 I-129 I-131 I-132 I-133 I-134 I-135 Indio (49) 9 x 10-1 2 x 101 7 x 10-1 6 x 10-1 3 x 100 7 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 100 6 x 10-1 1 x 101 1 x 106 3 x 10-1 4 x 101 9 x 10-1 4 x 101 3 x 10-1 4 x 101 9 x 10-1 2 x 10-1 1 x 101 1 x 104 1 x 101 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 105 7 x 100 5 x 10-1 4 x 10-1 3 x 100 5 x 10-1 4 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 105 1 x 105 5 x 10-1 2 x 101 1 x 101 3 x 100 5 x 10-1 2 x 10-3 9 x 100 6 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 102 1 x 103 1 x 106 1 x 104 1 x 107 1 x 106 5 x 10-1 4 x 101 3 x 10-1 5 x 10-1 4 x 101 3 x 10-1 1 x 101 1 x 104 1 x 101 1 x 105 1 x 108 1 x 105 6 x 10-1 3 x 100 2 x 100 Sin limite 6 x 10-1 3 x 100 5 x 10-1 Sin limite 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 100 3 x 100 2 x 101 5 x 100 1 x 100 7 x 10-1 1 x 101 1 x 100 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 107 1 x 105 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 103 1 x 105 6 x 100 1 x 100 2 x 101 2 x 100 Sin limite 3 x 100 4 x 10-1 7 x 10-1 3 x 10-1 6 x 10-1 3 x 100 1 x 100 3 x 100 1 x 100 Sin limite 3 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 103 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 101 1 x 101 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 105 1 x 106 1 x 105 1 x 106 1 x 105 1 x 106 148 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 3 x 100 2 x 100 5 x 10-1 1 x 100 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 102 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 106 In-111 In-113 In-114 In-115 Iridio (77) Ir-189 Ir-190 Ir-192 Ir-194 Potasio (19) K-40 K-42 K-43 Kriptón (36) Kr-79 Kr-81 Kr-85 Kr-87 Lantano (57) La-137 La-140 Lutecio (71) Lu-172 Lu-173 Lu-174 Lu-177 Magnesio (12) Mg-28 Manganeso (25) Mn-52 Mn-53 Mn-54 Mn-56 Molibdeno (42) Mo-93 Mo-99 Nitrógeno (7) N-13 Sodio (11) Na-22 Na-24 Niobio (41) 3 x 100 4 x 100 1 x 101 7 x 100 1 x 101 7 x 10-1 1 x 100 3 x 10-1 1 x 101 7 x 10-1 6 x 10-1 3 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 102 1 x 107 1 x 106 1 x 104 1 x 105 9 x 10-1 2 x 10-1 7 x 10-1 9 x 10-1 2 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 101 1 x 106 1 x 106 1 x 106 4 x 100 4 x 101 1 x 101 2 x 10-1 2 x 100 4 x 101 1 x 101 2 x 10-1 1 x 103 1 x 104 1 x 105 1 x 102 1 x 105 1 x 107 1 x 104 1 x 109 3 x 101 4 x 10-1 6 x 100 4 x 10-1 1 x 103 1 x 101 1 x 107 1 x 105 6 x 10-1 8 x 100 9 x 100 3 x 101 6 x 10-1 8 x 100 9 x 100 7 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 103 1 x 106 1 x 107 1 x 107 1 x 107 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 105 3 x 10-1 Sin limite 1 x 100 3 x 10-1 3 x 10-1 Sin limite 1 x 100 3 x 10-1 1 x 101 1 x 104 1 x 101 1 x 101 1 x 105 1 x 109 1 x 106 1 x 105 4 x 101 1 x 100 2 x 101 6 x 10-1 1 x 103 1 x 102 1 x 109 1 x 106 9 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 109 5 x 10-1 2 x 10-1 5 x 10-1 2 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 105 149 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 3 x 101 7 x 10-1 1 x 100 6 x 10-1 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 104 1 x 101 1 x 101 1 x 101 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 106 Nb-93 Nb-94 Nb-95 Nb-97 Neodimio (60) Nd-147 Nd-149 Níquel (28) Ni-59 Ni-63 Ni-65 Neptunio (93) Np-235 Np-236 (periodo corto) Np-236 (periodo largo) Np-237 Np-239 Osmio (76) Os-185 Os-191 Os-193 Os-194 Fósforo (15) P-32 P-33 Protactinio (91) Pa-230 Pa-231 Pa-233 Plomo (82) Pb-201 Pb-202 Pb-203 Pb-205 Pb-210 Pb-212 Paladio (46) Pd-103 Pd-107 Pd-109 Prometio (61) Pm-143 4 x 101 7 x 10-1 1 x 100 9 x 10-1 6 x 100 6 x 10-1 6 x 10-1 5 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 106 Sin limite 4 x 101 4 x 10-1 Sin limite 3 x 101 4 x 10-1 1 x 104 1 x 105 1 x 101 1 x 108 1 x 108 1 x 106 4 x 101 2 x 101 9 x 100 2 x 101 7 x 100 4 x 101 2 x 100 2 x 10-2 2 x 10-3 4 x 10-1 1 x 103 1 x 103 1 x 102 1 x 100 1 x 102 1 x 107 1 x 107 1 x 105 1 x 103 1 x 107 1 x 100 1 x 101 2 x 100 3 x 10-1 1 x 100 2 x 100 6 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 105 5 x 10-1 4 x 101 5 x 10-1 1 x 100 1 x 103 1 x 105 1 x 105 1 x 108 2 x 10-1 4 x 10-1 5 x 10-1 7 x 10-2 4 x 10-4 7 x 10-1 1 x 101 1 x 100 1 x 102 1 x 106 1 x 103 1 x 107 1 x 100 4 x 101 4 x 100 Sin limite 1 x 100 7 x 10-1 1 x 100 2 x 101 3 x 100 Sin limite 5 x 10-2 2 x 10-1 1 x 101 1 x 103 1 x 102 1 x 104 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 107 1 x 104 1 x 105 4 x 101 Sin limite 2 x 100 4 x 101 Sin limite 5 x 10-1 1 x 103 1 x 105 1 x 103 1 x 108 1 x 108 1 x 106 3 x 100 3 x 100 1 x 102 1 x 106 150 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 7 x 10-1 1 x 101 2 x 100 7 x 10-1 6 x 10-1 6 x 10-1 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 101 1 x 103 1 x 104 1 x 101 1 x 103 1 x 102 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 106 1 x 107 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 106 Pm-144 Pm-145 Pm-147 Pm-148 Pm-149 Pm-151 Polonio (84) Po-210 Praseodimio (59) Pr-142 Pr-143 Platino (78) Pt-188 Pt-191 Pt-193 Pt-195 Pt-197 Plutonio (94) Pu-236 Pu-237 Pu-238 Pu-239 Pu2-40 Pu-241 Pu-242 Pu-244 Radio (88) Ra-223 Ra-224 Ra-225 Ra-226 Ra-228 Rubidio (37) Rb-81 Rb-83 Rb-84 Rb-86 Rb-87 Rb (nat) Renio (75) Re-184 Re-186 7 x 10-1 3 x 101 4 x 101 8 x 10-1 2 x 100 2 x 100 4 x 101 2 x 10-2 1 x 101 1 x 104 4 x 10-1 3 x 100 4 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 104 1 x 105 1 x 106 1 x 100 4 x 100 4 x 101 1 x 101 2 x 101 8 x 10-1 3 x 100 4 x 101 5 x 10-1 6 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 104 1 x 102 1 x 103 1 x 106 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 106 3 x 101 2 x 101 1 x 101 1 x 101 1 x 101 4 x 101 1 x 101 4 x 10-1 3 x 10-3 2 x 101 1 x 10-3 1 x 10-3 1 x 10-3 6 x 10-2 1 x 10-3 1 x 10-3 1 x 101 1 x 103 1 x 100 1 x 100 1 x 100 1 x 102 1 x 100 1 x 100 1 x 104 1 x 107 1 x 104 1 x 104 1 x 103 1 x 105 1 x 104 1 x 104 4 x 10-1 4 x 10-1 2 x 10-1 2 x 10-1 6 x 10-1 7 x 10-3 2 x 10-2 4 x 10-3 3 x 10-3 2 x 10-2 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 105 1 x 105 1 x 105 1 x 104 1 x 105 2 x 100 2 x 100 1 x 100 5 x 10-1 Sin limite Sin limite 5 x 10-1 5 x 100 5 x 100 5 x 10-1 Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 104 1 x 104 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 105 1 x 107 1 x 107 1 x 100 2 x 100 1 x 100 6 x 10-1 1 x 101 1 x 103 1 x 105 1 x 106 151 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) Sin limite 4 x 10-1 6 x 10-1 Sin limite Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 106 1 x 102 1 x 102 1 x 106 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 109 1 x 105 1 x 106 1 x 100 Re-187 Re-188 Re-189 Re (nat) Rodio (45) Rh-99 Rh-101 Rh-102 Rh-103 Rh-105 Radón (86) Rn-222 Rutenio (84) Ru-97 Ru-103 Ru-105 Ru-106 Azufre (16) S-35 Antimonio (51) Sb-122 Sb-124 Sb-125 Sb-126 Escandio (21) Sc-44 Sc-46 Sc-47 Sc-48 Selenio (34) Se-75 Se-79 Silicio (49) Si-31 Si-32 Samario (62) Sm-145 Sm-147 Sm-151 Sm-153 Estaño (50) Sn-113 Sin limite 4 x 10-1 3 x 100 Sin limite 2 x 100 4 x 100 5 x 10-1 4 x 101 1 x 101 2 x 100 3 x 101 5 x 10-1 4 x 101 8 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 104 1 x 102 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 108 1 x 107 3 x 10-1 4 x 10-3 1 x 101 1 x 108 5 x 100 2 x 100 1 x 100 2 x 10-1 5 x 100 2 x 100 6 x 10-1 2 x 10-1 1 x 102 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 105 4 x 101 3 x 100 1 x 105 1 x 108 4 x 10-1 6 x 10-1 2 x 100 4 x 10-1 4 x 10-1 6 x 10-1 1 x 100 4 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 104 1 x 106 1 x 106 1 x 105 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 3 x 10-1 5 x 10-1 5 x 10-1 7 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 102 1 x 101 1 x 105 1 x 106 1 x 106 1 x 105 3 x 100 4 x 101 3 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 104 1 x 106 1 x 107 6 x 10-1 4 x 101 6 x 10-1 5 x 10-1 1 x 103 1 x 103 1 x 106 1 x 106 1 x 101 Sin limite 4 x 101 9 x 100 1 x 101 Sin limite 1 x 101 6 x 10-1 1 x 102 1 x 101 1 x 104 1 x 102 1 x 107 1 x 104 1 x 108 1 x 106 4 x 100 2 x 100 1 x 103 1 x 107 152 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 4 x 10-1 3 x 101 9 x 10-1 6 x 10-1 4 x 10-1 4 x 10-1 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 102 1 x 103 1 x 103 1 x 103 1 x 102 1 x 101 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 106 1 x 107 1 x 107 1 x 106 1 x 105 1 x 105 Sn-117 Sn-119 Sn-121 Sn-123 Sn-125 Sn-126 Estroncio (38) Sr-82 Sr-85 Sr-87 Sr-89 Sr-90 Sr-91 Sr-92 Tritio (1) T (H-3) Tantalio (73) Ta-178 (periodo largo) Ta-179 Ta-182 Terbio (65) Tb-157 Tb-158 Tb-160 Tecnecio (43) Tc-95 Tc-96 Tc-97 Tc-98 Tc-99 Telurio (52) Te-121 Te-123 Te-125 Te-127 Te-129 Te-131 Te-132 Torio (90) Th-227 Th-228 Th-229 7 x 100 4 x 101 4 x 101 8 x 10-1 4 x 10-1 6 x 10-1 2 x 10-1 2 x 100 3 x 100 6 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 100 2 x 10-1 2 x 100 3 x 100 6 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 103 1 x 102 1 x 101 1 x 101 1 x 105 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 104 1 x 105 1 x 106 4 x 101 4 x 101 1 x 106 1 x 109 1 x 100 3 x 101 9 x 10-1 8 x 10-1 3 x 101 5 x 10-1 1 x 101 1 x 103 1 x 101 1 x 106 1 x 107 1 x 104 4 x 101 1 x 100 1 x 100 4 x 101 1 x 100 6 x 10-1 1 x 104 1 x 101 1 x 101 1 x 107 1 x 106 1 x 106 2 x 100 4 x 10-1 Sin limite 8 x 10-1 4 x 101 2 x 100 4 x 10-1 Sin limite 9 x 10-1 4 x 100 1 x 101 1 x 101 1 x 103 1 x 104 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 108 1 x 107 1 x 107 2 x 100 8 x 100 2 x 101 2 x 101 7 x 10-1 7 x 10-1 5 x 10-1 2 x 100 2 x 100 9 x 10-1 7 x 10-1 6 x 10-1 5 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 103 1 x 103 1 x 102 1 x 101 1 x 102 1 x 106 1 x 107 1 x 107 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 107 1 x 101 5 x 10-1 5 x 100 5 x 10-3 1 x 10-3 5 x 10-4 1 x 101 1 x 100 1 x 100 1 x 104 1 x 104 1 x 103 153 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 1 x 10-3 2 x 10-2 Sin limite 3 x 10-1 Sin limite Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 100 1 x 103 1 x 101 1 x 103 1 x 100 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 104 1 x 107 1 x 104 1 x 105 1 x 103 Th-230 Th-231 Th-232 Th-234 Th (nat) Titanio (22) Ti-44 Talio (81) T1-200 T1-201 T1-202 T1-204 Tulio (69) Tm-167 Tm-170 Tm-171 Uranio (92) U-230 (absorción pulmonar rápida) U-230 (absorción pulmonar media) U-230 (absorción pulmonar lenta) U-232 (absorción pulmonar rápida) U-232 (absorción pulmonar media) U-232 (absorción pulmonar lenta) U-233 (absorción pulmonar rápida) U-233 (absorción pulmonar media) U-233 (absorción pulmonar lenta) U-234 (absorción pulmonar rápida) U-234 (absorción pulmonar media) U-234 (absorción pulmonar lenta) 1 x 101 4 x 101 Sin limite 3 x 10-1 Sin limite 5 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 105 9 x 10-1 1 x 101 2 x 100 1 x 101 9 x 10-1 4 x 100 2 x 100 7 x 10-1 1 x 101 1 x 102 1 x 102 1 x 104 1 x 106 1 x 106 1 x 106 1 x 104 7 x 100 3 x 100 4 x 101 8 x 10-1 6 x 10-1 4 x 101 1 x 102 1 x 103 1 x 104 1 x 106 1 x 106 1 x 108 4 x 101 1 x 10-1 1 x 101 1 x 105 4 x 101 4 x 10-3 1 x 101 1 x 104 3 x 101 3 x 10-3 1 x 101 1 x 104 4 x 101 1 x 10-2 1 x 100 1 x 103 4 x 101 7 x 10-3 1 x 101 1 x 104 1 x 101 1 x 10-3 1 x 101 1 x 104 4 x 101 9 x 10-2 1 x 101 1 x 104 4 x 101 2 x 10-2 1 x 102 1 x 105 4 x 101 6 x 10-3 1 x 101 1 x 105 4 x 101 9 x 10-2 1 x 102 1 x 104 4 x 101 2 x 10-2 1 x 101 1 x 105 4 x 101 6 x 10-3 1 x 101 1 x 105 154 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) Sin limite Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 101 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 104 U-235 (todos los tipos de absorción pulmonar) U-236 (absorción pulmonar rápida) U-236 (absorción pulmonar media) U-236 (absorción pulmonar lenta) U-238 (todos los tipos de absorción pulmonar) U (nat) U (enriquecido 20% o menos) U (empobrecido) Vanadio (23) V-48 V-49 Tungsteno (74) W-178 W-181 W-185 W-187 W-188 Xenón (54) Xe-122 Xe-123 Xe-127 Xe-131 Xe-133 Xe-135 Itrio (39) Y-87 Y-88 Y-90 Y-91 Y-92 Y-93 Iterbio (70) Yb-169 Yb-175 Cinc (30) Zn-65 Sin limite Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 104 4 x 101 2 x 10-2 1 x 102 1 x 105 4 x 101 6 x 10-3 1 x 101 1 x 104 Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 104 Sin limite Sin limite Sin limite Sin limite 1 x 100 1 x 100 1 x 103 1 x 103 Sin limite Sin limite 1 x 100 1 x 103 4 x 10-1 4 x 101 4 x 10-1 4 x 101 1 x 101 1 x 104 1 x 105 1 x 107 9 x 100 3 x 101 4 x 101 2 x 100 4 x 10-1 5 x 100 3 x 101 8 x 10-1 6 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 103 1 x 104 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 107 1 x 107 1 x 106 1 x 105 4 x 10-1 2 x 100 4 x 100 4 x 101 2 x 101 3 x 100 4x 10-1 7x 10-1 2 x 100 5 x 10-1 1 x 101 2 x 100 1 x 102 1 x 102 1 x 103 1 x 101 1 x 103 1 x 103 1 x 109 1 x 109 1 x 105 1 x 101 1 x 104 1 x 1010 1x 100 4 x 10-1 3 x 10-1 6 x 10-1 2 x 10-1 3 x 10-1 5 x 100 5 x 10-1 5 x 10-1 5 x 10-1 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 101 1 x 103 1 x 103 1 x 102 1 x 102 1 x 106 1 x 106 1 x 105 1 x 106 1 x 105 1 x 105 4 x 100 3 x 101 1 x 100 9 x 10-1 1 x 102 1 x 103 1 x 107 1 x 107 2 x 100 2 x 100 1 x 101 1 x 106 155 Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad Anexo B Radionucleido (número atómico) A1 (TBq) A2 (TBq) 6 x 10-1 Concentración de actividad para material exento (Bq/g) 1 x 104 Límite de actividad para una remesa exenta (Bq) 1 x 106 Zn-69 Circonio (40) Zr-88 Zr-93 Zr-95 Zr-97 3 x 100 3 x 100 Sin limite 2 x 100 4 x 10-1 3 x 100 Sin limite 8 x 10-1 4 x 10-1 1 x 102 1 x 103 1 x 101 1 x 101 1 x 106 1 x 107 1 x 106 1 x 105 Tabla B.1 Valores Básicos de los distintos radionucleidos 156
