Almacenamiento de residuos radiactivos

La gestión de residuos radiactivos comprende aquellas actividades consistentes en la
identificación, segregación, acondicionamiento, almacenamiento, transporte y recogida.
El objetivo fundamental es establecer procedimientos adecuados que minimicen la exposición
radiactiva y eviten, en lo posible, la dispersión de contaminación, con el fin de proteger la salud de las
personas y del medio ambiente.
En España se generan residuos radiactivos provenientes de diversas fuentes. La forma de tratar
estos residuos es diferente según sea su nivel de actividad radiactiva. Se clasifican básicamente en dos
tipos, los de baja y media actividad, y los de alta actividad. En España, la gestión de los residuos
radiactivos es llevada por ENRESA (Empresa Nacional de Residuos Radiactivos), por el Real Decreto
1.522/1984, de 4 de julio.
•
Los residuos de baja y media actividad (RBMA), suponen aproximadamente el 95% del
volumen total de los residuos radiactivos producidos en España. Su origen es diverso, proceden
de las centrales nucleares, hospitales, centros de investigación y de instalaciones industriales
que utilizan fuentes radiactivas.
•
Los residuos de alta actividad (RAA) representan el 5% del volumen total de los residuos
radiactivos, pero el 95% de la actividad generada. Están constituidos, fundamentalmente, por el
combustible gastado de las centrales nucleares.
En España se producen 2.160 toneladas anuales de residuos radiactivos, de las cuales unas 170
son de alta actividad.
1. Almacenamiento de Residuos de Baja y Media Actividad (RBMA)
Los residuos de baja actividad (ropas y herramientas) se prensan y se mezclan con hormigón,
formando un bloque sólido y se introducen en bidones de acero. Algunos países arrojaban estos bidones
al mar, pero a principios de los años 90 se prohibió esta práctica. Una pequeña cantidad de líquidos
orgánicos procedentes de hospitales y centros de investigación se eliminan muy diluidos echándolos a
la atmósfera o a las aguas, en concentraciones tan pequeñas que no sean dañinas y la ley permita.
Los residuos de media actividad son tratados para separar los elementos radiactivos que
contienen, y los residuos resultantes se solidifican dentro de bidones de acero utilizando cemento,
alquitrán o resinas.
En España el único centro construido para almacenamiento definitivo de RBMA es El Cabril (al
noroeste de Córdoba), en el que se podrá almacenar hasta 50.000 m3 de residuos. Se trata de una
antigua mina de uranio abandonada, donde se construyeron unas instalaciones gestionadas por Enresa.
El almacenamiento de este tipo de residuos se realiza en lo que se llama “almacenamiento cerca
de superficie”, que puede subdividirse en dos grupos:
En superficie, con barreras de ingeniería, que es el método utilizado en El Cabril.
Subterráneo, a unas decenas de metros de profundidad.
1.1 En superficie
Es la solución adoptada por la mayoría de países. Para almacenar los residuos radiactivos se
interponen barreras sólidas y duraderas entre ellos y el medio ambiente, de forma que estén confinados
durante el tiempo suficiente hasta que su actividad decaiga.
El Cabril dispone de 28 celdas de almacenamiento
situadas sobre dos plataformas de hormigón. Cada
celda tiene 10 metros de altura, y con capacidad
para albergar 320 contenedores cada una de ellas.
Actualmente se encuentra al 55% de su capacidad y
se estima que para el año 2020 habrá alcanzado la
saturación.
Instalaciones de El Cabril
1.1.1 Almacenamiento en El Cabril
Cuando los residuos radiactivos llegan a El Cabril, pasan por una sala de verificación para
comprobar, entre otras cosas, si la radiactividad que contienen es la misma que dice el remitente.
Posteriormente son separados y clasificados de acuerdo a su nivel de radiación.
Los residuos siempre se almacenan en estado sólido, porque tienen menor movilidad que los
líquidos, para los residuos de baja y media actividad se realiza una mezcla de hormigón con el material
contaminado y se introduce en bidones metálicos.
El traslado y almacenamiento de los residuos se
realiza de forma mecanizada, desde una sala de
operaciones y a una distancia de 50 m de donde está
el operario. Cuando se juntan 18 bidones (de 220 l
de capacidad cada uno), se introducen en un
contenedor de hormigón armado (de forma cúbica de
2 m de lado) alcanzando 24 T de peso, por medio de
una grúa mecánica.
Colocación de bidones en un contenedor
Una vez lleno el contenedor con los 18 bidones,
se rellena con mortero para inmovilizarlos, y se
sella el contenedor con una tapa de hormigón.
Después se traslada mediante una grúa, y se
introduce en una de las 28 celdas destinadas al
almacenamiento definitivo de estos residuos, este
proceso se realiza a 800 m de la sala de
operaciones.
Celda con contenedores de residuos
La celda que se está llenando, se cubre con un techado móvil que la protege del agua de la
lluvia, hasta que se complete su capacidad. Un vez se llena una celda, se cierra con una nueva losa de
hormigón de 50 cm. de espesor, que se somete a distintos tratamientos que la convierte en
impermeable.
Los residuos finalmente descansan bajo una serie de barreras físicas compactas capaces de
soportar cualquier inclemencia meteorológica y agresión física, hasta un terremoto de alta intensidad.
En este tipo de almacenamiento los residuos son fácilmente recuperables si surgiera un método más
seguro.
Bajo las dos plataformas sobre las que descansan
los contenedores de hormigón, discurre una red
de túneles con sensores, alarmas y medidores de
humedad y calor, que sirven de aviso en caso de
emergencia.
Si se detectase alguna filtración de líquido, se
podría localizar al momento el lugar de la fisura,
y este inmediatamente se recogería por un
sistema de canalización y se trataría.
También disponen de sensores que miden la radiactividad en el entorno, junto con la toma
periódica de muestras de aire, agua, vegetación, alimentos y animales. De producirse alguna
contaminación radiactiva, la alarma saltaría y todas las instalaciones, a excepción de las celdas,
quedarían automáticamente selladas, para evitar que las radiaciones se colasen hacia otras zonas de la
planta o salieran a la atmósfera exterior.
Si ocurriese un accidente, el grupo de intervención radiológica sería el encargado de la
evacuación del personal conforme a un plan establecido y de la posterior descontaminación de las
instalaciones.
Cuando El Cabril no pueda admitir más volumen de residuos radiactivos, será cubierto con una
serie de capas de distintos materiales para evitar, o retardar lo más posible, que los residuos
almacenados se pongan en contacto con el entorno.
En primer lugar la arcilla compactada se colocaría rodeando a las celdas que contienen los
residuos. El material escogido es bentonita, ya que tiene unas características especiales para el objetivo
que se pretende, como baja permeabilidad (minimizando la llegada del agua y evitando su penetración
en las celdas donde están los bidones), disipa el calor de los residuos, tiene una alta capacidad de
hinchamiento sellando las vías de acceso de agua, retención de radionucleidos, etc.
A continuación, se van colocando el resto de materiales. Se observa en el siguiente dibujo el
esquema de capas que se llevará a cabo para el enterramiento del Cabril
Esquema de capas para el almacenamiento
Sobre dichas capas se plantarán árboles y matorrales autóctonos, toda la masa de hormigón
permanecerá bajo tierra y en vigilancia durante los 300 años que los expertos estiman necesario para
que los residuos radiactivos de media y baja actividad dejen de emitir radiaciones.
Actualmente, se está finalizando en El Cabril la construcción de una instalación
complementaria para residuos de muy baja actividad (RBBA), ya que se observa un importante
aumento de este tipo de residuos radiactivos, debido a incidentes en la industria metalurgia; residuos
áridos contaminados (Ej.: Acerinox,Cs-137), a centros de reprocesado de chatarra y el futuro
desmantelamiento de las centrales nucleares.
Diversos aspectos de la instalación de RBBA en Movilliers (Francia)
1.2 En galerías subterráneas a poca profundidad
Consiste en aprovechar minas o galerías subterráneas artificiales, para almacenar los residuos de
baja y media actividad, previamente acondicionados.
Cuando el almacenamiento esté lleno, los túneles de entrada serán sellados con bentonita.
Posteriormente los túneles de transporte también serán sellados hasta la superficie, para evitar la
posibilidad de acceso futuro. Son los llamados cementerios nucleares.
Es la solución que han optado Suecia y Finlandia, mientras que en Alemania está en proceso de
aprobación.
SFR1 (Suecia)
Desde 1988, Suecia almacena sus residuos
de baja y media actividad de vida corta, en
una roca granítica a 60 m bajo el fondo del
mar Báltico.
Olkiluoto (Finlandia)
2. Almacenamiento de Residuos de Alta Actividad (RAA)
2.1 Almacenamiento temporal
Para este tipo de residuos, principalmente formados por el combustible gastado (CG) de las
centrales nucleares, se tiene el almacenamiento temporal, que es en cualquier caso, una etapa
intermedia de la gestión donde permanecen los residuos hasta que se lleven a su destino final, requieren
medidas de vigilancia y control continuadas. Los diversos tipos de almacenamiento son:
•
•
•
•
En piscinas de las centrales nucleares donde permanecen hasta perder el calor residual.
En contenedores (almacenamiento en seco).
En almacenes temporales individualizados (ATI).
En instalaciones de almacenamiento temporal centralizado (ATC), donde guardar los residuos de
varias centrales nucleares. En España se estudia la construcción, antes del 2010, de un ATC,
debido al compromiso adquirido con Francia, y Reino Unido de retornar a España los residuos
provenientes del reproceso del CG y a la posible saturación de las piscinas.
2.1.1 Piscinas nucleares
En España, salvo casos puntuales, casi todo el CG se confina en piscinas especiales subterráneas
que hay en las propias centrales nucleares, algunas de las cuales se han ido modificando para ampliar su
capacidad debido a la previsible saturación.
Suelen constar de una estructura de hormigón armado
resistente a terremotos, con las paredes interiores recubiertas
de acero inoxidable. El combustible permanece en las
piscinas en contenedores a varios metros de profundidad,
durante varios años, tras los cuales, se puede reprocesar. La
piscina debe tener capacidad libre suficiente para alojar todo
el combustible del reactor, en caso de tener que vaciar
la vasija, condición necesaria para el funcionamiento de la
central.
Piscina de almacenamiento
Este almacenamiento es muy seguro ya que el agua es un magnífico blindaje contra la
radiactividad. Además, los contenedores metálicos evitan que la radiación salga al exterior. Y las
piscinas están dotadas de una serie de sistemas de seguridad, vigilancia y control.
El problema surge cuando las piscinas comienzan a llenarse. Se hace necesario entonces la
construcción de un ATC hasta que se decida cuál debe ser la solución final. El planteamiento de Enresa
es hacer un único almacén para todos el CG, que se situaría en una localidad que esperan se proponga
voluntariamente a través de un concurso, tras la aprobación del Ministerio de Industria del proyecto.
2.1.2 Contenedores
Estos deben cumplir una serie de características; refrigeración, blindados frente a la radiación,
confinamiento de las sustancias radiactivas, recuperabilidad del combustible, etc. La refrigeración
se produce por la transmisión de calor mediante radiación térmica, conducción y convección
natural, lo que hace innecesario disponer de sistemas activos para disipar el calor. Este método se
utilizó para remediar la saturación de la piscina de Trillo.
2.1.3 ATI (Almacén temporal individual)
Es un almacén hecho para albergar los residuos de la propia central nuclear, donde se guardan
los contenedores en seco. Se construye normalmente cuando se va a desmantelar la central, o en el caso
de que esta haya alcanzado la capacidad máxima de sus piscinas.
El ATI de la central nuclear de Trillo tiene unas
dimensiones de 80 x 44 m2 y 22 m de alto, sus muros de
hormigón son de 70 cm., y tiene capacidad para 80
contenedores. Se construyó por la saturación de su
piscina.
En la central nuclear de Zorita se construirá otro ATI
porque se va a proceder a su desmantelamiento.
ATI de Trillo con contenedores
2.1.4 ATC (Almacén temporal centralizado)
El tipo de almacenamiento es en bóvedas o cámaras, permite albergar mayor número de
elementos combustibles de varias centrales nucleares a más bajo precio, centralizando el control de
dichos residuos en una sola instalación y no requiere un emplazamiento de características particulares
El proyecto de ATC español es una instalación industrial de almacenamiento en seco, con
bóvedas y naves de hormigón que ocupará unas 20 hectáreas de superficie, incluyendo sus edificios
auxiliares, que albergue todo el CG de los reactores nucleares españoles.
Dispondrá de una gran celda caliente en seco, totalmente estanca, blindada, con gruesos muros
de hormigón de 1,5 m de espesor y ventanas de vidrios plomados. Con entrada para aire frío y salida
para aire caliente evacuando el calor generado.
Incluirá pozos metálicos o tubos de almacenamiento parcialmente soterrados, donde se
almacenen las cápsulas que contienen el CG y los RAA vitrificados, permitiendo la recuperación de los
mismos para su paso a la siguiente etapa de gestión.
Esta instalación proporcionará capacidad de almacenamiento durante un periodo aproximado de
100 años.
También tiene previsto recibir residuos de media actividad que no puedan ser desviados a las
instalaciones de El Cabril, por sus especiales características.
Diversos países de nuestro entorno cuentan con centros como el proyectado por Enresa,
especialmente Habog (Holanda), cuyas características se aproximan particularmente a las del proyecto
español.
ATC de Habog (Holanda)
Tubos de almacenamiento bajo la bóveda
Habog (Holanda)
Diseño conceptual del ATC con bóvedas (Enresa)
Fases del almacenamiento
1. Introducción del contenedor
2. Volteo del contenedor
3. Carro de transferencia
4. Retirada de la 1ª tapa y comprobación del
interior del contenedor
5. Retirada de la tapa de la celda y de la 2ª
tapa del contenedor
6. Descarga del combustible gastado
7. Zona de almacenamiento en tránsito del
combustible gastado
8. Cápsula de acero inoxidable
9. Transferencia de la cápsula al contenedor
de manejo
10. Transferencia a los tubos de
almacenamiento
11. Tubos de almacenamiento
Básicamente el ATC debe cumplir con unas exigencias de seguridad como son:
1.
2.
3.
4.
5.
Control y confinamiento de la radiactividad mediante barreras múltiples.
Control de la criticidad mediante configuración segura.
Ventilación y refrigeración para la disipación del calor residual
Blindaje y protección radiológica adecuada contra la radiación gamma y neutrónica.
Control y recuperabilidad en todo momento del combustible gastado y los residuos radiactivos
almacenados, incluyendo la conservación del estado e integridad física durante toda la vida de la
instalación.
El ATC sería la mejor opción, a la espera de una solución definitiva y del avance científicotecnológico en la separación de esos elementos radiactivos y su potencial transmutación en sustancias
de vida más corta y con menor radiotoxicidad.
2.2 Almacenamiento definitivo
Tras un período de almacenamiento temporal, las opciones definitivas para los RAA hoy en día
son:
•
•
•
Almacenamiento geológico profundo (AGP) (Ciclo abierto)
Envío a una planta de reprocesado. Los residuos resultantes del reprocesado, después de ser
debidamente acondicionados, se almacenan en un AGP. (Ciclo cerrado)
Separación y transmutación para disminuir significativamente la actividad y el volumen, pero
igualmente los residuos resultantes deben ser almacenados en un AGP. Esta tecnología está en
proceso de investigación. (Ciclo cerrado avanzado)
2.2.1 AGP (Almacenamiento geológico profundo)
La opción internacionalmente aceptada para el almacenamiento a largo plazo de los residuos de
alta actividad, consiste en instalaciones en formaciones geológicas estables, a gran profundidad.
Los lugares de almacenamiento están ubicados a 500-900 m de profundidad, en terrenos
particularmente bien elegidos y sobretodo protegidos de la circulación del agua subterránea. Los
productos, que están petrificados, están ubicados en contenedores metálicos resistentes a la corrosión.
Finalmente se almacenan en cavidades cubiertas luego con materiales absorbentes que se comporten
como barreras herméticas impidiendo toda migración-movimiento importante.
Esquema de un AGP
Hay países que han construido laboratorios subterráneos de investigación para estudio de las
características de las de formaciones geológicas, y de las tecnologías necesarias para la construcción de
las barreras de ingeniería y garantizar la seguridad de este tipo de instalaciones.
En España, se están considerando como candidatas para estos almacenes, tres tipos de
formaciones geológicas; graníticas, arcillosas y salinas.
“Aunque este tipo de almacenes permanentes ofrecen garantías de seguridad, períodos de
confinamiento tan largos como los que se manejan son excesivos. Construcciones que hayan durado
300 años hay muchas, pero que hayan durado 100.000 años, eso es otra cosa, por mucha garantía
científica y geológica que exista, creo que sería preferible construir almacenes temporales hasta que la
tecnología necesaria para eliminarlos esté "madura".”(1)
(1)
Juan Antonio Rubio. Dr. en Ciencias Físicas. Director del Ciemat
Hoy día la única instalación de almacenamiento geológico
profundo en operación es la de WIPP en Nuevo Méjico
(Estados Unidos). La planta es una mina escavada en una
formación de sal, a una profundidad de 655 m, y 600 m de
espesor, que ha sido estable durante más de 200 millones
de años.
Galerías principales del WIPP
Hay países con programas muy avanzados, que iniciaran la construcción de instalaciones de
AGP en breve, como son los casos de Finlandia y Suecia.
En los últimos años, se está trabajando en el desarrollo de las técnicas de separación y
transmutación de elementos radiactivos de larga vida, para transformar esos isótopos en otros de vida
más corta. Con la aplicación de estas técnicas se reduciría el volumen y la actividad de los residuos a
almacenar, si bien no se eliminarían en su totalidad, con lo que, finalmente, seguirá siendo necesario el
aislamiento de estos residuos en AGP.
3. Impacto Ambiental del Almacenamiento de Residuos Radiactivos
El impacto ambiental de estos desechos se ha convertido en un problema, cuya solución debe
considerarse como un objetivo a alcanzar, no sólo por la acumulación y ocupación física que suponen,
sino también por la contaminación que pueden producir. Cualquier instalación nuclear necesita
cumplimentar el procedimiento de evaluación de impacto ambiental (Ley 6/2001, de 8 de Mayo.)
3.1 RBMA
Todos los RBMA generados en España se almacenan en el Cabril, existiendo una serie de
peligros; como accidentes derivados de este transporte por carretera, el choque de un avión sobre sus
instalaciones, fugas, fallo en la manipulación de los residuos, etc. aunque el almacenamiento se
construya contra seísmos, la verdad es que los efectos de un gran terremoto son devastadores.
En 1995 se disparó accidentalmente el sistema de
extinción de incendios en el edificio de
acondicionamiento, lo que produjo la caída de 10.000 l
de agua que se contaminó, aunque esta quedó recogida
y tuvo que ser almacenada como residuo.
También se detectó una filtración de agua debajo de una
de las celdas del Cabril, que fue recogida por el sistema
de red de infiltraciones y tratada debidamente
Simulación de enterramiento del Cabril
A pesar de las precauciones que se puedan tomar en el almacenamiento de residuos radiactivos,
se han producido accidentes en todo el mundo, como fugas y problemas geológicos en cementerios de
RBBA en EE.UU. Accidentes ocurridos en Rusia, como la explosión de un contenedor con residuos
radiactivos en 1957, que contaminó una superficie de 1.000 km2.
A comienzos de los años 80, se arrojaron bidones con más de 140.000 toneladas de residuos
radiactivos a la fosa atlántica, a 630 kilómetros de la costa gallega. A comienzos de los años 90 se
prohibió esta práctica. El agua del mar es tremendamente corrosiva y no se sabe cual es el estado de los
bidones en la actualidad.
Hasta hoy en día se han sucedido accidentes, bien por causas humanas o por fallos mecánicos.
Las estimaciones de sus consecuencias son sobrecogedoras; por los efectos que producen en los seres
vivos, la extensión del área que llegan a contaminar por su difusión y la duración que dichas áreas
permanecen contaminadas.
Estos hechos ponen de manifiesto que las construcciones de cualquier tipo tienen fallos y no
ofrecen seguridad al 100%, algo muy peligroso dado el tipo de residuo y los efectos tan nocivos que
pueden producir.
3.2 RAA
3.2.1 Almacenamiento en superficie
Este es un esquema del ATC proyectado
por Enresa, donde se observa una
entrada de aire frío (flechas azules) para
refrigerar el combustible y la salida del
aire ya caliente (flechas rojas), lo cual
produce una alteración, aumentando la
temperatura del aire que sale al exterior,
respecto de la que tenía inicialmente
ATC tipo bóveda
3.2.2 Almacenamiento en profundidad
En España se barajan tres tipos de formaciones geológicas para el AGP. Depósitos de arcilla,
salinas y graníticos. Cada uno de ellos tiene ventajas e inconvenientes, y ninguno es completamente
seguro.
Los inconvenientes de la arcilla es que fluye y se modifica su geometría, por otro lado sal es
fácilmente atacada por corrientes de agua, dando lugar a una disolución que es muy corrosiva y que
podría inundar el depósito y atacar los contenedores, por último el granito presenta la desventaja de que
suele tener fracturas y tensiones tectónicas.
Se ha estudiado el deterioro a largo plazo que se produciría en las estructuras de los AGP. La
degradación de la cápsula donde se encuentra el CG, se produce a los 1000 años. A partir de ese
momento, el agua que hasta entonces está saturando la bentonita entraría en contacto con los residuos.
Se provocaría la radiólisis(1) del
agua, causando con ello la
disolución del CG. En este
proceso se liberarían los gases y
los radionúclidos, aunque la
evolución sería muy lenta y la
cantidad de agua que alcanzaría
los residuos, muy poca. A partir
de ahí, los radionucleidos
encontrarían barreras protectoras
dificultando su paso al exterior.
Proceso de corrosión de la matriz que contiene el CG
Se estima que pasados 100.000 años
solo el 12% del combustible habría participado
en ese proceso.
Aunque el AGP no ofrece protección
total para algunos radio-nucleidos (I-129
principalmente y Se-79), que pueden ser
detectados fuera del AGP, con impacto
radiológico despreciable.
El resultado final es que la llegada de
los radionucleidos a la biosfera sería casi
imperceptible.
Secuencia del transporte de radionúclidos
En diciembre de 2007, un laboratorio de la universidad británica de Cambridge, publicó un
informe donde se probaba que el material cerámico, fabricado a partir del zirconio para contener las
varillas de combustible irradiado, que son los que se usan para contender los rarionúclidos,
comenzarían su proceso de descomposición a los 241 años, lejos de los 1000 planteados inicialmente.
“En conjunto, el enterramiento presenta una serie de inconvenientes que lo hacen
desaconsejable. La escala de tiempos tan gigantesca de la que hablamos es del orden de los tiempos de
evolución geológica. Nadie puede predecir si habrá o no un volcán o una falla en determinado sitio, o si
fluirá una corriente subterránea de agua donde hoy no la hay. No se puede hacer un seguimiento de los
residuos con lo que es imposible saber en qué condiciones se encuentra el almacén en cada
momento...Lógicamente sólo habría un depósito centralizado en cada país, con lo que habría un gran
número de transportes, con el consiguiente riesgo de accidentes” (2)
(1)
Descomposición molecular del agua y la formación de radicales libres.
Francisco Castejón. Dr. en Ciencias Físicas. Investigador en el campo energético y medioambiental. Miembro de
Ecologistas en Acción.
(2)
Bibliografía
Se incluyen las principales páginas web visitadas, y los documentos más significativos que han
sido consultados para realizar el trabajo.
ENRESA
Empresa Nacional de Residuos Radiactivos. < http://www.enresa.es >
“La gestión de los residuos radiactivos en España.pdf”. Colino Martínez, Antonio (Presidente de
Enresa)
“La gestión de los residuos radiactivos.Almacén temporal centralizado (ATC) de combustible gastado
y centro tecnológico asociado.pdf”.Ed. Enresa. 2007
“El almacenamiento geológico profundo de los residuos de alta actividad. Principios básicos y
tecnología.pdf” . Astudillo Pastor, Julio. Ed. Enresa . 2001
CSN
Consejo de Seguridad Nuclear. < http://www.csn.es >
MITYC
Ministerio de Industria, Turismo y Comercio < http://www.mityc.es/Nuclear >
“Sexto plan de general de residuos radiactivos.pdf”. Ministerio de Industria, Turismo y Comercio.
Junio, 2006
“El irresoluble problema de los residuos nucleares”. Francisco Castejón. Comisión de Energía de
Ecologistas en Acción
CIEMAT
Centro de Investigaciones Energéticas,Medioambientales y Tecnológicas < http://www2.ciemat.es >
“Gestión de residuos radiactivos: situación, análisis y perspectiva”. Fundación para estudios sobre la
energía. Volumen 1.López García, A., et al.. 2007
Central nuclear en Santa María de Garoña, Burgos < http://www.nuclenor.org >
Colegio oficial de Físicos < http://www.cofis.es >
“Origen y gestión de residuos radiactivos.pdf”.Casanovas, José Baró, et al.Ed. Ilustre colegio oficial de
físicos. 2000
El mundo (Periódico nacional) < http://www.elmundo.es >
< http://www.el-mundo.es/magazine/2004/223/1073053108.html >
Greenpeace
< http://www.greenpeace.org >