43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 43

Origen y gestión de los residuos radiactivos en España (I/II) Con el presente artículo se pretende dar un repaso a los principales orígenes de los residuos radiactivos y al proceso global de gestión de los mismos, el cual persigue la determinación de una ubicación final para el residuo, segura para las personas y respetuosa con el medio ambiente. Frecuentemente se nos plantean preguntas como ¿qué porcentaje suponen los residuos radioactivos de alta actividad?, ¿qué otros residuos se generan?, ¿dónde “se guardan” estos residuos? o ¿existe una solución final para los mismos? En esta exposición se intentará dar respuesta a estas preguntas con algunas ideas fundamentales que favorezcan la comprensión de este proceso global de gestión y exponer hasta qué punto dicho proceso está completamente definido. Adicionalmente, se expone la situación existente en España en relación con los residuos, y los retos técnicos a los que se enfrenta el sector en un tema claramente relevante hasta el punto de cuestionar en gran medida el desarrollo e impulso de la energía nuclear. En esta primera parte se desarrollarán las ideas relativas a los distintos tipos de residuos radiactivos existentes y origen de los mismos (“dónde se generan”). En una segunda parte se abordarán las estrategias básicas de gestión, para a continuación desarrollar someramente las principales técnicas empleadas según el tipo de residuo.

Introducción En los últimos años estamos asistiendo a una reconsideración de la opción nuclear como tecnología relevante para la generación de energía eléctrica con fines comerciales. Y varias son las razones que refuerzan esta revisión de la energía nuclear como posible complemento (que no alternativa o sustitutivo) de las tecnologías de generación existen-

tes en los principales países desarrollados. En el caso de los países en vías de desarrollo (China e India entre otros), la opción nuclear es un elemento básico del desarrollo energético planificado para acompañar al rápido crecimiento de la economía de estos países. Recordemos algunas de las ideas más evidentes que avalan este resurgimiento del interés por la energía nuclear: • El observado recalentamiento del planeta, que tantos estudios y análisis ha generado en un intento por comprender mejor sus causas y posibles consecuencias, ha propiciado un interés por todas aquellas tecnologías de generación eléctrica que no suponen producción de CO2. Dentro de este apartado, resaltan sin duda todas aquellas opciones que no se basan en un proceso de combustión (como es el caso de la energía eólica, hidráulica o solar), o bien aquellas que aunque sí se basan en un proceso de combustión, emplean un combustible poco intensivo en átomos de carbono (como es el caso del gas natural: CH4). La energía nuclear se encuadra dentro del primer grupo mencionado en el párrafo anterior, ya que como es sabido se basa en una reacción exotérmica no de tipo químico (combustión convencional), sino en una reacción nuclear también exotérmica en el caso de ciertos elementos naturales de alto número másico. Además del aspecto medioambiental, hay que destacar también la dimensión económica que ha adquirido el CO2 consecuencia

Celia Sánchez Linde

Ingeniero Superior Industrial del ICAI (promoción 1997). Ha trabajado en la empresa Gas Natural, en distintos departamentos de la misma. En los últimos años ha estado integrada en la Dirección de Generación Eléctrica, en el Departamento de Explotación de Ciclos Combinados.

Comentarios a: [email protected]

Origen y gestión de los residuos radiactivos en España (I/II)

43

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 44

del sistema de comercio de emisiones ligado al protocolo de Kyoto. Muchos países firmantes (como es el caso de España), han de compensar su exceso de generación de CO 2 respecto al tope establecido por el compromiso de Kyoto mediante la adquisición de derechos de emisión al coste que marque un mercado organizado de ámbito internacional. Este coste es sopor tado en parte por los estados y en parte por las empresas emisoras. Hay por tanto razones económicas nada despreciables para reconsiderar cualquier opción energética poco intensiva en CO2.

• Otra razón de importancia es el progresivo agotamiento de los recursos fósiles tradicionalmente utilizados en la generación de energía eléctrica: el caso del carbón no es especialmente acuciante ya que se habla de la existencia de reservas para unos 200 años. En el caso del petróleo o el gas natural las previsiones son menos halagüeñas ya que las reservas probadas permiten el abastecimiento de aquí a unos 50 y 70 años respectivamente. Lo anterior se complica por el hecho de que los principales yacimientos de petróleo y gas natural se localizan en países políticamente inestables que propician ciertas situaciones de escasez o subida de precios estrepitosas por razones políticas y no energéticas. Nuevamente la energía nuclear resulta atractiva a este respecto, ya que el uranio es un mineral relativamente bien repartido por la corteza terrestre y cuyos principales productores son países con regímenes políticos estables y consolidados (Canadá, Australia, EE UU, Francia, por citar algunos).

• Por último, comentar que a pesar de la desaceleración que se produjo a finales de los años 80 en la construcción de centrales nucleares, se ha continuado investigando activamente en el campo para mejorar la tecnología existente, consiguiendo diseños más seguros y que además conllevan un mejor rendimiento en el proceso de generación. Todo ello ha sido alentado por países que nunca han renunciado a la energía nuclear (como es el caso de Francia), y otros que la han señalado como opción fundamental dentro de su mix de generación para acompañar el grado de desarrollo requerido (países emergentes como China, Corea, India, etc.). Así, se cuenta actualmente con una generación de reactores “de tercera generación” que introducen mejoras interesantes 44

anales de mecánica y electricidad / marzo-abril 2008

Tabla 1. Reactores en construcción o contratados en noviembre de 2007 País Argentina

Nº de reactores 1

Bulgaria

2

China

16

Brasil

1

Corea

4

Estados Unidos

1

Eslovaquia

6

Finlandia

1

Francia

1

India

7

Irán

1

Japón

1

Pakistán

1

Rusia

5

Taiwán

2

Ucrania

2

Total

52

respecto a los construidos durante los años 70 y 80 del pasado siglo (reactores “de segunda generación”), anunciándose ya una “cuarta generación” venidera, que en unos 50 años promete mejoras relevantes que harán más atractiva esta opción energética. Todo lo anterior conduce a revisar una de las principales cuestiones pendientes de la energía nuclear: el origen y gestión de los residuos radiactivos. Se pretende por tanto con esta reflexión, intentar dimensionar el problema en términos reales e identificar las principales vías de generación, las opciones actuales de gestión segura y los retos existentes que concentran los mayores esfuerzos de investigación y desarrollo.

Qué se entiende por residuo radiactivo. Algunas clasificaciones esclarecedoras Como primer paso conviene definir lo que entiende por residuo radiactivo. Una referencia obligada es la Ley 54/97 del Sector Eléctrico, según la cual, residuo radiactivo es cualquier material o producto de desecho para el cual no está previsto ningún uso y 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. De la anterior definición se deduce que es imprescindible marcar un umbral de “nivel de actividad” que permita distinguir los residuos radiactivos de aquellos

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 45

otros que, por su baja peligrosidad desde una perspectiva radiológica, pueden gestionarse de forma convencional. Dada la gran diversidad de aplicaciones en las que se hace uso de isótopos radiactivos (instalaciones nucleares y radiactivas), a la hora de categorizar los residuos encontramos que su naturaleza físico química es muy variada, y por tanto se pueden realizar múltiples clasificaciones válidas en tanto que destacan diferentes características relevantes del residuo de cara a su proceso de gestión. Por señalar algunos de los criterios habitualmente utilizados, destacar su diferenciación en función del estado físico de los residuos (sólidos, líquidos, gaseosos), su origen (centrales nucleares, instalaciones radiactivas médicas, industriales…), su período de semidesintegración, su actividad específica (actividad por unidad de masa o volumen), y también la que los clasifica en base a su radiotoxicidad (esto es, su peligrosidad desde el punto de vista biológico). Además de las anteriormente señaladas, existe una clasificación especialmente útil y práctica que centra la atención en las posibilidades de gestión final de los residuos radiactivos. Esta clasificación es además la considerada en España a la hora de establecer la estrategia general de gestión final de los residuos radiactivos. El Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) y la Unión Europea utilizan una clasificación análoga con propósitos similares. Esta clasificación se ocupa de los residuos radiactivos en estado sólido, condición considerada como indispensable para cualquier residuo que vaya a ser almacenado de forma definitiva. Se distinguen así: • Residuos de baja y media actividad – Se caracterizan porque, dada su actividad específica (o concentración de actividad) no generan calor en cantidades significativas ni requieren sistemas de blindaje especiales. – Además, contienen radionucleidos “emisores beta-gamma” con períodos de semidesintegración inferiores a 30 años, lo cual supone que tras 300 años de almacenamiento pasan a ser residuos inocuos desde una perspectiva radiológica (nota: la radiación “beta” consiste en la emisión de partículas similares a los electrones pero con origen en el núcleo del átomo; por su par te, la radiación gamma es radiación electromagnética de alta energía). Este período de 300 años será precisamente el criterio de diseño de los almacenamientos definitivos para este tipo de resi-

duos (vida útil a considerar para las barreras de ingeniería de las construcciones que conforman los almacenamientos). Como ejemplos de esta categoría cabe destacar el Cs137, el Sr-90 y el Co-60, los dos primeros generados en los reactores de las centrales nucleares (son productos de fisión) y el tercero originado en el seno del refrigerante del reactor por activación de los productos de corrosión desprendidos en diferentes piezas y elementos del circuito primario que contienen cobalto como constituyente (ej.: desgaste de asientos de válvulas). – Por último y como tercera característica importante, su contenido en emisores de partículas alfa debe ser inferior a 370 Bq/g. El límite a este tipo de elementos emisores se impone por los largos períodos de semidesintegración de los mismos (superiores con mucho a 30 años). Por tanto, este criterio es coherente con el anterior, estando referido ahora a los isótopos “emisores alfa”.

• Residuos de alta actividad – Se caracterizan por contener radionucleidos emisores alfa de vida larga en concentraciones superiores a 370 Bq/g y emisores beta-gamma con períodos de semidesintegración superiores a 30 años. – Pueden desprender calor y es necesario emplear sistemas de blindaje específicos para proceder a su manipulación. Concretando las ideas expuestas en esta última clasificación, decir que en el primer grupo se encuentran incluidos los residuos de período de semidesintegración inferior a 30 años y con baja/media actividad específica, y en el segundo grupo los residuos de alta actividad específica y aquellos otros con abundancia de isótopos radiactivos de largo período de semidesintegración (del orden de miles de años).

Origen de los residuos radiactivos Como ya se comentó en líneas anteriores, el origen de los residuos radiactivos es tan diverso como lo son las aplicaciones de las radiaciones ionizantes, lo cual es lógico ya que el tipo de residuo es en gran medida consecuencia de la utilización o aprovechamiento al que se ha sometido al isótopo mediante el proceso llevado a efecto en cada instalación. No obstante, esta diversidad de orígenes puede agruparse en tres procedencias fundamentales: los residuos generados en el ciclo de producción de energía eléctrica, los originados Origen y gestión de los residuos radiactivos en España (I/II)

45

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 46

Figura 1. Principales orígenes de los residuos radiactivos

Hospitales

Industria

Central Nuclear

Laboratorios

Fuente: Enresa

Residuos de baja y media actividad

Combustible gastado

Vitrificados

en las instalaciones radiactivas, y por último los generados con ocasión del desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas. Residuos generados en el ciclo de producción de energía eléctrica

El ciclo de producción de energía eléctrica comprende todas las actividades que van desde la extracción del combustible en las minas de uranio (combustible empleado fundamentalmente en los reactores comerciales actuales), hasta el almacenamiento final de los residuos generados en las distintas etapas del proceso. A la hora de hacer un repaso de los residuos procedentes del ciclo, no pueden olvidarse por tanto: • Los residuos generados en las minas de uranio y en las fábricas de concentrados de uranio (el proceso de “concentración” es necesario debido a las bajas leyes de mineral existentes en las minas; estas instalaciones suelen estar a pie de mina). • Los generados en las instalaciones de conversión a hexafluoruro de uranio (forma química del uranio necesaria para el posterior enriquecimiento), y en las dedicadas al enriquecimiento en el isótopo U-235. • Igualmente, habría que considerar los residuos producidos en las fábricas de elementos combustibles. • Como siguiente etapa en el ciclo, habrán de considerarse los residuos generados en las centrales nucleares. • También han de ser contemplados los residuos producidos por las instalaciones de “la segunda parte del ciclo de combustible”, esto es, en las instalaciones de almacenamiento temporal o definitivo de todo tipo de residuos (baja, media y alta actividad), y en las instalaciones de reprocesado (o reelabora46

anales de mecánica y electricidad / marzo-abril 2008

ción) del combustible gastado. Estas últimas instalaciones permiten extraer del combustible gastado el plutonio generado en la reacción de fisión y los restos de uranio 238 y 235 (combustible no “gastado”), con el doble propósito de reutilizar estos valiosos elementos y adicionalmente facilitar el ulterior almacenamiento definitivo del combustible gastado al eliminar de los residuos estos elementos que resultan ser de muy largo período de semidesintegración. Se consiguen así unos residuos que requieren instalaciones de almacenamiento menos exigentes en cuanto a su durabilidad en el tiempo. Los residuos generados en la minería de uranio y fabricación de concentrados son los denominados “estériles de minería” que sólo contienen isótopos naturales derivados del decaimiento del uranio y thorio. Por las características de estos elementos y las concentraciones presentes, son residuos que ocupan grandes volúmenes pero que son tipificados como de “baja actividad”. En la práctica son gestionados directamente en las minas, utilizándolos como parte del material empleado para reconstituir el paisaje una vez que finaliza la explotación minera. En cuanto a los residuos generados en las instalaciones de conversión a hexafluoruro de uranio, enriquecimiento, y en cualquier tipo de almacenamiento de residuos radiactivos, éstos son fundamentalmente residuos fruto de la operación de la instalación (efluentes radiactivos y materiales contaminados) que son clasificados y gestionados como residuos de baja y media actividad. Llegados a este punto, vale la pena describir con algo más de detalle los residuos generados en las centrales nucleares e instalaciones de reelaboración o reprocesado de combustible. • En las centrales nucleares se generan, al igual que en el resto de instalaciones anteriormente señaladas, residuos de baja y media actividad fruto de la operación (efluentes radiactivos y residuos operativos: resinas, filtros, trapos, etc.). Estos residuos constituyen un 78% del total de residuos generados durante la operación de una central nuclear. Por tanto, el 22% restante es el correspondiente a los residuos de alta actividad, fundamentalmente el combustible gastado. Este combustible gastado está compuesto por productos de fisión, por elementos transuránicos (formados por reacciones de captura neutrónica), y por restos de uranio no consumido. Esta “mezcla” es altamente ra-

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 47

diactiva y además, precisamente por la presencia de los elementos transuránicos (con larguísimos períodos de semidesintegración), son considerados residuos de vida larga. No obstante, resaltar nuevamente que el porcentaje de residuos generados de este tipo, claramente el mas problemático de gestionar, ronda el 20% frente a un 80% de residuos de baja y media actividad que como se expondrá en la segunda parte de este artículo, no ofrecen especiales dificultades de gestión. En términos absolutos se generan anualmente en España unas 160 toneladas de combustible gastado procedente de los reactores nucleares en operación. Lógicamente, una cuestión de vital importancia es la “contención” de los elementos altamente radiactivos generados en el reactor. En cuanto a la forma en que dichos elementos son retenidos, se encuentra que la propia estructura del elemento combustible constituye una doble barrera, que posteriormente se completará (de cara a su almacenamiento definitivo) con sucesivas “barreras” adicionales de acuerdo con el principio fundamental que rige la Seguridad Nuclear: el principio de “Defensa en Profundidad”. Estas dos primeras barreras están protagonizadas por la propia matriz del combustible (constituida por dióxido de uranio, material de tipo cerámico caracterizado por su alta integridad estructural), y como segunda barrera se cuenta con la vaina de la varilla donde se alojan las pastillas de dióxido de uranio normalmente fabricadas de zircaloy, una aleación de zirconio de características muy favorables para trabajar en las condiciones ambientales altamente exigentes del reactor nuclear (altas temperaturas y presiones, oxidación, cambios de temperatura, etc.).

• En cuanto a las instalaciones de reelaboración o reprocesado, estas manejan como “materia prima” precisamente los residuos de alta actividad procedentes del reactor (el “combustible gastado”), con el objetivo ya apuntado de reducir su carga radiológica extrayendo cier tos elementos aprovechables desde el punto de vista energético y al mismo tiempo problemáticos por tener muy largos períodos de desintegración. Como resultado del reproceso se obtiene lo que podríamos llamar “unos residuos modificados”, con una menor carga radiactiva pero que siguen siendo considerados como de alta actividad. Estos residuos del reproceso se encuentran en un estado físico-químico

distinto, como consecuencia del proceso al que es sometido el combustible gastado: la forma final es la de un material vitrificado generado tras la solidificación de una disolución (característica del proceso de reelaboración), de la que se habrá extraído la mayor parte del uranio y plutonio. Este vitrificado, en la práctica, ha de ser gestionado en instalaciones de almacenamiento similares a las necesarias para el combustible gastado puesto que es un residuo de alta actividad. Destacar no obstante que en el reproceso no se genera ninguna radiactividad artificial nueva, sino que se trabaja con la radiactividad inicial presente en el combustible gastado y lo único que ocurre es que “la cantidad” de material radiactivo se reduce y los elementos remanentes cambian su estado físico. Residuos generados en las instalaciones radiactivas

Los isótopos radiactivos pueden utilizarse en multitud de aplicaciones beneficiosas: sirva de ejemplo su utilización en instalaciones médicas (rayos X, técnicas TAC-PET, radioterapia) y en procesos industriales con usos muy diversos, siendo quizás el más extendido el consistente en la medida de espesores, caudales, densidad, nivel, etc., así como su utilización para la realización de ensayos no destructivos (radiografía o gammagrafía industrial). En el ámbito de estas utilizaciones, los residuos generados se encuadran fundamental-

Figura 2. Composición de un elemento combustible Elemento combustible

Varilla de combustible Muelle Vaina

10 mm Pastillas 8 mm Pastilla de UO2 Fuente: ENUSA

Origen y gestión de los residuos radiactivos en España (I/II)

47

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 48

mente en dos categorías: fuentes encapsuladas gastadas (de alta o media actividad, típicas de radioterapia, braquiterapia y todas las empleadas en la industria) y, por otro lado, materiales contaminados sólidos o líquidos como consecuencia de la utilización de elementos radiactivos no encapsulados. Estos últimos son típicos de instalaciones sanitarias (ej.: la medicina nuclear utiliza isótopos radiactivos en pruebas de diagnóstico), o laboratorios de investigación. En cuanto a las fuentes encapsuladas gastadas, estas se gestionan generalmente mediante su devolución al proveedor que las suministró (es habitual exigirle este servicio), o bien si lo anterior no es posible son retiradas por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA) que se encarga entonces de su gestión segura. Excepto las fuentes encapsuladas, que pueden ser de alta actividad, el resto de residuos generados entran en todos los casos dentro de la categoría de residuos de media o baja actividad. Nuevamente, y con el ánimo de dimensionar el problema en este ámbito, destacar que en términos relativos el volumen de residuos de baja y media actividad procedentes de las instalaciones radiactivas representa del orden de la séptima parte de los generados en las centrales nucleares (en España, unas 200 toneladas de las 1.500 toneladas generadas en total cada año de residuos de baja y media actividad). Por tanto, estas cantidades son en la práctica despreciables, aunque el esfuerzo de gestión dedicado no lo es en absoluto dada la gran cantidad de instalaciones radiactivas existentes (unas 1.500 instalaciones radiactivas en España, además de las 25.000 instalaciones de rayos X que por no manejar fuentes radiactivas no presentan problemas en lo que a residuos se refiere). Residuos generados como consecuencia del desmantelamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas

Una vez que finaliza la vida útil de las instalaciones nucleares y radiactivas se procede al cese y clausura de las mismas. Previamente, es necesario llevar a cabo su desmantelamiento con objeto de retirar todo el material radiactivo existente en la misma y restaurar el emplazamiento para su posterior utilización con o sin restricciones. Durante estas operaciones se generan volúmenes importantes de residuos radiactivos consecuencia del desmontaje de equipos y demolición de estructuras que han podido 48

anales de mecánica y electricidad / marzo-abril 2008

resultar contaminadas o activadas, (esto último ocurre únicamente en el entorno del reactor, al existir un alto flujo neutrónico consecuencia de la reacción de fisión; los neutrones inciden sobre elementos inicialmente no radiactivos que se transforman en otros que sí lo son mediante reacciones nucleares). Por razones similares a las expuestas en puntos anteriores, son de nuevo las centrales nucleares las que generan durante su desmantelamiento residuos con una problemática de gestión más compleja. El proceso de desmantelamiento se suele realizar de forma escalonada.Tal ha sido el caso de la central nuclear de Vandellós I, clausurada en el año 1990 y cuyo desmantelamiento comenzó un año después. Tras las dos primeras fases de desmantelamiento (ya finalizadas), lo que es el reactor y sistemas adyacentes altamente radiactivos han sido confinados en una estructura de protección de intemperie (a modo de “cajón”) y así ha de permanecer durante un período de latencia de 25 años hasta que la actividad decaiga suficientemente para posibilitar el manejo de los materiales remanentes de forma óptima desde una perspectiva tanto radiológica como económica. El resto de la central ha sido desmantelado, quedando un espacio diáfano alrededor del cajón del reactor en su mayoría liberado radiológicamente (lo que significa que podría ser aprovechado para otros usos). Una vez transcurran los 25 años previstos de “período de latencia”, se acometerá la tercera fase del desmantelamiento en la que se desmontará y retirará el reactor y sistemas adyacentes, gestionándose entonces los residuos resultantes como residuos de alta y media actividad. Durante el desmantelamiento de instalaciones nucleares (y también radiactivas) cobra especial relevancia como actividad, la descontaminación de materiales. En pocas palabras, puede decirse que consiste en “concentrar” la contaminación presente en los materiales, para evitar su dispersión y por supuesto para conseguir una gestión óptima de los residuos minimizando el volumen de almacenamiento requerido en su gestión definitiva. Al obtenerse residuos radiactivos de menor actividad y volumen, se consigue también un ahorro de costes puesto que se simplifica el proceso posterior de gestión asociado. Añadir que en el contexto de las centrales nucleares los procesos de descontaminación pueden alcanzar gran complejidad, utilizándose técnicas realmente punteras encaminadas a maximizar el ratio de descontaminación y minimizar ante todo

43-49_ResiduosRadiac_1

22/4/08

13:47

Página 49

Situación de Vandellós I en el Nivel 2, durante el período actual de latencia (Fuente: Foro Nuclear)

la carga radiológica recibida por los trabajadores implicados y otros factores como la generación de residuos, el deterioro de las piezas descontaminadas (que podrían ser recicladas para otras instalaciones), etc.Todo lo anterior impone la realización de estudios rigurosos de descontaminación en los que se planifica cuidadosamente todo el proceso, definiéndose las distintas fases en que debe ser acometido, el orden de descontaminación de elementos, los tiempos de espera, las técnicas a emplear, etc. Normalmente estos estudios utilizan técnicas de optimización que toman en consideración, entre otras, las variables anteriormente indicadas. Volviendo de nuevo por un momento al proyecto de desmantelamiento de Vandellós I, se observa que ha sido planificado siguiendo el esquema de desmantelamiento tipificado por la Organización Internacional de la Energía Atómica (OIEA) consistente precisamente en tres niveles de desmantelamiento sucesivo, que se inicia con la descarga y evacuación (por parte de la empresa explotadora) del combustible gastado, así como con el acondicionamiento de todos los residuos de tipo operativo remanentes en la instalación. El proceso continua con el Nivel 2 en el que se retiran todas las estructuras y componentes externos al reactor. Ésta es la situación actual de la central nuclear de Vandellós I. Se reser va para el Nivel 3 el desmantelamiento de la parte de mayor radiactividad cuando se haya enfriado suficientemente. Es importante destacar que el 80% de la central nuclear no es radiactiva y por tanto, puede gestionarse de forma convencional. Del 20% restante, menos de un 1% produce residuos de alta actividad, precisamente las estructuras y componentes relacionadas con el reactor y cuyo desmantelamiento se acomete en último término. Actualmente, España cuenta con otra central nuclear en fase de desmantelamiento: la

central nuclear de José Cabrera (Zorita). En este caso se ha optado por el desmantelamiento total inmediato tras tres años previos de enfriamiento y preparación (por tanto, se ha optado aquí por otro esquema de desmantelamiento bastante “más rápido”). Se prevé comenzar con las actividades de desmantelamiento en 2009, con una duración estimada de unos seis años.

Conclusiones Tras repasar los distintos tipos y orígenes de residuos radiactivos, se concluye que los más problemáticos en cuanto a su gestión son los residuos de alta actividad, ya que por el tipo de isótopos que contienen requieren soluciones que aseguren la evacuación del calor por ellos generados, un adecuado nivel de blindaje, y además se ha de garantizar su contención durante larguísimos períodos de tiempo. También se ha apuntado que son las centrales nucleares las principales “generadoras” de residuos radiactivos frente a las instalaciones radiactivas, superiores en número, pero con un volumen y tipo de residuos que simplifica enormemente la gestión de los mismos. Cabe destacar que en las centrales nucleares el 80% del volumen de residuos generados durante la operación son de baja y media actividad. El 20% restante se corresponde con los residuos de alta actividad, protagonizado fundamentalmente por el combustible gastado. Por último resaltar que durante el proceso de desmantelamiento de las centrales nucleares se generan grandes cantidades de residuos radiactivos que nuevamente en su gran mayoría consisten en residuos de baja y media actividad. El desmantelamiento de las centrales puede realizarse en etapas sucesivas propiciándose así la pérdida de radiactividad de los materiales radiactivos por decaimiento natural de los mismos, lo cual facilita en gran medida las etapas de desmantelamiento posteriores y por su puesto la gestión de los residuos radiactivos generados. Bibliografía Sexto Plan de Residuos Radiactivos - Rev. Junio 2006 Consejo de Seguridad Nuclear, www.csn.es Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. www.enresa.es Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) www.iaea.org

Origen y gestión de los residuos radiactivos en España (I/II)

49