Captulo 2

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR

1. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEARElciclo del combustible nuclear, tambin denominadocadena del combustible nuclear, est compuesto de pasos depreparacin previaque conducen a la preparacin deuraniopara su uso como combustible en el funcionamiento de un reactor y pasos detratamiento posteriorque son necesarias para administrar con seguridad, acondicionar y librarse delresiduo radiactivo.

1.- DISTINTOS CICLOS DE COMBUSTIBLECiclo de combustible Once-through (para un solo uso).Tcnicamente no es un cicloper se. El combustible es utilizado una vez y, sin posterior procesado, es enviado para su almacenamiento con solo un embalaje que proporcione el mejor aislamiento de labiosfera. Este mtodo es el que siguen seis pases:Estados Unidos;Canad;Suecia;Finlandia;EspaayUnin Sudafricana.[1]Algunos pases, principalmente Suecia y Canad, han diseado repositorios que permitan la futura recuperacin del material si surgiera tal necesidad, mientras que otros pases planifican su confinamiento permanente.Ciclo de Plutonio Muchos pases utilizan los servicios de reprocesado ofrecidos porBNFLyCOGEMA. En ellos se separan losproductos de fisin,uranioyplutoniopara su vertido o uso posterior. BNFL ya ha empezado a fabricar combustibleMOXque est siendo suministrado para hacer funcionar reactores en muchas partes del mundo. Este uso de combustible que fue creado en un reactor cierra el ciclo. No obstante, es probable que despus de varios reciclados del plutonio su firmaistropano sea vlida para un siguiente uso en un reactor trmico.Reciclaje de actnidos menoresSe ha propuesto que, adems del uso del plutonio, losactnidos menorespudieran utilizarse en un reactor de energa crtico. Ya se han realizado pruebas en las cuales se ha utilizado elamericiocomo combustible.[2]Pero debe destacarse que el bombardeo de neutrones incluso en un reactor rpido no es un mtodo adecuado para 'quemar' todos los transplutnicos. Por ejemplo, si se irradia elCurioconneutronesse formarn actnidos muy pesadosCalifornioyFermioque proseguirn unafisinespontnea. Como resultado, la emisin de neutrones en un combustible usado que haya incluido el curio, ser mucho ms alta. Algunos tipos de reactores (como por ejemplo, elReactor Rpido Integral) se han diseado para este ciclo de combustible bastante distinto. En principio, sera posible obtener energa de la fisin de cualquier ncleo deactnido. Con un meticuloso diseo del reactor, se pueden consumir todos los actnidos presentes en el combustible, dejando slo los elementos ms ligeros con vas medias cortas. Ningn reactor de estas caractersticas se ha hecho funcionar a escala industrial.Dependiendo de la fuente de neutrones la energa puede variar:Trmica: de 0 a 100 eVEpitrmica: de 100 eV a 100 KeVRpida (a partir defisin nuclear): de 100 KeV a 3 MeVDDfusin: 2.5 MeVDT fusin: 14 MeVNcleo de acelerador guiado: 200 MeV (guiado por 1.6 GeVprotones)Fusin Muon-catalizada: 7 GeVAqu sera posible destruir incluso elcuriosin generacin de metales transcricos si la energa neutrnica fuera alta, como una alternativa al curio (244Cm, vida media: 18 aos) podra dejarse degenerar a240Pu antes de utilizarlo en el combustible en un reactor rpido. (ReferenciaV. Artisyuk, M. Saito y A. Shmelev,Progress in Nuclear Energy, 2000,37, 345-350)Es verosmil que el combustible pueda resistir ms ciclos trmicos que los combustibles convencionales, y ello es as porque el acelerador tienda probablemente a detener su funcionamiento en un supuesto convencional. Cada vez que el acelerador se detiene el combustible se enfra, y este es el motivo por el que sea normal que muchos reactores de energa convencionales para que la planta funcione a plena potencia, lo hagan de forma continuada durante semanas o meses, en lugar de proceder a encendidos y apagados diarios. Combustible u objetivos para esta transmutacin de los actnidosHasta ahora todava no se ha elegido el tipo de combustible (objetivo) para la transformacin de actnidos.Dependiendo de la matriz, el proceso puede generar ms transurnicos de la matriz, lo que pudiera ser visto como bueno (generar ms combustible) o como malo (generacin de ms elementos transurnicosradiotxicos). Existen series de diferentes matrices que pueden controlar esta produccin de actnidos pesados. Actnidos en una matriz inerteEl actnido sera mezclado con un metal que no forme ms actnidos, por ejemplo, podra utilizarse una solucin slida de un actnido en un slido como el circonio. Actnidos en xido de torioEl xido de actnido cuando se mezcla con el detorioformar por bombardeo de neutrones233U (mientras sea fisible), y es probable que el233U en un posterior bombardeo de neutrones alcance la fisin siendo inverosmil que se generen elementos transurnicos de la matriz. Actnidos en xido de uranioEsto es probable que lleve a la generacin de nuevo239Pu.El ciclo de combustible del torioEl ciclo de combustible del torio, utiliza altoriopara absorber neutrones con lentitud (en un reactor) para al fin formarUranio-233; el cual a su vez es quemado como combustible. Por lo tanto, como el Uranio-238 es unmaterial frtil.Como combustible, y desde un punto de vista neutrnico, el U-233 es superior a U-235 y al Pu-239, debido a su mayor produccin de neutrones por neutrn absorbido. Otro aspecto positivo es que el xido detoriofunde alrededor de los 3.300C comparados con los 2.800C del dixido de uranio. El U-233 tambin mantiene sus buenas propiedades neutrnicas con altas temperaturas, mejor que el U-235 o el Pu-239. Esta estabilidad significa ms alta ignicin y ms altas temperaturas de funcionamiento, con beneficios trmicos del 50-55%. Tambin, desde la respectiva posicin del uranio y el torio en latabla peridica, la cantidad de los actnidos menores de larga vida que resultan de la fisin, es mucho menor en el ciclo del torio que en el del plutonio. Finalmente, todo el mineral de torio es potencialmente utilizable en un reactor, lo que, comparado con el 0,7% del uranio natural, se obtengan 40 veces ms energa por unidad de masa.Despus de arrancar el reactor con cualquier otros material fisible (U-235 o Pu-239), se puede crear un ciclo de produccin similar pero ms eficiente que con el U-238 y el plutonio. El Th-232 absorbe un neutrn para convertirse en Th-233 el cual normalmente deriva aprotactinio-233y despus a U-233. El combustible irradiado es entonces descargado del reactor, se extrae el U-233, el cual se utiliza en otro reactor conformando un ciclo de combustible cerrado.Actividad industrial actualActualmente los nicos istopos utilizados como combustible nuclear son UranioU235, UranioU238y PlutonioPu239, a pesar de las ventajas que tiene el propuesto ciclo del torio como combustible. Algunos reactores modernos, con modificaciones menores, podran utilizar torio, que es ms completo que el uranio.Los reactores de agua pesada y los regulados por grafito pueden utilizar uranio tal como es obtenido y refinado, pero la inmensa mayora de los reactores en el mundo requieren que la proporcin entre Uranio-235 (U235) y Uranio-238 (U238) est incrementada. En los reactores civiles el enriquecimiento se incrementa hasta un 5% de U235y un 95% de U238, pero en los reactores navales se alcanza hasta el 93% de U235.El trminocombustible nuclearno se utiliza normalmente con respecto a la energa de fusin, que funde istopos de hidrgeno en helio para liberar energa.2. PREPARACIN Mineral de uranio la materia prima principal del combustible nuclear

Yellowcake (Torta amarilla) la forma en la que el uranio es transportada a la planta de enriquecimiento.

UF6- Utilizado en el enriquecimiento.

Combustible nuclear un slido compacto, inerte e insoluble.

ExploracinUn depsito de uranio, descubierto mediante tcnicas geofsicas, es evaluado y muestreado para determinar las cantidades de materiales de uranio que son extrables a unos costos especficos. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estima se pueden extraer a unos costes especificados. El uranio en la naturaleza est formado bsicamente por dos istopos, U238y U235. Los nmeros se refieren al nmero de masa atmica para cada istopo, o al nmero de protones y neutrones en el ncleo atmico. El uranio que se obtiene naturalmente contiene aproximadamente el 99,28% de U238y el 0.71% de U235. Los ncleos atmicos del U235estn muy cerca de la fisin cuando son atacados por unneutrn libre, por lo que el istopo se dice que es un istopo "fisible". Por otro lado, el ncleo de un tomo de U238, en lugar de iniciar la fisin cuando es atacado por un neutrn libre, casi siempre absorber el neutrn libre y generar un tomo del istopo U239. Este istopo inicia una radioactividad natural para degenerar enPu239, el cual, como el U235, es un istopo fisible. Los tomos de U238se dice que son frtiles, ya que, mediante la irradiacin por neutrones en el ncleo, pueden producir eventualmente tomos fisibles de Pu239.MineraEl mineral de uranio puede obtenerse enexcavaciones a cielo abiertoosubterrneas, con mtodos similares en la minera de otros metales. Los mtodos de lixiviacin in situ tambin son utilizados en Estados Unidos. En esta tecnologa, el uranio es lavado desde el lugar donde se encuentra el mineral, mediante fuentes de agua espaciadas con regularidad, y recuperado de la solucin lixiviada en una planta en superficie. Las minas uranio en los Estados Unidos contienen normalmente de un 0,05 a un 0.3% de xido de uranio (U3O8). Algunos depsitos de uranio explotados en otros pases son de mayor porcentaje y tambin ms grandes que los de Estados Unidos. El uranio tambin est presente en un reducidas proporciones (de 50 a 200ppm) en algunos depsitos que contienen fosfatos de origen marino. Puesto que la minera del fosfato mueve muy grandes cantidades en el proceso hmedo de produccin de cido fosfrico utilizado en fertilizantes y otros productos qumicos, en algunas plantas al procesar el fosfato tambin procesan el uranio que, aunque en pequeas proporciones, puede ser recuperado de forma econmica del proceso.

3. PERODO DE SERVICIOTransporte de materiales radioactivosEl transporte es una parte integrada en el ciclo del combustible nuclear. Hay reactores de energa nuclear en funcionamiento de varios pases pero la minera del uranio solo es viable en unas pocas reas. Adems, en el curso de ms de cuarenta aos de funcionamiento de la industria nuclear, se han creado un nmero de establecimientos especficos en varias partes del mundo para prestar servicios relacionados con el ciclo de combustible nuclear y se ha creado la necesidad de transportar los materiales nucleares a y desde estos establecimientos. La mayora de los transportes tienen lugar entre las diferentes etapas del ciclo, pero en ocasiones el material puede ser objeto de transporte entre establecimientos similares. Con alguna excepcin, los materiales del ciclo de combustible nuclear se transportan en forma slida, siendo la excepcin el hexafluoruro de uranio (UF6) que se considera es un gas. La mayora del material utilizado en el combustible nuclear es trasportado varias veces durante el ciclo. Los transportes son a menudo internacionales, y frecuentemente de grandes distancias, siendo efectuados normalmente por compaas de transporte especializadas.Gestin del combustible en el ncleo del reactorElncleode unreactor, est compuesto por unos pocos cientos de conjuntos, formados por una serie regular de celdas, cada una de ella formada por una barra de combustible o de control rodeada, en la mayora de los casos, por un regulador de neutrones y un refrigerante (agua, en la mayora de los reactores).Debido al proceso defisinque consume los combustibles las barras de combustible viejas deben ser cambiadas peridicamente por nuevas (al perodo se le llama un ciclo). No obstante, slo una parte de los conjuntos (normalmente una cuarta parte) son retirados ya que el agotamiento del combustible no es uniforme espacialmente. Adems, no sera una buena poltica, por razones de eficiencia, poner los nuevos conjuntos exactamente en la localizacin de los retirados. Incluso manojos de la misma antigedad tienen distintos niveles de ignicin, lo que depende de sus posiciones previas en el ncleo. De este modo, los manojos disponibles son colocados en la manera en que se maximice el rendimiento, siempre que se cumplan las limitaciones de seguridad y las restricciones de funcionamiento. En consecuencia, los operadores de reactores se enfrentan con el llamadoproblema de recarga de combustible ptima, que consiste en optimizar el realineamiento de todos los conjuntos, los viejos y los nuevos, de modo que se optimice la reactividad del ncleo del reactor. Esto produce una reduccin de los costes del ciclo de combustible debido al mejor quemado del combustible.Este problema es de hecho un problema de discreta optimizacin, imposible de solventar con los mtodoscombinatoriosactuales, debido al enorme nmero depermutacionesy a la complejidad de cada clculo. Se han propuesto muchosmtodos numricospara resolverlo, y se han escrito muchas aplicaciones de software para ayudar en la gestin del combustible. Este es un tema todava en progresin sin que se haya conseguido todava una solucin, por lo que los operadores utilizan una combinacin de tcnicas de clculo y empricas para gestionar el problema.Carga de ReactoresAlgunos diseos de reactores, tales comoCANDUoRBMK, pueden ser realimentados sin tener que desconectarlos. Esto se consigue mediante el uso de muchos pequeos tubos de presin que contienen el combustible y el refrigerante, de modo opuesto a un recipiente de gran presin como sucede en los diseos de reactores de agua presurizada o BWR. Cada tubo puede ser aislado individualmente realimentado mediante una mquina controlada por un operador, habitualmente a una cadencia de hasta 8 canales por da (de un total aproximado de 400) en los reactores CANDU. La realimentacin sobre la marcha permite que se trate de un modo continuado elproblema de recarga de combustible ptima, lo que conduce a un ms eficiente uso del combustible. Este incremento de eficiencia es parcialmente contrarrestado por la complejidad aadida de requerir cientos de tubos de presin y las mquinas de alimentacin que los atienden.

4. TRATAMIENTO POSTERIORAlmacenaje provisionalDespus de su ciclo de funcionamiento, el reactor es desconectado para su realimentacin. El combustible descargado en ese momento (combustible gastado) es almacenado bien en el propio emplazamiento del reactor, normalmente en un bloque de combustible gastado, o bien, potencialmente en un establecimiento comn lejos de los emplazamientos de los reactores. Si la capacidad del bloque de almacenaje in situ queda saturada, ser deseable almacenar el ahora combustible gastado fro en un lugar de almacenaje modular seco conocido como Instalaciones Independientes para el Almacenaje de Combustible Gastado (en ingls: (ISFSI)), bien sea en el emplazamiento del reactor o en otro lugar alejado de l. Las barras de combustible gastado normalmente se almacenan en agua, que proporciona a la vez refrigeracin (el combustible gastado sigue generando calor como resultado de la radioactividad residual) y proteccin (para proteger el entorno de radiacin residual ionizante), a pesar de que despus de un perodo de enfriamiento pueden ser trasladadas a un almacenaje de casco seco.ReprocesadoEl combustible gastado descargado de los reactores contiene cantidades apreciable de fisibles (U235, Pu239), del frtil (U238), y de otros materiales radioactivos, incluidos venenos nucleares (el motivo por el cual el combustible ha tenido que retirarse). Estos materiales fisibles o frtiles pueden ser separados qumicamente y recuperarse del combustible gastado. El uranio y el plutonio recuperados pueden, si las condiciones institucionales y econmicas lo permiten, ser reciclados para su uso como combustible nuclear. El xido de mezcla, o combustibleMOX, es una mezcla de uranio y plutonio recuperados y uranio agotado (DU) que se comprota de forma similar (aunque no idntica) a la alimentacin con uranio enriquecido para la cual fueron diseados muchos reactores. El combustible MOX es una alternativa al uranio de bajo enriquecimiento (LEU) utilizado en los reactores de agua ligera los cuales son predominantes en la generacin de energa nuclear.

La planta de reprocesado deSellafield.

Vertido de los residuosUna preocupacin actual en el campo de laenerga nucleares el vertido seguro y el aislamiento de, tanto el combustible gastado de los rectores, como, si se utiliza la opcin de reprocesado, los residuos de las plantas de reprocesado. Estos materiales deben aislarse de la biosfera hasta que laradioactividadque contengan haya disminuido hasta un nivel seguro. En losEstados Unidos, segn laNuclear Waste Policy Actde 1982, el Departamento de Energa tiene la responsabilidad de desarrollar un sistema de vertido nuclear para el combustible nuclear gastado y los residuos de alto nivel de radioactividad. Los planes actuales aluden a un vertido final de los residuos en forma slida en profundidades autorizadas, dentro de estructuras geolgicas estables.Un mtodo para hacer menos probable que el residuo de los reactores de energa sea la causa deenfermedadespara lahumanidad, y hacer el vertido ms barato es el reprocesado tal como se ha expuesto ms arriba.

5. QU ES EL URANIO?

El uranio es un elemento qumico metlico de color gris de la serie de los actnidos, descubierto en 1789 por el fsico alemn M. H. Klaproth, llamndolo as en honor del planeta Urano, que acababa de ser localizado ocho aos antes.Su smbolo qumico es U y su nmero atmico es el 92. Tiene el mayor peso atmico de entre todos los elementos que se encuentran en la naturaleza y es, aproximadamente, un 70% ms denso que el plomo.El uranio en estado natural es una mezcla de tres istopos: U-234 (0,02%, nivel de trazas), U-235 (0,7%) y U-238 (99,28%) y es levemente radiactivo, por lo que facilita su minera, transformacin y fabricacin como combustible nuclear.El uranio se localiza principalmente en la corteza terrestre, es 500 veces ms abundante que el oro y no tiene otro uso ms que como combustible nuclear.

Depsitos de alta ley (2%U)20.000 ppm U

Depsitos de baja ley (0,1%U)1.000 ppm U

Granito4 ppm U

Contenido medio en la corteza terrestre2,8 ppm U

Rocas sedimentarias2 ppm U

Agua de mar0,003 ppm U

1.- Etapas para la obtencin del combustible nuclear1.1. PRIMERA PARTE DEL CICLO: DE LA NATURALEZA AL REACTORPaso 1:Fase de exploracin y minerapor lixiviacin in situ, a cielo abierto o subterrnea para extraer el uranio que normalmente se procesa para reducir el material a un tamao uniforme de partcula, para, a continuacin, realizar la molienda producindose un polvo seco formado por uranio natural, llamado yellow cake (torta amarilla), que se vende en el mercado del uranio como U3O8.

El uranio es abundante en la naturaleza, sin embargo, se encuentra en proporciones muy pequeas en las rocas de la corteza terrestre. Estas rocas se trituran y muelen para facilitar los tratamientos qumicos posteriores (lixiviacin, clarificacin y refinado) para extraer el uranio que contienen de forma de un slido de color amarillo, llamado yellow cake (torta amarilla). Est formada mayoritariamente por U3O8y se seca para continuar con el proceso.Paso 2:Primera fase de conversin (U3O8a UF6). Esta etapa consiste en que el concentrado de uranio,U3O8, debe ser convertido en hexafluoruro de uranio, UF6, que se encuentra en fase gaseosa y es la forma requerida por la mayora de las plantas de enriquecimiento de uranio, requisito necesario para utilizar el uranio como combustible nuclear.Paso 3:Enriquecimiento.La concentracin del istopo fisionable U-235 (0,71% en el uranio natural) es inferior a la requerida para mantener una reaccin nuclear en cadena en los reactores de agua ligera. El UF6natural, por tanto, debe ser enriquecido en el istopo fisionable para que se pueda utilizar como combustible nuclear. Los diferentes niveles de enriquecimiento dependen del reactor, pero para un reactor de agua ligera normalmente est enriquecido hasta cerca del 5% de U-235 pero tambin se requiere uranio enriquecido a concentraciones ms bajas. El enriquecimiento se consigue utilizando por lo general, difusin gaseosa o centrifugado de gas.

Mtodos:La separacin de istopos es una actividad difcil y que requiere intensa energa. Enriquecer uranio es difcil porque los dos istopos son muy similares en peso: el235Ues slo un 1,26% menos pesado que el238U. Se han utilizado varias tcnicas para el enriquecimiento, y otras ms estn en fase de investigacin. En general, estos mtodos explotan las ligeras diferencias en elpeso atmicode los varios istopos. Se han realizado trabajos que usaran laresonancia magntica nuclear, aunque no se conoce si estos procesos han sido puestos en produccin comercial.Una caracterstica comn a todos los esquemas de enriquecimiento a larga escala es el empleo de un nmero idntico de pasos para producir sucesivamente mayores concentraciones de235U. Cada fase concentra el producto hasta el nivel establecido para la siguiente fase, antes de iniciarse el paso hacia otra nueva fase superior. De forma parecida, la parte del material que no alcanza el nivel de enriquecimiento requerido es devuelta a la fase anterior para su posterior reprocesado. Este sistema de enriquecimiento secuencial es denominado ingeniera qumica en cascada. Difusin trmicaLadifusin trmicautiliza el intercambio de calor a travs de una delgada capa de lquido o gas para conseguir la separacin de istopos. El proceso se beneficia del hecho de que las ms ligeras molculas de gas del235U, se difundirn hacia la superficie caliente, mientras que las ms pesadas del238U, lo harn hacia la superficie ms fra. Durante laSegunda Guerra Mundialse utiliz la planta de Oak Ridge para preparar el material requerido para el proceso EMIS (ver ms abajo: Separacin electromagntica de istopos). El proceso fue abandonado en favor del uso de la difusin gaseosa. Difusin gaseosaLadifusin gaseosaes una tecnologa utilizada para producir uranio enriquecido que consiste en forzar al gas dehexafluoruro de uranioa travs de unamembrana semi-permeable, lo que produce una ligera separacin entre las molculas que contienen235Uy las que contienen238U. A lo largo de laGuerra fra, la difusin gaseosa jug un papel importante en la tcnica del enriquecimiento de uranio, a pesar de lo cual actualmente ha sido casi por completo sustituida por nuevos mtodos. Gas centrifugado

Planta de enriquecimiento de uranio mediante una cascada de centrifugadoras de gas.El proceso degas centrifugadoutiliza un gran nmero de cilindros rotativos en formaciones en paralelo y en serie. Esta rotacin crea una fuerza centrfuga muy fuerte, de modo que las molculas ms pesadas que contienen238U, se desplazan hacia la parte exterior del cilindro, mientras que las ms ligeras del235Use recogen ms cercanas al centro. Este proceso requiere mucha menos energa que el viejo de difusin gaseosa, para conseguir la misma separacin, por lo que lo ha prcticamente remplazado totalmente. El centrifugado rpidoElcentrifugado Zippees una mejora sobre el centrifugado de gas convencional, siendo la principal diferencia el uso del calor. Se calienta el fondo de los cilindros rotativos, provocando corrientes que mueven hacia la zona superior el235U, donde puede ser recogido mediante paletas. Este diseo de centrifugado mejorado es utilizado por la compaa comercial Urenco para producir combustible nuclear. Tambin, este proceso fue utilizado porPakistnen su programa de armas nucleares y el gobierno pakistan, vendi la tecnologa Zippe aCorea del NorteeIrn, permitiendo a ambos pases el desarrollo de su propia industria nuclear.

Procesos aerodinmicosLosprocesos de enriquecimiento aerodinmicosincluyen las tcnicas "Becker Jet Nozzle" desarrolladas por EW Becher y asociados, y el proceso de separacin en el tubo vrtex. Este proceso de separacin aerodinmica, se basa en la difusin provocada por gradientes de presin, tal como en el proceso del gas centrifugado, y de hecho, el proceso aerodinmico puede ser considerado un centrifugado no rotativo. La obtencin de las fuerzas centrfugas se consigue por una dilucin de UF6, conhidrgenooheliocomo gas de transporte que alcanza una mayor velocidad de flujo de la que se obtendra si se utilizara hexafluoruro de uranio puro. La Uranium Enrichment Corporation of South Africa (UCOR) desarroll el proceso de separacin Helikon vrtes, basado en el tubo vrtex y enBrasil, NUCLEI, un consorcio dirigido por Industrias Nucleares do Brasil, construy una planta de experimentacin. Como ambos procesos implicaban un alto consumo de energa y requisitos notables para la retirada de los residuos del calor, actualmente no estn en uso. Separacin Electromagntica de IstoposConocido por la abreviatura de su denominacin inglesa (Electromagnetic Isotope Separation) comoEMIS. El uranio metlico, previamente es vaporizado, es ionizado con iones cargados positivamente. Entonces, son acelerados y subsiguientemente deflectados por campos magnticos hacia sus respectivos puntos de recogida. Unespectmetro de masasa nivel de produccin, llamadoCalutrn, desarrollado durante la Segunda Guerra Mundial y que proporcion la mayora del235U utilizado en la bomba nuclearLittle Boyque se lanz sobreHiroshimaen1945. Exactamente, el trmino 'Calutron' hace referencia a un aparato de varios componentes situado en un gran valo alrededor de un potente electromagneto. La separacin magntica se ha prcticamente abandonado en favor de mtodos ms efectivos; no obstante, los inspectores internacionales encontraron queIrakhaba construido en secreto docenas de calutrones, supuestamente para el desarrollo de una bomba nuclear.1 Procesos LserLosprocesos Lserconstituyen posiblemente una tercera generacin tecnolgica que promete menos requerimientos de aportacin de energa, ms bajos costes de capital, y reduccin de pruebas, todo lo cual suponen ventajas econmicas significativas.AVLIS(del InglsAtomicVaporLaserIsotopeSeparation) es un mtodo en el que se utilizan lsers especialmente afinados para separar isotopos de uranio, mediante la selectiva ionizacin en transiciones hiperfinas. La tcnica utilizalsersque estn ajustados a frecuencias que ionizan los tomos de235Upero no otros. El235Ucon carga de iones positivos es entonces atrado a una bandeja cargada negativamente y recogido.Un segundo mtodo de separacin por lser se conoce comoSeparacin molecular de isotpos por lser: MLIS, (del inglsMolecularLaserIsotopeSeparation). En este mtodo, un lser de infrarrojos es dirigido al gas de hexafluoruro de uranio, excitando las molculas que contienen un tomo de235U. Un segundo lser libera un tomo deflor, extrayendo elpentafluoruro de uranioque precipita desde el gas.Un desarrollo australiano llamadoSILEXque es molecular y utiliza UF-6, en apariencia es "bsicamente diferente totalmente a lo que se ha probado hasta ahora" de acuerdo con lo que declara su desarrollador Silex Systems Ltd. Los detalles del proceso actualmente no estn disponibles. En1996laUSEC(United States Enrichment Corporation) obtuvo los derechos para valorar y desarrollar SILEX para uranio (ya que la tcnica es utilizable tambin para siliconas y otros elementos pero renunci a ellos en2003.Ninguno de estos procesos se encuentra disponible para su utilizacin comercial, a pesar de que el de SILEX se encuentra muy avanzado. Mtodos qumicosSe han realizado demostraciones para una planta piloto de unprocedimiento qumico, pero no ha sido utilizado. El proceso francsCHEMEXexplot una muy ligera diferencia en la propensin de los dos istopos a cambiar de valencia en la oxidacin/reduccin, utilizando fases acuosas inmiscibles y orgnicas.Se desarroll unprocedimiento de intercambio inicopor parte de la Asahi Chemical Company enJapnque utiliza una qumica similar pero que realiza la separacin bajo el intercambio inico de las propiedades de una columna de resina. Separacin de plasmaEl proceso deSeparacin de plasma(PSP) describe una tcnica potencialmente ms eficiente para el enriquecimiento de uranio que utiliza elmagnetismo de superconductoresy lafsica de plasma. En este proceso, se utiliza el principio del ciclotrn para, selectivamente, potenciar el istopo235Uen un plasma que contiene una mezcla de iones. Los franceses han desarrollado su propia versin del PSP, a la cual denominan RCI. La dotacin de fondos para el RCI se redujo drsticamente en 1986, y el programa se suspendi hacia 1990, a pesar de que todava se usa el RCI para la separacin estable de istopos.

Paso 4:Segunda fase de conversin (UF6a UO2).Para su uso como combustible nuclear, el UF6enriquecido se convierte en polvo de dixido de uranio (UO2) que es compactado en pastillas cilndricas cermicas de 1 cm de dimetro por 1 cm de alto aproximadamente con unas caractersticas estables a temperaturas elevadas como las que soportarn en el interior del reactor.

Paso 5:Fabricacin de elementos combustibles.Esta etapa es la nica que se realiza en Espaa, en la fbrica de elementos combustibles que tiene Enusa Industrias Avanzadas en Juzbado(Salamanca). Consiste en:Fabricacin de barras de combustible: Es la primera barrera de seguridad en la central nuclear. Dentro de ella se colocan las pastillas de uranio y se almacenarn los productos de fisin que se liberarn durante el quemado del combustible.Elemento combustible: Una vez preparadas las barras de combustible, se agrupan en ensamblajes especiales que forman los elementos combustibles. Su funcin principal es mantener las barras a una distancia apropiada para que circule el refrigerante entre ellas y reciba el calor generado.

A partir del hexafluoruro de uranio gaseoso se obtendr un polvo capaz de producir pastillas cilndricas estables a altas temperaturas y a esfuerzos mecnicos. Este polvo es el dixido de uranio (UO2).Existen varios sistemas de conversin de hexafluoruro de uranio a dixido de uranio. Dichos sistemas (ADU, AUC, IDR) consisten en combinaciones de procedimientos fsicos y qumicos que no comentaremos aqu por mantener el discurso sencillo y breve de la serie.

Una vez obtenido el polvo de dixido de uranio es el momento de fabricar las famosas pastillas de combustible nuclear que formarn parte de los elementos combustibles. La fabricacin de las pastillas de combustible se conoce comoproceso cermico, quese realiza en varias etapas:Mezclado: el dixido de uranio enriquecido se mezcla con otros compuestos para mejorar sus propiedades fsicas ycombustibles. Se aade a la mezcla hasta un 20% de U3O8, que ayuda a formar poros en la mezcla y que sta fluya mejor; un formador de poros ms gruesos, que facilitan la fabricacin de las pastillas; y, en ocasiones, y dependiendo del enriquecimiento, se le aade tambin gadolinio, que ayuda a la captura de neutrones trmicos (facilita la reaccin de fisin).Preprensado, granulado y homogeneizado: se da una primera forma al polvo de uranio y se criba para producir un granulado, a continuacin se conduce a una unidad de homogeneizado donde se dar al granulado el tamao adecuado para la fabricacin de las pastillas, aadiendo un lubricante.Prensado y sinterizado: las pastillas ya salen de las prensas con el tamao y forma adecuados para introducirlas al elemento combustible. El sinterizado consiste en el calentamiento a ms de 1500C de las pastillas en una atmsfera inerte durante doce horas, para obtener una densidad y propiedades fsicas aptas.

Una vez las pastillas salen del horno de sinterizado se sometern a una serie de inspecciones de tamao y densidad. Las que no cumplan las especificaciones preestablecidas, volvern al horno o se tratarn como residuos en un horno de oxidacin (donde vuelven aconvertirse en polvo de U3O8y se aprovecharn de nuevo en el comienzo del proceso).

Las principales caractersticas de las pastillas de combustible nuclear son: su punto de fusin se encuentra por encima de los 2800C, lo que las hace seguras en las condiciones de presin y temperatura del reactor; tienen una gran estabilidad qumica y un comportamiento inerte, por lo que no reaccionarn con los materiales de recubrimiento de las vainas del elemento combustible. Tienen forma cilndrica, entre 10 mm y 14 mm de longitud y entre 8 mm y 10 mm de dimetro.Las pastillas se introducen en las barras dezircaloyque conforman el elemento combustible, junto con un gas inerte a presin (helio). Las barras se insertan en el esqueleto, junto con instrumentacin de control y una vez soldado e inspeccionado todo, tendremos el elemento combustible tal y como se va a introducir en el ncleo del reactor.

1.2. SEGUNDA PARTE DEL CICLO: EL COMBUSTIBLE DENTRO Y FUERA DEL REACTORLos elementos combustibles, a medida que generan energa en el reactor, pierden efectividad a causa de la reduccin del material fisionable y de la acumulacin de productos de fisin. Por ello, es necesario sustituir parte de estos elementos por combustible nuevo, operacin llamada recarga.La segunda parte del ciclo incluye todas las operaciones a las que es sometido el combustible que se encuentra en el reactor hasta su almacenamiento y aislamiento definitivo.Cuando se retira el combustible utilizado del reactor, tan slo se ha utilizado el 5% de la energa inicialmente contenida. El combustible usado, por tanto, mantiene an una gran capacidad energtica remanente, susceptible de ser utilizada nuevamente en otros reactores.Una vez que el combustible acaba su vida til en los reactores, tras operar durante dos o tres ciclos, unos 3 5 aos, todava conserva el 95% del uranio, que est enriquecido hasta un nivel que depende del quemado final que tenga. El 1% es plutonio, el resto son actnidos menores, productos de vida larga, productos de vida corta y productos estables de fisin.

SEGURIDAD NUCLEAR

2.000 velas en memoria delaccidente de Chernbilocurrido en el ao 1986, en una conmemoracin de los 25 aos de este accidente nuclear, as como por eldesastre nuclear de Fukushimaocurrido en el ao 2011.Laseguridad nuclearcubre las acciones tomadas para prevenir losaccidentes nucleares y radiolgicoso para limitar sus consecuencias. Esto cubre lasplantas de energa nuclearas como otras instalaciones nucleares, el transporte de materiales nucleares y el uso y almacenamiento de materiales nucleares para usos mdicos, de energa, industriales y militares.La industria de la energa nuclear ha mejorado la seguridad y el desempeo de los reactores, y ha propuesto nuevos diseos de reactores ms seguros (pero generalmente no probados) pero no hay garanta de que los reactores sern diseados, construidos y operados correctamente.Los errores ocurren y los diseadores de reactores enFukushimaen Japn no anticiparon que untsunamigenerado por unterremotodestruira los sistemas de respaldo que se supona tenan que estabilizar al reactor despus del terremoto.De acuerdo a laUBSAG, elaccidente nuclear de Fukushima Ihan sembrado la duda si incluso una avanzada economa como la de Japn puede dominar el tema de la seguridad nuclear.Los escenarios catastrficos que envuelven ataques terroristas tambin pueden ser factibles. Un equipo interdisciplinario delMIThan estimado que dado el crecimiento esperado de la energa nuclear entre el 2005 y el 2055, al menos cuatro accidentes nucleares serios pueden producirse en ese perodo. La seguridad de lasarmas nucleares, as como la seguridad de la investigacin militar relacionada con los materiales nucleares, es generalmente manejada por diferentes agencias de las que administran la civil, por variadas razones, incluyendo el secreto militar.1.1 Seguridad en Centrales nuclearesComplejidad.Las plantas de energa nuclear son unos de los sistemas de energa ms sofisticados y complejos jams diseados.Cualquier sistema complejo, no importa lo bien diseado y construido, no puede ser considerado a prueba de fallos.Stephanie Cookeha dicho que:Los propios reactores eran mquinas enormemente complejas con una cantidad incalculable de cosas que podran funcionar mal. Cuando eso sucedi enThree Mile Islanden 1979, se expuso otra lnea de errores en el mundo nuclear. Un mal funcionamiento llev a otro, y esto a otra serie de errores, hasta que el ncleo del reactor comenz a fundirse, e incluso el ms altamente entrenado equipo de ingenieros nucleares del mundo no supo como responder. El accidente revel serias deficiencias e un sistema que tena como misin proteger la salud y seguridad de las personas. Un tema fundamental relacionado a la complejidad es que los sistemas de energa nuclear han excedido por mucho sus perodos de vida. La duracin de los proyectos desde el comienzo de la construccin de una planta de energa nuclear comercial, hasta la eliminacin segura de sus desechos radiactivos, puede durar entre 100 a 150 aos. 1.2. Modos de fallo de las plantas de energa nuclearExiste la preocupacin de que una combinacin de errores humanos y mecnicos en una instalacin nuclear podran resultar en un dao significativo a las personas y al ambiente: Reactores nucleares en operacin contienen grandes cantidades de productos radiactivos de la fisin que, si son dispersados, pueden significar un peligro de radiacin directa, contaminar el suelo y la vegetacin, y ser ingerido por humanos y animales. Humanos expuestos a niveles lo suficientemente altos pueden causar tanto por enfermedades de corto plazo y muerte, y muerte a largo plazo por cncer y otras enfermedades. Los reactores nucleares pueden fallar en un variedad de formas. Si la inestabilidad del material nuclear genera un comportamiento inesperado, puede resultar en una excursin de energa no controlada. Normalmente, el sistema de enfriamiento en un reactor est diseado para ser capaz de manejar el exceso de calor que esta situacin causa, sin embargo, si el reactor tambin experimenta unaprdida accidental de refrigerante, entonces el combustible puede derretir o causar que el contenedor sea llevado a un sobrecalentamiento y se funda. Este evento es conocido como underretimiento nuclear.Despus de ser apagado, el reactor necesita por algn tiempo de energa externa para alimentar sus sistemas de enfriamiento. Normalmente esta energa es proporcionada por la red de energa a la cual la planta est conectada, o por generadores diesel de emergencia. No proporcionar esa energa a los sistemas de enfriamiento, como sucedi enFukushima I, puede causar serios accidentes.Las reglas de seguridad nuclear en Estados Unidos "no consideran adecuadamente el riesgo de que un solo evento corte la alimentacin de electricidad desde la red y de los generadores de emergencia, tal como el terremoto y posterior tsunami lo hizo recientemente en Japn", expresaron algunos empleados de la Comisin Reguladora Nuclear en Junio de 2011. Algunas causas intencionales de tales fallas pueden ser el resultado deterrorismo nuclear.Vulnerabilidad de las plantas nucleares a ataquesLas plantas de energa nuclear generalmente son consideradas blancos "duros", aunque no siempre esto es as. En Estados Unidos, las plantas estn rodeadas por una doble fila de altas rejas que son monitoreadas electrnicamente. Los terrenos de la planta son patrulladas por una considerable fuerza de guardias armados.El criterio de la NRC para "Amenaza Base para el Diseo" es un secreto, y por eso el tamao de una fuerza atacante frente al cual son capaces de defenderse es desconocido. Sin embargo, para hacer unscram(hacer un apagado rpido de emergencia) de una planta no toma ms de 5 segundos mientras que un reinicio sin impedimentos puede tomar horas, dificultando seriamente que una fuerza terrorista pueda liberar radiactividad en un hipottico ataque.Un ataque areo es un problema que ha sido resaltado desde losatentados del 11 de septiembreen Estados Unidos. Sin embargo, en el ao 1972 tres secuestradores areostomaron el controlde un vuelo de pasajeros domstico que se desplazaba a lo largo de la costa oriental de Estados Unidos y amenazaron estrellar el avin en unade armas nuclearesenOak Ridge,Tennessee. El avin estuvo tan cerca como 2.500 metros sobrevolando el sitio antes de que las demandas de los secuestradores fueron cumplidas. La ms importante barrera contra la liberacin de radiactividad en un evento de un choque de un avin contra una planta de energa nuclear es el edificio de contencin y su escudo contra misiles. El actual presidente de la NRC Dale Klein ha dicho que "Las plantas de energa nuclear son estructuras inherentemente robustas que nuestros estudios muestran que proporcionan una adecuada proteccin en un hipottico ataque por un avin. La NRC tambin ha tomado acciones que requieren que los operadores de plantas de energa nuclear sean capaces de enfrentar grandes incendios o explosiones no importa lo que los haya causado".Adems, los partidarios de la energa nuclear destacan a grandes estudios llevados a cabo por el Instituto de Investigaciones de Energa Elctrica de Estados Unidos que prueban la robustez de tanto el reactor como del almacenaje de los desechos de combustible y encontraron que estas infraestructuras deberan ser capaces de resistir un ataque terrorista comparable a losatentados terroristas del 11 de septiembreen Estados Unidos. El combustible gastado usualmente es almacenado al interior de la "zona protegida" de la plantao uncontenedor de transporte de combustible nuclear usado; robarlo para usarlo en un "bomba sucia" es extremadamente difcil. La exposicin a la intensa radiacin casi inmediatamente incapacitara o matara a cualquiera que intentara hacerlo. En septiembre de 2010, el anlisis de gusano computacionalStuxnetsugiri que fue diseado para sabotear una planta de energa nuclear. Tal "ciberataque" se saltara las defensas fsicas de las plantas nucleares y esto demostrara una importante nueva vulnerabilidad. Localizacin de las plantas

LaEstacin Generadora Nuclear de Fort Calhounrodeada por lasinundaciones del ro Missouri del 2011el 16 de junio de 2011En muchos pases, las plantas estn a menudo localizadas en la costa, con el propsito de proporcionar una fuente de agua de enfriamiento para elesencial sistema de servicios de agua. Como una consecuencia el diseo necesita considerar los riesgos de inundaciones y detsunami. ElConsejo Mundial de Energa(en ingls: World Energy Council, WEC) argumenta que los riesgos de desastres estn cambiando y que el incremento de la posibilidad de desastres tales comoterremotos,ciclones,huracanes,tifoneseinundaciones.Elcambio climticoy el incremento de las temperaturas, los niveles ms bajos de precipitaciones y un incremento en la frecuencia y severidad de lassequaspueden llevar a escasez de agua potable.El agua salada es corrosiva y por lo tanto el abastecimiento de energa nuclear sea probablemente afectada en forma negativa por dicha escasez.Este problema genrico puede aumentar en el tiempo.La falla en calcular correctamente el riesgo de inundaciones llev a un evento deNivel 2en laEscala Internacional de Accidentes Nuclearesdurante lainundacin de la planta de energa nuclear de Blayais en 1999, mientras que las inundaciones causadas por elTerremoto y tsunami de Japn de 2011llevaron a losaccidentes nucleares de Fukushima I. El diseo de plantas nucleares localizadas en zonasssmicamenteactivas tambin requiere que el riesgo de terremotos y tsunamis sean tomados en cuenta. Japn, India, China y Estados Unidos estn entre los pases que poseen plantas nucleares en regiones afectas por terremotos. El dao causado a laplanta de energa nuclear de Kashiwazaki-Kariwade Japn durante elterremoto de Chetsu de 2007hizo surgir la preocupacin enexpertos japoneses, previo a los accidentes de Fukushima, sobre el efecto de ungenpatsu-shinsai(efecto domin en una planta de energa nuclear producto de un terremoto). Sistemas de seguridad para reactores nuclearesLos tres principales objetivos de lossistemas de seguridad para reactores nuclearescomo estn definidos por laComisin Reguladora Nuclearson apagar el reactor, mantener la condicin de apagado y prevenir la liberacin de material radiactivo durante los eventos o accidentes.Estos objetivos son alcanzados usando una variedad de equipamiento, que son parte de de diferentes sistemas, cada uno de los cuales lleva a cabo funciones especficas.Peligros del material nuclearEl material nuclear puede ser peligroso si no es manejado o desechado en forma apropiada. Experimentos con piezas de material nuclear de tamao casi demasa crticapueden provocar el riesgo de unaccidente de criticidad.David Hahn, "El Nio Explorador Radiactivo" (en ingls: "The Radioactive Boy Scout") quien trat de construir un reactor nuclear en su casa, sirve como un ejemplo de alguien que fall en desarrollar y seguir los protocolos de seguridad adecuados. Tales fallas pueden provocar casos decontaminacin radiactiva.Incluso cuando estn adecuadamente contenidos, los subproductos de la fisin que ya no tienen utilidad generandesechos radiactivos, que deben ser desechados apropiadamente. Elcombustible nuclear gastadoque ha sido removido recientemente de un reactor nuclear generar grandes cantidades decalor por decaimientoque requerir de bombear agua para enfriamiento por un ao o ms para prevenir el sobrecalentamiento. Adems, el material expuesto a laradiacin por neutronesque est presente en los reactores nucleares puede a su vez convertirse en radiactivo, o a contaminarse con el desecho nuclear. Adicionalmente, tambin hay qumicos txicos o peligrosos que pueden ser usados como parte de la operacin de la planta, que deben ser manejados y desechados en forma apropiada.

Captulo 3

Tratamiento de residuos radioactivosIntroduccin

Losresiduos radiactivossonresiduosque contienenelementos qumicosradiactivosque no tienen un propsito prctico. Es frecuentemente el subproducto de un proceso nuclear, como lafisin nuclear. El residuo tambin puede generarse durante el procesamiento de combustible para losreactoresoarmas nucleareso en las aplicaciones mdicas como laradioterapiao lamedicina nuclear.Se pueden clasificar por motivos de gestin en: Residuos desclasificables (o exentos): No poseen unaradiactividadque pueda resultar peligrosa para la salud de las personas o el medio ambiente, en el presente o para las generaciones futuras. Pueden utilizarse como materiales convencionales. Residuos de baja actividad: poseen radiactividad gamma o beta en niveles menores a 0,04 GBq/m si son lquidos, 0,00004 GBq/m si son gaseosos, o la tasa de dosis en contacto es inferior a 20 mSv/h si son slidos. Solo se consideran los de esta categora si adems superiodo de semidesintegracines inferior a 30 aos. Deben almacenarse en almacenamientos superficiales. Residuos de media actividad: poseen radiactividad gamma o beta con niveles superiores a los residuos de baja actividad pero inferiores a 4 GBq/m para lquidos, gaseosos con cualquier actividad o slidos cuya tasa de dosis en contacto supere los 20 mSv/h. Al igual que los residuos de baja actividad, solo pueden considerarse dentro de esta categora aquellos residuos cuyoperiodo de semidesintegracinsea inferior a 30 aos. Deben almacenarse en almacenamientos superficiales. Residuos de alta actividad o alta vida media: todos aquellos materiales emisores deradiactividadalfay aquellos materiales emisoresbetaogammaque superen los niveles impuestos por los lmites de los residuos de media actividad. Tambin todos aquellos cuyoperiodo de semidesintegracinsupere los 30 aos (por ejemplo losactnidos minoritarios), deben almacenarse enalmacenamientos geolgicos profundos(AGP).

Composicin Los residuos nucleares, cuyo aspecto es igual al del combustible nuevo, emiten radiacin alfa, beta y gamma, adems de generar calor como consecuencia de la desintegracin radiactiva. Adems contienen diferentes sustancias que desarrollan su radiactividad independientemente, lo que dificulta el tratamiento de los residuos; por ejemplo, aunque el principal elemento sea el uranio (95% de los residuos), son los productos de fisin del combustible (2% de los residuos) los que mantienen mayor actividad durante los primeros 150-200 aos. Entre estos residuos se encuentran tambin el plutonio 240, que tiene un perodo de semidesintegracin de aproximadamente 6600 aos; y el neptunio 237, con un perodo de 2.130.000 aos.

Transporte de residuos Se genera un peligro importante en el transporte de los residuos desde las centrales al Almacn temporal centralizado, se realiza en el interior de unos grandes cilindros de metal extremadamente resistentes.

Almacenamiento de los residuos Los residuos de alta actividad requieren sistemas de gestin que garanticen su aislamiento y confinamiento. Las dos opciones que existen para su almacenamiento son el almacenamiento temporal prolongado y el almacenamiento definitivo a gran profundidad. El almacenamiento temporal prolongado permite guardar el combustible entre 100 y 300 aos y puede llevarse a cabo con la tecnologa,existente en la actualidad a travs de los almacenes temporales centralizados. Respecto a la segunda opcin, el almacenamiento geolgico profundo, an ha de demostrarse que sea efectivo para periodos extremadamente largos o al menos similares a los del almacenamiento temporal prolongado.2. Residuos nucleares

Uno de los principales problemas del uso de la energa nucleares lagestin de los residuos nuclearesya que son muy peligrosos y difciles de eliminar.Qu se hace con los residuos de la energa nuclear?Los residuos nucleares son uno de los principales problemas relacionados la energa nuclear. Si estos residuos no se tratan debidamente, resultan altamente peligrosos para la poblacin y el medio ambiente.Losresiduos radiactivosse pueden clasificar segn sus caractersticas fsicas y qumicas y por su actividad.Clasificandolos por su actividad tenemos: Residuos nucleares de alta actividad, compuestos por los elementos del combustible ganado. Residuos nucleares de media actividad, sonradionucleidosproducidos en el proceso defisin nuclear. Residuos nucleares de baja actividad, bsicamente se trata de las herramientas, ropas y material diverso utilizado para el mantenimiento de una central de energa nuclear.LaEmpresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA)es la empresa que se encarga en Espaa de lagestin de residuos nucleares(provengan de centrales nucleares o de otras instalaciones radiactivas como hospitales y centros de investigacin relacionados con la energa nuclear). La gestin de dichos residuos nucleares est definida en el Plan General de Residuos aprobado por el Parlamento.Los protocolos para el tratamiento de los residuos nucleares depende de su nivel de actividad radiactiva:Residuos nucleares de media y baja actividad

Losresiduos nucleares de media actividadse generan porradionucleidos liberadosen el proceso de fisin (el que actualmente se utiliza en las centrales de energa nuclear) en cantidades pequeas, muy inferiores a las consideradas peligrosas para la seguridad y la proteccin de las personas.Con un tratamiento se separan los elementos radioactivos que contienen en estos subproductos y los residuos resultantes se depositan en bidones de acero solidificndolos con alquitrn, resinas o cemento.Losresiduos nucleares de baja actividad radiactiva(ropas, herramientas, etc) se prensan y se mezclan con hormign formando un bloque slido. Al igual que en el caso anterior stos tambin se introducen en bidones de acero.

[Este contenido se distribuye en el sitio web deEnresabajo las condiciones de la licenciaCreative Commons Reconocimiento - Sin obras derivadas (BY-ND) 3.0]En Espaa, los bidones se trasladan al Centro de Almacenamiento de El Cabril (Crdoba), queENRESAse encarga de gestionar. Adems de depositarse todos los residuos nucleares de todas las centrales nucleares espaolas, tambin se depositan los residuos nucleares generados por la medicina, la investigacin, la industria y otros campos que tambin trabajan con energa nuclear.

Todos los almacenamientos de residuos nucleares, en la actualidad,estn vigilados y controlados rigurosamente.Residuos nucleares de alta actividadUna vez se ha gastado el combustible en una central de energa nuclear,se extrae del reactor para almacenarse temporalmente en una piscina de aguaconstruida de hormign y paredes de acero inoxidable dentro de la central para crear unabarrera a las radiacionesy evitar escapes.Si bien es cierto que estas piscinas pueden ampliarse mediante una operacin llamadareracking, los ltimos Planes Generales de Residuos prevn la construccin de almacenes temporales en seco dentro de la propiacentral nuclear. ste seria un complemento a las piscinas en el paso intermedio hasta definir una localizacin definitiva.Lainvestigacin sobre almacenamientos definitivosse desarrolla en numerosos pases, algunos de los cuales, como Finlandia y EE.UU., han dado pasos muy importantes para su construccin y puesta en servicio.Una de las soluciones que ms se aceptan entre expertos es elAlmacenamiento Geolgico Profundo (AGP), generalmente en minas excavadas en formaciones geolgicas estables.ActualmenteENRESAtrabaja para localizar, construir y gestionar un Almacn Temporal Centralizado donde guardar, de manera provisional y segura, los residuos nucleares de alta actividad que actualmente se guardan en las centrales nucleares espaolas. Este almacenamiento permitir ganar tiempo para buscar una ubicacin adecuada para elAGPpermitiendo la continuidad de las instalaciones nucleares y el almacenamiento seguro de los residuos de alta actividad.Clasificacion europea de residuos nuclearesDado que no todos los pases emplean la misma clasificacin,la Comisin Europea ha recomendado unificar criterios,para lo cual propone la siguiente clasificacin, en vigordesde el 1 de enero de 2002: Residuos nucleares de transicin: residuos, principalmentede origen mdico, que se desintegran durante elperodo de almacenamiento temporal, pudiendo a continuacingestionarse como residuos no radiactivos, siempreque se respeten unos valores de des-clasificacin. Residuos nucleares de baja y media actividad: su concentracin enradionucleidoses tal que la generacin deenerga trmicadurante su evacuacin es suficientemente baja. A su vez seclasifican en residuos de vida corta que contienen nucleidoscuya vida media es inferior o igual a 30 aos, con unaconcentracin limitada de radionucleidos alfa de vida largay en residuos de vida larga conradionucleidosy emisoresalfa de vida larga cuya concentracin es superior alos limites aplicables a los residuos de vida corta. Residuos nucleares de alta actividad: Residuos con una concentracinderadionucleidostal que debe tenerse encuenta la generacin trmica durante su almacenamientoy evacuacin. Este tipo de residuos se obtieneprincipalmente del tratamiento y acondicionamientodel combustible gastado.

3. Criterios de clasificacin de los residuos radiactivos

Hay una amplia gama de residuos radiactivos. Algunos de los criterios ms importantes que pueden servir de base para el establecimiento de clasificaciones de residuos son: el estado fsico, el tipo de radiacin emitida, el perodo de semidesintegracin, la actividad especfica y la radiotoxicidad.Estado fsicoPor su estado fsico los residuos se clasifican en slidos, lquidos y gaseosos. Este criterio es importante por el distinto tratamiento o acondicionamiento que reciben los residuos radiactivos segn sean slidos, lquidos o gaseosos.Tipo de radiacin emitidaLos radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos pueden desintegrarse dediferentes formas, dando lugar a la emisin de diversas partculas o rayos. Desde este punto de vista, los residuos radiactivos se clasifican en emisiones Debidoa que cada tipo de radiacin interacciona de distinta forma con la materia, presentando diferentes longitudes de penetracin o lo que es lo mismo, alcances en el medio irradiado, este criterio condiciona las barreras de proteccin, el manejo de losresiduos y en general la exposicin a las radiaciones en el lugar de almacenamiento.Perodo de semidesintegracinComo es sabido, la radiactividad decrece regularmente con el tiempo. En funcin delperodo de semidesintegracin de los radionucleidos contenidos en los residuos (o tiempo al cabo del cual la radiactividad se reduce a la mitad), se puede hacer la siguiente clasificacin: Actividad especficaOtro de los parmetros ms significativos para la clasificacin de residuos es la actividadpor unidad de masa o volumen de material radiactivo (actividad especfica). Su unidad de medida en el SI es Bq/gr. Una cierta porcin del residuo, en general, contendr distintos radionucleidos, cada uno de ellos con una determinada actividad especfica. Para cada radionucleido hay definido un umbral por encima del cual se considera al residuo como de alta actividad y recprocamente, por debajo, como de baja.Este criterio determina los problemas de proteccin a corto plazo, ya que el nivel de actividad de los residuos condiciona el blindaje durante su manejo normal y transporte.RadiotoxicidadLa radiotoxicidad es una propiedad de los residuos radiactivos que define su peligroSidad desde el punto de vista biolgico. La radiotoxicidad de un radionucleido engloba varios parmetros como el tipo de radiacin, el perodo de semidesintegracin, la mayor o menor rapidez con que es expulsado del organismo por los procesos orgnicos, y tambin depende de si tiende a fijarse selectivamente en determinados rganos o tejidos.Tanto la Comisin Internacional de Proteccin Radiolgica (ICRP), como el OrganismoInternacional de Energa Atmica (OIEA), y el Organismo de Energa Atmica de las Comunidades Europeas (EURATOM), han recomendado una clasificacin en cuatro grupos de los radionucleidos, segn su grado de radiotoxicidad por unidad de actividad.

El primero de dichos grupos o Grupo A comprende los radionucleidos de ms alta toxicidad, entre los que figuran como ejemplos representativos el226 Ra, el239 Puyel241 Am.El segundo grupo o Grupo B comprende los radionucleidos de toxicidad entre media y alta, como por ejemplo el90 Sr y los yodos-125, 126 y 131.El tercer grupo o Grupo C comprende los radionucleidos de toxicidad entre media y baja y figuran en l como ejemplos tpicos en32 P, el198Finalmente, el cuarto grupo o Grupo D comprende los radionucleidos debaja toxicidad entre los que se encuentran el3 H, el51 Cr y elTc. En este grupo se puede considerar tambin incluido el uranio natural.Este criterio sirve de base para fijar los requisitos de proteccin y seguridad que hande cumplir las instalaciones en las que se manipulen sustancias radiactivas, a fin dereducir adecuadamente el riesgo de irradiacin interna.Clasificacin de los residuos radiactivosLa clasificacin ms aceptada internacionalmente es la propuesta por el OrganismoInternacional de Energa Atmica (OIEA) que divide a los residuos slidos, lquidos ygaseosos en distintas categoras.En Espaa, desde el punto de vista de su gestin, los residuos radiactivos se clasifiCan generalmente en:a) Residuos de baja y media actividadSus caractersticas principales son:Actividad especfica por elemento radiactivo baja.No generan calor.Contienen radionucleidos emisores beta-gamma con perodos de semidesintegracininferiores a 30 aos, lo que quiere decir que reducen su actividad a menos de la milsima parte en un perodo mximo de 300 aos.Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 Gbq/t. (0,01 curios/tonelada en promedio) Algunos ejemplos de radionucleidos contenidos en los residuos de baja y media actividad son el 137Origen de los residuos radiactivosLos residuos radiactivos se generan en las siguientes actividades:1) Produccin de energa elctrica de origen nuclear. Se incluyen los residuos generados en todas las etapas por las que pasa el combustible nuclear hasta ser usado en los reactores nucleares, los residuos de funcionamiento de las centrales nucleares y los residuos generados en la gestin del combustible gastado. 2) Aplicaciones de los radistopos en la medicina, industria e investigacin 3) Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas. De todas las actividades queproducen residuos radiactivos, las que originan una mayor cantidad de residuostanto en lo que respecta a su volumen, como a su actividad especfica, son las relacionadas con la generacin de energa elctrica.A continuacin vamos a describir los residuos que se producen en cada una de estasactividades.

4. Residuos del ciclo de produccin de energa elctrica

Segn su origen se pueden distinguir tres tipos:a) Residuos de la primera fase del ciclo del combustible. Comprende los residuos generados en las etapas de minera del uranio, fabricacin de concentrados,conversin a hexafluoruro de uranio y enriquecimiento del uranio y fabricacin de los elementos combustibles.b) Residuos generados en el funcionamiento de las centrales nuclearesc) Residuos de la segunda fase del ciclo del combustible Dependiendo de la estrategia de gestin del combustible gastado, tendremos residuos generados en el reproceso del combustible (ciclo cerrado), o bien en caso de ciclo abierto, el propio combustible gastado se considera como residuo (en Espaa los ciclos de energa elctrica son ciclos abiertos).

a) Residuos de la primera fase del ciclo del combustible nuclear Estriles de minera de uranio En los yacimientos de mineral de uranio (U3O), los residuos slidos estn constituidos por partes de la roca extrada, con tan bajo contenido en uranio que no eseconmico su aprovechamiento. Para evitar riesgos biolgicos, estos estriles se apilan en reas de la propia mina de forma tal que su lixiviacin y erosin por los agentes atmosfricos sea mnima.Fabricacin de concentradosEn la fabricacin de concentrados las pulpas de los rechazos del mineral de las que se ha separado el mximo posible de uranio (estriles de planta), se apilan en diques, generalmente en las inmediaciones de la fbrica de concentrados. Desde el punto de vista radiactivo estos estriles slo contienen radionclidos naturales, principalmente derivados del decaimiento del U-238, siendo los de vida superior a un ao el234U,230Th,226Ra y210Pb.El agua de infiltracin a travs de los diques conteniendo 226Ra y Th es recogida por una red de drenaje y, si es necesario, tratada antes de su vertido.Las emisiones del gas radn (222 230 Rn) a la atmsfera, y la dispersin de pequeaspartculas por el viento se evitan cubriendo los diques de estriles con una capade tierra o de asfalto. As pues, aunque los subproductos que se originan en la concentracin del uranio son de muy baja actividad especfica y de origen natural, han de ser tratados desde el punto de vista de proteccin radiolgica, debido a que los istopos contenidos han pasado de un medio geolgico natural, que los ha retenido durantegrandes perodos de tiempo, a un nuevo emplazamiento donde son almacenados y apilados en superficie. Conversin a hexafluoruro y enriquecimiento del uranioLa conversin del concentrado de U3O8 en UF (voltil), y su enriquecimiento,generan pequeas cantidades de residuos, siendo los de mayor entidad las colas de uranio empobrecido en forma de UF66, que no suele ser tratado como residuo, pero que por su toxicidad qumica es aconsejable su reconversin final a xido de uranio (UO) que es el paso siguiente en el proceso de fabricacin del combustible. En los procesos de descontaminacin y operaciones auxiliares, tambin se generan algunos residuos lquidos. stos se descargan en unos estanques de retencin, para su posterior tratamiento, con el fin de recuperar el uranio. Este tratamiento de los residuos lquidos da lugar a barros con pequeas cantidades demetales precipitados, no necesitando almacenamiento.Fabricacin de elementos combustiblesLos residuos slidos producidos durante la fabricacin de elementos combustibles, incluyen papeles, plsticos, ropas, vidrios, metales, etc. as como los filtros de los sistemas de tratamiento de gases y los barros obtenidos en el tratamiento de los residuos lquidos. Los residuos lquidos se originan en el sistema de tratamiento de gases en la conVersin del UF6 a polvo de UO. Tambin se generan en la descontaminacin de equipos y personal, laboratorios, etc.Se estima que del total de UO2 procesado en la fabricacin desde la llegada delpolvo a la fbrica de combustible, hasta que son introducidas las pastillas cermicas en las vainas, alrededor del 0,1% en peso, se pierde en forma de residuos, que son finalmente almacenados en bidones metlicos, sin necesidad de blindaje adicional.Captulo 5. Origen y clasificacin de los residuos radiactivos b) Residuos generados en el funcionamiento de las centrales nucleares La produccin de residuos radiactivos en una central nuclear tiene su origen en el proceso de fisin del combustible que se produce en el reactor. En este proceso se originan productos de fisin que contienen istopos radiactivos de diferentes elementos y neutrones libres.La experiencia de funcionamiento de los reactores de agua ligera, ha mostradoque una pequea fraccin de los productos de fisin producidos pasa al agua delcircuito de refrigeracin, bien a travs de defectos de las vainas de las barras decombustible o bien por difusin a travs de las mismas.Tambin aparecen productos de activacin radiactivos originados por bombardeoneutrnico de los materiales estructurales de los elementos combustibles y de las impurezas del refrigerante primario del reactor, as como transurnidos de vida larga por procesos de captura neutrnica.Entre los residuos radiactivos de operacin, se incluyen los equipos y dispositivosque son utilizados para la purificacin y limpieza de los circuitos de refrigeracin.Los istopos radiactivos quedan finalmente incorporados o acumulados en forma slida en resinas de intercambio inico, o en filtros, as como en forma de concentrados de evaporacin, con el objeto de disminuir el volumen de los residuos lquidos que son acondicionados en matrices slidas. Estos residuos son clasificados como de baja y media actividad.Para una central de agua ligera, se estima que el volumen de residuos generadopor Gw/ao de operacin, es de 150 m, una vez acondicionados. Otros residuos radiactivos incluyen herramientas, uniformes de trabajo, trapos,3 papeles, etc. que han sido contaminados durante los trabajos de reparacin y mantenimiento de la central y son tambin de baja y media actividad. c) Residuos de la segunda fase del ciclo del combustible El combustible nuclear, una vez ha cubierto su etapa de produccin de energa en el reactor, es almacenado en las piscinas de combustible gastado de la mismacentral nuclear, para evacuar el calor residual que produce. A partir de este momento aparecen dos lneas bsicas de actuacin:Una de las opciones es proceder, despus de un perodo indefinido de alma Cenamiento temporal (bien en piscinas, bien en contenedores en seco), al acondicionamiento y encapsulado del combustible para seguidamente almacenarlo de forma definitiva en una formacin geolgica profunda. Otra opcin bsica es proceder, despus de un perodo de almacenamiento temporal, al reproceso del combustible gastado con objeto de separar el uranio y el plutonio del resto de componentes para su utilizacin posterior en un nuevo proceso de fisin nuclear. Esta opcin se denomina ciclo cerrado. Otra tercera opcin bsica, en estudio, es la del ciclo cerrado avanzado que incluyela separacin del uranio y el plutonio de los actnidos y productos de fisin. El uranio y el plutonio se reprocesan para su posterior utilizacin y los actnidos y productos de fisin se someten a un proceso de transmutacin para disminuir su actividad. La primera opcin implica que todo el combustible gastado es considerado como residuo, mientras que en la segunda, una vez retirados el uranio y el plutonio, los residuos resultantes son acondicionados mediante vitrificacin para su posterior manejo y almacenamiento. La tercera opcin, en estudio, contempla la transmutacin de los residuos resultantes para disminuir su actividad.

Ciclo abierto: el combustible gastado como residuoCuando se toma la decisin de planificar la energa nuclear en ciclo abierto, el combustible gastado debe gestionarse como un residuo slido de alta actividad.El combustible quemado en las centrales nucleares se traslada a las piscinas situadas en las propias centrales, donde se enfra. Dado que la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario el paso del combustible gastado por un almacenamiento intermedio, donde su radiactividad y, consecuentemente, su calor residual, decaiga hasta niveles aceptables para el almacenamiento definitivo.Existen dos tcnicas utilizadas para el almacenamiento intermedio del combustible gastado: el almacenamiento en piscinas y el almacenamiento en seco (bvedas,contenedores metlicos o de hormign, etc.).En el almacenamiento en piscinas, el agua se contamina con productos de corrosinactivados y productos de fisin escapados de elementos defectuosos. El mantenimiento de la calidad del agua da lugar a la aparicin de residuos tales como filtros y cambiadores de iones. Otros residuos generados son los filtros de ventilacin y los absorbentes de yodo.

Ciclo cerrado: reproceso del combustible gastadoEn las plantas de reelaboracin se generan residuos slidos, lquidos y gaseosos con caractersticas radiactivas muy diferentes. Desde este punto de vista, cabe diferenciar las siguientes corrientes:Residuos slidos de alta actividad constituidos por los componentes estructuralesde los elementos combustibles, tales como cabezas, vainas, espaciadores, muelles, etc. Contienen principalmente productos de activacin y una pequea porcin de productos de fisin y transurnidos. Despus de un almacenamiento temporal para decaimiento, se compactan e inmovilizan en matrices slidas.Residuos lquidos de alta actividad procedentes del primer ciclo de extraccin por disolucin del uranio y plutonio. Estos residuos contienen aproximadamente el 99,5% de los productos de fisin del combustible, casi la totalidad de los actnidos (transurnidos) y el uranio y el plutonio no recuperados. Despus de concentrados por evaporacin y de un tiempo de decaimiento en de -psitos de diseo especial, estos residuos se inmovilizan en matrices de vidrio, confinndose en contenedores de acero inoxidable que se cierran porsoldadura. Han de almacenarse unas decenas de aos antes de enviarlos al almacenamiento definitivo.Residuos slidos de actividad baja e intermedia, entre los que hay que distinguir los que contienen radionucleidos de larga vida (emisores alfa), por encima y por debajo de un determinado nivel. Proceden del tratamiento de corrientes lquidas y gaseosas contaminadas que aparecen en los procesos qumicos a que se somete el combustible y en el mantenimiento de la instalacin. Estn constituidos, principalmente, por concentrados de evaporacin, resinas de intercambio inico, filtros para gases, filtros de ventilacin gastados, equipos contaminados, etc., que se inmovilizan mediante matrices slidas o mediante conglomerados hidrulicos. Todos ellos se introducen en contenedores, con o sin blindaje.Residuos gaseosos constituidos fundamentalmente por los gases nobles de fisin, xenn y kriptn, que se desprenden junto con el tritio, yodo, carbono, etc. al cortar y disolver los elementos combustibles. En tratamientos sucesivos se absorben todos los gases, excepto los gases nobles citados, dando lugar a residuos slidos de media y baja actividad. Por su parte, el xenn y el kriptn se retienen por procedimientos criognicos o por absorbentes especficos, almacenndose posteriormente en recipientes metlicos a presin.Ciclo cerrado avanzado: separacin y transmutacin de radionucleidos de vida largaEn la opcin del ciclo cerrado, si de los residuos lquidos de alta actividad que aparecen en el proceso, se separan los actnidos minoritarios (Np, Am y Cu), se puede reducir notablemente el inventario radiotxico de los mismos antes de suvitrificacin. Adems de los actnidos minoritarios, pueden separarse algunos productos de fisin de vida larga de alta radiotoxicidad. En este proceso de separacin, adems de los actnidos y los productos de fisin y del uranio y plutonio obtenidos, se generan residuos radiactivos de baja y media actividad.Posteriormente los actnidos minoritarios y productos de fisin de vida larga se parados deben ser transmutados en sistemas adecuados para su transformacin en radionucleidos de vida corta o estables. La transmutacin se puede realizar mediante fisin o por captura neutrnica, necesitndose un flujo elevado de neuTrones de espectro energtico adecuado. Adicionalmente, la transmutacin reQuiere la fabricacin de combustible o blancos, a partir de las diversas corrientes separadas en los procesos anteriores y disponer de instalaciones nucleares especficas donde poder efectuar el proceso transmutador de forma ptima para los diversos blancos preparados. Los sistemas propuestos inicialmente para llevar a cabo la transmutacin han sido los reactores nucleares, trmicos y rpidos, aunque en la actualidad estn cobrando mucho inters los sistemas subcrticos accionados por aceleradores de partculas.En este proceso de transmutacin cabe esperar la produccin de residuos, tantode baja y media como de alta actividad, que deben ser almacenados. En resumen, las operaciones conjuntas de separacin y transmutacin pueden reducir significativamente el inventario radiotxico a largo plazo de los residuos de alta actividad.Residuos generados en la medicina, industria e investigacinDistinguimos tres grupos diferentes de instalaciones radiactivas en funcin del finpara el que los istopos radiactivos son utilizados: instalaciones sanitarias, industriales y centros de investigacin.En las instalaciones mdicas y hospitalarias, el uso de istopos radiactivos para el diagnstico y tratamiento de enfermedades ha ido creciendo a lo largo de los ltimos cincuenta aos. As, elementos radiactivos no encapsulados, normalmente en estado lquido, son utilizados para fines diferentes como son el diagnstico mediante trazadores (99Tc,201Tl,I) que permiten el estudio de rganos como el corazn, glndula tiroides, higado y glndulas hormonales, o bien para el tratamiento de enfermedades del tiroides (131 Captulo 5. Origen y clasificacin de los residuos radiactivos I) o de la sangre (32P), o para investigacin ( 367HC).Estas actividades generan residuos radiactivos slidos: algodones, guantes de goma, jeringuillas, etc. as como residuos lquidos, fundamentalmente lquidos de centelleo.En el tratamiento de tumores se emplean fuentes encapsuladas, siendo muy frecuente el uso del Co. Estas fuentes, frecuentemente de mucha actividad, han de ser cambiadas debido al decaimiento cuando su actividad disminuya por debajo de un determinado nivel y por tanto, dejan de ser tiles para estos fines. Estas fuentes constituyen un residuo radiactivo que es necesario gestionar.En las aplicaciones de los istopos radiactivos en los procesos industriales, est especialmente extendido el uso de fuentes encapsuladas. Mediante el uso de este tipo de fuentes generalmente de baja actividad, se suelen obtener medidas de nivel, humedad, densidad o espesor en procesos continuos o de difcil acceso.Tambin se utilizan fuentes encapsuladas de radiacin gamma para ensayos no destructivos en construcciones metlicas (gammagrafa) y en esterilizacin industrial. En estos casos, se necesitan fuentes de una actividad mayor que en los anteriores.Al igual que las fuentes encapsuladas utilizadas en medicina, cuando de cae su nivel de actividad, deben ser retiradas considerndose residuos radiactivos a gestionar.En los centros de investigacin nuclear, los residuos proceden de reactores de enseanza e investigacin, celdas calientes, metalrgicas (instalaciones auxiliares de investigacin donde se realizan ensayos, manipulaciones, pruebas, etc.) plantas piloto y servicios de descontaminacin. Estos residuos son de naturaleza fsica, qumica y radiactiva muy variable debido a la gran diversidad de istopos utilizados y la amplia gama de procesos en que son aplicados.Clausura de instalaciones nucleares y radiactivasCuando se da por finalizada la vida til de las instalaciones nucleares y radiactivas, seprocede a cerrarlas con carcter permanente y comienza la operacin de clausura.En las instalaciones del ciclo del combustible previas al reactor, los residuos estn contaminados con radionucleidos naturales (uranio y sus productos de decaimiento) siendo los estriles de minera y de fabricacin de concentrados los de mayor volumen. stos se deben estabilizar para evitar riesgos radiolgicos.Si despus de la vida til de una central, se opta por su desmantelamiento total (lo que implica la retirada, de todos los materiales, equipos y partes de la instalacin que contengan radiactividad por encima de los niveles aceptables, dejando el emplazamiento en condiciones seguras para un futuro uso) se originan los siguientes tipos de residuos radiactivos:Vasijas del reactor y componentes existentes en el interior del blindaje biolgico. Son residuos de gran tamao, altamente activados y contaminados, que requieren, para facilitar su manejo y transporte, reduccin de tamao en instalaciones blindadas de alta integridad con el consiguiente control ambiental.Componentes externos al blindaje biolgico (cambiadores de calor, bombas de circulacin, tuberas, etc.). Aunque estn menos contaminados que los anteriores, su gestin es semejante.Hormign activado y contaminado. Su demolicin da lugar a la formacin de aerosoles radiactivos a retener mediante filtros. La mayor parte de la radiactividad se encuentra en las capas del hormign ms prximas a las zonas radiactivas, por lo que, cuando es posible, se separan del resto de las zonas sustancialmente inactivas, que son estructurasde tipo convencional. Hay que tener en cuenta que una gran parte de una central nuclear (alrededor del 80%) no es radiactiva, y, tras exhaustivos controles de seguridad y medidas radiolgicas, establecidos por los Organismos Nacionales y Supranacionales, se puede proceder a su derribo, reutilizacin o evacuacin sin restriccin alguna.

Sistemas auxiliares y estructuras de edificios. Son materiales ligeramente contaminados, susceptibles de descontaminacin.En todas las operaciones de desmantelamiento, se generan residuos secundarios(lquidos de descontaminacin, filtros de gases, etc.) que requieren un tratamiento similar a los residuos del funcionamiento del reactor. En el desmantelamiento de las instalaciones de etapas posteriores al reactor se obtienen residuos contaminados con productos de fisin y trazas de transurnidos. Presentan un alto nivel de radiactividad las celdas calientes donde se efecta el proceso de reelaboracin del combustible, as como las piscinas de almacenamiento.

Captulo 4

PARADA DEL REACTOR

La parada es la etapa que incluye los eventos que transcurren desde la operacin a una potencia estable hasta que se alcanza la condicin de parado y seguro.

En este captulo se deber incluir los procedimientos aplicables a esta etapa de la operacin del reactor. Se deber considerar situaciones de paradas rutinarias como no-rutinarias.

POLITICAS GENERALES.

En esta seccin se deber presentar los criterios generales que el personal de operacin deber tener presente durante esta situacin operacional, las precauciones de seguridad necesarias y en general todo aspecto que sea importante para la correcta aplicacin los procedimientos, incluyendo la verificacin de la existencia y completitud de la documentacin necesaria.

5.2 PARADA RUTINARIA O PROGRAMADA.

En esta seccin se deber incluir los procedimientos para la parada rutinaria o programada del reactor.

Se deber considerar actividades tales como las siguientes :

a) Comprobacin del estado de los elementos;

b) Lectura de datos de instrumentos;

c) Inspecciones visuales;

d) Establecimiento de las condiciones de funcionamiento del circuito de extraccin de calor residual, en caso que sea necesaria;

5.3 PARADA POR DISPARO.En esta seccin se deber incluir los procedimientos a seguir en caso que se produzca una parada por disparo del reactor.Si fuera necesario, se deber establecer procedimientos diferentes atendiendo a las causas que provocan los disparos del reactor, tales como sismo, prdida de energa elctrica, perdida de la capacidad de extraccin de calor en condiciones normales, etc.

5.4 REGISTROS.En esta seccin se deber especificar e incluir copia de los formularios de registro de informacin asociada a cada procedimiento relacionado con este captulo.En cada parada por disparo, los registros debern establecer al menos :

a) Causa del disparo;

b) Acciones correctivas efectuadas para permitir una nueva partida;2.9 Nuevas tecnologas nuclearesLos problemas a los que se enfrenta la industria nuclear, tanto en lo referente al crecimiento de los costes como en los aspectos de seguridad nuclear, proliferacin y tratamiento de residuos, han llevado a proponer una gran variedad de diseos alternativos que, se argumenta, son capaces de superar estos desafos. En cualquier caso, estos enfoques son en su mayor parte todava muy preliminares, no se han abordado problemas de implementacin prctica y, debido a los retrasos inherentes a los procesos de desarrollo y construccin, no cabe esperar que estn en operacin comercial en ningn caso antes de 20 25 aos. Por otra parte, si efectivamente estos problemas admitiesen solucin, la alternativa nuclear sera una posibilidad muy atractiva.Dentro de los objetivos fundamentales para estas nuevas generaciones de plantas nucleares, se busca que cumplan con: Diseo estandarizado, lo que conlleva una menor inversin y un menor tiempo para la obtencin de licencias y la construccin. Diseo simplificado y automatizado. Mayor utilizacin prevista para la planta (superior al 90%) y un plazo operativo de 60 aos. Niveles optimizados de seguridad. Mejor utilizacin del combustible para optimizar el rendimiento y reducir la cantidad de residuos generados. Niveles reducidos de exposicin a la radiacin de los trabajadores. Simplicidad de operacin. Tiempo de construccin cortos. Costes de inversin reducidos. Seguridad pasivaEstos diseos se pueden clasificar en:

Diseos evolutivos: mejoras sobre diseos de reactores actualmente en explotacin, principalmente PWRs. Casi todas las compaas nucleares tienen diseos que caen en esta categora, y en general se afirma que son ms seguros debido a una mayor estabilidad de la reaccin en s y a una simplificacin (y consecuente abaratamiento) del diseo.Reactores intrnsecamente seguros, es decir, que estn construidos de tal forma que es fsicamente imposible que sufran una reaccin en cadena, con una posible explosin trmica. Dos tipos de diseos han sido particularmente discutidos:oPIUS, un diseo sueco que incorpora, entre otras medidas de seguridad, el que el reactor funcione sumergido en una piscina de agua borada. En condiciones de operacin normales, la circulacin de agua de refrigeracin mantiene el agua borada fuera del ncleo, pero en caso de accidente la falta de circulacin del agua de refrigeracin y/o el calentamiento del ncleo, haran que este quedara inundado por agua borada. El boro tiene una gran capacidad de absorcin de neutrones, con lo que toda reaccin nuclear acabara (salvo la desintegracin de istopos inestables) y el ncleo quedara refrigerado.oNuevos tipos de HTGR, especialmente uno en el que el combustible viene como bolas de UO2 envueltas en una capa cermica, que puede soportar 3.500C. Las propiedades de la cermica hacen imposible que la reactividad (la facilidad para sostener una reaccin nuclear) aumente con la temperatura, haciendo muy difciles reacciones descontroladas como en Chernobil. El uso de helio como refrigerante (que no absorbe neutrones y no puede sufrir cambios de fase) hace imposible accidentes como el de la Isla de las Tres Millas. Por otra parte, como la capacidad calorfica sera bastante ms alta que la de los diseos actuales, da ms tiempo para tomar acciones correctoras en caso de accidente. Actualmente hay reactores experimentales de este tipo en construccin en Japn y China.

Reactores basados en el ciclo del torio: Aunque no es un elemento fisible, el232Th se transforma en 233U tras capturar un neutrn, cuyas propiedades son similares a las del 235U. Los recursos minerales de 232Th son incluso mayores que los del 235U. Un reactor basado en este combustible tendra que tener una fuente inicial de neutrones, aunque esto no se considera un impedimento grave. Una propiedad atractiva es que si se quema junto al plutonio, ste queda destruido de forma bastante completa dando lugar a residuos radiactivos menos peligrosos que los habituales. En principio, reactores muy similares a los actuales podran sostener este ciclo.Reactores basados en aceleradores (ADR: Accelerator Driven Reactors). La idea es hacer incidir un haz de protones provenientes de un acelerador de partculas en un blanco de elementos pesados, que entonces emitira neutrones. Estos incidiran en el combustible nuclear provocando unareaccin. El blanco nuclear estara diseado de forma que fuera subcrtico, as en ausencia de la fuente externa de neutrones la reaccin no tardara en decaer.Una posibilidad atractiva es que un sistema de este tipo podra transmutar elementos transurnicos de larga vida que se encuentran en residuos nucleares en otros elementos menos peligrosos. Tambin se est investigando con el objetivo de destruir el plutonio proveniente de armas nucleares.

Reactores de fusin. Estos reactores intentan obtener energa a partir de la fusin de istopos pesados del hidrgeno: deuterio 2H y tritio 3H. La principal dificultad radica en las enormes temperaturas requeridas, de decenas de millones de grados, a la que es necesario calentar un gas relativamente denso de estas substancias. Existen dos tipos principales de prototipos:oReactores basados en el confinamiento magntico, en el que el gas se contiene mediante campos magnticos intensos

oReactores inerciales, en los que se provoca la implosin de pequeas bolas de material fusionable bombardendola simultneamente desde muchos ngulos o haces de partculas.

El progreso en la tecnologa de fusin ha sido ms lento de lo esperado. El sistema ms avanzado es el basado en el confinamiento magntico, en el que se ha logrado provocar la fusin durante tiempos limitados. La construccin de un reactor de demostracin, con el fin de abordar distintos problemas de ingeniera durante esta dcada ya ha comenzado en Cadarache, Francia, con el nombre de ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). En cualquier caso, es improbable que antes de 20 30 aos se pueda contar con algn prototipo comercial.

2.9.1 Reactores de agua a presin avanzados: el EPR

El EPR (siglas de European Pressurized Reactor) es un reactor de tercera generacin avanzada (Generacin III+), que capitaliza la experiencia de las centrales ms recientes y los resultados de importantes programas de I+D. Ofrece la garanta de una produccin elctrica segura, a menor coste, y sin incrementar el efecto invernadero. Conforme a las exigencias de las autoridades de seguridad, el EPR responde a las necesidades de las compaas elctricas. La construccin de un primer ejemplar en Finlandia ya est finalizando, para equipar a la quinta unidad nuclear que entrar en explotacin en 2009.El EPR ha sido desarrollado por AREVA con la participacin de EDF y las principales compaas de electricidad alemanas. Las autoridades de seguridad de los dos pases se han asociado y han armonizado sus normas de seguridad con el fin de establecer reglas comunes aplicables a la concepcin del nuevo reactor.

El proyecto EPR tiene, desde su inicio, tres objetivos, hoy conseguidos:1. Integrar las necesidades de las compaas elctricas2. Satisfacer las normas de seguridad de las futuras centrales dictadas por la autoridad de seguridad francesa, tras la armonizacin con su homlogo alemn3. Aumentar an ms y de forma significativa, la competitividad de la energa nuclear en relacin a las energas fsiles.

El EPR es un reactor de la familia REP Racteur Eau Pressurise PWR en ingls

a la cual pertenecen los reactores del parque nuclear francs. Esta familia es la ms extendida a nivel mundial. El EPR resulta de una sntesis y de una evolucin de los modelos REP ms recientes: el reactor francs de tipo N4 de las centrales de Chooz y Civaux y el reactor de tipo Convoy que equipa las centrales alemanas de Neckarwestheim, Emsland e Isar. Se beneficia de la experiencia de ms de 30 aos de explotacin de un parque de ms de 100 reactores nucleares construidos por el grupo Areva y Siemens en 11 pases, es decir, alrededor de un 30% de la potencia electronuclear instalada en el mundo, as como de las innovaciones resultantes de los programas de investigacin y desarrollo llevados a cabo por el Comisionado Francs para la Energa Atmica (CEA) y sus homlogos alemanes en el cuadro de acuerdos nacionales, bilaterales e internacionales.

Figura 10: Esquema de una central nuclear con un reactor EPR

Todos los tipos de combustibles usados ya en los reactores de agua a presin pueden ser utilizados: combustible a base de uranio ligeramente enriquecido (hasta un 5%) o combustibles reciclados ya sea a base de uranio procedente de un proceso de retiro y de re-enriquecimiento, o a base de xido mixto de uranio y de plutonio proveniente del reprocesado (combustible MOX). El ncleo puede ser completamente cargado de combustible MOX. Esta capacidad permite por un lado, regular y limitar el inventario global en plutonio y por otro lado, disminuir el volumen de residuos.El EPR tiene una potencia elctrica neta de la gama de 1600 MWe. Esta fuerte potencia unitaria est adaptada a las regiones en las que las redes elctricas estn desarrolladas y bien malladas, as como a las regiones de fuerte densidad de poblacin donde el espacio disponible para instalar las centrales es limitado. En los prximos 20 aos, es en estas regiones donde ms de la mitad de las nuevas centrales de produccin elctrica, de cualquier tipo de tecnologa, debern ser construidas.

El reactor de nueva generacion