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CURSO BÁSICO DE CIENCIA Y TECNOLOGÍA

NUCLEAR 2007

Organiza e imparte:

Curso Básico de Ciencia y Tecnología Nuclear

Curso Básico de Ciencia y tecnología Nuclear 3 de 160

ÍNDICE

PRÓLOGO............................................... 5

ÍNDICE DE AUTORES ................................ 7

TEMA 1. PRINCIPIOS DE FÍSICA NUCLEAR Y RADIACIÓN............................................ 9

TEMA 2. CENTRALES NUCLEARES ................23

TEMA 3. SEGURIDAD NUCLEAR ...................37

TEMA 4. COMBUSTIBLE NUCLEAR ................55

TEMA 5. RESIDUOS RADIACTIVOS ..............71

TEMA 6. DESMANTELAMIENTO Y CLAUSURA DE INSTALACIONES RADIACTIVAS Y NUCLEARES.97

TEMA 7. LAS CENTRALES NUCLEARES DEL FUTURO ........................................... 113

TEMA 8. OTROS USOS DE LA TECNOLOGÍA NUCLEAR ........................................... 135

TEMA 9. ENERGÍA NUCLEAR ANTE EL CAMBIO CLIMÁTICO Y LA SOSTENIBILIDAD............ 147



PRÓLOGO

Los Jóvenes Nucleares (JJNN) constituyen una comisión de la Sociedad Nuclear Española (SNE) declarada de Utilidad Pública según el Artículo 2º.11 del Real Decreto 1786/1996 de 19 de julio. Constituye una asociación de estudiantes y profesionales sin ánimo de lucro.

Los principales objetivos de los JJNN son:

1. Promover la transferencia de conocimientos y experiencias entre las generaciones madura y joven de profesionales del sector nuclear.

2. Fomentar la comunicación y el debate entre estos profesionales.

3. Difundir conocimientos sobre energía nuclear señalando el papel que juega esta energía en el bienestar de nuestra sociedad.

4. Facilitar la incorporación de jóvenes profesionales al sector.

Para cumplir con esta finalidad, Jóvenes Nucleares organiza, entre otras actividades, reuniones nacionales e internacionales; imparte charlas, conferencias y coloquios en colegios, institutos de secundaria y universidades y sus miembros asisten a foros y debates sobre energía, tecnología o ciencia.

Miguel Millán (INITEC NUCLEAR-WESTINGHOUSE)

Coordinador del curso



ÍNDICE DE AUTORES

1. Principios de Física nuclear y radiación: Manuel Fernández Ordóñez (CIEMAT)

2. Centrales Nucleares Ainhoa Hinestrosa Magán (TECNATOM)

3. Seguridad Nuclear Miguel Sánchez López (Iberdrola Generación)

4. Combustible Nuclear Sylvia Choithramani Becerra (ENUSA Indústrias

Avanzadas) 5. Residuos Radiactivos

José Antonio Suárez Navarro (CIEMAT) Rafael Lopez Gelado (INITEC NUCLEAR-

WESTINGHOUSE) 6. Desmantelamiento y Clausura de Instalaciones

Radiactivas y Nucleares Rafael Rubio Montaña (IBERDROLA)

7. Centrales Nucleares del Futuro Jose Luis Pérez Rodríguez (Endesa)

8. Otros usos de la tecnología nuclear Francisco Álvarez Velarde (CIEMAT)

9. Energía nuclear ante el cambio climático y la sostenibilidad

Antonio González Jiménez (Foro de la Industria Nuclear Española)



TEMA 1. PRINCIPIOS DE FÍSICA NUCLEAR Y RADIACIÓN

Manuel Fernández Ordóñez (CIEMAT)

1.1. INTRODUCCIÓN

La Física Nuclear, que trata sobre la estructura, propiedades y transformaciones de los núcleos atómicos es una disciplina científica que cuenta apenas con un siglo de antigüedad. El descubrimiento de los rayos-X en 1895 y de la radiactividad natural en 1896 marcaron el comienzo de la rama de la Ciencia que a mediados del siglo XX desencadenaría la III Revolución Industrial.

Muchos han sido los avances, tanto teóricos como experimentales, desde finales del siglo XIX. En este capítulo haremos un pequeño resumen de la visión que los científicos han tenido del átomo desde aquellos años y cómo el conocimiento del mismo se ha ido transformando paulatinamente. Posteriormente describiremos los dos funcionamientos tipo de reacciones más energéticas del Universo, tanto la fusión como la fisión, haciendo especial hincapié en esta última, ya que en ella se basa el de todas las centrales nucleares existentes en el mundo. Finalizaremos el



capítulo con una breve descripción histórica de la conquista de la energía nuclear.

1.2. DE LAS GALAXIAS A LOS QUARKS: ESTRUCTURA DE LA MATERIA

Como en otros ámbitos de la Ciencia, una de las dificultades de la Física Nuclear consiste en el tamaño del núcleo atómico, de unas dimensiones tan diminutas que dificulta cualquier aproximación cualitativa hacia su estudio. Es una tarea realmente complicada tratar de pensar qué es lo que sucede realmente a escalas tan pequeñas. Conviene, por tanto, llevar a cabo una breve discusión que enmarque las dimensiones y tamaños propios de los núcleos atómicos en comparación con otras escalas que tal vez nos son más familiares y cotidianas.

Tomemos como punto inicial de nuestro recorrido una de las estructuras de mayor tamaño que pueden encontrarse en nuestro Universo y recorramos un camino descendente hacia el interior del núcleo atómico. A continuación enumeraremos las dimensiones típicas de diversos objetos:

Galaxia – 1022 m – 10000000000000000000000 m Año luz – 1016 m – 10000000000000000 m Sistema solar – 1014 m – 100000000000000 m Órbita de la Tierra – 1011 m – 1000000000000 m Órbita de la Luna – 109 m - 1000000000 m Tierra – 107 m – 100000000 m Distancia Madrid-Segovia – 105 m – 100000 m 1 Kilómetro – 103 m – 1000 m Un árbol – 101 m – 10 m



Una mesa – 100 m – 1 m Un lápiz – 10-1 m – 0,1 m Una mosca – 10-2 m – 0.01 m Punta del lápiz – 10-3 m – 0.001 m Célula humana – 10-4 m – 0.0001 m Núcleo de la célula – 10-6 m – 0.000001 m Cromosoma – 10-7 m – 0.00000001 m ADN – 10-8 m – 0.000000001 m Átomo de Hidrógeno – 10-10 m – 0.0000000001 Núcleo de Plomo – 10-11 m – 0.00000000001 Protón y Neutrón – 10-15 m – 0.000000000000001

Tomemos como ejemplo el átomo de hidrógeno, podemos observar como su núcleo (formado únicamente por un protón) es 100.000 veces más pequeño que el átomo, es decir, en realidad la materia está casi vacía…

A lo largo de la Historia, fueron varios los modelos que trataron de describir cómo estaban formados los átomos. La propia palabra viene de los tiempos de Demócrito, hacia el año 400 a.C., y hacía mención a aquello que no podía dividirse en algo más pequeño. En la actualidad sabemos que, en realidad, los núcleos atómicos no son entes indivisibles, sino que están formados por otras partículas más pequeñas denominadas quarks, pero cuya explicación está fuera de las pretensiones de este curso. El primero que trató de dar una explicación acerca de la concepción del átomo fue Dalton, allá por 1808. En este modelo se establecía que:

Ø La materia está formada por partículas muy pequeñas llamadas átomos, que son indivisibles.

Ø Los átomos de un mismo elemento son iguales entre sí.



Ø Los compuestos químicos se forman al unirse átomos de dos o más elementos distintos.

Este modelo permaneció durante casi un siglo, hasta que en 1897 Joseph Thomson descubrió el electrón y creó su imagen del plum-cake o pastel de pasas, dando por hecho que la materia se componía de dos partes, una positiva y otra negativa. Según este modelo, el átomo consistía en una nube positiva en la que se encontraban suspendidos los electrones. El número de cargas negativas era el adecuado para neutralizar la carga positiva.

En el año 1911 el físico inglés Ernst Rutherford llevó a cabo su famoso experimento de bombardear núcleos de oro con partículas alfa. De sus asombrosos resultados postuló su modelo atómico, que aún siendo obsoleto corresponde a la percepción más común del átomo del público no científico. En este modelo, la parte positiva de la carga se concentra en un núcleo, el cual contiene también casi toda la masa del átomo, mientras que los electrones se ubican en una corteza orbitando alrededor del núcleo en órbitas circulares o elípticas con un espacio vacío entre ellas.

Figura 1. Imagen del átomo según el modelo de Rutherford.



Posteriormente, el físico danés Niels Bohr postuló un modelo muy parecido al de Rutherford en el que se tenía en cuenta la teoría cuántica y conseguía explicar numerosas observaciones experimentales. Finalmente, en 1926 Erwin Schrödinger postuló el modelo atómico que tenemos en la actualidad. En este modelo se abandona la visión de los electrones como esferas diminutas que giran en torno al núcleo. Desaparece el concepto de órbita para entrar en juego el concepto de orbital, incorporando los nuevos avances de la época en el campo de la Física Cuántica.

1.3. EL NÚCLEO ATÓMICO

Hoy sabemos que un átomo consta de un núcleo que porta casi la totalidad de la masa del átomo y unos electrones dispuestos en torno al núcleo de acuerdo con unas distribuciones de probabilidad que determina la física cuántica. El núcleo del átomo no es un ente fundamental, sino que puede ser dividido en partes más pequeñas. Está formado por neutrones (sin carga eléctrica) y protones (con carga eléctrica positiva), y sabemos que estas dos partículas (llamas genéricamente nucleones) tampoco son fundamentales, sino que están compuestas de otras más pequeñas denominadas quarks.

Un elemente químico está caracterizado por el número de protones que tienes, es decir, por su carga. Pero un mismo elemento químico puede tener distinto número de neutrones, estas especies se llaman isótopos. De este modo, por ejemplo, el núcleo de hidrógeno que generalmente sólo tiene un protón, puede además tener un neutrón (llamándose Deuterio) o incluso dos (llamándose entonces Tritio). Estos núcleos suelen representarse con su



símbolo y un número que indica el número de nucleones que posee, es decir, su número másico o número de neutrones + protones. Así, para el caso del hidrógeno:

Hidrógeno à 1H Deuterio à 2H Tritio à 3H

Del mismo modo el elemento Uranio, cuyo isótopo mayoritario es el 238U que tiene 92 protones y 146 neutrones, puede tener también otros isótopos como el 235U con 92 protones y 143 neutrones o el 233U con 92 protones y 141 neutrones.

1.4. RADIACTIVIDAD

Como hemos mencionado en la sección anterior, un mismo elemento químico tiene varios isótopos (puede tener hasta varias decenas), sin embargo únicamente dos o tres de ellos, en general, son estables. El resto son inestables y se convierten en isótopos estables mediante varios procesos radiactivos.

En la naturaleza existen aproximadamente unos 300 núcleos atómicos estables y, hasta el momento, hemos podido originar en el laboratorio, de diversas formas, más de 2000 núcleos inestables. Todo en la naturaleza tiende hacia un estado de mínima energía u en física nuclear, eso significa que los núcleos inestables (que tienen un exceso de energía) tratan a toda costa de convertirse en núcleos estables mediante procesos radiactivos. Existen, básicamente, cuatro procesos radiactivos en la naturaleza: la radiación alfa, la radiación beta, la radiación gamma y la fisión.



La radiación beta consiste en la emisión de electrones por parte del núcleo inestable; la radiación alfa consiste en la emisión de núcleos de Helio (2 protones y 2 neutrones), mientras que la radiación gamma consiste en la emisión de ondas electromagnéticas de la misma naturaleza que la luz que vemos a diario, pero de mucha más energía.

1.5. FISIÓN Y FUSIÓN

La fisión y la fusión nuclear son dos procesos antagónicos que, sin embargo, tienen algo en común: ambos liberan grandes cantidades de energía susceptible de ser utilizable. Profundizaremos un poco más en ambos conceptos a continuación, comenzando por la fusión.

Fusión Nuclear

La fusión nuclear es un proceso mediante el cual dos núcleos atómicos ligeros se unen para formar un núcleo más pesado, con la particularidad de que su masa es inferior a la suma de las masas de los dos núcleos iniciales. Según la famosa ecuación que debemos a Einstein la energía y la masa son la misma cosa: E=mc2. Por tanto, si el núcleo final tiene menos masa que los dos núcleos iniciales, ese defecto de masa se ha transformado en energía liberada, energía que podemos aprovechar del mismo modo que lo hacemos con la combustión de combustibles fósiles. La reacción típica que tiene lugar en un reactor de fusión se da entre dos isótopos del hidrógeno que ya hemos mencionado anteriormente, el deuterio y el tritio, del siguiente modo:



Deuterio + Tritio à 4He + 3.5 MeV + neutrón + 14.1 MeV

Figura 2. Esquema de una reacción de fusión.

Actualmente se encuentra en marcha el proyecto internacional ITER, que llevará a cabo la construcción de un reactor nuclear de fusión en Cadarache (Francia) para demostrar la viabilidad científica y técnica de este tipo de energía.

Fisión Nuclear

Ésta es la reacción más importante y relevante en el marco de este curso, ya que las centrales nucleares actuales basan su funcionamiento en este tipo de reacciones. La fisión es un proceso nuclear mediante el cual un núcleo atómico pesado se divide en dos o más núcleos pequeños, emitiendo además algunos subproductos. Estos subproductos incluyen neutrones, rayos gamma y otras especies como partículas alfa (núcleos de helio) y beta (electrones).



La fisión, como vemos, es el proceso antagónico a la fusión, pero análogamente, en la fisión se libera una gran cantidad de energía. El núcleo pesado inicial tiene una masa superior a la suma de los dos núcleos en los que se divide. Por tanto, y una vez más, ese exceso de masa se transforma en energía tal y como establece la célebre ecuación E=mc2.

Figura 3. Esquema de una reacción de fisión.

La forma en la que se induce una reacción de fisión es la siguiente, se envía un neutrón con la velocidad (energía) adecuada contra un núcleo susceptible de ser fisionado (por ejemplo el isótopo del Uranio que tiene 235 nucleones, 235U). Este isótopo captura (absorbe) al neutrón y se hace altamente inestable, comenzando a vibrar y a agitarse. Finalmente el núcleo se parte en dos trozos, emitiendo además varios neutrones. Si en las



inmediaciones del núcleo que ha fisionado tenemos otros núcleos susceptibles de ser fisionados, éstos pueden absorber los neutrones emitidos por el primer núcleo, a su vez emitirán nuevos neutrones que serán absorbidos por otros núcleos de 235U y así sucesivamente, teniendo lugar lo que conocemos como “Reacción en cadena”, que es la clave para el funcionamiento de las centrales nucleares, tal y como se explicará en los siguientes capítulos de este curso.

Figura 4. Esquema de una reacción de fisión en cadena.



No todos los núcleos pesados tienen la capacidad de ser fisionados, solamente algunos de ellos cumplen los requisitos necesarios. Ejemplos de estos núcleos son 233U, 235U o el 239Pu.

1.6. LA CONQUISTA DEL NÚCLEO ATÓMICO

El primero en hacer experimentos mediante el bombardeo de núcleos de Uranio con neutrones fue el ilustre físico italiano Enrico Fermi, sus trabajos le valieron el Premio Nobel de Física en 1938. Sus investigaciones alentaron a Otto Hahn, Lisa Meittner and Fritz Strassmann, que en 1939 demostraron que después de bombardear Uranio con neutrones, aparecían núcleos de Bario, que tenía una masa aproximadamente la mitad que el Uranio!!!!!. Estos resultados crearon una gran controversia en la comunidad científica, pero fueron rápidamente corroborados por nuevos experimentos que disiparon todas las dudas al respecto. Estos trabajos le valieron a Otto Hahn el Premio Nobel de Química en 1944.

Gran parte de los científicos implicados en estas investigaciones eran de origen judío, y acabaron emigrando a Estados Unidos a medida que los regímenes totalitarios se adueñaban de sus respectivos países. Tal fue el caso de Enrico Fermi, que aprovechando la ceremonia de entrega de los Nobel escapó junto con toda su familia del fascismo de Mussolini. Este insigne físico, uno de los más grandes de la historia, condujo a su equipo de investigación a uno de los mayores logros de la historia de la Ciencia, la primera reacción nuclear en cadena autosostenida, que tuvo lugar a las 15:20 horas del día 2 de Diciembre de 1942. Ese día la Humanidad logró iniciar una reacción en cadena y



posteriormente detenerla, consiguiendo liberar de forma controlada la fuente de energía más poderosa del Universo.

1.7. CONCLUSIONES

Ø El átomo consta de un núcleo central que tiene más del 99% de la masa del mismo, rodeado por electrones que orbitan alrededor del núcleo.

Ø El núcleo de un átomo está formado por neutrones y protones, a estas dos partículas se les llama nucleones (por ser los que conforman el núcleo).

Ø La energía y la masa son equivalentes, tal y como postuló Einstein en su famosa ecuación E=mc2.

Ø La fusión y la fisión son dos tipos de reacciones nucleares en las que se libera energía debido que los núcleos resultantes de la reacción tienen menos masa que los núcleos iniciales. La diferencia de masa se transforma en energía.

Ø En la fusión dos núcleos ligeros se juntan en uno de mayor masa.

Ø En la fisión un núcleo pesado se divide en dos de menor masa.

Ø La reacción de fisión nuclear es la reacción más energética del Universo.



Ø En la fisión se liberan, entre otras partículas, neutrones. Estos neutrones pueden, a su vez, fisionar nuevos núcleos y crear una reacción en cadena.

Ø La reacción en cadena es la base del funcionamiento de las centrales nucleares.

Ø El primer reactor nuclear fue construido por Fermi en 1942, debajo de las gradas del estadio de la Universidad de Chicago.



TEMA 2. CENTRALES NUCLEARES

Ainhoa Hinestrosa Magán (TECNATOM)

2.1. INTRODUCCIÓN: LA ENERGÍA

La energía es la fuerza vital de nuestra sociedad. Nuestro estilo de vida sería imposible sin energía. De ella dependen la iluminación de interiores y exteriores, el calentamiento y refrigeración de nuestras casas, el transporte de personas y



mercancías, la obtención de alimento y su preparación, el funcionamiento de las fábricas, etc.

Hace poco más de un siglo las principales fuentes de energía eran la fuerza de los animales y la de los hombres y el calor obtenido al quemar la madera. El ingenio humano también había desarrollado algunas máquinas con las que aprovechaba la fuerza hidráulica para moler los cereales, preparar el hierro en las herrerías, la fuerza del viento en los barcos de vela o los molinos de viento. Pero la gran revolución vino con la máquina de vapor, y desde entonces, el gran desarrollo de la industria y la tecnología han cambiado, drásticamente, las fuentes de energía mueven a la sociedad moderna.

Nuestro planeta posee grandes cantidades de energía. Sin embargo, uno de los problemas más importantes es la forma de transformarla en energía utilizable con el menor impacto ambiental posible. Esta energía viene en su mayor parte de los combustibles fósiles, pero estos tienen dos problemas importantes: son limitados y contaminan.

Ø El hecho de que la demanda energética crezca cada vez más, y que el uso de energías renovables no ayude a suplir totalmente esta deficiencia, hace que se estén desarrollando nuevas plantas nucleares en diferentes países, alargando el tiempo de vida de las que están ya en funcionamiento e investigando en procesos nucleares alternativos como la fusión.

Ø La energía nuclear, evita los problemas que aparecen cuando se queman combustibles fósiles (carbón, petróleo o gas). Esos problemas probablemente exceden



los que se originan por otra actividad humana. Uno de ellos y que ha recibido especial atención es el "calentamiento global", el cual es responsable del cambio del clima del planeta.

2.2. MECANISMO DE PRODUCCIÓN DE ENERGÍA EN UNA CENTRAL NUCLEAR: LA FISIÓN

La única forma de obtención de energía eléctrica es mediante el uso de un alternador, éste acoplado a un equipo llamado turbina, será capaz de producir energía eléctrica.

Dependiendo del tipo de turbina, tendremos centrales hidroeléctricas, térmicas, nucleares, etc.

¿Cómo conseguimos mover esta turbina? en el caso de las centrales nucleares se necesitará vapor a alta presión para hacer girar a esta turbina de vapor y así poder mover el alternador y producir electricidad.

El vapor se obtiene en una especie de caldera (generador de vapor), en ésta, por un lado entrará agua caliente del orden de 300 ºC, la cual calentará agua a más baja Tª y conseguirá evaporarla.

Lo que diferencia a una central nuclear del resto de centrales de producción de energía eléctrica es, cómo se consigue esta agua a 300 ºC. Necesitan una fuente calorífica importante que consiga calentar esta agua. Esta fuente calorífica es el uranio.

¿Cómo se consigue obtener energía del uranio? El uranio se introduce en un reactor nuclear, y mediante reacciones nucleares



con neutrones, se consigue fisionar o romper el núcleo de uranio, en esta ruptura se libera gran cantidad de energía, o calor, que se aprovechará para calentar agua y posteriormente producir vapor.

Figura 1. La fisión nuclear.

2.3. ¿CÓMO ES UNA CENTRAL NUCLEAR?

Actualmente en España, existen dos tipos de centrales nucleares, las centrales de agua a presión y las centrales de agua en ebullición. A continuación se hace una breve descripción de ambas.

Centrales de Agua a Presión (PWR)

En una central de agua a presión, el agua que calentamos en el reactor para producir posteriormente vapor en el generador de vapor, está presurizada, manteniendo la temperatura por debajo de la temperatura de saturación, favoreciendo la refrigeración del combustible.



Figura 2. Esquema central nuclear PWR.

En una central PWR existen tres circuitos diferenciados:

El circuito primario: formado por el reactor, y dos, tres o cuatro lazos de refrigeración, formados cada uno por un generador de vapor, una bomba de refrigerante del reactor y un solo presionador en uno de los lazos.



Figura 3. Circuito primario.

En la vasija del reactor están alojados los elementos combustibles. Estos elementos combustibles están formados por múltiples varillas que contienen el uranio necesario para llevar a cabo las reacciones de fisión.

Algunos de estos elementos combustibles, contienen varillas sin combustible, éstas se utilizarán para alojar las barras de control, las cuales se utilizan para el control de la reacción nuclear.

Para soportar el peso de los elementos combustibles y favorecer su refrigeración, es necesario el uso de componentes



internos (columnas y soportes). Todo, componentes y combustible está envuelto por las paredes de la vasija del reactor, esto supone una barrera para las partículas radiactivas nacidas de las fisiones.

Cada lazo posee un generador de vapor donde se producirá vapor a alta presión, mediante transferencia de calor entre agua del circuito primario y agua del circuito secundario.

Para poder transportar el agua del circuito primario desde los generadores de vapor a la vasija del reactor, es necesario el uso de unas bombas de gran potencia y tamaño, llamadas bombas de refrigerante del reactor.

En el último lazo del circuito primario, existe un equipo llamado presionador, encargado de mantener la presión del circuito primario constante.

Figura 4. Pastillas de combustible. Figura 5. Elemento combustible.



Figura 6. Generador de vapor. Figura 7. Bomba de refrigerante del

reactor.

Figura 8. Presionador.



El circuito secundario: está formado por los generadores de vapor, un turbogrupo, condensador, equipos de bombeo y calentamiento.

Figura 9. Esquema básico del circuito secundario.

El vapor producido en los generadores de vapor se conduce hacia el turbogrupo, donde la energía térmica contenida en el vapor, se transformará en energía mecánica y posteriormente en eléctrica en el alternador.

El vapor que sale de la turbina de alta presión se debe recalentar y deshumidificar para aumentar el rendimiento termodinámico de la planta y para evitar daños estructurales de las turbinas de baja presión.

El vapor de baja energía que sale de las turbinas de baja presión se conduce al condensador, donde gracias al agua del



circuito terciario, agua de circulación, se consigue condensar todo este vapor.

El agua condensada se devuelve a los generadores de vapor, previo calentamiento y transportada por equipos de bombeo.

El circuito terciario: constituido por el circuito de agua de circulación o agua necesaria para condensar el vapor expansionado en las turbinas de baja presión.

El agua de circulación puede provenir de diferentes fuentes, puede ser agua de un río, un embalse e incluso el mar.

Debido a que esta agua de circulación es un circuito abierto, es decir, coge agua del mar, río, etc., refrigera el condensador y devuelve el agua al mar, río, etc. En todos los casos, se vigila de forma precisa la temperatura del agua de retorno, para que no haya un cambio térmico brusco del ecosistema.

Centrales de Agua en Ebullición (BWR)

A diferencia de las centrales tipo PWR, en las centrales tipo BWR, no existen tres circuitos independientes, si no que sólo hay dos circuitos. Tampoco es necesario el uso de un presionador que mantenga la presión en el primario, ya que en este caso, sí que dejamos que el agua de refrigeración del reactor se evapore. Tampoco se necesita generador de vapor.



Figura 10. Esquema central nuclear BWR.

Tal y como se observa en el esquema, los circuitos primario y secundario están unidos en un mismo circuito, es decir el agua que se encarga de refrigerar el reactor se va evaporando dentro de la vasija del reactor, ese vapor radiactivo se lleva al turbogrupo, se expansiona y se condensa, posteriormente vuelve hacia la vasija del reactor.

Otra diferencia importante entre ambos tipos de tecnología es la zona por donde se insertan las barras de control en los elementos combustibles, lo hacen por la parte inferior de la vasija del reactor, a diferencia de las PWR que lo hacen por la parte superior.

El agua de circulación, utilizada para la condensación del vapor que sale de las turbinas de baja presión, puede provenir,



igual que en el caso de las PWR, del río, mar, embalses u otra fuente de refrigeración.

2.4. CONCLUSIONES

Ø La energía nuclear, genera un tercio de la energía eléctrica que se produce en la Unión Europea, evitando así, la emisión de 700 millones de toneladas de CO2 por año a la atmósfera. Esta cifra equivale a que todos los coches que circulan por Europa, unos 200 millones, se retiren de las calles. A escala mundial, en 1.996, se evitó la emisión de 2,33 billones de toneladas de CO2 a la atmósfera, gracias a la energía nuclear.

Ø Por otra parte, también se evitan otras emisiones de elementos contaminantes que se generan en el uso de combustibles fósiles.

Ø Los vertidos de las centrales nucleares al exterior, se pueden clasificar como mínimos, y proceden, en forma gaseosa de la chimenea de la central, pero se expulsan grandes cantidades de aire, y poca de radiactividad; y en forma líquida, a través del canal de descarga.

Ø Además, se reducen el consumo de las reservas de combustibles fósiles, generando con muy poca cantidad de combustible (Uranio) muchísima mayor energía, evitando así gastos en transportes, residuos, etc.

Ø El coste de producción de energía eléctrica de origen nuclear, es más económico que otras fuentes energéticas.



Ø Los combustibles fósiles provienen de países potencialmente inestables, sin embargo el uranio no, lo cual se deriva en una gran disponibilidad de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica.

Ø Ambos tipos de tecnologías, PWR y BWR, presentan igual rendimiento.

2.5. REFERENCIAS

1. TECNATOM. Introducción a las Centrales de Agua a Presión. 2000.

2. www.wikipedia.com – Centrales Nucleares de Agua en Ebullición.

3. http://www.cepb.una.py/nuclear/ventajas.html



TEMA 3. SEGURIDAD NUCLEAR

Miguel Sánchez López (Iberdrola Generación)

3.1. INTRODUCCIÓN

El pilar en torno al cual se desarrolla la actividad nuclear es el de la explotación segura de sus instalaciones. Esto quiere decir, que en todas las fases (diseño, construcción, operación y desmantelamiento) la seguridad debe prevalecer sobre el resto de condicionantes.

En el mundo nuclear, el concepto de seguridad presenta unos matices muy particulares con respecto al concepto de seguridad que estamos acostumbrados a emplear para el resto de actividades. Aquí, el concepto clave es el de Seguridad Nuclear, debido a la propia naturaleza de los materiales que se manejan. Si bien se reconoce que la energía nuclear entraña peligro, porque implica la generación y manipulación de productos radiactivos tóxicos, también hay que reconocer que una actividad peligrosa no tiene por qué ser insegura, siempre que se incorporen las medidas técnicas y administrativas adecuadas. Esto quiere decir que la energía nuclear no es distinta de otras actividades peligrosas que la sociedad admite y utiliza, como pueden ser el gas doméstico, la propia electricidad o el transporte.



Se puede incluir aquí una definición del objetivo de la Seguridad Nuclear (según el Organismo Internacional de la Energía Atómica, OIEA):

Proteger a los individuos, a la sociedad y al medio ambiente estableciendo y manteniendo en las centrales nucleares una defensa efectiva contra los riesgos radiológicos.

Por tanto, el objetivo final de la Seguridad Nuclear no difiere del de otras actividades que entrañen riesgo, y no es otro que la protección no sólo de los individuos y de la sociedad en su conjunto, sino también del medio ambiente. En este caso particular, lo que se persigue es garantizar la defensa frente a los efectos perniciosos de las radiaciones ionizantes, pero, a un mismo tiempo, sin renunciar a los indudables beneficios que su utilización reporta a la humanidad.

Esto se consigue gracias al conocimiento de los procesos físicos que tienen lugar y del efecto de la radiación en la materia, que son fruto de más de un siglo de estudios e investigaciones en el campo, lo cual ha permitido el desarrollo de la Tecnología Nuclear tal y como hoy la conocemos.

Los objetivos fundamentales de esta lección son dos: mostrar, en primer lugar y de forma sencilla, las bases sobre las que se sustenta la seguridad de las centrales nucleares, y presentar, en segundo lugar, algunas de las medidas básicas para la Protección Radiológica.



3.2. LA SEGURIDAD EN LAS CENTRALES NUCLEARES

El riesgo se puede definir como “la contingencia o proximidad de un daño”, y es un concepto complementario al de seguridad (es decir, se puede decir que son contrapuestos). Matemáticamente, como se suele proceder en ingeniería, el riesgo quedaría definido como:

RIESGO Probabilidad del accidente Daño causado por el accidente= ×

De esta definición se deduce que contribuirán más al riesgo, haciendo por tanto la instalación menos segura, aquellos accidentes que presenten una probabilidad elevada, los que puedan causar daños muy graves, o los que puedan dar lugar a un producto probabilidad –daño elevado.

La definición del riesgo muestra que el mismo dependerá tanto de la propia instalación como del emplazamiento en el que ésta se ubique. A la hora de seleccionar un emplazamiento para ubicar una central nuclear, se evalúan una serie de factores en lo relativo a la seguridad, de manera que se minimice al máximo el riesgo. A continuación se muestran algunos de esos factores:

Ø Sucesos externos que puedan afectar a la central, tanto naturales (terremotos, inundaciones, sequías, incendios, heladas, caída de rayos, vientos huracanados, corrimientos de tierra…) como de origen humano (incendios, choques de vehículos, nubes tóxicas, rotura de presas e inundación, movimientos de tierras…). Para cada suceso potencialmente significativo para el riesgo, se efectúa un estudio detallado de las condiciones del



emplazamiento, de manera que el diseño de la central sea tal, que esté preparada para soportar dichos sucesos sin mayores consecuencias.

Ø Viabilidad de los planes de emergencia, que constituyen el último nivel de seguridad frente a posibles accidentes. Estos planes consisten en la aplicación de una serie de medidas de protección de la población en caso de emergencia. Para su aplicación se prevé que el emplazamiento cuente con una infraestructura adecuada y la densidad de población sea suficientemente baja.

Con respecto a los criterios para el diseño de centrales nucleares, es claro que, a mejor diseño, menor probabilidad de accidentes y sistemas con mayor capacidad para mitigar sus efectos (y por tanto, menor riesgo según la definición anterior). Las centrales nucleares están diseñadas y concebidas para poder cumplir en cualquier circunstancia las llamadas funciones de seguridad, las cuales se encargan de proteger frente al escape de sustancias radiactivas. Esas funciones de seguridad son las siguientes:

Ø Controlar la reacción de fisión (reacción en cadena) en el seno del reactor, permitiendo en todo momento la parada segura del mismo.

Ø Refrigerar el combustible nuclear, extrayendo en todo momento el calor generado, incluso después de detenido el reactor cuando aún hay que disipar la potencia residual o calor de desintegración de los productos radiactivos que se acumulan en el combustible como



consecuencia de las reacciones de fisión. Este calor disminuye rápidamente con el tiempo.

Ø Confinar las sustancias radiactivas dentro de las barreras físicas. Esta función es en sí misma el objetivo fundamental de la Seguridad Nuclear, pues manteniendo el aislamiento de las sustancias radiactivas se evitan los daños que éstas pudieran causar.

Ø Mitigar las consecuencias radiológicas de un accidente, en el altamente improbable caso de que éste se produjera.

Con este fin se diseñan todas las estructuras, sistemas y componentes importantes para la seguridad en una central nuclear. Aparece aquí un concepto que es considerado como el fundamento de la tecnología de la Seguridad Nuclear, que es el de Defensa en Profundidad, el cual se formula como sigue:

A fin de compensar fallos mecánicos y errores humanos, se incorpora el concepto de Defensa en Profundidad, que se centra en varios niveles de protección que incluyen barreras sucesivas (protección multibarrera) a fin de prevenir el escape incontrolado de materiales radiactivos al exterior. El concepto incluye también la protección de las propias barreras, evitando daños en la instalación y en las barreras (salvaguardias tecnológicas). Incluye también medidas adicionales para proteger al público y al medio ambiente de los daños que pudiesen resultar en el caso de que las barreras no fuesen completamente efectivas.

El principio se basa en la incorporación de diversas líneas o niveles de defensa, de modo que cualquier fallo aislado o incluso fallos combinados en un nivel de defensa dado, no se propague y



ponga en peligro la defensa en profundidad de los niveles consecutivos.

Bases técnicas de la Seguridad Nuclear

En las centrales nucleares, la emisión de radiación al exterior se controla mediante la interposición de blindajes con el espesor suficiente para absorberla. Constituyen un buen blindaje el agua del reactor y de las piscinas donde se almacena el combustible gastado, el acero de los circuitos y contenedores de transporte para el combustible y el hormigón de los muros de los edificios, cuyo espesor se determina para que el nivel de radiación en el exterior sea completamente inocuo.

Para aislarlos del medio exterior y evitar los daños que podrían causar, los productos radiactivos acumulados en las centrales nucleares se encierran en barreras herméticas, cuya integridad física, bajo cualquier circunstancia concebible, constituye el principal objetivo de los diseños.

Para conseguir estos fines, en las centrales nucleares españolas (de la familia de las centrales de Agua Ligera, la más numerosa en el mundo, sobre todo en Occidente) se dispone de las siguientes herramientas:

Ø Diseño nuclear: permite que el reactor nuclear sea “intrínsecamente seguro”, esto es, que se autoestabilice ante aumentos de la población neutrónica que pudieran hacer que la reacción en cadena se descontrolara. Por la propia naturaleza física del combustible nuclear, ante un aumento de la población neutrónica, éste reacciona en el sentido de oponerse a ese aumento estabilizando



dicha población de neutrones. Como dato adicional, se puede comentar aquí que la central nuclear de Chernobyl, de origen soviético, carecía de esta peculiaridad en su diseño, dando lugar a lo que se conoce como accidente de reactividad.

Ø Existencia de mecanismos capaces de parar el reactor y llevarlo a condición segura ante cualquier desviación con respecto a las condiciones normales de funcionamiento, para evitar que los incidentes operacionales que puedan ocurrir se agraven hasta convertirse en situaciones accidentales. Así por ejemplo, el Sistema de Protección del Reactor, ante cualquier desviación, produce la rápida inserción de las barras de control y el arranque automático de los distintos sistemas de seguridad en función de las condiciones existentes.

Ø Protección multibarrera (concepto ya mencionado en la definición de Defensa en Profundidad): Los materiales potencialmente peligrosos son confinados mediante múltiples barreras herméticas, de manera que es altamente improbable que escapen al exterior. Si una barrera se rompe, actuará la siguiente y así con diversas barreras. Estas barreras son las siguientes:

o El propio combustible nuclear, que está diseñado para alojar en el seno de la propia pastilla los productos radiactivos que se generan por las reacciones de fisión.

o La vaina donde se alojan las pastillas de Uranio, que es estanca, de manera que evita que los



productos radiactivos escapen al refrigerante del reactor.

o El propio refrigerante del reactor y la barrera de presión del primario (vasija), que mantiene confinados los productos radiactivos en caso de que se rompieran las vainas de los elementos combustibles.

o El Edificio de Contención: Dicho edificio incluye una piel de hermeticidad metálica y un blindaje de hormigón para detener las radiaciones y proteger frente a impactos provenientes del exterior. Evitaría que los productos radiactivos escaparan al exterior en caso de un accidente en que todas las barreras anteriores fallaran. La central de Chernobyl carecía de este elemento.

Ø Salvaguardias tecnológicas: Su función es prevenir los accidentes o hacer frente con garantías a los accidentes que pudieran producirse, de manera que bajo ninguna circunstancia se ponga en peligro la integridad de las barreras anteriormente citadas y su función de seguridad no quede debilitada. En su diseño se considera la aparición de sucesos iniciadores, ciertamente posibles, pero no esperables durante la vida de la central, que pueden provocar estados accidentales, agravados o no por errores humanos. Entre tales sucesos se incluirían, como se ha comentado anteriormente, fenómenos naturales externos a la instalación, tales como terremotos o inundaciones, e



intrínsecos a la propia central, como puede ser la rotura del circuito de refrigerante del reactor (primario) que podría dejar sin refrigeración al núcleo del reactor y dañar las vainas del combustible por aumento de la temperatura. Estas salvaguardias deben de cumplir unos estándares de calidad muy exigentes y están diseñadas de manera que sean redundantes, es decir, que aunque no funcionen correctamente existan sistemas de respaldo que cumplan su misma función (criterio de fallo único).

Algunos ejemplos de estas salvaguardias tecnológicas o de sus sistemas soporte son los siguientes:

Ø Sistemas de refrigeración de emergencia: permiten la refrigeración del núcleo del reactor aunque se haya producido un Accidente de Pérdida de Refrigerante (LOCA son sus iniciales en inglés, que responden a Loss of Coolant Accident), es decir, una rotura del circuito de refrigerante del reactor o barrera de presión (primario).

Ø Alimentación eléctrica alternativa para que nunca queden inoperables las salvaguardias tecnológicas: para ello se dispone de alimentaciones eléctricas diversas desde el exterior y Generadores Diesel de emergencia.



Figura 1. Protección multibarrera (Fuente: CSN).

Ø Un diseño y construcción sólidos, en los que se lleva a cabo un riguroso control de calidad.

Ø Finalmente, como último nivel de seguridad, se dispone de planes de emergencia que incluyen la aplicación de medidas de protección a las personas, en el altamente improbable caso de que una situación accidental pueda llegar a liberar cantidades significativas de productos radiactivos al medio ambiente.



Figura 2. Edificio de Contención de la Central Nuclear de Cofrentes.

Detalle de la construcción.

3.3. LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA

El objetivo de la Protección Radiológica consiste en asegurar que en operación normal la exposición a la radiación, tanto para el personal en la propia instalación como para el público en el entorno inmediato de la central, sea tan baja como sea posible y, en todo caso, se encuentre por debajo de los límites prescritos. También debe asegurar la mitigación de la exposición a la radiación en caso de accidente.

La vigilancia de la radiación tiene como misión principal la medición de aquellas variables que mejor determinan cada una de



las vías a través de las cuales la radiación puede afectar a las personas (por irradiación externa o por contaminación interna) y al medio ambiente.

Protección de los trabajadores

Se lleva a cabo mediante el control de las dosis de radiación recibidas por el personal que trabaja en centrales nucleares e instalaciones radiactivas, de manera que ningún trabajador reciba dosis superiores a los límites establecidos, y esa dosis sea siempre tan baja como sea posible. Para llevar a cabo este control se emplean dosímetros individuales, detectores de contaminación, análisis de muestras biológicas, realización de exámenes de salud periódicos y especializados…

Protección de la población

La radiactividad existente en el ambiente contempla, por un lado, la radiactividad natural (generada por fuentes cósmicas y terrestres naturales), y por otro lado, la radiactividad artificial (debida a exploraciones radiológicas con fines médicos, al poso radiactivo de las pruebas nucleares y a las instalaciones nucleares y radiactivas). Ambos tipos de radiactividad son incorporados indistintamente por el hombre, por lo que se establecen medidas de vigilancia radiológica para controlar las dosis recibidas y así evitar riesgos innecesarios.

La radiación natural se debe a tres causas: radiación cósmica, elementos radiactivos contenidos en la corteza terrestre y los isótopos radiactivos presentes en el organismo de los individuos. La dosis recibida a causa de este fondo natural varía



mucho de unos a otros puntos de la Tierra, aunque no parece que estas diferencias afecten a la incidencia de cáncer, defectos genéticos, etc.

En la figura 2 se muestra la dosis que como promedio recibe una persona por causas naturales en España (2,41 mSv/año), desglosada en sus diferentes fuentes. También aparece la dosis por causas artificiales, observándose que, dentro de ésta, la mayor incidencia reside en las aplicaciones de uso médico. Cabe destacar que la contribución de las centrales nucleares prácticamente inapreciable.

Figura 3. Dosis promedio recibida por la población por persona y año (Fuente: CSN).

Protección del medio ambiente

En España, dentro de la vigilancia radiológica ambiental, hay que dedicar especial atención a aquellos planes que se llevan a



cabo en todas las centrales nucleares, conocidos como Planes de Vigilancia Radiológica Ambiental (PVRA).

Un programa de un PVRA tipo de una central nuclear suele requerir la toma de unas 2.000 muestras y la realización de unos 13.000 análisis cada año. Se toman muestras de suelos, agua de lluvia, cultivos, leche, carne, aves y huevos, peces, agua potable, agua subterránea, agua superficial y sedimentos. Además existen una serie de puntos (del orden de 30) en los que se mide continuamente la radiación de fondo y en los que se puede detectar cualquier desviación.

En algunas centrales, estos datos ya se empezaron a tomar antes de la puesta en marcha de dichas instalaciones, de manera que se puede contrastar la situación antes y después de la colocación de la central, observándose que no ha habido impacto negativo.

3.4. EL ORGANISMO REGULADOR: CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR (CSN)

En España, el organismo independiente encargado de velar por la Seguridad Nuclear y la Protección Radiológica de las personas y el medio ambiente es el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), que controla que los niveles de riesgo existentes estén dentro de lo tolerable, es decir, que la probabilidad de accidentes graves sea sumamente pequeña.

El Consejo de Seguridad Nuclear ejerce una labor de inspección, auditoría y control durante todo el proceso de diseño, construcción y puesta en marcha de las instalaciones nucleares,



incluyendo su presencia durante las pruebas preoperacionales y operacionales, tendentes a comprobar si el funcionamiento de los distintos sistemas, equipos y componentes es o no conforme con lo que se proyectó. Posteriormente, durante la operación de la instalación, el Consejo realiza un seguimiento continuado de su funcionamiento, a través de la evaluación de los informes mensuales de operación, de los informes sobre sucesos notificables que puedan haber ocurrido y de las inspecciones realizadas por sus técnicos. Además, el Consejo tiene destacados, de forma permanente, a dos inspectores residentes en cada central nuclear en operación. El Consejo también colabora con el Gobierno en la elaboración y revisión de la reglamentación en materia de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica, informa sobre la concesión o retirada de autorizaciones, controla los niveles de radiación y el vertido de productos radiactivos en las proximidades de instalaciones nucleares y radiactivas, participa en la confección de planes de emergencia y promociona la realización de trabajos de investigación.

Aunque es un organismo independiente de la Administración Central del Estado, realiza informes preceptivos y vinculantes en materia de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica, que son posteriormente estudiados por el Ministerio competente, generalmente el Ministerio de Industria, autorizando o denegando la continuidad de la explotación de la instalación nuclear.

Además, mantiene informada a la opinión pública sobre temas de su competencia e informa, cada seis meses, de sus actuaciones al Congreso de los Diputados y al Senado.



3.5. CONCLUSIONES

Ø El objetivo prioritario de la Energía Nuclear es la explotación segura de sus instalaciones.

Ø Las centrales nucleares son las únicas cuyos residuos no se expulsan al medio ambiente, aplicándose el confinamiento de los mismos mediante barreras sucesivas herméticas.

Ø Los reactores occidentales son intrínsecamente seguros, por lo que no sería posible que se produjera un accidente como el de Chernobyl.

Ø Las centrales nucleares están diseñadas para hacer frente con garantías a los diversos fenómenos que podrían dar lugar a accidente, como terremotos, inundaciones, explosiones, incendios, vientos huracanados, nubes tóxicas, accidentes en el interior de la instalación (rotura del circuito de refrigerante del reactor), etc.

Ø Los trabajadores expuestos a la radiación siguen un control exhaustivo y riguroso de la dosis a la cual se someten, no superando en ningún caso los límites establecidos internacionalmente como inocuos para la salud y con el objetivo de que la dosis de radiación recibida sea siempre lo más baja posible.

Ø En el entorno de las centrales nucleares se vigilan continuamente los niveles de radiación, no produciéndose impacto negativo alguno.



Ø La dosis de radiación recibida por la población debido a la radiación natural es muy variable de unas zonas a otras del planeta. La contribución de las centrales nucleares a la dosis total que recibimos es prácticamente inapreciable, especialmente si se compara con la dosis por radiación natural, o con la dosis por radiación artificial que procede, por ejemplo, de las aplicaciones médicas (radiografías, escáneres…).

Ø Existe un organismo regulador independiente: Consejo de Seguridad Nuclear, que vela por que se cumplan los objetivos de Seguridad Nuclear y Protección Radiológica.



TEMA 4. COMBUSTIBLE NUCLEAR

Sylvia Choithramani Becerra (ENUSA Industrias Avanzadas)

4.1. CICLO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR

El ciclo del combustible nuclear, comprende las actividades de extracción y preparación del uranio, su uso como combustible en un reactor y el tratamiento posterior del llamado residuo radioactivo. El ciclo de combustible se divide en tres fases o etapas: Pre-reactor, Reactor y Post-reactor. En función de si las actividades se cierran o no, se tratará de un ciclo cerrado o abierto, como veremos en el capítulo de residuos radiactivos. En la figura 1 se detallan estas fases.

Fase Pre-reactor

La fase previa a la inserción del combustible en el reactor comprende las actividades de explotación de las minas de uranio, la conversión del mismo, el enriquecimiento del uranio natural y la fabricación de elementos combustibles. El uranio se obtiene de minas a cielo abierto o subterráneas, con métodos similares en la extracción de otros metales. El uranio extraído se procesa para reducir el material a un tamaño uniforme de partícula, y a continuación, mediante lixiviado, se extrae el uranio. De este



proceso se obtiene un polvo seco de uranio natural, conocido como "yellowcake" (U3O8). Este óxido de uranio se convierte en hexafluoruro de uranio, UF6, que es como llega a las plantas de enriquecimiento. Este UF6 natural, es enriquecido con el isótopo fisionable para que pueda utilizarse como combustible nuclear. En función del reactor al que finalmente sea destinado el uranio, éste se enriquece hasta un porcentaje determinado.

Figura 1. Ciclo del combustible nuclear.

El uranio, una vez enriquecido, es compactado en pastillas cerámicas de 1cm de diámetro por 1 cm. de alto aproximadamente. Actualmente, los enriquecimientos llegan hasta el 5%. En España, ENUSA es la empresa dedicada a las fases de enriquecimiento y fabricación de elementos combustibles. En las plantas de fabricación de combustible, las pastillas de uranio son introducidas



en unas vainas, y éstas vainas son convenientemente agrupadas para conformar lo que se llama el elemento combustible, que será descrito en la sección 4.2.

Fase Reactor

Una vez fabricado el elemento combustible, éste es enviado a la central para su inserción en el núcleo del reactor, donde la energía nuclear del uranio se transformará en energía térmica. El núcleo de reactor está conformado por 200-300 elementos combustibles dispuestos en una malla en forma circular. Actualmente, los ciclos de residencia de los elementos combustibles o tiempo entre recargas está entre 12-24 meses. La recarga consiste en cambiar elementos quemados en el reactor por nuevos. Normalmente se cambian entre 1/4 y 1/3 de los elementos del reactor.

En esta fase, es importante la llamada “gestión del combustible”: las posiciones que ocupan los elementos combustibles dentro del reactor, el enriquecimiento del elemento combustible, así como el tiempo de residencia (que se traduce en el quemado del combustible) son factores determinantes a la hora de determinar la “recarga óptima”, con la que se obtiene la mayor energía del uranio.

Fase Post-reactor

El combustible descargado del reactor (combustible gastado) es almacenado bien en el propio emplazamiento del reactor, normalmente en una piscina dentro del propio reactor (almacenamiento en piscina), o bien, en un establecimiento común



fuera del reactor (almacenamiento en seco). El tratamiento del combustible gastado se encuentra descrito en la sección 6.

4.2. ELEMENTO COMBUSTIBLE

Descripción

Un elemento combustible consta de un haz de barras combustibles homogéneamente espaciadas en una matriz cuadrada y soportadas axialmente mediante unos dispositivos espaciadores, las rejillas. Cada barra combustible contiene en su interior una columna de pastillas combustibles apiladas.

Los elementos combustibles de los reactores PWR difieren en el diseño con respecto a los reactores BWR debido principalmente a que en estos últimos, se genera vapor dentro del núcleo del reactor.

En un elemento tipo PWR, un conjunto de tubos (tubos guía) están dispuestos sobre una pieza robusta llamada cabezal inferior y sujetados en su extremo superior por otra pieza también robusta llamada cabezal superior. A lo largo de los 4 m. aproximadamente que mide un elemento PWR se disponen rejillas que dan integridad al elemento. Este conjunto formado por tubos guía, rejillas y cabezal se conoce como esqueleto del elemento combustible. Este esqueleto sirve de soporte de las barras combustibles que apoyan en el cabezal inferior, dispuestas en una matriz de 17x17 barras (figura 2).

En un elemento tipo BWR (ver figura 2), es una matriz de 10x10 de barras las que unen el cabezal inferior con el superior. 8



de estas barras (de sujeción) están atornilladas en el cabezal inferior y sujetas al superior. El resto de las barras combustibles apoyan sobre el cabezal inferior, y son espaciadas a lo largo de la longitud del elemento combustible por 8 rejillas. En la parte central de la matriz, hay un hueco destinado a las llamadas barras de agua, que son unos tubos huecos con agujeros en la parte inferior y en la superior de manera que favorecen el paso del agua por ellas y por tanto la refrigeración del elemento combustible.

Funciones

El elemento combustible cumple las siguientes funciones:

Ø Producción de energía. El elemento combustible debe producir la energía esperada o garantizada.

Ø Distribución y localización del combustible Se debe preservar la posición de las barras combustibles dentro del mismo, para satisfacer los requisitos neutrónicos, termo-hidráulicos y de seguridad.

Ø Confinamiento del combustible y de los productos de fisión. El elemento combustible presenta la primera contención que retiene tanto al uranio como a los productos de fisión que se producen durante la operación.

Ø Acomodación de cambios dimensionales. A lo largo de su vida, el elemento sufre variaciones dimensionales que deben ser soportadas por el conjunto de componentes del elemento.



Ø Resistencia de sus materiales a las condiciones de operación agresivas de temperatura, agentes químicos, y radiación que se producen en el reactor

Ø Resistencia mecánica a las cargas que soporta el combustible (su propio peso) o posibles aceleraciones durante transporte y manejo del elemento.



Figura 2. Elementos Combustibles.



4.3. COMPONENTES DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE

A continuación se detallan los principales componentes de los elementos combustibles y sus respectivas funciones.

Cabezales

Cabezal superior

El cabezal superior conforma el combustible en su extremo superior. Consiste básicamente en una placa de acero inoxidable con orificios donde van alojadas las barras combustibles. En el caso de un combustible PWR, la placa va soldada a una especie de tobera, cuya parte superior la constituye un marco robusto donde se alojan y fijan los resortes del conjunto combustible mediante uniones atornilladas. En dos de las esquilas de ese marco, diagonalmente opuestas, se sitúan los orificios de alineamiento de combustible donde se alojan unos pasadores de la placa superior del núcleo impidiendo así el movimiento lateral del conjunto en el núcleo. En el caso de un BWR, las 8 barras que van sujetas al cabezal inferior y superior atraviesan la placa y son atornilladas en la parte superior. De esta manera, serán estas 8 barras las que soporten el peso de todo el combustible. Igualmente, la placa del cabezal tiene en su parte superior un asa, que sirve de enganche para transportar el elemento combustible durante su manejo. En la figura 3 se detallan los cabezales superiores BWR y PWR.



Figura 3a. Cabezal superior PWR.

Figura 3b. Cabezal superior BWR.



Cabezal inferior

El cabezal inferior constituye la pieza estructural que conforma el combustible en su extremo inferior y encauza el caudal del refrigerante hacia las barras combustibles.

Consiste en una placa de acero inoxidable con orificios donde encajan las barras combustibles por su extremo inferior. Esta pieza apoya sobre la placa inferior del núcleo. En el caso de los PWR, tiene 4 patas y en el BWR es una tobera por donde pasa el refrigerante. En la figura 4 se muestran los cabezales inferiores PWR y BWR.

Figura 4a. Cabezal inferior BWR visto desde arriba.



Figura 4b. Cabezal inferior PWR visto desde abajo.

Las funciones de los cabezales son básicamente:

Ø Capacidad estructural para soportar las cargas estáticas (peso) y dinámicas (fuerzas hidráulicas, aceleraciones durante transporte y manejo) y después transmitirlas a las placas del núcleo.

Ø Configuración del combustible. Los cabezales fijan la posición de los tubos guía (PWR), barras de agua (BWR) y barras combustibles (BWR y PWR). Igualmente, los cabezales mantienen los elementos combustibles debidamente colocados dentro del núcleo.



Ø Distribución del caudal de refrigeración. A través de los cabezales pasa el caudal de agua que debe estar convenientemente distribuida para proporcionar la debida refrigeración.

Ø El cabezal superior constituye la parte por la cual el elemento es agarrado en los procesos de manejo durante operaciones de recarga, con lo que debe ser compatible con la herramienta de la central.

Tubos guía (sólo PWR)

Los tubos guía son los conductos por los que se insertan las barras de control en las centrales PWR.. en el centro del combustible existe también el tubo de instrumentación por donde se inserta la instrumentación intra-nuclear.

Las funciones de los tubos guía son:

Ø Soportar y transferir las cargas mecánicas, constituyendo el esqueleto del combustible.

Ø Alojan los componentes del núcleo (barras de control e instrumentación nuclear)

Ø Aseguran una adecuada inserción en caso de disparo del reactor, amortiguando en la parte inferior del tubo guía la caída libre de la barra de control.

Barras de agua (sólo BWR)

En la parte central de la matriz del elemento BWR se sitúan dos barras de agua, dos tubos huecos que favorecen el paso de agua a través de ellos y fomentan así la refrigeración de las barras combustibles situadas en el centro del combustible. Una de



las barras de agua dispone de unas pequeñas aletas o patillas distribuidas longitudinalmente que señalan la altura a la que se dispondrán las rejillas durante la fabricación. Mediante el giro de la barra después de colocar las rejillas, éstas quedan enclavadas a sus respectivas alturas. En la figura 5 se muestra una barra de agua con patillas.

Las funciones de la barra de agua son:

Ø Controlar la distribución axial del moderador

Ø Situar las rejillas e impedir su movimiento.

Figura 5. Barra de agua.

Rejillas

Las rejillas están formadas por unas bandas metálicas entrelazadas que configuran una matriz de celdas cuadradas. Cada celda es atravesada por las barras combustibles, estableciéndose y manteniéndose a lo largo de todo el combustible la distancia entre ellas. En las figuras 6 y 7 se pueden ver las rejillas PWR y BWR respectivamente.

Las funciones de las rejillas son:

Ø Proporcionan soporte lateral y vertical a las barras combustibles, fijando su posición en el elemento.

Ø Igualmente, proporcionan este soporte para los tubos guía en PWR y para las barras de agua en BWR.

Ø Incrementan la turbulencia en el refrigerante, aumentando así la refrigeración.



Figura 6. Detalle rejilla PWR.

Figura 7. Rejilla BWR.



Barras combustibles

La barra combustible consiste en una vaina o tubo donde van apiladas las pastillas cilíndricas de Uranio, sellada por su parte superior e inferior con respectivos tapones que aseguran la hermeticidad de la barra. Esta barra cerrada es presurizada con Helio a una presión mayor que la atmosférica. No toda la barra está rellena de pastillas, sino que hay un hueco en la parte superior o plenum, espacio especialmente concebido para almacenar productos de fisión que se producen durante la operación del combustible en la central. En este plenum se aloja un muelle que comprime las pastillas hacia abajo para mantener la columna combustible sin movimiento durante el transporte y manejo del elemento combustible.

Las funciones de las barras combustibles son:

Ø Producir energía y transferirla al refrigerante.

Ø Aislar del refrigerante del material físil (Uranio) y los productos de fisión para evitar la contaminación del mismo.

Ø Optimizar la pérdida hidráulica del a lo largo del combustible en el caso de los BWR mediante la diferenciación de longitudes de las barras combustibles.



BWR PWR

Figura 8. Barras combustibles.



TEMA 5. RESIDUOS RADIACTIVOS

José Antonio Suárez Navarro (CIEMAT)

Rafael López Gelado (INITEC NUCLEAR-WESTINGHOUSE)

5.1. INTRODUCCIÓN

Cualquier actividad humana, directa o indirectamente, origina desperdicios, desechos o residuos que pueden afectar al medio ambiente, si por tener gran volumen o una naturaleza intrínsecamente peligrosa se liberan en este de forma no adecuada. Según la definición de la Real Academia Española, se considera residuo a aquel “Material que queda como inservible después de haber realizado un trabajo u operación”.

Existen muchos tipos de residuos, los cuales son muy diferentes entre sí, siendo una posible clasificación de los mismos:

Ø Residuos sólidos urbanos – Son los que componen la basura doméstica.

Ø Residuos industriales – Son los residuos que genera la industria, que se dividen en:

o Inertes - Escombros y materiales similares, en general, no peligrosos para el medio ambiente,



aunque algunos procedentes de la minería pueden contener elementos tóxicos.

o Similares a residuos sólidos urbanos - Restos de comedores, oficinas, etc.

o Residuos peligrosos – Son los que por su composición química u otras características requieren tratamiento especial.

Ø Residuos agrarios - Son los que proceden de la agricultura, la ganadería, la pesca, las explotaciones forestales o la industria alimenticia.

Ø Residuos médicos y de laboratorios – Son los resultantes del trabajo clínico o de investigación.

La industria nuclear genera residuos, algunos de los cuales contienen isótopos radiactivos (también denominados radionucleidos, nucleidos radiactivos o radioisótopos) en mayor o menor proporción y, en consecuencia, pueden tener que ser considerados residuos radiactivos. Así, en las Centrales Nucleares, los subproductos y filtros de limpieza de los circuitos de refrigeración, las vestimentas y herramientas sobre los que se depositan materiales radiactivos y los combustibles ya gastados son los principales residuos producidos.



Los residuos radiactivos son considerados residuos peligrosos como consecuencia de las radiaciones ionizantes que emiten los isótopos radiactivos que contienen. Estas radiaciones ionizantes dependen tanto del isótopo(s) de que se trate, como de la magnitud de su contenido. La peligrosidad potencial para el hombre y el medioambiente obliga legalmente al poseedor, de forma que no puede desprenderse de ellos incontroladamente, sino que se debe realizar una gestión correcta de los mismos. La gestión de los residuos por tanto, consiste en una serie de operaciones técnico-administrativas cuyo objetivo principal es evitar que acusen daño al hombre y medioambiente.

Así, se define residuo radiactivo como “cualquier material

para el que no se tiene previsto ningún uso y que contiene o está contaminado con nucleidos radiactivos por encima de unos niveles establecidos por el Ministerio de Industria y Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear”. Esta definición queda recogida en la ley 54/1997 de “Regulación del Sector Eléctrico”.



Por tanto, en todos los países se fijan unos valores de nivel radiactivo o actividad específica a partir de los cuales los materiales deben considerarse radiactivos a efectos reguladores, lo que implica que para su posesión utilización y transferencia se requiere licencia de la autoridad competente. Por debajo de estos niveles, los materiales quedan exentos del control regulador. En nuestro país se aplica el Real Decreto (R.D.) 1836/1999 en el que se aprueba el “Reglamento de Instalaciones Nucleares (II.NN.) y Radiactivas (II.RR.)” y la Orden Ministerial ECO/1449/2003 sobre “Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en las II.RR. de 2ª y 3ª categoría en las que se manipulen o almacenen isótopos radiactivos no encapsulados”.

Este tipo de residuo tiene dos características que le diferencian de los urbanos o los industriales:

Ø Su volumen es varios miles de veces menor.

Ø Su radiactividad decrece continuamente de acuerdo con el “periodo se semidesintegración”, que es el tiempo que tarda un material radiactivo en reducir su actividad a la mitad. Así, después de 10 períodos, la actividad de las materias contenidas en un residuo habrán disminuido 1000 veces, y después de 20 periodos, 1 millón de veces. Hasta llegar, con el tiempo, al nivel de radiación natural.

Desde el punto de vista del impacto radiológico ambiental de los residuos radiactivos, la metodología de trabajo internacionalmente reconocida consiste en: identificar la práctica que genera los residuos, definir el término fuente (o cantidad de radiactividad de que se trata) implicado y analizar los distintos escenarios que pueden dar lugar a la concentración y dispersión del



material radiactivo. Para cada uno de estos escenarios se determina la dosis asociada, que en caso de ser inferior a los límites aceptables según la legislación (R.D. 783/2001 en el que se aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes), permitiría la exención del control regulador. Actualmente se consideran valores aceptables a los niveles entorno a los 10 µSv/año para los individuos mas afectados y 1 Sv·hombre/año para la dosis colectiva.

5.2. CLASIFICACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS

Existen muchas formas de clasificar los residuos radiactivos: según sea el tipo de radiación que emiten, su forma físico-química, etc. Sin embargo, la Unión Europea, y por tanto España, tiende a clasificar los residuos según vaya a ser su almacenamiento definitivo. Por esta razón, los principales parámetros a tener en cuenta para dicha clasificación son el período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene el residuo y la proporción de emisores alfa que contienen para determinar su almacenamiento y gestión final. De esta forma, la clasificación de los residuos radiactivos sería:

a) Residuos radiactivos de muy baja actividad (RBBA): son los que decaen suficientemente tras un período temporal de almacenamiento (suele ser para radionucleidos con períodos de semidesintegración inferior a unos 5 años) después del cual son declarados como exentos. Este tipo de residuos son habitualmente los provenientes de los desmantelamientos de II.NN. y del uso de isótopos en medicina.



RESIDUOS EXENTOS O DESCLASIFICADOS

Período = 30 años

400 - 4000 Bq/g de emisores alfade período largo

RESIDUOS DE MEDIA Y BAJA ACTIVIDADT1/2 CORTO

RESIDUOS DE MEDIA YBAJA ACTIVIDAD

T1/2 LARGO

RESIDUOS DE ALTA ACTIVIAD

2 kW/m3

Período de semidesintegración

Co

nte

nid

o r

ad

iacti

vo

b) Residuos de baja y media actividad (RBMA): estos residuos no presentan problemas de generación de calor para su almacenamiento definitivo y se dividen en:

Ø Residuos de vida corta: son aquellos que contienen radionucleidos con períodos de semidesintegración igual o menor a los del 137Cs o 90Sr (alrededor de 30 años) y con un contenido en emisores alfa de vida larga menor de 4000 Bq/g en cada bulto considerado individualmente (400 Bq/g como media en todos los residuos).

Ø Residuos de vida larga: con radionucleidos de vida larga y emisores alfa que sobrepasan los límites indicados anteriormente.

c) Residuos de alta actividad (RAA): son los que presentan problemas de generación de calor para su almacenamiento temporal y definitivo. Están formados principalmente por los combustibles nucleares gastados y residuos de su tratamiento.

5.3. ACTIVIDADES GENERADORAS DE RESIDUOS RADIACTIVOS. SEXTO PLAN GENERAL DE RESIDUOS RADIACTIVOS (PGRR)

Habitualmente se piensa que todos los residuos radiactivos provienen de las Centrales Nucleares, sin embargo también una



parte del material de Hospitales y Laboratorios (guantes, jeringuillas, ropa, envases, etc.), que en algún momento hayan estado en contacto con alguna fuente radiactiva, constituyen residuos radiactivos.

Así, las principales actividades generadores de residuos radiactivos son:

Ø Aplicaciones de los isótopos radiactivos a la medicina, investigación, industria y agricultura.

Ø Producción de energía eléctrica de origen nuclear (ciclo del combustible nuclear).

Ø Desmantelamiento de Instalaciones Nucleares (II.NN.) e Instalaciones Radiactivas (II.RR.).

Los principales datos relacionados con la generación de residuos radiactivos en España, se recogen en el Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR). En este documento se presentan, además, los programas de retirada, las capacidades de almacenamiento, los costes e ingresos, etc., es decir, este documento es una síntesis de la planificación y gestión en materia de residuos radiactivos en nuestro país.

En el Anexo B de este SEXTO PGRR se lleva a cabo una estimación de los residuos radiactivos que se generarán en nuestro país, considerando un escenario básico para una vida útil de los reactores, actualmente en funcionamiento, de 40 años y su posterior desmantelamiento:

Ø Residuos de operación en Centrales Nucleares: para una central nuclear española tipo de 1000 MWe, se generarán unas 20 toneladas de uranio de combustible



gastado (residuos de alta actividad). Respecto al volumen generado de residuos de operación (RBMA), el valor estimado varía según el tipo de central:

o 50 m3/año para reactores de agua a presión (PWR).

o 130 m3/año para reactores de agua a ebullición (BWR).

Ø Residuos de desmantelamiento de las Centrales Nucleares: respecto al futuro desmantelamiento de las centrales nucleares, se estima una producción de 10.000 m3 de RBBA, 2.000 m3 de RBMA y 110 m3 de residuos de actividad más alta o intermedia. Como ocurría en el caso de los residuos de operación, el volumen de los residuos varía según sea el reactor del que se trate siendo mayores los de los reactores de agua a ebullición que los de agua a presión.

Ø Fábrica de combustibles de Juzbado: se generarán del orden de 10 m3/año, generándose además 50 m3 de residuos de baja y media

actividad (en adelante RBMA) en su desmantelamiento.

Ø Residuos del desmantelamiento del CIEMAT: el CIEMAT está considerado como una Instalación Nuclear única, debido a que todavía tiene unas instalaciones clausuradas, que deben ser desmanteladas. En el



periodo 2001-2009 se está llevando a cabo el denominado proyecto PIMIC (Plan Integral de Mejora de las Instalaciones del CIEMAT) en el cual se estima que se generarán unos 900 m3 de residuos, prácticamente todos del tipo RBBA y RBMA.

Ø Otros residuos: entre otros aparecen los residuos generados como consecuencia de:

o Aplicaciones de los isótopos radiactivos a la medicina, investigación, industria y agricultura (valores que tienden a seguir disminuyendo debido al esfuerzo en clasificar convenientemente todos los residuos que sean RBBA): 40 m3/año de RBMA aproximadamente.

o Incidentes ocasionales: que serían principalmente fuentes radiactivas que aparecen fuera del sistema regular, como por ejemplo en chatarras y accidentes en instalaciones operativas. Suelen ser en su gran mayoría RBMA.

o Detectores iónicos de humos y pararrayos radiactivos: que contienen fuentes de 241Am, 226Ra (emisores alfa), 90Sr, 14C y 85Kr (emisores beta) utilizados para su funcionamiento y que han sido retirados por ENRESA (ver apartado 4),



desmontados por el CIEMAT y enviados con anterioridad a Inglaterra y Estados Unidos, y actualmente al Centro de Almacenamiento de El Cabril (ver apartado 6). En total se han recogido unos 84000 detectores iónicos de humos.

o Materiales aparecidos fuera del sistema regulador, y que son intervenidos según la legislación vigente (R.D. 229/2006 sobre el control de fuentes radiactivas encapsuladas de alta actividad y fuentes huérfanas).

5.4. GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS: ENRESA

El objetivo fundamental de la gestión de residuos radiactivos es asegurar que no se incorporan los componentes radiactivos en el medio ambiente en cantidades que puedan considerarse peligrosas.

La gestión de los residuos comprende una serie de etapas que van a posibilitar que los objetivos finales de dicha gestión cumplan los parámetros de seguridad y protección radiológica que se han contemplado. Estas etapas son las siguientes:

1) Segregación y recepción. Esta etapa tiene una gran importancia ya que en primer lugar las técnicas de tratamiento posteriores dependen del tipo de residuo del que se trate, y por ello debe segregarse correctamente, ya que además esto tendrá un menor coste económico en



el tratamiento del residuo, aumentando la calidad del producto final.

Por otra parte, esta etapa permite la separación de los residuos radiactivos de vida larga, de los de vida muy corta, así como los de muy baja actividad del resto, hecho que será básico para las fases posteriores de almacenamiento previo y de tratamiento.

2) Almacenamiento previo. El almacenamiento previo es una etapa que permite el decaimiento de los residuos radiactivos de vida corta, pudiéndose evacuar controladamente como residuos no radiactivos. Por otra parte, también facilita la manipulación de los residuos radiactivos al disminuir las dosis que recibirá el personal que deba manipular dichos residuos. En el caso de los residuos de alta actividad permite que se alcancen unas temperaturas que permitan su correcto manejo. Además, esta etapa permite una correcta planificación de las tareas a realizar con los residuos.

Almacenamientodefinitivo

Tratamiento

Inmovilización

Envasado

Almacenamientoprevio

Recepciónsegregación

Evacuación almedioambiente

Almacenamientotemporal del residuo

acondicionado



TratamientoTratamiento

InmovilizaciónInmovilización

EnvasadoEnvasado



RecepciónsegregaciónRecepción

segregación

Evacuación almedioambienteEvacuación al

medioambiente


acondicionado


acondicionado



3) Tratamiento. El tratamiento consiste principalmente en una serie de procesos que van a permitir dividir el residuo en dos fracciones, una contaminada y otra descontaminada, de forma que se reduzca sustancialmente el volumen de los residuos. Suelen ser procesos de corte, troceado, descontaminaciones superficiales tanto químicas como mecánicas utilizadas normalmente en los procesos de desmantelamiento.

Para los residuos líquidos de muy poca actividad, el tratamiento será llevar a cabo una dilución de los mismos sin superar los niveles establecidos por la legislación actual, con el fin de dispersarlos en el medio ambiente sin que supongan un incremento sobre los niveles del fondo natural.

4) Solidificación o inmovilización. Esta etapa consiste en mezclar la fracción contaminada (obtenida en la etapa anterior), o el residuo entero en el caso de no haberse tratado, con una sustancia inmovilizante. Esta inmovilización debe cumplir unos criterios de calidad para su aceptación en el almacenamiento definitivo, utilizándose principalmente cemento, asfalto (ya en desuso) y productos con polímeros, en el caso de los residuos de media y baja actividad y vidrio o materiales metálicos en el caso de los residuos de alta actividad.

5) Envasado. El envasado depende del tipo de residuo aumentando los criterios de calidad y seguridad según sea la peligrosidad del mismo.



6) Almacenamiento previo del residuo acondicionado. Permite racionalizar el envío de los residuos a su almacenamiento definitivo.

7) Almacenamiento definitivo. Consiste en un lugar donde se depositan definitivamente los residuos para llevar a cabo un aislamiento y confinamiento de los mismos. Es decir, el objetivo del almacenamiento definitivo es evitar que los residuos pasen al medio ambiente en cantidades no admisibles, para lo cual, se interponen una serie de barreras físico-químicas:

o “Barrera Química” – La primera barrera del almacenamiento la forma la solidificación o inmovilización de los residuos radiactivos vista anteriormente, de forma que se genera un bloque monolítico con unas características y propiedades de acuerdo a lo que establecen las autoridades competentes.

o “Barrera Física” - Una vez formado el bloque monolítico, se deposita dentro de unos contenedores de hormigón que formarían la segunda barrera existente entre el residuo y su entorno exterior.

o “Barrera de Ingeniería” – La tercera barrera está constituida por las obras de ingeniería realizadas en el lugar donde se sitúan de forma definitiva los residuos y consiste en estructuras, blindajes y materiales adsorbentes y de sellado que evitan el contacto



del agua con los residuos y limitan al máximo posible la velocidad de ésta hacia el medio ambiente.

o “Barrera Geológica” – Esta última barrera está constituida por la parte de la corteza terrestre donde se sitúan los residuos, que deben cumplir una serie de especificaciones para que se asegure la estabilidad geológica del emplazamiento.

Los requisitos que deben cumplir las cuatro barreras comentadas, dependen en gran medida del tipo de residuo del que se trate variando sustancialmente cuando se trata de un residuo RBBA, RBMA o RAA.

Desde el punto de vista ético, se considera que la gestión de los residuos radiactivos debe ser asumida, en todos sus aspectos, por los que se han beneficiado de la aplicación de la energía nuclear y sin dejar para generaciones futuras un riesgo mayor del que estamos dispuestos a aceptar para nosotros mismos.

Para garantizar esto, diversos países han creado organizaciones responsables de los fondos necesarios para ello, ya que gran parte de los gastos deberán realizarse cuando hayan cesado las aplicaciones actuales de la energía nuclear y por tanto, estas no produzcan beneficios económicos. En España, dentro de los distintos niveles de la Administración del Estado destaca por su vinculación más directa con la gestión de los residuos radiactivos el Ministerio de Industria, Turismo y Comercio (MITYC) que, a través de la Secretaría General de Energía y su Dirección General de Política Energética y Minas, tiene la facultad



de otorgar licencias, permisos y autorizaciones necesarias a II.RR. e II.NN., así como de elevar al Gobierno, para su aprobación, el PGRR.

La Gestión de los residuos radiactivos en nuestro país ha sido encomendada a la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (ENRESA), que fue creada por Real Decreto (R.D. 1522/1984).

5.5. ALMACENAMIENTO RBBA Y RBMA EN ESPAÑA: CENTRO DE ALMACENAMIENTO “EL CABRIL”

En el caso de España, todos los residuos radiactivos RBBA y RBMA se trasladan en el Centro de Almacenamiento de “El Cabril”.

El tratamiento de los RBBA en “El Cabril” consiste o bien en el almacenamiento previo de estos residuos, con el objeto de que su actividad decaiga a valores que permitan desclasificarlos como

residuos radiactivos y pasen a ser residuos sólidos urbanos, o bien el de almacenarlos definitivamente si superan los límites legales.



En este sentido, se tiene previsión para finales de este año de finalizar en “El Cabril” la construcción de un almacén para los RBBA, para los que los criterios de almacenamiento son diferentes a los residuos RBMA ya que su peligrosidad disminuye drásticamente.

Los RBMA se almacenan en “El Cabril” llevando a cabo las siguientes fases:

a) Recepción de los bultos – 1º Barrera de Almacenamiento

Los RBMA llegan a “El Cabril” en bidones de 220 litros, llamados “bultos”, transportados por camiones habilitados para este tipo de residuos y son descargados en el Edificio de Acondicionamiento. En dicho edificio se identifican distinguiendo entre:

Ø RBMA ya acondicionados aptos para ser introducidos directamente en Unidades de Almacenamiento (Contenedor de Hormigón).

Ø RBMA compactables, que una vez realizada la operación de compactación son también introducidos en Unidades de Almacenamiento.

Ø Residuos destinados al Laboratorio para pruebas de calidad y ensayos.

b) Llenado de Unidades de Almacenamiento – 2º Barrera de Almacenamiento

Cuando una Unidad de Almacenamiento se llena (en cada unidad caben 18 bidones de 220 litros), se cubre con una tapa de hormigón, inyectándosele mortero de forma que se



convierta en un bloque compacto, para ser situado posteriormente en las celdas de almacenamiento.

c) Llenado de celdas de almacenamiento – 3º Barrera de Almacenamiento

Las Unidades de Almacenamiento, de 24 toneladas de peso aproximadamente cada una, se sitúan dentro de una de las 28 celdas de almacenamiento (cada celda tiene capacidad para 320 unidades).

Una vez llena cada celda, se cierra con una tapa de hormigón armado que es impermeabilizada posteriormente.

Las celdas de almacenamiento están dispuestas en dos plataformas de 12 y 16 unidades respectivamente. Actualmente están completas 15 de las 16 celdas de la primera plataforma.



d) Recubrimiento de las plataformas de almacenamiento – 4º Barrera de Almacenamiento

Una vez completada una plataforma, será recubierta con capas alternativas de materiales drenantes e impermeabilizantes que evitarán que posibles infiltraciones de agua de lluvia puedan entrar en contacto con los residuos.

Las plataformas de almacenamiento están dotadas de una red de control de infiltraciones (RCI), accesible en todo momento.

5.6. CICLO DE COMBUSTIBLE NUCLEAR (PISCINAS, ATI´S, ATC, REPROCESO, TRANSMUTACIÓN). ALMACENAMIENTO RAA EN ESPAÑA

Respecto a los residuos RAA, la gestión todavía está en estudio debido a que se barajan una serie de procesos de gestión final para ellos. Actualmente el Ciclo del Combustible Nuclear tiene las siguientes posibilidades:

Almacenamiento temporal

Una vez que el combustible sale del reactor es almacenado temporalmente. Las posibles opciones son:

o Almacenamiento temporal en las piscinas de las Centrales Nucleares - Este almacenamiento permite el enfriamiento del combustible. El tiempo de permanencia del combustible



gastado en las piscinas de las centrales nucleares es de menos de 5 años.

o Almacenamiento Temporal Individualizado (ATI) – Se trata de almacenes que en ocasiones se construyen en las distintas Centrales Nucleares en los que se sitúan distintos contenedores que permiten almacenar el combustible nuclear “en seco” (se denomina así para diferenciarlos del almacenamiento en las piscinas). Habitualmente los contenedores se rellenan de Helio en su interior y aproximadamente contienen una docena de elementos combustibles gastados.

o Almacenamiento Temporal Centralizado (ATC), que permitirá disponer del tiempo necesario para tomar una decisión de la gestión final del combustible gastado, de forma que no se tomen decisiones que a la larga causen más perjuicios que ventajas. Este ATC permitirá el poder almacenar convenientemente el combustible nuclear gastado por períodos de hasta 100 años.

Ciclo Abierto: Almacenamiento definitivo sin tratamiento posterior

La primera posible vía de gestión de los RAA, tras el almacenamiento temporal, es considerar el propio combustible nuclear como residuo y almacenarlo en un Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).



Un AGP consiste en unas instalaciones a unas profundidades de 500-1000 m de profundidad que permitan mediante una serie de galerías y alvéolos la pérdida de calor del combustible. Se están realizando en la actualidad multitud de estudios mediante simulación y diseños a escala para determinar la seguridad de este tipo de almacenamiento, debido principalmente a que el tiempo de permanencia de este tipo de residuos es de cientos e incluso miles de años. La barrera geológica contemplada es principalmente medios graníticos, arcillosos o salinos que aseguren la ausencia de agua y garanticen la estabilidad de los residuos almacenados. Las zonas donde se dispondrán estos almacenamientos deberán tener bajas e incluso nulas condiciones sísmicas.

Ciclo Cerrado: Reelaboración

Tras el almacenamiento temporal, bien en las piscinas de enfriamiento de que disponen las centrales nucleares, bien en los almacenes temporales (ATI y ATC), la segunda posible vía de gestión del combustible gastado es recuperar el uranio y plutonio que permanece en dicho combustible gastado separándolo mediante el proceso denominado “reelaboración”. En España no está contemplado este proceso actualmente.

El problema de la reelaboración es que se podría recuperar el plutonio contenido en el combustible para fines bélicos, de ahí que sea un proceso muy cuestionado socialmente.

La reelaboración consiste en separar el uranio y plutonio del resto de los radionucleidos generados durante la fisión de los elementos combustibles en el reactor de la



central nuclear. Esta separación se realiza mediante una extracción líquido-líquido en la que los productos de fisión no se separarían y permanecerían en la fase acuosa, y el uranio y plutonio se separarían en la fase orgánica:

Ø Con la fracción acuosa que formaría la corriente de residuos líquidos de alta actividad, se realizarían las etapas de la gestión de residuos, tratando dicho residuo mediante evaporación e inmovilizándolo en vidrios. Del total de la masa final de los RAA gestionados, el 20 % se pueden inmovilizar como RAA vitrificados.

Ø De la fracción orgánica se recupera el uranio y plutonio que aún se pueden utilizar para generar energía mediante la fabricación de los denominados combustibles mixtos (MOX) constituidos por uranio y plutonio y que se juntan a los de uranio que se queman en el reactor. Por tanto, se consigue reducir la cantidad de residuos, ya que por cada tonelada de combustible irradiado se producen 5 m3 de residuos líquidos de alta actividad que son inmovilizados mediante vitrificación.

Tras llevar a cabo este proceso estos RAA, sean o no vitrificados, podrían volver al ATC, tras lo cual, al igual que en el Ciclo Abierto visto anteriormente, el destino final de estos RAA es el AGP. Este proceso es lo que se denomina ciclo del combustible nuclear cerrado.

Ciclo Cerrado Avanzado: Reproceso Avanzado, Transmutación

Actualmente se está invirtiendo un gran presupuesto de la investigación en el tema nuclear en el reproceso



avanzado. El reproceso avanzado consiste en una serie de procesos de separación que permiten separar los elementos actínidos de los lantánidos, con el fin de realizar la transmutación de los actínidos de forma que se pueda reducir su volumen final con vista al almacenamiento definitivo.

El proceso de transmutación consiste en procesos físicos que mediante bombardeo de algunos radionucleidos con neutrones producen reacciones nucleares de fisión y captura neutrónica de forma que elementos con períodos de semidesintegración elevados pasen a transformarse en radionucleidos de período de semidesintegración muy bajo. Para ello, es conveniente separar el elemento a bombardear del combustible, disuelto previamente, mediante unos procesos químicos bien basados en extracciones líquido-líquido utilizando compuestos orgánicos muy selectivos, que se denominan procesos hidrometalúrgicos.

Otra opción que se está desarrollando actualmente consiste en procesos utilizados en la industria metalúrgica y que consisten en procesos de extracción líquido-líquido entre dos fases sólidas no miscibles mediante el empleo de sales fundidas, esta técnica recibe el nombre de separación pirometalúrgica.

Al igual que en los ciclos anteriores los RAA obtenidos de estos procesos tendrían su fin en un AGP, siendo su volumen mucho menor ya que se producirían RBMA en el proceso.



En España actualmente se almacena el combustible nuclear

en las piscinas de las Centrales Nucleares y en los ATI´s construidos en algunas Centrales Nucleares. Las previsiones actuales apuntan a construir un ATC en el 2010 y se ha previsto la construcción de un AGP para el año 2050.

5.7. CONCLUSIONES

Ø Los residuos radiactivos son residuos peligrosos debido al contenido de isótopos radiactivos que generan radiaciones ionizantes.

Ø Los residuos radiactivos se clasifican en: RBBA, RBMA y RAA.



Ø La gestión de los residuos consta de las siguientes etapas: segregación y recepción, almacenamiento previo, tratamiento, solidificación o inmovilización, envasado, almacenamiento previo del residuo acondicionado y almacenamiento definitivo.

Ø En España, la gestión de los residuos radiactivos la lleva a cabo ENRESA. Los RBBA y RBMA se almacenan en el C.A. “El Cabril” (Córdoba).

Ø Los RAA se almacenan temporalmente en piscinas, ATI´s y ATC. Tras eso se gestionan según el ciclo del combustible nuclear: abierto (AGP), cerrado (reelaboración y AGP), cerrado avanzado (transmutación y AGP).

Ø Para los RAA, en España se prevé construir un ATC en 2010 y un AGP en 2050.

5.8. REFERENCIAS

• Ley 54/1997 de “Regulación del Sector Eléctrico”

• R.D. 1836/1999, de 3 de diciembre, por el que se aprueba el “Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas”

• Orden Ministerial ECO/1449/2003 sobre “Gestión de materiales residuales sólidos con contenido radiactivo generados en las instalaciones radiactivas de 2ª y 3ª categoría en las que se manipulen o almacenen isótopos radiactivos no encapsulados”



• R.D. 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el “Reglamento sobre Protección Sanitaria contra Radiaciones Ionizantes”

• Sexto Plan General de Residuos Radiactivos

• R.D. 229/2006, de 24 de febrero, sobre el “Control de fuentes radiactivas encapsuladas de alta actividad y fuentes huérfanas”.

• R.D. 1522/1984, de 4 de julio, por el que se autoriza la “Constitución de la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (ENRESA)”.



TEMA 6. DESMANTELAMIENTO Y CLAUSURA DE INSTALACIONES RADIACTIVAS Y NUCLEARES

Rafael Rubio Montaña (IBERDROLA)

6.1. INTRODUCCIÓN

Las instalaciones nucleares y/o radiactivas como cualquier otra instalación industrial poseen una determinada vida útil. Esta vida útil determina el tiempo durante el cual, una instalación puede funcionar cumpliendo todos los requisitos y normas de seguridad sin atender a ninguna otra consideración como pudiera ser la económica.

Cuando una instalación se considera que ha terminado su vida útil se procede al cierre de la misma, parada definitiva de la instalación. El cierre de una instalación puede llevarse a cabo por diversas razones, económicas o técnicas, además de la supuesta como fin de su vida útil.

Una vez cerrada o parada definitivamente la instalación se procede a su clausura. La clausura de una instalación se puede definir como el conjunto de actividades desarrolladas para dejar el emplazamiento en el que se encontraba en un estado seguro para



las personas y el medio ambiente, de manera que pueda utilizarse para el desarrollo de cualquier actividad, ya sea de origen nuclear o no.

El periodo que transcurre desde el cierre de la instalación hasta su clausura se denomina periodo de desmantelamiento. El desmantelamiento de centrales nucleares, del cual hablaremos detenidamente más adelante, puede clasificarse en diferentes categorías atendiendo al nivel o profundidad con que se lleve a cabo.

Las instalaciones susceptibles de ser clausuradas pertenecientes al ciclo del combustible nuclear son:

Ø Minas de Uranio.

Ø Fábricas de concentrados de Uranio.

Ø Fábricas de combustible y reproceso.

Ø Centrales nucleares.

Si no hay ninguna razón de tipo económico o técnico que adelante prematuramente el cierre de la instalación será sólo la determinación de su vida útil la que marque el cierre y posterior desmantelamiento de cualquiera de estas instalaciones. Pero, ¿cuántos años puede, una central nuclear, funcionar con plenas garantías antes de proceder a su cierre?, es decir, ¿cuál es la vida útil de una central nuclear?



6.2. PERIODO DE OPERACIÓN DE UNA CENTRAL NUCLEAR

Antes de profundizar en el tema conviene tener claros algunos conceptos como son:

Ø Vida de diseño: Periodo de tiempo que es tenido en cuenta durante la fase de diseño de la instalación de modo que se asegure que ésta funcionará durante ese tiempo con las debidas garantías de seguridad y fiabilidad además de cumplir con la viabilidad económica de la inversión. Para las centrales españolas, como la mayoría de las centrales nucleares del mundo, este periodo fue estimado en 40 años.

Ø Vida económica: Periodo de tiempo estimado para la amortización de la inversión económica realizada. Se establece para efectuar el balance económico y contable de la empresa. Este periodo es definido por los propietarios siguiendo las normas de contabilidad establecidas en cada país y suele oscilar entre los 20 y 40 años.

Ø Vida útil: Periodo de tiempo total que puede funcionar la central cumpliendo todos los requisitos y normas de seguridad. Durante la fase de diseño de una instalación nuclear se realizan pruebas y ensayos (condiciones ambiente, vibraciones, etc.) que permiten asegurar que al finalizar la vida de diseño, la central podrá funcionar de manera segura. La realidad del funcionamiento de la central permite comprobar que los equipos trabajan en



unas mejores condiciones que las supuestas en el diseño de manera que su envejecimiento es menor que el esperado. Esto permite asegurar que del control y vigilancia de este envejecimiento se pueden obtener garantías de que la vida útil de la central puede ser superior a la vida estimada en el diseño.

La vida de diseño para una central nuclear, estimada en 40 años inicialmente, ha resultado ser una previsión conservadora. Con el tiempo, las mejoras técnicas introducidas en los equipos han probado que la planta sufre muchas menos situaciones de condiciones severas de funcionamiento que las previstas inicialmente.

Hoy en día es un hecho probado y constatado en centrales de numerosos países que la vida de funcionamiento de una central nuclear está por encima de los 40 años previstos en su diseño original. Es más, se puede asegurar que el propietario de la central auspiciado por los Organismos Reguladores reconoce que el continuo y exhaustivo seguimiento del comportamiento de los equipos, con el intento de extender más allá de la supuesta vida de diseño la vida de la central, es garantía de correcto funcionamiento y estado seguro de la misma.

6.3. EXTENSIÓN DE VIDA DE LAS CENTRALES NUCLEARES

La mayor parte de las centrales nucleares construidas en el mundo comenzaron a operar a finales de los años 70 y durante las décadas de los 80 y 90 por lo que están más o menos lejos de



alcanzar los 40 años de vida. En algunos países, como Reino Unido, existen centrales nucleares en funcionamiento más allá de los 40 años previstos inicialmente y en otros como Japón, Suecia, Suiza y sobre todo Estados Unidos con numerosas centrales cercanas a cumplir sus 40 años de vida en los próximos años, apuestan decididamente por prolongar la vida de sus centrales más allá de esos 40 años.

Por citar algunos ejemplos podríamos hablar de:

Ø Estados Unidos, donde más de 15 reactores nucleares han conseguido la aprobación de extensión de vida en 20 años, por lo que estarán funcionando 60 años y otras más de 15 se encuentran inmersas en el proceso de revisión.

Ø Japón, donde 3 de ellas ya lo han conseguido y numerosas centrales han anunciado su intención de solicitarlo.

Ø Reino Unido con 4 unidades autorizadas a funcionar durante 50 años.

En otros países como China, Corea del Sur, Francia, Finlandia, India, Suecia, Suiza, Rusia y Ucrania entre otros, se han paralizado los planes de cierre de diferentes reactores o se apuesta decididamente por renovar y aumentar el parque ya existente de centrales nucleares.

Entre los diferentes programas que están implementando las centrales de todo el mundo con el objetivo, entre otros, de prolongar la vida de las centrales, cabe citar el Plan de Gestión de Vida y el Proceso de Mejora de Fiabilidad de Equipos. Estas



metodologías fijan unas pautas de comportamiento para cada uno de los sistemas, estructuras y componentes seleccionados por su importancia y significación en el funcionamiento normal y seguro de la planta. Mediante la monitorización y seguimiento continuo de sus parámetros representativos de comportamiento podemos predecir y adelantar su mantenimiento en caso de degradación del mismo. De esta forma, además, podemos mejorar las prácticas de mantenimiento y operación de la central nuclear.

6.4. DESMANTELAMIENTO

Como se ha comentado antes, el desmantelamiento de una instalación nuclear es llevado a cabo una vez se ha procedido al cierre de la misma. El periodo comprendido desde el cierre hasta su clausura es el tiempo durante el cual tiene lugar el desmantelamiento.

El desmantelamiento de centrales nucleares se puede realizar a tres niveles diferentes siguiendo la nomenclatura de la Agencia Internacional de la Energía Atómica:

Ø Nivel 1: Cierre de la instalación y permanente vigilancia radiológica y física del emplazamiento con todas las inspecciones necesarias para verificar que la instalación se encuentra en un estado satisfactorio. Se procede a drenar todos los equipos y desconectar los sistemas de explotación. En este nivel permanecen en perfecto estado todas las barreras contra la dispersión de la contaminación tal y como estaban durante la explotación.



Ø Nivel 2: Utilización parcial y condicional del emplazamiento. Reducción y sellado de las barreras de protección contra la dispersión de la contaminación. Descontaminación de componentes y edificios para su posterior uso para otra actividad y colocación de una barrera biológica de protección alrededor del reactor. En este nivel, la vigilancia física es menor pero no así la vigilancia radiológica ambiental que permanece inalterada.

Ø Nivel 3: Utilización total sin restricciones del emplazamiento. Descontaminación masiva de material, equipos y edificios que preceden a la demolición de los mismos. Rehabilitación total de la zona para un nuevo o igual uso siempre que los niveles de contaminación sean inferiores al límite autorizado. La vigilancia radiológica de la instalación disminuye hasta desaparecer mientras desciende el nivel de radiación en el emplazamiento.

El desmantelamiento de una instalación nuclear es una actividad compleja que se comprende de una serie de tareas intermedias de las que podríamos destacar:

1. Descarga de combustible: Primera actividad a desarrollar una vez parada la central. En el caso de no destinar el combustible gastado a plantas de reprocesado este debe almacenarse en las piscinas de la propia central o en plantas destinadas al efecto.

2. Inventario radiactivo: Es necesario cuantificar el inventario radiactivo existente en la instalación en el momento de la parada. Se procederá a la clasificación radiológica de los materiales, determinación de factores de contaminación,



estimación de residuos generados, dosis a trabajadores y necesidades de blindajes. Una vez hecho esto, el inventario se dividirá en inventario activado radiológicamente en los elementos del reactor y el que posee una contaminación radiactiva depositada superficialmente.

3. Seguridad en el emplazamiento: En este aspecto cabe decir que las consecuencias radiológicas al público debido a posibles accidentes son aún menores debido a la ausencia de combustible y procesos nucleares. Sin embargo, la exposición de los trabajadores del desmantelamiento sí puede ser significativa y por ello siguen teniendo gran importancia las técnicas de protección radiológica y los criterios ALARA además de la consideración del paso del tiempo en el decaimiento de los elementos radiactivos. Por otro lado, no se deben dejar a un lado todos los criterios de prevención de riesgos por cuanto el desmantelamiento no deja de ser una actividad industrial con el riesgo que esto conlleva.

4. Gestión de residuos: Exhaustiva clasificación de los residuos atendiendo a su nivel de contaminación. Habrá materiales convencionales cuya contaminación esté por debajo del umbral autorizado, materiales débilmente contaminados y susceptibles de descontaminación y residuos radiactivos. Los primeros serán gestionados de forma convencional, los segundos se someterán a descontaminación y los últimos se caracterizarán y almacenarán según su naturaleza en centros autorizados para ello. Otros residuos, los líquidos y gaseosos serán sometidos a diversos tratamientos de descontaminación previo a su vertido controlado.



6.5. CALENDARIO DE CIERRE Y AUTORIZACIONES DE EXPLOTACIÓN DE LAS CENTRALES ESPAÑOLAS

La vida de las centrales nucleares españolas no tiene un límite de operación establecido. Sus Autorizaciones de Explotación se renuevan periódicamente tras la vigilancia y control continuo que realiza en Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) de su funcionamiento y seguridad, presentando un informe al Ministerio de Economía para que conceda la renovación de la Licencia. La periodicidad de estas renovaciones es habitualmente de 10 años. La central objeto de la renovación envía un informe anual de sus Programas de Gestión de Vida y realiza una Revisión Periódica de Seguridad (RPS) previo a la solicitud de renovación del Permiso. La RPS incluye un análisis de los componentes críticos identificando su envejecimiento y degradación así como las medidas correctoras adoptadas y la actualización de los programas de evaluación y mejora de la seguridad entre otros.

En la tabla siguiente se puede observar el calendario de autorizaciones y plazos de validez de las centrales nucleares españolas.



Central

Nuclear Tipo

Potencia inicial (MW)

Potencia actual (MW)

Fecha de explotación comercial

Fecha autorización

actual

Plazo de

validez

(años)

José Cabrera PWR 160 - 1969 2006 (cierre) -

Sta. Mª de Garoña

BWR 460 466 1971 05/07/1999 10

Almaraz I PWR 930 977 1983 08/06/2000 10

Almaraz II PWR 930 980 1984 08/06/2000 10

Ascó I PWR 930 1032.5 1984 01/10/2001 10

Ascó II PWR 930 1027.2 1986 01/10/2001 10

Cofrentes BWR 975 1092 1985 19/03/2001 10

Trillo I PWR 1000 1066 1988 17/11/2004 5

Vandellós I GCR 480 - 1972 1989 (cierre) -

Vandellós II PWR 982 1087.14 1988 14/07/2000 10

Figura 1: Fechas y periodo de autorización de las centrales nucleares españolas.



6.6. MARCO TÉCNICO Y LEGISLATIVO DEL DESMANTELAMIENTO EN ESPAÑA

En este punto procedemos a resumir los aspectos y políticas de mayor interés en los procesos de desmantelamiento y clausura de instalaciones nucleares que se desarrollan en España.

En España, una vez se ha decidido revocar la Autorización de Explotación de una central nuclear y decidido el cierre y desmantelamiento de la misma se transfiere, previo informe favorable del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) y el Ministerio de Medio Ambiente, por parte del Ministerio de Economía la licencia a una Autoridad de Desmantelamiento, la empresa nacional de residuos (ENRESA). Será esta empresa la que lleve a cabo el desmantelamiento de la instalación.

Algunas de las leyes y reglamentos existentes en España en las que se apoyan las actividades de desmantelamiento y clausura de instalaciones nucleares son:

Ø Ley de Energía Nuclear (25/1964).

Ø Ley de creación Consejo de Seguridad Nuclear (15/1980).

Ø Reglamento Instalaciones Nucleares y Radiactivas (Decreto 2869/72).

Ø Real Decreto Creación ENRESA.

Ø Reglamento P.S.R.I.

En España, no existe un marco legal que establezca el nivel que debe alcanzar el desmantelamiento. Es la autoridad



competente, ENRESA, la que lo decide caso por caso además de ser la encargada de gestionar su financiación. En el desmantelamiento de la Central Nuclear de Vandellós I se optó por un Nivel 3 de desmantelamiento y así hoy, se ha recuperado toda la superficie que ocupaba la antigua instalación con excepción del edificio del reactor donde se ha incorporado una edificación envolvente de la anterior.

En España no existe ninguna instalación para almacenamiento definitivo del combustible gastado aunque si para residuos de media y baja actividad. El combustible procedente del desmantelamiento de la Central Nuclear de Vandellós I se encuentra en una instalación destinada para ello en Francia ya que sólo existen almacenes temporales en algunas centrales.

6.7. EJEMPLO: DESMANTELAMIENTO DE LA CENTRAL NUCLEAR DE VANDELLÓS I

El proyecto, diseñado por ENRESA y aprobado por el Ministerio de Industria y Energía en su día, supone el desmantelamiento a Nivel 3 de la central. Este proceso, ha sido llevado a cabo después de que la empresa propietaria descargase y evacuase el combustible y acondicionase los residuos de operación en el llamado Nivel 1. El nivel 2 ha representado el desmantelamiento y la retirada de todas las estructuras y componentes externos al cajón del reactor. Éste último ha sido confinado y deberá esperar unos 25 años para, una vez decaída naturalmente la radiactividad de sus estructuras internas, ser desmantelado, ya en Nivel 3, con garantías de seguridad para los trabajadores y el medio ambiente.



Las fases que han constituido el proyecto son:

1. Actividades de acondicionamiento. Actividades necesarias para conseguir el nivel 1 de desmantelamiento. Fueron desarrolladas por la empresa explotadora desde 1991 hasta 1997. Entre las actividades podríamos citar la descarga del reactor y evacuación de combustible del emplazamiento, el acondicionamiento de los residuos de operación y la extracción y el preacondicionamiento de los residuos depositados en los silos de grafito. Además, se realizan algunos desmontajes convencionales como los de los depósitos de CO2 y los grupos turboalternadores principales.

2. Desmantelamiento de estructuras y preparación para el periodo de latencia. Realizado bajo la responsabilidad de ENRESA, desde 1998 hasta 2003 es consecuente con el Nivel 2 de desmantelamiento. Durante esta fase, se desmantelan todas las estructuras, sistemas y componentes excepto el cajón del reactor, liberando la mayor parte del emplazamiento y manteniendo el resto como zona reglamentada, con el cajón del reactor confinado y cubierto por una estructura de protección de intemperie de nueva construcción. También en esta fase se procedió a la expedición de los residuos de baja y media actividad al Centro de Almacenamiento de El Cabril y de los convencionales a sus correspondientes centros de reciclaje y almacenamiento.

3. Periodo de latencia. Finalizado el Nivel 2, las partes del emplazamiento no liberadas permanecen bajo la responsabilidad y vigilancia de ENRESA. Esta situación se mantendrá durante 25 años, periodo en el que la actividad radiológica de las estructuras internas del cajón decaerá hasta



representar aproximadamente un 5% de la inicial. Ello permitirá, entonces, su desmantelamiento con unos costes radiológicos mínimos para el personal que ejecute los trabajos.

4. Desmantelamiento del cajón del reactor. Concluido el periodo de latencia, hacia el año 2028, dará comienzo el último nivel de desmantelamiento, en el que se retirará el cajón del reactor y sus estructuras internas, liberándose así la totalidad del emplazamiento. Con esto se conseguirá alcanzar el nivel 3 de desmantelamiento.

6.8. CONCLUSIONES

Ø Las centrales se diseñan para una cierta vida de funcionamiento pero esta puede verse alterada por el buen funcionamiento consecuencia de unas prácticas de operación y mantenimiento idóneas para cada caso. De esta manera, es posible alargar la vida de funcionamiento de las mismas más allá de los 40 años estimados inicialmente.

Ø Numerosas centrales de todo el mundo tienen implantados programas para extender su vida útil más allá de la vida estimada de diseño.

Ø El desmantelamiento de una instalación nuclear comprende una compleja serie de actividades. El nivel alcanzado depende de la profundidad con la que se lleven a cabo los trabajos y siempre, con la seguridad de proteger al máximo a las personas y el medio ambiente.



Ø Las centrales españolas en general están todavía lejos de alcanzar su vida de diseño estimada y obtienen la renovación de su permiso de explotación habitualmente cada 10 años.

Ø La central nuclear de Vandellós I fue la primera central española en desmantelarse. Hoy en día se encuentra en periodo de latencia una vez alcanzado el Nivel 2 y está a la espera de proceder a su desmantelamiento y clausura definitiva.

6.9. REFERENCIAS

Ø Curso sobre gestión de residuos radiactivos. Centro de investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas, CIEMAT.

Ø Sexto Plan General de Residuos Radiactivos.

Ø Foro de la Industria Nuclear Española, www.foronuclear.org

Ø Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, www.enresa.es

Ø Iberdrola, www.iberdrola.es



TEMA 7. LAS CENTRALES NUCLEARES DEL FUTURO

José Luis Pérez Rodríguez (Endesa)

7.1. INTRODUCCIÓN

Al igual que en cualquier otro campo tecnológico, la imaginación del hombre no ha descansado de idear nuevos tipos de reactores nucleares, que se adapten, cada vez mejor, a sus necesidades. Las Centrales Nucleares del Futuro se clasifican por el salto tecnológico que suponen, y así, dan lugar a dos grandes grupos o generaciones:

Ø Centrales de Generación III y III+. Éstas son el resultado de un desarrollo lógico de los centrales de generación II, es decir, de las primeras plantas comerciales, y reúnen lo que denominamos mejoras evolutivas, que han sido desarrolladas, en su mayor parte, como consecuencia de la experiencia con las centrales actuales. Estos adelantos afectan sobre todo a los sistemas de seguridad, a la fiabilidad, a la operabilidad de la planta, a los costes y la estandarización de los diseños.



Ø Centrales de Generación IV. Por Generación IV se engloba a toda una serie de proyectos, programas e iniciativas para el desarrollo y prueba de varios sistemas nucleares muy innovadores, utilizables comercialmente hacia 2030 y que ofrecen ventajas muy marcadas con respecto a las centrales actuales y en los campos de la sostenibilidad, la economía, la seguridad y la fiabilidad, la no proliferación y la protección física. Estas centrales no están todavía diseñadas, algunas sólo esbozadas, y su desarrollo plantea grandes desafíos, sobre todo en temas de materiales y combustible.

Como consecuencia de esto, mientras que la implantación de Centrales de Generación III es posible a día de hoy, para poder disfrutar de las ventajas de las Centrales de Generación IV es necesario invertir tiempo y recursos en investigación y desarrollo de estos diseños.

Calendario de implantación de las Centrales Nucleares de Fisión.



7.2. LA GENERACIÓN III

La Generación III consiste en, principalmente, centrales con reactores evolutivos refrigerados por agua ligera. Éstos se han desarrollado durante la década de los 90, durante la cual la experiencia acumulada de centrales en operación llevó a idear mejoras sustanciales a las tecnologías ya existentes.

En estos reactores empezamos a ver sistemas de seguridad avanzados que caracterizarán el futuro de las centrales nucleares, y que llevan al máximo la filosofía llamada “seguridad a ultranza”. Entre ellos destacarán o destacan los sistemas de seguridad pasivos, cuya acción se debe al trabajo de fuerzas naturales, tales como la convección y la gravedad, y que por tanto no dependen de decisiones, interruptores o componentes que pueden no funcionar, como bombas o válvulas, es decir, que actúan por sí mismos cuando la central se desvía de su modo normal de operación sin que nada los tenga que activar y no necesitan ningún tipo de energía externa.

Si atendemos a las distintas familias clásicas de tecnologías, los reactores de esta Generación se pueden subdividir en tres subgrupos:

Ø Los nuevos reactores evolutivos de agua en ebullición, incluyendo el ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), del que hay dos unidades en funcionamiento en Japón y otras dos en construcción en Taiwán, además del BWR 90+, el ESBWR, pasivo, y el reactor simplificado SWR-1000.

Ø Los reactores avanzados de agua a presión, incluyendo el AP-600, de características pasivas, ya certificado en



los EEUU, su versión AP-1000, los evolutivos PWR Sistema 80+ (que será la base del programa avanzado de reactores de Corea del Sur) y APWR, propuesto para el Japón; y el EPR desarrollado en Europa.

Ø Los reactores refrigerados por gas a alta temperatura, muy prometedores tanto por su eficiencia como por las futuras necesidades de producción de hidrógeno. A este subtipo pertenecen el reactor modular de lecho de bolas (PBMR), desarrollado en Sudáfrica con cooperación internacional y que se está ya construyendo, y el también muy prometedor reactor modular de helio con turbina de gas. El combustible de estos reactores de gas es una de sus principales característica: no se trata de varillas de óxido de uranio en una vaina de metal, sino microbolitas de uranio y diferentes carbonos, lo que le aporta una capacidad formidable de aguantar altas temperaturas.



EPR (European Pressurized Reactor)

El EPR es un reactor de tecnología PWR, es decir, emplea agua ligera a presión como refrigerante y moderador, y su origen se lo debemos a la experiencia adquirida con diseños franceses (los reactores N4) y alemanes (KONVOI).

Las principales innovaciones de este reactor respecto a sus antecesores están relacionadas con la seguridad, en concreto con los posibles accidentes severos y la mitigación de sus posibles consecuencias, sin olvidar la protección frente ataques externos.

El EPR es un reactor muy grande, de 1600 MW eléctricos, la mayor potencia de los reactores construidos hasta la actualidad. Se estima que el rendimiento total puede oscilar entre el 36 y el 37%, lo cual es positivo ya que le permite utilizar mejor el combustible y

generar menos residuos.



Como vemos en la imagen, consta de cuatro lazos, cada uno de ellos con su propio sistema de seguridad, capaz cada uno de ellos por si solo de mitigar los accidentes, es lo que se llama redundancia.

Actualmente, se está construyendo uno en Finlandia, al que pronto acompañarán muchos más en Francia.

AP1000

El AP1000 de Westinghouse, es un reactor de agua a presión (PWR) de dos lazos y 1000 MWe, con características de seguridad pasiva y extensas simplificaciones de la planta para mejorar la construcción, la operación y el mantenimiento.

Sus sistemas de seguridad aplican, casi todos, protecciones pasivas, que alcanzan tal grado de seguridad que hacen innecesarios las fuentes de energía de emergencia (normalmente varios grupos diesel). Además, estos sistemas requieren muy poca intervención por parte de los operadores, lo que reduce el riesgo de error humano. Por otra parte, la probabilidad de fallos es muy reducida como resultado de la aplicación del concepto de diversidad: para una



misma función de seguridad se aplican varios y diferentes tipos de sistemas fundamentados en diferentes principios físicos. Además, el AP1000 conlleva, por simplificación de su diseño, una importante reducción en el número tuberías, válvulas y otros componentes.

ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)

El reactor ASBWR es un reactor de agua ligera en ebullición (BWR) de General Electric. El propósito del proyecto fue diseñar una planta BWR que reuniese las mejores prestaciones, las nuevas tecnologías y las nuevas técnicas de construcción modular.

El reactor ABWR tiene una potencia nominal de 3926 MWt y 1356 MWe, lo que implica un rendimiento del 34.53%. Entre sus ventajas encontramos una respuesta completamente automática ante accidentes de pérdida refrigeración (sin necesidad de operadores durante 3 días), un mejor control de potencia y un diseño de la vasija y de sus componentes muchísimo más sencillo.

El ABWR está aprobado por las autoridades correspondientes (NRC) para su implantación en EEUU. Actualmente existen en Japón dos unidades operativas desde 1996 y 1997, Kashiwazaki-Wariwa 6 y 7. En Taiwán se obtuvo en 1999 la aprobación para la construcción de dos unidades en Lungmen.



ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor)

El reactor ESBWR de General Electric es un reactor de agua ligera en ebullición, que incorpora sistemas de seguridad pasivos y que está diseñado a partir de los avances tecnológicos que suponía el ABWR.

El ESBWR es un reactor de 4500 MWt y 1560 MWe (es decir, muy grande), lo que supone un rendimiento del 34,7%.

El ESBWR ha evolucionado respecto a sus antecesores beneficiándose de las economías de escala, y de las mejoras en la circulación natural del núcleo, manteniendo los originarios sistemas pasivos de seguridad, y añadiendo a la simplificación los conceptos de seguridad avanzada y competitividad económica.

En cuanto a los accidentes severos, una nueva estructura de tuberías

situada bajo la vasija refrigeraría con agua el reactor en caso de fusión de éste.

PBMR (Pebble-Bed Modular Reactor)

Este es un reactor refrigerado por helio, es decir, por un gas, que utiliza un combustible de características similares al



desarrollado para los diseños de HTR (High Temperature Reactor) alemán de los años 70.

El diseño final del PBMR tiene una potencia de 165 MW eléctricos, es decir, es un reactor pequeño, y emplea un ciclo Brayton directo con el helio, es decir, no hay generadores de vapor, lo cual permite elevar el rendimiento por encima de los reactores convencionales de agua: hasta el 40% en el prototipo de PBMR sudafricano, aunque se espera llegar hasta el 50% mediante mejoras en el combustible y en los materiales. Esto implica una mejor utilización del combustible y una menor producción de residuos.

El Helio tiene la ventaja de ser químicamente inerte, transparente y tener una mínima interacción neutrónica (es decir, sus cambios de temperatura, presión o volumen a penas afectan a la potencia del reactor).

Su principal innovación es el combustible que utiliza. Este combustible está formado por unas bolitas uranio cubiertas de varias capas de carbono, que representan la primera barrera al escape de los productos de fisión ante cualquier situación accidental, y agrupadas a su vez en bolas del tamaño de pelotas de tenis. Este diseño de combustible es capaz de aguantar muy altas



temperaturas y altos grados de quemado (medida de la energía que se puede extraer del combustible).

GT-MHR (Gas Turbine – Modular Helium Reactor)

El GT-MHR es un reactor avanzado refrigerado por gas, helio, contenido en una vasija, y acoplado a una turbina que funciona con un ciclo Brayton (sin generadores de vapor) de alto rendimiento. La turbina está contenida en otra vasija. Ambas vasijas están conectadas por una pequeña vasija transversal. Es lo que se llama reactor modular.

Actualmente está en fase de desarrollo bajo un



programa de investigación que llevan a cabo Estados Unidos y la Federación Rusa para disponer de un sistema de destrucción del plutonio proveniente de las armas nucleares.

El GT-HMR combina un núcleo a prueba de fusiones y una turbina avanzada de gas y está diseñado para proporcionar un alto nivel de seguridad y un rendimiento térmico elevado.

ACR-1000 (Advanced CANDU Reactor)

El ACR-1000 es un reactor evolucionario de agua pesada (CANDU, de tecnología canadiense) y 1200 MW eléctricos, diseñado para cumplir con estrictos requisitos de seguridad, fiabilidad, economía y protección del medio ambiente. El ACR-1000 esta diseñado para una puesta en servicio en el 2016.

El ACR-1000 pretende perfeccionar los actuales reactores CANDU (Canadá) mediante mejoras como la seguridad pasiva, una más favorable economía, y una mejor operabilidad y mantenimiento.



Al mismo tiempo, el ACR-1000 está siendo desarrollado como una evolución de los actuales CANDU que aprovecha las ventajas y beneficios de su tecnología, en particular la exitosa flota de CANDU-6.

7.3. GENERACIÓN IV

A día de hoy la Generación IV la constituyen una serie de diseños, bastante genéricos, que se espera puedan introducirse en el mercado dentro de unos veinticinco años.

Así, en lugar de avanzar en la misma dirección que los logros de la Generación III (aplicando mejoras a lo existente), la Generación IV supone, por así decirlo, un borrón y cuenta nueva de los propósitos de los diseños sin olvidar las lecciones aprendidas del pasado. Para ello, los diseños de Generación IV no parten de reactores existentes sino del establecimiento de unos nuevos principios que deben ser cumplidos. La formulación de estos nuevos principios para los sistemas de energía nuclear de la Generación IV podría ser la siguiente:

Ø Sostenibilidad: los diseños deben cumplir objetivos relacionados con la calidad del aire y promover la disponibilidad de sistemas a largo plazo y el aprovechamiento del combustible para la producción de energía en todo el mundo; minimizar y gestionar los desechos nucleares, y reducir su período de gestión;

Ø Economía: los diseños deben ofrecer más ventajas económicas que otras fuentes de energía durante el



ciclo de vida útil y equiparar su nivel de riesgo financiero con el de otros proyectos energéticos;

Ø Seguridad y fiabilidad: los diseños deben sobresalir por su seguridad y fiabilidad; reducir al mínimo la probabilidad de daños en el núcleo del reactor y su magnitud y eliminar la necesidad de adoptar medidas de emergencia fuera del emplazamiento;

Ø Resistencia a la proliferación y protección física: los diseños deben constituir la vía menos deseable y atractiva para la desviación o el robo de materiales utilizables para la fabricación de armas, y brindar mayor protección física contra actos de terrorismo.

Otra novedad es que los diseños pueden no estar exclusivamente orientados a la generación de energía eléctrica en



centrales, sino que algunos pueden ser aplicables a otros campos como la generación de hidrógeno, grandes sistemas de transporte o, simplemente, generación de calor.

Uno de los retos más ambiciosos de este proyecto es el de sostenibilidad, basado en la disminución o eliminación de los residuos radiactivos mediante el uso de reactores rápidos o técnicas de transmutación y la utilización más eficiente del combustible. En cuanto a los aspectos económicos, se espera aumentar la vida de estas centrales a 60 años, con lo que se consiguen costes competitivos, y el aumento de los sistemas de seguridad pretende alcanzar niveles de riesgos financieros comparables a otros proyectos energéticos.

Existen dos iniciativas internacionales para desarrollar estos diseños avanzados que puedan funcionar hacia el año 2030 y que cumplan con los requisitos anteriores:

Ø El GIF (Generation IV International Forum), en el que participan EEUU y Francia, además de otros países occidentales y de Extremo Oriente, y que coordina la OCDE. Este grupo ha seleccionado para su estudio dos reactores refrigerados por gas a alta temperatura (uno térmico y otro rápido), otros dos reactores rápidos (uno refrigerado por sodio y otro por plomo), un reactor refrigerado por agua supercrítica y uno de sales fundidas.

Ø El INPRO (International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles), promovido por el Organismo Internacional de la Energía Atómica, y en el



que participan la Unión Europea, Rusia y otros países, incluida España.

Los principales diseños de reactores que se están estudiando en este contexto y que cumplen con los objetivos descritos son los siguientes:

Reactor rápido refrigerado por gas (GFR), reactor de espectro de neutrones rápidos (capaz de utilizar como combustible gran parte los residuos actuales), refrigerado por helio y con ciclo del combustible cerrado;

Reactor Rápido de Gas.



Reactor de muy alta temperatura (VHTR), es un reactor refrigerado por helio y moderado por grafito con ciclo del combustible abierto del uranio. Es plenamente adaptable a la producción de hidrógeno.

VHTR.

Reactor supercrítico refrigerado por agua (SCWR), es un reactor refrigerado por agua a alta presión y alta temperatura que funciona por encima del punto crítico termodinámico del agua.



SCWR.

Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR), es un reactor refrigerado por sodio de espectro rápido (puede consumir como combustible residuos radiactivos) y ciclo del combustible cerrado para la gestión eficiente de los actínidos y la conversión del uranio fértil.



SFR.

Reactor rápido refrigerado por aleación de plomo (LFR), es un reactor de espectro rápido refrigerado por metal líquido eutéctico de bismuto–plomo con ciclo del combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la gestión de los actínidos.



LFR.

Reactor de sales fundidas (MSR), produce energía de fisión en una mezcla combustible de sales fundidas en circulación, con un reactor de espectro epitérmico y un ciclo del combustible de reciclaje completo de actínidos.



MSR.

7.4. LA FUSIÓN

La fusión nuclear es el proceso mediante el cual dos núcleos atómicos se unen para formar uno de mayor peso atómico, desprendiéndose mucha energía. No debe confundirse con el término fusión del núcleo, que hace referencia a que la parte más "interna" (núcleo) del reactor nuclear se funde como resultado del cese de su adecuado control y refrigeración. A pesar de que la investigación en fusión se ha prolongado durante 50 años, no se ha conseguido aún mantener una reacción de fusión controlada.



La mayor dificultad se halla en soportar la enorme presión y temperatura que requiere una fusión nuclear (que sólo es posible encontrar de forma natural en el núcleo de una estrella). Además este proceso requiere una enorme inyección de energía inicial (aunque luego se podría automantener ya que la energía desprendida es mucho mayor). Actualmente existen dos líneas de investigación, el confinamiento inercial y el confinamiento magnético.

Ø El confinamiento inercial consiste en contener la fusión mediante el empuje de partículas o de rayos láser proyectados contra una partícula de combustible, que provocan su ignición instantánea. Los dos proyectos más importantes a nivel mundial son el NIF (National Ignition Facility) en EE.UU. y el LMJ (Laser Mega Joule) en Francia.

Ø El confinamiento magnético consiste en contener el material a fusionar en un campo magnético mientras se le hace alcanzar la temperatura y presión necesarias. El hidrógeno a estas temperaturas alcanza el estado de plasma. Los primeros modelos magnéticos, americanos, conocidos como Stellarator generaban el campo directamente en un reactor toroidal, con el problema de que el plasma se filtraba entre las líneas del campo.

Los ingenieros rusos mejoraron este modelo dando paso al Tokamak. Sin embargo el mayor reactor de este tipo, el JET (toro europeo conjunto) no ha logrado mantener una mezcla a la temperatura (1 millón de grados) y presión necesarias para que se mantuviera la reacción. Se ha comprometido la creación de un reactor aun mayor, el ITER uniendo el esfuerzo internacional para



lograr la fusión. Aun en el caso de lograrlo seguiría siendo un reactor experimental y habría que construir otro prototipo para probar la generación de energía, el llamado proyecto DEMO.

7.5. CONCLUSIONES

Se han realizado multitud de esfuerzos para adecuar las centrales nucleares a las necesidades presentes y futuras de la humanidad. Así, la energía nuclear permitirá alcanzar un apropiado grado de sostenibilidad en tres fases caracterizadas por tres tipos de centrales nucleares que se sucederán en el tiempo:

Ø Las Centrales de Generación III que reúnen lo que denominamos mejoras evolutivas, que afectan sobre todo a los sistemas de seguridad, a la fiabilidad, a la operabilidad de la planta, a los costes y la estandarización de los diseños. Ya se están construyendo este tipo de centrales, que serán las dominantes de la próxima oleada de centrales.

Ø Las Centrales de Generación IV ofrecen ventajas muy marcadas con respecto a las centrales actuales en los campos de la sostenibilidad, la economía, la seguridad y la fiabilidad, la no proliferación y la protección física. Podremos contar con estas centrales dentro de unos 20 años.

Ø Las Centrales Nucleares de Fusión, que emplearán combustibles considerados como prácticamente inacabables a día de hoy.



TEMA 8. OTROS USOS DE LA TECNOLOGÍA NUCLEAR

Francisco Álvarez Velarde (CIEMAT)

Desde el descubrimiento de la tecnología nuclear, muchas

han sido y siguen siendo sus posibles aplicaciones. Entre ellas, la más conocida es, sin duda, la producción de energía. Sin embargo, existen otras muchas aplicaciones en campos insospechados para el gran público y que pueden tener una grandísima importancia en nuestro día a día. En este curso trataremos de dar a conocer muchas de estas aplicaciones tratando de dar una visión global de sus posibilidades en diferentes campos.

8.1. LA ENERGÍA NUCLEAR Y LA INDUSTRIA

La utilización de los radioisótopos y radiaciones en la industria moderna es de gran importancia para el desarrollo y mejora de los procesos, para las mediciones y la automatización y para el Control de Calidad. En la actualidad, casi todas las ramas de la industria utilizan radioisótopos y radiaciones en diversas formas.

Uno de los usos que los radioisótopos pueden tener en la industria es en forma de trazadores. Los trazadores son sustancias radiactivas que se introducen en un determinado



proceso industrial, para luego detectar la trayectoria de los mismos gracias a su emisión radiactiva. Esto permite investigar diversas variables propias del proceso, como caudales de fluidos, filtraciones, velocidades en tuberías, etc. Esta técnica se realiza sobre equipos industriales costosos, de manera que permiten obtener información para prolongar su vida útil.

Figura 1. Densiómetro forestal cóncavo para medir coberturas arbóreas.

Otra aplicación para el control de calidad es la obtención de imágenes de la estructura interna de piezas a partir de radiografías realizadas con rayos gamma o neutrones. Las imágenes reciben el nombre de gammagrafías o neutrografías,



respectivamente. Se trata de un método no destructivo de obtención de información pues, con él, es posible comprobar la calidad en soldaduras estructurales, en piezas metálicas o cerámicas, para análisis de humedad en materiales de construcción, etc., sin dañar o alterar la composición del material en cuestión.

La instrumentación que emplea radioisótopos se basa en el anterior concepto de obtención de información de forma no destructiva. Mediante el uso de estos instrumentos, por ejemplo, el densiómetro, es posible realizar mediciones sin contacto físico directo y obtener información de la densidad de un material, del espesor de una placa o realizar mediciones de nivel.

8.2. LA ENERGÍA NUCLEAR EN LA AGRICULTURA Y LA ALIMENTACIÓN

La utilización de técnicas nucleares en el campo de la agricultura es de gran importancia hoy en día. Las técnicas radioisotópicas y de las radiaciones que se aplican en este campo pueden inducir mutaciones en plantas prometedoras para obtener las variedades de cultivos agrícolas deseadas, sin necesidad de esperar al largo proceso de mutación natural que ha llevado a la especie vegetal al estado actual de evolución. Actualmente, son muchos los centros de investigación dedicados a la selección genética de semillas. Por ejemplo, en el campo de los cereales, se han introducido más de un millar de cultivos que cubren ahora grandes extensiones agrarias en los países con mayores problemas demográficos (China, India, Japón, etc.).



Otra aplicación en el campo de la agricultura de gran alcance para la humanidad es la conservación de alimentos. Una técnica que se emplea con este fin es la lucha contra las plagas de insectos. Consiste en la esterilización de insectos criados en ciertas instalaciones, mediante la irradiación antes de la incubación y la posterior diseminación de estos insectos estériles en zonas infectadas. Al no producir descendencia, la población de la plaga va reduciéndose hasta llegar a la erradicación.

Además, la irradiación directa de los alimentos se suma a los diferentes tipos de acondicionamiento de los mismos ya existentes. El objetivo de esta técnica es doble: la reducción de las pérdidas posteriores a la recolección y la mejora de la calidad de los alimentos aumentando su periodo de conservación. La irradiación de los alimentos aprovecha la energía de las radiaciones para la eliminación de insectos, sobre todo en frutas, y de larvas en cereales, legumbres y semillas, además de eliminar gérmenes patógenos causantes de episodios infecciosos. La técnica del tratamiento de alimentos con energía ionizante consiste en exponerlos a una dosis de radiación gamma predeterminada y controlada. Esta técnica consume menos energía que los métodos convencionales y puede reemplazar o reducir radicalmente el uso de aditivos y fumigantes en los alimentos. Al ser un proceso frío, los alimentos tratados conservan la frescura (pescado, frutas, verduras) y su estado físico (comestibles congelados o secos). La irradiación impide los brotes en tubérculos y raíces comestibles, impide la reproducción de insectos y parásitos, inactiva bacterias, esporas y mohos, y retrasa la maduración de frutas. Esta técnica es aceptada y recomendada por la FAO, OMS y el OIEA.



8.3. USO MÉDICO DE LA TECNOLOGÍA NUCLEAR

Las aplicaciones de técnicas nucleares asociadas con la salud aparecieron rápidamente después del descubrimiento de los rayos X en 1896 y tienen numerosos usos hoy en día en este campo. Este campo de aplicaciones nucleares (diagnóstico, obtención de imágenes y tratamiento contra el cáncer) es quizá el más conocido junto con la producción de energía nuclear, además de ser ampliamente aceptado. En el mundo occidental industrializado, estas técnicas se han vuelto tan corrientes, fiables y precisas que aproximadamente uno de cada tres pacientes es sometido a alguna forma de procedimiento radiológico terapéutico o de diagnóstico.

Para investigar en el cuerpo humano un proceso biológico o el funcionamiento de un órgano es necesario elegir cuidadosamente el compuesto químico radiactivo que se ha de administrar al paciente. Estos compuestos, en su mayoría orgánicos, se llaman radiofármacos. Actualmente, con fines de diagnóstico se usan más de 300 radiofármacos diferentes. Algunos se deben producir en el mismo hospital pues su vida media es muy corta, pero la mayoría se producen en centros nucleares o laboratorios nucleares específicos. Una vez administrado al paciente, el radiofármaco, por su especial afinidad, se fija en el órgano que se desea estudiar, emitiendo radiación gamma que es detectada por un equipo denominado gammacámara cuyo detector se sitúa sobre el órgano a explorar, recibiendo la radiación procedente del radiofármaco. Estas señales son transformadas por medio de un ordenador adjunto al equipo, lo que permite la representación espacial del órgano. El diagnóstico por imágenes nucleares permite obtener



información única sobre el funcionamiento de diversos órganos como el corazón, las tiroides, los riñones, el hígado y el cerebro, y también permite diagnosticar un amplio rango de tumores.

Figura 2. Gammacámara empleada en el Hospital Universitario Reina Sofía de Córdoba.

Dentro del campo de los tratamientos médicos, la radioterapia es la especialidad médica que utiliza la aplicación de radiaciones ionizantes con fines curativos para la destrucción de tejidos malignos y tumores. En particular, la cobaltoterapia es la forma de terapia que usa fuentes de cobalto-60. En el tratamiento de tumores malignos, la radioterapia puede utilizarse sola o asociada a otros medios terapéuticos como la cirugía o la quimioterapia. El estudio de los caracteres de las células tumorales, su localización y extensión tumoral, permite, una vez decidida esta forma de tratamiento, planificar el tipo de irradiación, el cálculo de la dosis total, la forma de administración



y su posible fraccionamiento con intervalos de descanso para facilitar la reducción progresiva del tumor, favoreciendo así la eliminación de células muertas y permitiendo la mejor reparación de los tejidos circundantes.

Otra aplicación nuclear dentro del campo de la medicina es la esterilización de equipos médicos mediante su irradiación, en un proceso altamente eficaz y de bajo coste.

8.4. APLICACIONES NUCLEARES EN ARTE

Los contaminantes atmosféricos han agravado el problema de la conservación del patrimonio de bienes culturales (estatuas, libros, documentos, objetos de arte, etc.). Una solución puesta en práctica en algunos países, como Francia, es la restauración de piezas deteriorados mediante el empleo de técnicas nucleares.

El problema que presenta una obra artística en deterioro es doble: Por un lado, la progresiva pérdida de fijación que sufre la obra al estar expuesta al medio ambiente (humedad, compuestos químicos contaminantes, etc.) y, por otro, la contaminación con insectos xilófagos (se alimentan de madera), con hongos, etc.

Mediante la impregnación con un monómero (molécula pequeña) y su posterior irradiación gamma, es posible producir la consolidación de la pieza por polimerización (agrupación química de compuestos), a la vez que se eliminan los insectos contaminantes de la obra por esterilización.

Para la datación de obras de arte, de igual manera que para la determinación de la edad en formaciones geológicas y arqueológicas, se utiliza la técnica del carbono-14, que consiste en



determinar la cantidad de dicho isótopo contenida en un cuerpo orgánico. La radiactividad existente, debida a la presencia de carbono-14, disminuye a la mitad cada 5730 años, por lo que, al medir con precisión su actividad (y su cantidad), se puede inferir la edad de la muestra.

La autenticidad de las obras de arte también puede conocerse mediante técnicas nucleares. Mediante análisis no destructivos puede obtenerse información sobre “huellas digitales” de las obras, esto es, elementos microconstituyentes de la materia prima que varían según el autor y las épocas.

8.5. APLICACIONES CIENTÍFICAS

Los trazadores también han sido instrumentos fundamentales para el esclarecimiento de los procesos biológicos; la información proporcionada por las moléculas marcadas en las distintas etapas del ciclo celular y el auxilio prestado por las técnicas de separación analítica, cada vez más refinadas, han hecho posible el conocimiento de los mecanismos básicos de los fenómenos biológicos. Con ellos, se pueden determinar pequeñísimas concentraciones de enzimas, hormonas, drogas, venenos, etc., mediante la técnica de radinmunoanálisis (RIA), que hace uso de la especificidad de las reacciones antígeno-anticuerpo.

En el área del Medio Ambiente se utilizan técnicas nucleares para la detección y el análisis de diversos contaminantes. Una de las técnicas más conocidas recibe el nombre de Análisis por Activación Neutrónica y consiste en la irradiación de una muestra de tal forma que, a posteriori, se obtienen los espectros gamma



que ella emite. El procesamiento con ayuda computacional de esta información permite identificar los elementos presentes en la muestra y la concentración de los mismos.

Estas técnicas se han aplicado con éxito a diversos problemas de contaminación como los causados por el dióxido de azufre, las descargas gaseosas a nivel del suelo, en derrames de petróleo, en desechos agrícolas, en contaminación de aguas y en la contaminación generada por las ciudades.

8.6. LA SEGURIDAD Y LA TECNOLOGÍA NUCLEAR

La tecnología nuclear también alcanza al ámbito de la seguridad y protección civil. Un ejemplo de este tipo de aplicaciones en seguridad es el de los detectores de humo. Su funcionamiento se basa en el de la cámara de ionización, la cual está constituida por un gas encerrado entre dos placas de metal conductoras a las cuales se aplica una diferencia de tensión. Cuando el gas se ioniza por la llegada de radiaciones ionizantes, se crea una corriente entre las placas que se puede medir, dando información de la cantidad de radiación recibida por la cámara.

En el caso del detector de humo, la cavidad entre placas se deja expuesta al aire y contiene una pequeña cantidad de americio-241, el cual es un emisor alfa. Estas partículas colisionan con el oxígeno y el nitrógeno del aire, de manera que se ioniza produciendo una corriente entre las placas. Si el humo entra en la cavidad entre placas, se interrumpe la ionización, con lo que la corriente cesa y se dispara la alarma de humo.



Figura 3. Detector de humo, destapado.

8.7. EXPLORACIÓN ESPACIAL

Los generadores isotópicos de electricidad son instrumentos que contienen un radionucleido encapsulado herméticamente cuyas radiaciones son absorbidas en las paredes de la cápsula. Ésta es el equivalente a una fuente de calor, ya que la capsula transforma la energía de las radiaciones. A esta fuente se acopla un circuito eléctrico para generar una corriente eléctrica que alimenta los instrumentos. La fuente será de larga duración si el periodo de semidesintegración del radioisótopo es largo.



Los radionucleidos que se emplean son siempre emisores alfa, porque esta radiación se detiene en las primeras micras de las paredes de la cápsula (habitualmente, de acero inoxidable). Se usan, preferentemente, el plutonio-238, de 88 años de periodo de semidesintegración, y el curio- 244, de 18 años, que pueden proporcionar pequeñas potencias eléctricas durante muchos años.

Una de las principales aplicaciones de estas pilas nucleares es el de la navegación espacial. Se trata de, con generadores algo más potentes, alimentar la instrumentación de satélites terrestres y sondas planetarias, de manera que éstas puedan llegar a planetas próximos y transmitir información a la Tierra.

Figura 4. Concepto artístico del Programa Prometheus de la NASA para exploración espacial con propulsión nuclear.



8.8. CONCLUSIONES

Existen muchas y diversas aplicaciones de la tecnología nuclear. Estas aplicaciones pueden tener una grandísima importancia en nuestro día a día. Se destacan:

Ø El desarrollo, la automatización, mejora y control de calidad de procesos industriales.

Ø En agricultura y alimentación, la protección de alimentos contra plagas y la extensión de su periodo de conservación.

Ø El diagnóstico de enfermedades mediante técnicas de obtención de imágenes y tratamiento contra enfermedades, entre ella, el cáncer.

Ø Conservación, datación y autentificación de obras de arte.

Ø Detectores de humo en el campo de la seguridad y protección civil.

Ø Exploración espacial.



TEMA 9. ENERGÍA NUCLEAR ANTE EL CAMBIO CLIMÁTICO Y LA

SOSTENIBILIDAD

Antonio González Jiménez (Foro de la Industria Nuclear Española)

9.1. INTRODUCCIÓN

El desarrollo de las actividades humanas, ligadas al crecimiento económico y social, ha llevado, en la segunda mitad del siglo XX, a plantear su efecto sobre el equilibrio global del planeta.

El profesor del Massachusetts Institute of Technology Dennis L. Meadows, en su informe de 1972 al Club de Roma Los límites del crecimiento planteaba los desequilibrios previsibles entre un planeta, con límites en su capacidad de proveer a la humanidad de las materias primas necesarias para su supervivencia, y una población creciente y con expectativas de mejora en sus condiciones de vida.

Estos planteamientos no eran nuevos en los debates que de forma periódica se han producido históricamente, pero es evidente que, en el siglo pasado, se produjo un incremento del crecimiento global, y por primera vez en la historia se tuvieron evidencias objetivas de las dificultades de la Tierra para metabolizar el



impacto de nuestras actuaciones. La teoría GAIA del profesor James Lovelock redundaba en esta apreciación, al considerar al planeta Tierra como un sistema vivo que se autorregula y en el que los distintos procesos interaccionan.

Ante la preocupación por el acelerado deterioro medioambiental y el rápido consumo de los recursos, la Organización de las Naciones Unidas cogió el testigo de estos análisis y encargó en 1987 a la antigua Primera Ministra de Noruega, Gro Harlem Bruntland, y a un grupo de expertos la preparación de un informe para establecer una “agenda global para el cambio”, que se denominó Nuestro futuro común. La expresión “Desarrollo Sostenible” quedó acuñada en dicho informe como “aquel que permite satisfacer las necesidades presentes sin comprometer la capacidad de las generaciones futuras de satisfacer las suyas”.

Al objeto de poder concretar el significado de estos compromisos, se ha considerado que existen tres dimensiones que deben ser analizadas en este contexto: medioambiental, económica y social.

En junio de 2001, los Jefes de Estado y de Gobierno de la Unión Europea, en su reunión de Gotemburgo, acordaron una estrategia para el desarrollo sostenible que añadía una dimensión ambiental al proceso de Lisboa, junto a las de competitividad, tecnología, valor añadido, empleo, reforma económica y cohesión social. El Consejo hizo suya la definición de desarrollo sostenible que había acuñado el informe Bruntland. Por otra parte, la ratificación del Protocolo de Kioto demostró el compromiso de la Unión Europea en la lucha contra el cambio climático y por el desarrollo sostenible.



9.2. SOSTENIBILIDAD Y ENERGÍA

Con la aparición de la era industrial, los ciudadanos de las sociedades que la abordaron mejoraron apreciablemente su nivel de vida. Energía y bienestar es, desde entonces, un binomio indicador del grado de desarrollo social, al que se le suma un nuevo componente, el medioambiental.

La sesión especial de la Asamblea General de las Naciones Unidas de junio de 1997, convocada para estudiar los progresos de la Agenda 21 (programa para lograr el Desarrollo Sostenible centrado en el ser humano y adoptado en 1992 en la Conferencia sobre Medio Ambiente y Desarrollo de las Naciones Unidas celebrada en Río de Janeiro), resaltó que los modelos sostenibles de producción, distribución y utilización de la energía eran de una importancia crucial para la mejora continua de la calidad de vida.

La energía es la fuerza motora de las civilizaciones modernas. Los servicios energéticos son esenciales para la renta económica y contribuyen a incrementar la estabilidad social mediante la mejora de la calidad de vida media. El sector energético ocupa un lugar importante en la economía mundial en términos de trabajos, ingresos y renta.

No hay que olvidar que actualmente España importa el 85% de las materias primas energéticas que consume, y que la Unión Europea lo hace en más de un 50%, pudiendo alcanzar el 70% en los próximos 20 años si no emprende medidas correctoras.

El control de las emisiones atmosféricas de gases de efecto invernadero y otros gases y sustancias nocivas se ha de basar en una mejora de la eficiencia de la producción, transmisión,



distribución y consumo energéticos, así como en una contribución creciente de las fuentes no contaminantes, especialmente las renovables y la energía nuclear. Todas las fuentes de energía deben de ser utilizadas de forma que respeten la salud humana y el medio ambiente como un conjunto.

El gran incremento previsto para las próximas décadas en el consumo mundial de todo tipo de energía se producirá principalmente en los países en vías de desarrollo. Estos países, con casi tres cuartas partes de los habitantes del planeta, consumen solo una cuarta parte. Por ejemplo, el consumo energético per cápita de Canadá es ocho veces mayor que el de Brasil, que a su vez es quince veces superior al de Tanzania o Bangladesh.

De acuerdo con el informe World Energy Outlook 2006 de la Agencia Internacional de la Energía, la demanda energética mundial va a aumentar un 60% en los próximos 25 años, pudiendo superar en tres veces al consumo actual hacia el año 2050.

Hoy en día, los combustibles fósiles proporcionan el 87% de la energía primaria comercial. La energía nuclear y la hidroeléctrica (fuentes que no producen emisiones al medio ambiente) contribuyen con un 6% cada una. Las energías renovables (solar, eólica, geotérmica y biomasa) constituyen menos del 1% del suministro energético. Esta excesiva dependencia de las fuentes energéticas fósiles mantiene un rango alto de emisiones atmosféricas que producen efectos tanto locales como globales.



9.3. ENERGÍA NUCLEAR Y DESARROLLO SOSTENIBLE

Las características de la energía nuclear hacen que pueda contribuir de manera significativa a afrontar las necesidades de sostenibilidad presentes y futuras.

Medio Ambiente

La operación de las instalaciones nucleares no supone la emisión de gases de efecto invernadero. El funcionamiento del parque nuclear europeo consigue un ahorro anual de aproximadamente 600 millones de toneladas de CO2, equivalente al emitido por el parque de automóviles privados. En España, la operación de las centrales nucleares evita cada año la emisión de unos 40 millones de toneladas, que representan la sexta parte del total asignado a nuestro país en la estrategia europea para cumplir con el Protocolo de Kioto y es algo menor que la cuota asignada al sector eléctrico.

Desde el punto de vista del consumo de recursos, el uranio actualmente utilizado no tiene ningún otro uso. Se considera que existen reservas para unos 270 años. El desarrollo tecnológico debería permitir un mejor aprovechamiento de una sustancia tan valiosa (ver Tabla 1). Su utilización en la Unión Europea supone una producción eléctrica equivalente a dos veces la producción de petróleo de Kuwait (2 millones de barriles de petróleo diarios). Al ser utilizado como fuente de energía, su producción por unidad de masa es unas 10.000 veces superior a la de otras tecnologías a partir de combustibles fósiles.



RI 1 RCT

2 RCT + Ph

3

Reactores actuales 85 270 675

Reactores rápidos 2.550 8.000 20.000

Tabla 1: Reservas mundiales de uranio

1 Reservas Identificadas = Garantizadas + Reservas Inferidas = 4.74 MtU 2 Reservas Convencionales Totales = Garantizadas + Inferidas +

Extrapoladas + Reservas Especuladas = 14,8 MtU 3 Fosfatos = Uranio contenido en fosfatos = 22 MtU Datos en años de producción de electricidad (referencia 2004) Fuente: Uranio 2005: recursos, producción y demanda. NEA-OCDE/OIEA

2006

La operación de las instalaciones nucleares emite sustancias radiactivas en un nivel tan bajo que su efecto sobre el medio ambiente es del orden de 1/1.000 del fondo natural. Este impacto es medido de manera continua mediante un Plan de Vigilancia Radiológica Ambiental. Esto permite afirmar que el impacto de la operación de las centrales nucleares sobre el medio ambiente y sobre las personas es muy bajo.

Economía

La utilización de la energía nuclear ha supuesto una ampliación de la oferta de energía disponible desde su utilización comercial a mediados del siglo pasado. Las centrales nucleares se



caracterizan por ser intensivas en capital, de manera que la inversión inicial supone casi el 60% de los costes de generación, el combustible supone el 12% y la operación y mantenimiento el 30%. Esta estructura de costes (ver Figura 1) da una gran estabilidad a los mismos, al no depender de manera importante de los precios de las materias primas (el mineral de uranio supone un 3%).

15%

10%

75%

18%

15%

67%

30%

20%

50%

58%

30%

12%

Gas Petróleo Carbón Nuclear

INVERSIÓN 0&M COMBUSTIBLE

Uranio46%

Conversión4%

Enriquecim.

38%

Fabricación12%

15%

10%

75%

18%

15%

67%

30%

20%

50%

58%

30%

12%

Gas Petróleo Carbón Nuclear

INVERSIÓN 0&M COMBUSTIBLE

Uranio46%

Conversión4%

Enriquecim.

38%

Fabricación12% Uranio

46%

Conversión4%

Enriquecim.

38%

Fabricación12%

Figura 1. Estructura del coste de generación de electricidad con distintas tecnologías.

En estas condiciones, y con periodos largos de operación, el kilovatio-hora de origen nuclear es totalmente competitivo con el de otras fuentes. En España su evolución ha sido muy favorable, gracias a una mayor disponibilidad, a los aumentos de potencia llevados a cabo y a la mejora de las instalaciones.

En Finlandia se decidió en 2003 la construcción de un quinto reactor después de un análisis exhaustivo de las diversas alternativas (ver Tabla 2), considerándose actualmente la



construcción de una sexta unidad. Francia ha seguido los pasos de Finlandia y ha decidido así mismo en 2005 la construcción de un nuevo reactor.

Tabla 2: Comparación económica de distintas tecnologías de generación de electricidad en Finlandia

NUCLEAR CARBÓN GAS TURBA MADERA EÓLICA

Inversión 14.9 9.3 5.1 10.2 12.0 35.5

O & M 8.0 7.5 4.0 7.0 8.5 10.0

Combustible 3.0 17.6 35.9 18.8 30.8

Gestión de Residuos 3.0

SUBTOTAL 28.9 34.4 45.0 36.0 51.3 45.5

Tratamiento emisiones 16.2 7.0 19.1

TOTAL 28.9 50.6 52.0 55.1 51.3 45.5

Datos en € / MWh – Tipo de interés del 5% - Funcionamiento 8000 h/año (excepto eólica 2200 h/año)

Precio medio del petróleo mayo 2006, 69,67 $/bl - Madera y eólica sin subsidios Fuente: “Competitiviness Comparision of the electricity Production Alternatives” (actualización junio 2006) R. Tarjanne y K. Lusostarien – Universidad de Lappeenranta (Finlandia) y elaboración propia

Aspectos sociales

El uso de la energía nuclear requiere la participación de personal altamente cualificado y motivado. El Comité Económico y Social de la Unión Europea considera que 400.000 personas trabajan en este campo en Europa. El conocimiento y la experiencia



de estos profesionales han sido utilizados en otras muchas áreas tecnológicas, engarzándose en otras disciplinas.

La experiencia en gestión de proyectos complejos como son los nucleares ha permitido avanzar en el desarrollo de capacidades para proyectos futuros. El alto valor añadido de las actividades ligadas a la energía nuclear supone un incremento del capital humano y un desarrollo de tecnologías con amplio efecto de arrastre en otros campos. En este sentido, se puede señalar que la energía nuclear es la que mejor se ajusta a las condiciones de la agenda de Lisboa, a las exigencias del Protocolo de Kioto y a las necesidades de garantía de suministro (ver Figura 2).

1486

1575 19

7040

90 4653 58

20 7799

3660

02000400060008000

10000

Hidráulica

Fuel/

Gas

Eólic

a

Cicl

o co

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do

Resto

Rég. E

sp. (

*)

Carbó

n

Nuc

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Globa

l (**

)

ho

ras

Figura 2. El sistema eléctrico en España en 2006. Funcionamiento medio por tecnologías de generación.



Figura 3. La energía nuclear en las estrategias energética y medioambiental de la Unión Europea.

9.4. OTRAS CUESTIONES A TENER EN CUENTA

Otros aspectos importantes que hay que tener en cuenta cuando se analiza la contribución de la energía nuclear al desarrollo sostenible son los de la seguridad nuclear, la gestión de residuos, la opinión pública y la investigación y el desarrollo.

Seguridad nuclear y residuos

A pesar de los elementos positivos que presenta la energía nuclear, dos cuestiones siguen siendo objeto de controversia, la



seguridad nuclear y los residuos radiactivos. El informe Nuestro Futuro Común señala que el uso futuro de la energía nuclear requiere la solución de ambos.

Las centrales nucleares de diseño occidental son las instalaciones industriales que mejor historial presentan en lo relativo a daños sobre las personas o los bienes. El magnífico resultado se ha conseguido porque desde el primer momento se fue consciente de los requisitos que debían implantarse. En todas las fases de los proyectos se adoptan medidas encaminadas a evitar accidentes y a conseguir minimizar su impacto en caso de producirse uno.

Se pueden señalar, entre otros, los requisitos de defensa en profundidad, la separación y redundancia de sistemas, la garantía de calidad y la cultura de seguridad como elementos básicos de la seguridad intrínseca de las plantas. Los aspectos institucionales también han contribuido de manera significativa al nivel de seguridad alcanzado. La industria nuclear ha creado organismos de supervisión y asesoramiento, como WANO (Asociación Mundial de Operadores Nucleares), para ejercer una vigilancia compartida de la operación. En el ámbito de las Administraciones, todos los países han creado organizaciones reguladoras independientes que establecen las condiciones para el funcionamiento e inspeccionan su cumplimiento. Se ha establecido un sistema mundial de supervisión, coordinado por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) de las Naciones Unidas, que asegura un alto nivel de cumplimiento de los requisitos.

Por lo que se refiere a los residuos, presentan características que hacen que puedan ser gestionados y almacenados sin riesgo. El desarrollo tecnológico permitirá avanzar



en el tratamiento del combustible irradiado, de manera que su reciclaje permita aprovechar la energía remanente y reducir el inventario de productos radiactivos, lo que constituye uno de los principales pilares de sostenibilidad.

Opinión Pública

La opinión pública se muestra en algunos países del mundo desarrollado dividida en relación con la energía nuclear. Esto no impide el funcionamiento de las instalaciones actualmente en operación, incluso en aquellos países en los que se han adoptado resoluciones en sentido contrario. Ello es debido a que, a pesar de posiciones críticas, se sabe que la operación segura está adecuadamente controlada y a que las alternativas existentes presentan problemas de garantía de abastecimiento, de dependencia exterior o de contaminación que las hacen menos deseables.

En este sentido, seguirá siendo necesaria la máxima transparencia en cuanto al funcionamiento de las instalaciones y el mantenimiento de la confianza de los estamentos políticos y la opinión pública.

Investigación y desarrollo

Para mantener las capacidades futuras de producción de energía nuclear que permitan su utilización en escenarios de sostenibilidad, se mantienen programas de investigación a nivel mundial que aseguran la continuidad del uso de esta fuente. En este periodo utilizamos energía de fisión, fundamentalmente en reactores térmicos de agua. Tecnologías más avanzadas, de



reactores rápidos, han sido desarrolladas sin que se hayan todavía puesto en operación comercial.

En 2005 se alcanzó un acuerdo internacional para desarrollar los reactores de Cuarta Generación que permitirán una mejor utilización de los productos físiles con más seguridad y menos residuos. Entre los reactores que serán objeto de desarrollo en este programa, el de muy alta temperatura permitirá abordar la producción de hidrógeno, que podría ser el vector energético del futuro.

Por último, la investigación sobre fusión nuclear debería obtener resultados positivos en la segunda mitad del siglo XXI. El proyecto multinacional ITER, cuya construcción se ha decidido acometer en Cadarache (Francia), permitirá avances sustanciales hacia esa meta.

9.5. CONCLUSIONES

Ø La política energética debe ser una cuestión de estado, no pudiendo ser baza ideológica ni método partidista para acceder al poder. Existe un consenso total en la definición de esa política por parte de organizaciones y foros internacionales, públicos y privados, que indican que los gobiernos deben asegurar el suministro optando por utilizar una cesta energética equilibrada en la que intervengan todas las fuentes disponibles. Tal como indica el Consejo Mundial de la Energía, ninguna energía debe ser excluida de este empeño.



Ø Para ello, debe buscarse la diversificación de proveedores, tecnologías y aprovisionamientos geográficos, disponiendo de soluciones ambientalmente aceptables e impulsoras de estrategias de ahorro y eficiencia.

Ø En este sentido, la energía nuclear es la única fuente de energía capaz de suministrar cantidades importantes de electricidad con continuidad, sin emitir gases de efecto invernadero.

Ø Las características de la energía nuclear en lo relativo a aspectos medioambientales, económicos y sociales hacen necesario considerarla como parte de la solución para afrontar el cambio climático. La sostenibilidad del sistema energético que permita un nivel de vida compatible con una sociedad democrática requerirá la contribución de esta fuente de energía basada en el conocimiento y la tecnología.

Ø Los programas de investigación y desarrollo permitirán abordar los retos y las incertidumbres existentes y asegurar su contribución a un futuro mejor.

Ø La utilización actual y futura se basará en sus características favorables y en el desarrollo e impulso de las capacidades científicas, tecnológicas, empresariales e institucionales, que permitirán mantener la contribución de la energía nuclear al desarrollo sostenible.

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