El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 1INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGIA MASTER EN TECNOLOGA NUCLEAR: FISIN, FUSIN Y MEDICINA NUCLEAR El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR OPCIONES Y ESTRATEGIAS M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 2 CONTENIDO 1INTRODUCCIN 2LA PRIMERA PARTE DEL CICLO: ETAPAS E INSTALACIONES 2.1Operaciones para la obtencin de uranio enriquecido 2.2Operaciones para la fabricacin del combustible3LA SEGUNDA PARTE DEL CICLO: OPCIONES 3.1Ciclo abierto: Concepto y etapas 3.2Ciclo cerrado: Concepto y etapas 3.3Ciclo cerrado avanzado: Concepto y etapas 3.4Otras estrategias 4IMPLICACIONES TECNICAS, ECONOMICAS Y SOCIALES 5SITUACION ACTUAL Y PERPECTIVAS FUTURAS El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 3 1.INTRODUCCIN Se conoce comoCiclodelCombustibleNuclear al conjunto de etapas necesarias para lafabricacindelcombustiblenucleardestinadoalascentralesnucleares,ascomolas relativas al tratamiento y gestin del combustible gastado producido por la operacin de las mismas.Enelcasodeluranio,dichasoperacionesvandesdelamineralapurificacindel uranioysuconversinenmaterialdeusonuclear,elenriquecimientoenuranio235del uranionatural,lafabricacindeelementoscombustibles;suquemadoenlaoperacinde lascentralesnuclearesyenlosreactoresdeinvestigacinydeproduccinde radioistopos;lagestinposteriordelcombustibleirradiadoogastadoincluyendoel eventual reprocesamiento de los combustibles usados; la gestin de los residuos radiactivos resultantes;ylastareasdeinvestigacin y desarrollo asociadas. En la figura 1 se presenta unesquemadelasdosopcionesclsicasdelciclodelcombustibleconvencional,conlos procesos e instalaciones en cada caso: Elcicloabierto-cuandoseconsideraqueelcombustibleeselresiduode alta actividad a gestionar Elciclocerrado-cuandosepretendelaresuperacindeluranioyel plutonio, e incluye la reelabolaracion de los electos combustible Figura 1.Esquema de las dos opciones clsicas del ciclo del combustible nuclear Adems,comopuedeverseenlafigura,elciclodelcombustiblenucleartienedos partes claramente diferenciadas por su objetivo fundamental y los procesos implicados: El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 4 Laprimerapartedelciclodelcombustible,queenlabibliografa anglosajonaaparececomofront-endofthefuelcycleycomprendelas etapasasociadasalafabricacinyusodelcombustibleenlosreactores, desdelaextraccinmineradelmineraldeuraniohastaqueelcombustiblees introducidoenelreactor.Alcombustibleenestafaseselledenomina combustible fresco o no irradiado Lasegundapartedelciclodelcombustible,queenlabibliografa anglosajona aparece comothe back-end of the fuel cycle para referirse a las actividadesdegestindelcombustiblenuclearirradiadoogastado que comienzaconlaextraccindefinitivadelcombustibledelreactor,despusde variosciclos,enfuncindeltipodereactoryabarcatodoslosprocesosde almacenamiento,tratamientoytransporteasociadosalagestindelosmismos, incluyendolareelaboracinenelcasodelciclocerradoy/odelosresiduos resultantes hasta su aislamiento del hombre y del medioambiente, de manera que no supongan un riesgo inaceptable. 2.PRIMERA PARTE DEL CICLO El uranioeslamateriaprimaparalafabricacindelcombustibledelascentrales nucleares. Sin embargo, el combustible nuclear que se utiliza en los reactores nucleares de agua ligera se encuentra desde el punto de vista qumico en forma de UO2y desde el punto de vista fsico en forma de pastillas cilndricas (con una densidad de aproximadamente 95 % al objeto de dejar volumen par los productos adicionales que se generan en la fisin). Elconjuntodeoperacionesquevandesdelaextraccindelmineraldeuranioenla mina hasta su carga como combustible en la central se denomina "primera parte del ciclo de combustible nuclear". Abarca los siguientes procesos, segn se muestra en la Figura 2:1 Minera y fabricacin de concentrados de uranio 2 Conversin a hexafluoruro de uranio. 3 Enriquecimiento en el istopo U235 4 Reconversin en oxido de uranio 5 Fabricacin de elementos combustibles. Estas etapas se pueden agrupar en dos subfases: La primera incluira las operaciones orientadas a la obtencin del uranio enriquecido: minera, fabricacin de concentrados y enriquecimiento La segunda, incluira las operaciones para la fabricacin del combustible, incluyendo la reconversin a oxido de uranio El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 5ETAPASMineraFabricacin de concentradosEnriquecimientoReconversinFabricacin de los elementoscombustiblesUso del combustible en las centrales nucleares Figura 2. Primera parte del ciclo del combustible nuclear: Procesos e instalaciones En Espaa, la compaa ENUSA (60% SEPI y 40% CIEMAT) ha venido efectuando la explotacinmineraylafabricacindeconcentradosdeuranioyllevaacabolaquinta etapaofabricacindeloselementoscombustibles,mientrasquelasotrasetapas (conversinahexafluorurodeuranioyenriquecimientosecontratanenelexteriorensu totalidad. 2.1La minera del uranio Losmineralesdeuraniosonnumerosos,puesseconocenalrededorde150 variedades., y de diferente naturaleza. Pueden encontrarse en forma primaria (pechblenda y uraninita); en forma oxidada (carnonita, autinita, torbenita, gumita); o en forma refractaria (euxenita,davidita,betafita,etc.).Lariquezaenuraniodelmineral,oleydelmineral,es importanteparadecidirlaexplotacindeunciertoyacimiento,yaquelasleyessonmuy bajas (menos del 1%), y solamente aquellos yacimientos en los que se estiman cantidades elevadasseconsideranrentables.Elmineralmsricoenuranioeslapechblenda.La prospeccinobsquedadeyacimientosserealizademuydiversasformasaunque,en general, la existencia de mineral se observa por la existencia del gas radn, producto de la cadena de desintegracin del uranio.El tipo de explotacin depende de la naturaleza y caractersticas del yacimiento. En laactualidadseprefierelaexplotacinacieloabiertoolosmtodosquepermitenla lixiviacindelmineralinsitu,aunqueestosltimospresentanmayoresproblemas medioambientales. El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 6Losyacimientosdeuranioseencuentranrepartidosenzonasmuylocalizadasdel globoterrestre.Detodosellos,losquetienenungranvolumendereservassonlosdel continente africano, concretamente los de Sudfrica, Namibia, Gabn y Nger. En Europa, conunvolumendereservaciertamentemenor,destacanlosyacimientosdeFrancia,que sonlosdosdemayoresreservasdelcontinente,alquesiguenlosdeEspaa.Enel continenteamericanodestacanlosdeCanadyEstadosUnidos,juntoconBrasily Argentina;yenlazonadelpacfico,destacaAustraliacomoelpasmsimportantecon recursos de uranio. En la actualidad, la minera en Espaa se encuentra localizada en el yacimiento de SaliceselChico(Salamanca).Lasactividadesdeextraccindeuraniosondesarrolladas nicamente por la Empresa Nacional del Uranio , S.A. (ENUSA). 2.2Fabricacin de concentrados Paraevitartratargrandescantidadesdemineralenelprocesodefabricacinde combustible,seefectaloquesellamaconcentracindeluranio.Lafabricacinde concentradosdeuranioconsisteentomarelmineraldeuranio(enformadeU3O8),y mediante procesos fsico-qumicos, aumentar hasta valores superiores al 70% el contenido deuranio,obtenindoseloqueseconocecomopastelamarillodebidoasucolor.Para evitar el transporte de grandes cantidades de mineral, estas fbricas suelen colocarse lo ms cerca posible de las minas.Laconcentracinserealizaenvariasetapas,mediantediversosprocedimientos, aunquetodosellosnecesitanoperarsobrecifrasdetoneladasdemineralmuyelevadas, comoconsecuenciadelapobrezaenuraniodetodoslosminerales.Aestaprimera operacindeconcentracindebeseguirunaderefino,esdecir,deeliminacinde impurezas y de elaboracin. Las operaciones bsicas para la obtencin de concentrados de uranio a partir de sus menas son las siguientes: -Preparacindelmineral:reduccindetamao,clasificacin,tostacin, calcinacin o combustin -Solubilizacindeluraniocontenidomedianteundisolvente(ataquecidoo ataque alcalino)-Separacindeloslquidosfrtilesdelosslidosestrilesmediantelavadoen contracorriente o filtracin -Concentracin qumica y purificacin de las soluciones frtiles -Recuperacin y precipitacin del producto final -Secado y envasado -Gestin de los estriles de tratamiento En Espaa, prxima al yacimiento de uranio, se encuentra la planta de concentracin deCiudadRodrigo(Salamanca),propiedaddeENUSA.ENUSAhavenidoproduciendo concentradosdeuranioenlaPlantadeSaeliceselChico(Salamanca),queentren El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 7operacinen1993,medianteeltratamientodelosmineralesextradosdelaexplotacin minera existente en su mismo emplazamiento.Sinembargo,afinalesdelao2000finalizaronlasactividadesproductivasdela minacomoconsecuenciadelagotamiento,alosactualespreciosdelmercado,delos recursosmineroseconmicamenteexplotables.Ellmitemximoautorizadodelaplanta fu de 175 toneladas de U3O8 anuales.ApartirdeEnerode2001seacometieronlaslaboresderestauracindel emplazamiento minero, estimndose que las mismas estarn finalizadas en el ao 2008. 2.3Enriquecimiento del uranio Eluranioquehayenlanaturaleza(uranionatural)sepresentabajodosformas isotpicas posibles: a) 238U, con una abundancia del 99.3% y b) 235U, con una abundancia del 0.7%.Enlamayoradelosreactoresnucleares,paraquelasreaccionesdefisinencadena seanviablesserequierequelaconcentracinde 235Useasuperioradicho0.7%que presentaeluranionatural,porloqueserequieredeunprocesodeenriquecimiento isotpico, que se ha de efectuar sobre el uranio en forma gaseosa UF6), ya sea por medio de tcnicas de difusin gaseosa o bien por tcnicas de ultracentrifugacin.Eluranioenriquecido,seobtienedeluranionaturalaumentandolaproporcinde tomosde 235U,pasandodeun0,71%aun3%portrminomedio.Esteprocesose denomina enriquecimiento del uranio.Porrazonesfsicas,cuandoseaumentaelcontenidodetomosde 235Uenunreactor trmico,laenergaqueseobtieneportoneladadeuranioesmayorquecuandoseusa uranio natural. Adems, para la misma potencia trmica, el tamao del ncleo del reactor esmenorenunreactorconuranioenriquecido,queenunoconuranionatural.Estas conclusiones,matizadasconaspectoseconmicos,handadolugaraquelosreactores nucleares con uranio enriquecido sean ms econmicos y que el coste de kWh en ellos, sea menor.Enlosreactorescomercialeselgradodeenriquecimientoesinferioral5%.Cada tipodereactorsueleusarundeterminadocombustible,siendodiferentesuporcentajede enriquecimiento. As:Reactor de grafito-gas (GCR) utiliza: uranio natural. Reactor avanzado de gas (AGR) utiliza: uranio enriquecido (2%). Reactor de agua pesada (HWR) utiliza: uranio natural. Reactor de agua a presin (PWR) utiliza: uranio enriquecido (3,3%). Reactor de agua en ebullicin (BWR) utiliza: uranio enriquecido (2,6%). Reactor rpido (FBR) utiliza: uranio empobrecido (U-238). El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 8Encualquiercaso,paraenriquecereluranionaturalesnecesariotrasformarelU3O8 (yellow cake) que se obtiene en lo centros de extraccin en hexafluoruro de uranio F6U, ya queenesteestadoqumicoelenriquecimientoisotpicoporcualquieradelosmtodos disponible resulta mas eficaz 2.4Mtodos de enriquecimiento isotpicoLaseparacindelosistopos 235Uy 238Uentraaciertadificultad,debidoa similitud de las masas de ambos istopos. No obstante,existen varios mtodos, algunos de los cuales se han usado desde la dcada de los cuarenta, y otros son de reciente desarrollo. Todostienenencomnqueempleanelnicocompuestogaseosoestableatemperatura cercanaalaambiente:elhexafluorurodeuranio (UF6 ). ste presenta algunos problemas ensuempleoindustrialaltenerquetrabajarconlatemperaturassuperioresala ambiental,yaquesolidificaa56C,alapresinatmosfrica;ademsreaccionacon diversos materiales y aleaciones, y vidamente con el agua.Enlasplantasdeenriquecimientoseobtieneunproductoenriquecidoconuna proporcindetomosde 235Usuperioraladeluranionatural,ascomounproducto empobrecido llamado colas, con un contenido en 235U inferior al del uranio natural. Losmtodosdeenriquecimientomsutilizadossonladifusingaseosaylaultra-centrifugacin: El mtodo de difusin gaseosa se basa en la distinta velocidad con que se difunden gasesovaporesdedistintopesomolecularatravsdeunamembranaporosa.El gasqueatraviesaprimerolabarreraseralgomsricoenelistopoligero, mientras que el gas restante contendr una mayor proporcin del istopo pesado. Comoelenriquecimientoquesealcanzaenunasolaetapadedifusinesmuy pequeo,elprocesoaescalaindustrialconsisteenhacerpasarelgas(UF6)por diversasbarrerasomembranasporosas,yrecogeralfinalungasenriquecidoen molculasde235Uyungasempobrecido,colas.Estemtodorequiereunalto consumodeenergaelctrica.Lospasesqueusanestatecnologa:EE.UU., Francia, y China. Elprocesodecentrifugacinsebasaenquesisecentrifugaungasovaporque contieneespeciesmolecularesdemasadistinta,lafuerzacentrfugaproduciruna separacinparcial,movindoselasmolculasmspesadashacialaperiferiay tendiendolasmsligerasapermanecerprximasalcentro.Lacaracterstica principaldelprocesodecentrifugacinesqueelgradoofactordeseparacin, depende de la diferencia de masas entre las molculas isotpicas, mientras que en el proceso de difusin gaseosa, el factor determinante es la raz cuadrada del cociente dedichasmasas.Paraunelementopesado,comoeluranio,estecocienteestan El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 9prximo a la unidad, que es preciso utilizar un gran nmero de etapas para obtener una separacin isotpica apreciable por difusin gaseosa.

Porotraparte,elhechodequelasmasasdelosistoposdeuraniodifieranen3 unidades, debera contribuir a que la centrifugacin fuera un mtodo muy efectivo. Sinembargo,lasposibilidadesdeestemtodoestnlimitadasporellmitede velocidadimpuestoporlaresistenciamecnicadelmaterialqueconstituyeel interiordelacentrifugadorayporellmitedelongituddebidoalaaparicinde velocidadescrticas. Este mtodo requiere un menor consumo de electricidad. Los pasesqueutilizanestatecnologason:China,Alemania,Japn,Holanda, Inglaterra, Rusia y Pakistn. As pues, por ejemplo, para obtener 1 Kg. de uranio enriquecido al 3,15% se parte de 7 Kg. de U3O8 en forma de concentrados de uranio, convertidos en 5,9 Kg. de hexafluoruro deuranio(UF6)yenriquecidosposteriormentemediante4,5UnidadesTcnicasde Separacin(UTS).Porcentajequerepresenta,aproximadamente,elcostedecadafase frente al coste total, segn se representa en la Figura 3 Figura3.-Procesodeenriquecimientodelosconcentradosdeuranioycostes estimados Elabastecimientodeuranioenriquecidoseajustaalasituacininternacionaldel mercadodeofertas,entrelascuales,elmximoofertantedeoccidentesonlosEstados UnidosdeAmrica,medianteelserviciodelDOE(DepartamentodeEnerga).Este servicio consta de tres plantas de difusin gaseosa de gran capacidad. El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 10La sociedadEURODIF, formada por Francia, Italia, Blgica, Espaa e Irn, posee una planta por difusin gaseosa en Tricastn (Francia).2.5Fabricacin de elementos combustiblesLasplantasdefabricacindelcombustiblenuclearrecibendelasplantasde enriquecimientoeluranioenformadeUF6; pero parafabricarlaspastillasdeUO2 es necesarialaconversinqumicaenpolvodeUO2.Esteoxidodeuranioenpolvose transforma, se pasa al formato de pastillas cilndricas, cuya densidad es del orden del 95% (a fin de reservar cierto volumen dentro de la mismas para los productos de fisin).Laspastillasdeuranioligeramenteenriquecido(entreun2yun4%)con12a14 mm de longitud y 8 a 10 mm de dimetro se introducen unas a continuacin de otras dentro delasvainasdezircaloyencuyosextremossesueldanlostaponesdespusdecolocado dentrodelostuboslaspastillasyungasinerteapresin(Helio).Launinpormediode cabezalesyrejillasdeestostubosconstituyenunelementocombustibleounidadquese coloca dentro del ncleo, segn se muestra en la figura 3. Fabricacin de elementos combustibles Fabricacin de elementos combustiblesPastillas de uranioElemento combustible Figura 4.- Esquema de la fabricacin de elementos combustibles Elprocesodefabricacindeelementoscombustiblesdependedeltipodereactor para el que vayan a ser usados. En general, para aquellos que usan el uranio enriquecido se sigue un proceso previo diferente a los que emplean uranio natural y por supuesto, las fases de montaje mecnico y la composicin es distinta de unos a otros. En la tabla 3 se indican las caractersticas del combustible para los diferentes tipos de reactores.Un elemento combustible de un reactor de agua pesada tiene forma cilndrica, con varias barras de combustible de UO2. Las vainas son de zircaloy y est situado en un tubo a presinpordondecirculaelrefrigerante(aguapesada).Enlosdegrafito-gas,el El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 11combustibleesuraniometlicoenaleacinconmagnesioyncleodemagnesio,adems posee unas aletas externas. Parareactoresdeagualigera,bienapresin(PWR),bienenebullicin(BWR)que emplea uranio enriquecido, el proceso de fabricacin consta de tres fasesProcesoqumico,detransformacindehexafluorurodeuranioslidoaxidode uranio, UO2, en polvo. Proceso cermico, en el que el polvo de UO2 se transforma en pastillas cermicas de alta densidad. Procesomecnico,enelqueserealizalacargadelaspastillasenlostubosde zircaloy,lafabricacindecabezales,rejillasytapones,yelmontajedelos componentes hasta dar lugar al elemento combustible final Etapas de fabricacin Etapas de fabricacinProceso qumicoUF6UO2polvoProceso cermicoPretratamientoPrensadosintetizadoRectificadoProceso mecnicoCargadeastillasSoldaduraTapnMecanizTaponesCabezalesFrabricrejillasMontajefinal Figura 5 Etapas de fabricacin EnEspaa,laempresaENUSAfabricaelementoscombustiblesensuFbricade Juzbado,queentrenoperacinen1985.Actualmenteproduceelementoscombustibles paratodaslascentralesnuclearesespaolasexceptoTrilloyexportaenlosltimos aos, aproximadamente, el 60% de su produccin a Francia, Suiza, Suecia, Alemania, Blgica y Finlandia.Esta empresa fabrica elementos combustibles de xido de uranio y mezcla de xido de uranio con xido de gadolinio (veneno neutrnico que se utiliza para conseguir un control deflujoneutrnicoduranteelperiodoquedurauncicloderecarga),conun enriquecimiento mximo en U-235 del 5% en peso, destinados a reactores de agua ligera a presin y de agua ligera en ebullicin. La capacidad de produccin actual de la Fbrica es El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 12de 400 Tm U/ao. Produccin en 2004: 836 elementos combustibles, de los cuales se han exportado 390 2.6Generacin de residuosEstasoperaciones,especialmentelamineraylafabricacindeconcentradosde uraniopuedentenerunanotoriaperturbacinoimpactoenelmedioambienteygeneran residuosengrandescantidades;perocontaminadosdeuranionatural.Estosmaterialesen formasedenominanestrilesdeminerayfabricacinysiguenunmododegestin diferentealosresiduosdebajaactividad,seamontonanenpilasodiquesdurantela operacinysereacondicionanyestabilizanparaimpedir,suerosinyerrasteporagentes atmosfricos,la emisin de radon y la infiltracin de las aguas Elrestodeestasoperacionesgeneranprincipalmenteresiduosslidos, fundamentalmente tecnolgicos de baja actividad 3.SEGUNDA PARTE DE CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR Se inicia con la extraccin de los elementos combustibles del ncleo, una vez que tras varioscicloshanalcanzadoundeterminadogradodequemado,ycomprendetodaslas etapasdesugestin,ydelosresiduosradiactivosresultantesensucaso,hastasu aislamiento del hombre y del medioambiente a fin de reducir su potencial riesgo a niveles aceptables. Enlaactualidadcoexistendosopcionesparalagestindelcombustiblegastado:el cicloabiertoyelciclocerrado.Sinembargoenlosltimosaossehadespertadoun inters creciente por el denominado ciclo del combustible cerrado avanzado Las etapas de la gestin varan en funcin del tipo de ciclo del combustible nuclear por elqueseopte,loqueestaligadoalaconsideracinousodelcombustibleirradiadoo gastado Las soluciones tcnicas existentes en la actualidad son: El almacenamiento definitivo en un Almacenamiento Geolgico Profundo (AGP) (ciclo abierto), en cuyo caso es tratado como un residuo. El envo a una planta de reproceso (ciclo cerrado) con lo que se considera un recurso til al aprovecharse el potencial energtico del uranio y del plutonio remanentes en el combustible gastado. Los residuos resultantes del reprocesado debern almacenarse en un AGP.El desarrollo de la separacin y transmutacin podra conducir a una disminucin significativa de la actividad y del volumen de los residuos a almacenar. No obstante, es opinin generalizada del mundo cientfico que esta tecnologa podr ser complementaria del AGP, pero no una alternativa. Esta opcin requerira de una etapa previa de reprocesado (Ciclo cerrado avanzado) El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 13En consecuencia hablaremos de tres tipos de ciclo del combustible nuclear: el ciclo abierto, el ciclo cerrado y el ciclo cerrado avanzado, segn se representa en la Figura 5 Centrales nuclearesAlmacenamiento temporalCiclo abiertoCiclo cerrado Ciclo avanzadoCombustibles irradiadosResiduos de alta actividadAlmacenamiento definitivo Figura 6.- Tipos de ciclo del combustible nuclear 3.1Ciclo abierto: definicin y etapas Dondenoseprevlautilizacindeloselementoscombustiblesgastadosporloel combustible irradiado se considera el residuo a gestionar (combustible gastado), y que tras unperiododealmacenamientotemporalmasomenosextenso(50aosenlamayorade loscasosyhastaalrededorde100enotros),sedepositaran,unavezencapsulados, directamente en formaciones instalaciones geolgicas profundas. EstaopcineslaactualmenteconsideradaporpasescomoAlemania,Canad, Estados Unidos, Finlandia y Suecia. Las etapas o instalaciones necesarias para este tipo de ciclo son por tanto las de: -Almacenamiento temporal, -Almacenamientodefinitivo,ademsdelaplantadeacondicionamientoy encapsulado asociada a este ltimo. Actualmentelospasesquecontemplanelcicloabiertocomoopcinbsicade gestinytieneunaestrategiadefinidayunprogramaparaeldesarrollodedel almacenamiento geolgico prevn que el almacenamiento temporal tenga una duracin de 40-60(losnecesariosparelenfriamientodelcombustibleylaconstruccindel repositorio).Sinembargo,debidoelcarctersocio-polticodelprocesodetomade El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 14decisiones, algunos pases estn considerando el almacenamiento temporal por periodos de tiempo mas extensos de hasta 100 aos Figura 6 Esquema del ciclo cerrado (fuente Ref Lascaractersticasdelasinstalacionesdealmacenamientotemporalestn condicionadasporlaestrategiadecadapasencuantoalagestinfinalylosplazos previstos para la misma. Figura 7.- Esquema del Ciclo cerrado: Etapas e instalaciones (Fuente Ref. 3.2Ciclo cerrado: definicin y etapas Donde en el combustible irradiado no se considera como un residuo; sino como un recurso, y se persigue la reutilizacin de los materiales fisiles en ellos contenidos. Para ello el combustible es tratado mediante lo que se conoce comoreelaboracin oreproceso,medianteunatcnicadeseparacinporvahmeda(procesoPUREX)para recuperareluranionoquemadoyelplutoniogenerado(fundamentalmentePu-239,que apareceporcapturaneutrnicadelU-238yposteriordesintegracindelU239aPu-239) separndolos del resto de los radionucleidos en especial de losproducto de fisin. ConellossefabricannuevoselementoscombustiblesdenominadosMOXcuya composicin es de oxido de uranio y oxido de plutonio, que se utilizan como combustible en reactores de agua ligera. Elrestodelosradionucleidoscontenidosinicialmenteenelcombustibleirradiado (productos de fisin, productos de activacin y actnidos minoritarios) son acondicionados en formas slidas estables, mediante su incorporacin en vidrios, residuos vitrificados para su traslado a instalaciones de almacenamiento temporal como paso previo a si gestin final en una instalacin de almacenamiento en formaciones geolgicas profundas. Los combustibles MOX una vez quemados se trasforman en combustibles irradiado hipotticamentepodravolverseareprocesar,aunqueelnumerodeciclosnopodraser muy alto pues el combustible se va empobreciendo en materiales fisiles siendo la eficiencia delprocesocadavezmenor.SinembargoenlaactualidadloscombustiblesMOX irradiadosprocedentesdelrecicladodelplutonioenreactoresdeagualigeranoson reprocesadoscomercialmente,sibienlaviabilidaddeestatecnologahasidoya El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 15demostrada.Decarasugestinposterior,loscombustiblesMOXquemadostienemayor potenciatrmicayradiotoxicidad,loqueincideensualmacenamientotemporaly definitivo. Las instalaciones necesarias es este caso serian: -Almacenamiento temporal,-Planta industrial de reproceso, -Planta industrial de fabricacin de combustibles MOX, y -Almacn definitivo Figura 7.- Esquema de ciclo cerrado e instalaciones necesarias (Fuente Ref Lospasesquehanoptadoporestaopcinclaramenteydisponendeplantasde reproceso son actualmente Francia, el Reino Unido y Japn.Otros pases que han optado por esta opcin y no disponen de plantas de reprocesado propio lo hacen mediante contrato El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 16conFrancia y el reino Unido. El reciclado de Plutonio (como oxido o combustible MOX) estasiendollevadoacaboenAlemania.Blgica,Francia,JapnySuiza,mientrasqueel reciclado del uranio se lleva a cabo en Francia, la Federacin Rusa y Suiza. 3.3Ciclo avanzado del combustible gastado Se basa en la posibilidad de separar los transurnicos y los productos de fisin de vidalargaparapodertransmutarlosdespus,procesoqueiraacompaadadela generacindeenerga,yaquelatransmutacinsellevaraacabofundamentalmente mediante reacciones de fisin. Este tipo de ciclo no esta implantado en ningn pas. Para ello, el reproceso debe ser un proceso ms complejo reprocesado avanzado queseparenosoloeluranioyelplutoniosinotambinelrestoolamayorpartedelos actnidos y productos de fisin. Loscombustiblesquesefabricaranconestosradionucleidosnosequemaranen reactoresconvencionales.Elquemadoserealizaraenreactoresrpidososistemas subcrticos(transmutadotesoADS).Sufuncionamientopersiguelatransmutacindelos radionucleidos, mediante reacciones de fisin o de captura con neutrones no termalizados a gran velocidad. Esto implicara la transformacin de los radionucleidos de vida larga y alta radiotoxicidadenotrosdistintosdemenormasayvidaradiactiva,conlaconsiguiente reduccinderadiotoxicidad.Conelloseconseguiralareduccindelinventario radiotxico de los residuos finalmente a gestionar. Las instalaciones necesarias serian: -Almacenamiento temporal.-Instalaciones industriales de reproceso avanzado-Instalaciones de fabricacin de xidos de blancos de transmutacin-Plantas de reproceso de combustibles procedentes de la transmutacin-Reactores nucleares transmutadotes, y -Almacenamiento definitivo Eldesarrollotantodelreprocesoavanzadocomodelossistemasdequemado (transmutadotes)estaenfasedeinvestigacin,conloquelaviabilidadtcnicay econmicadeestapocinnoestatodavademostrada,requiriendoinversioneselevadas difciles de asumir un solo pas por lo que la cooperacin internacional es importante. La gestin final de los residuos de alta actividad no justifica por si sola la necesidad de estos desarrollos por lo que debe de ir unida a un planteamiento global estrategia energtica de un pas. Entodaslasopcionesesnecesariaunaetapadealmacenamientotemporaldel combustible gastado por periodos de tiempo ms o menos largos en funcin de la opcin y una instalacin de almacenamiento definitivo. El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 17 Figura 8. Esquema del ciclo cerrado avanzado e instalaciones necesarias (Ref Enlosdosltimostiposdeciclos(ciclocerradoycicloavanzado),esnecesarioel tratamientodelcombustiblenuclearirradiadooreprocesoparaextraeryseparalos distintostiposderesiduos(transurnicosyproductosdefisin)yunposteriormanejode estosproductosparaobtenerelnuevocombustiblequesercargadoenreactores convencionales (MOX), en reactores rpidos (Pu), o bien en un reactor transmutador (Pu, actnidos menores y productos de fisin). Originalmente, la idea tras el concepto de reproceso era reciclar el plutonio y uranio separndolosenreactoresrpidos.Sinembargo,losretrasosycancelacionesdelos programasdedesarrollodeestetipodereactoreshanconducidoaqueestosmateriales fisiles se realicen en reactores trmicos. Actualmente el reciclado del plutonio en reactores trmicos(comooxidomixtoocombustibleMOXseestallevandoacaboenBlgica, Francia,Alemania,JapnySuiza.Elrecicladodeluranioserealiza,entreotrosenla Federacin rusa Francia y Suiza. El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 18 Figura 9.- Esquema resumen de las instalaciones necesarias en cada uno de los tipos de ciclo del combustible 3.4 Otras opciones Comosehadichoanteriormente,inicialmentelaideaerareprocesarloselementos combustiblesyrecuperareluranioyelplutonio,dadoquelosrecursosdeuranioson limitados.Sinembargolosretrasosycancelacionesenlosprogramasdereproceso,el abandonodeestaopcinenotrosyelretrasoasmismoenladisponibilidadde almacenamientogeolgicoprofundoparaladisposicinfinadelosresiduosdeata actividadhanconducidoalanecesidaddeprolongareltiempodealmacenamiento temporal del combustible gastado por encima de los inicialmente previstos. Esteplanteamientoquesehadadoenllamaralmacenamientotemporalointermedio prolongadoextendedstorage,permiteyrequierelavigilanciayelmantenimiento continuodelasinstalacionesydelcombustible,ydiferiroretrasarlatomadedecisiones sobre el almacenamiento final, dando lugar en muchas ocasiones a la situacin denominada waitandsee,quenodebeserprolongadaindefinidamenteporlascargasquesuponea generacionesfuturas(encuantoavigilancia,mantenimiento,seguridadfsica,controlde salvaguardias etc.). Estasmismascircunstanciasylaoposicinsocialquedespiertaalalmacenamiento geolgico profundo ha conducido introducir el concepto de recuperabilidad y a plantear el almacenamientogeolgicooenprofundidadrecuperable,cuyodiseopermitala recuperacin de los residuos o el combustible irradiado durante un cierto tiempo para dar la opcinageneracionesfuturasdetomarotrasdecisionesporejemplosisedemostrarala viabilidad de las tcnicas de separacin y transmutacin. El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 19Ningunadelasdosopcionespuedenconsiderarsealternativasalalmacenamiento geolgico, sino soluciones complementarias en la toma de decisiones 3IMPLICACIONESYPERPECTIVASTECNICAS,ECONOMICAS, SOCIALES Y DE SEGURIDAD Los ciclos de combustible nuclear en uso hoy da son los resultados de cuatro dcadas de desarrollotecnolgicoorientadoalestablecimientodeunafuentedeenergaseguray efectivadesdeelpuntodevistadecostes.Sinembargoloselementosbsicosdeestos ciclosfueronestablecidosenunperiodomuytempranodelusodelaenerganuclear cuandolasreglasfundamentalesyeldesarrollodeobjetivoseranbiendiferentesdelos existentes hoy da. En el inicio de la era nuclear, para reunir la necesidades de los programas militares y dado elcrecimientodelaproduccindeenergadeorigennuclearenunprincipio,se construyeronungrannumerdeinstalacionesparalaminera,conversiny enriquecimiento de uranio as como instalaciones de reproceso para proveer el combustible necesario y producir el plutonio que se esperaba utilizar en reactores rpidos. El descenso de los programas civiles de potencia nuclear que ha ocurrido desde los ochenta juntoconlosacuerdosalcanzadosparareducirloprogramasdearmasnuclearesha conducidoalasituacinactualdondelacapacidaddeproduccindeunmayoradelas instalaciones de ciclo del combustible exceden la demanda, mientras no se ha progresado en el mismo sentido en las soluciones a la gestin del combustible gastado y los residuos. Mientras que las existencias de uranio no supones un freno a la uso de la energa nuclear, otras instalaciones del ciclo pueden actuar como factores limitantes Entodocaso,desarrollostecnolgicossonnecesariosparaoptimizarprocesosconocidos comolosrelativosalaprimerapartedelcicloyenespecialaquellosqueimplicanun impacto ambiental Laseleccindeunaestrategiaparalagestindelcombustiblegastadoesunadecisin complejaenlaqueintervienenfactorestcnicosydedesarrollotecnolgico,factores econmicos,deproliferacinysalvaguardias,deseguridadymedioambientales,adems de factores polticos y sociales. Por otra parte los requisitos de seguridad han aumentado y se ha producido un cambio en la forma de toma de decisiones, la toma de decisiones ha pasado a un modo ms participativo y de cooperacin Hay un amplio abanico de requisitos contenidos en tratados y convenciones internacionales que entre otros aspectos regulan los aspectos de: -Seguridadymedioambientales(comoConvencinConjuntasobrelaseguridad de la gestin del combustible gastado y la seguridad de la gestin de los residuos radiactivos) y Directivas de la Comisin Europea,-El transporte y la importacin y exportacin de residuos El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 20-Las salvaguardias o medidas de vigilancia e materiales fisiles Existen un a serie de principios que tiene en cuenta las necesidades, derechos y proteccin de generaciones actuales y futuras y la preservacin del medioambienteUnos y otros se deben de tener en cuanta a la hora de elegir una estrategia. La forma en que estosrequisitosyprincipiosincidenenlaseleccindeestrategiasnacionalessereflejaen lasdecisionessobrelagestindelcombustiblegastado(ciclocerradocicloabierto),la gestin de los residuos y su gestin final Losprincipalesaspectosque,enprincipio,afectanaladecisindereprocesaronoel combustible gastado son: Mantener la seguridad de suministro del combustible nuclear para la produccin de energa Lasexpectativasdeunprogramadeenerganuclearquepuedaincluirciclosde combustible avanzadoConsideraciones de seguridad y medioambiente. Considerations econmicasAspectos de salvaguardias Aspectos tcnicosRequisitos militares Engeneral,elreprocesonoesyavistocomounrequisitoparaasegurarelsuministrode combustible para completar los programas existentes de potencia nuclear y la eleccinde reprocesaronodependeprincipalmentedecuestioneseconmicas.Sinembargolos aspectosdesalvaguardiasdelplutonioqueseproduce,eltransportedelloscombustibles gastadosylosresiduosresultantesdelreprocesodeunpasaotroylascuestionesde impacto ambiental del reproceso se ven como los aspectos mas importantes. Losaspectosqueafectanalasopcionesdegestinalargoplazodelosresiduosestn fundamentalmente relacionados con: -La seguridad de generaciones futuras -La preservacin del medioambiente -El principio de precaucin -La equidad intergeneracional-La equidad intrageneracional -La sostenibilidad Laeconomanohainfluenciadoenningnpasladecisindelaestrategiageneralsino ms bien, el nmero de instalaciones que deberan ser construidas y las decisiones sobre el diseo de las mismas Las tcnicas de separacin y transmutacin estn en fase de estudio e investigacin que son costosasynopuedenseracometidasindividualmentesinoencooperacininternacional. Su aplicacin se justificara posiblemente mejor desde el punto de vista econmico no solo porlareduccindelvolumenyactividaddelosresiduossinodelosresiduossinoenel contexto de nuevos desarrollos energticos El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 21 SITUACION ACTUAL Y PERPECTIVAS FUTURAS Como consecuencia de todo lo anterior, y del retraso habido en los programas nacionales para el desarrollo de instalaciones de almacenamiento geolgico profundo debido en gran medidaalanoaceptacinsocial,muchospasesqueinicialmenteapostaronporel reprocesohanoptadoporelalmacenamientodirecto,confasesdealmacenamiento temporal prolongado, e incorporacin del concepto de reversibilidad Por ultimo, existen pases que simplemente han retrasado o diferido la toma de decisiones eslasituacindefinidacomowiatandseeLasituacinenelao2002eslaquese representa en la figura 6

Figura10.-Situacininternacionalenlosplanteamientoparalagestindel combustible irradiado El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 22 Figura 11.- Situacin respecto al los planteamientos de almacenamientotemporal de pases Europeos (Proyecto COMPAS) Enlosltimosaos,hansidomuchoslosestudioscomparativosrealizadospor organismosinteraccinalessobrelasdiferentesopcionesyestrategiasdesdediferente puntosdevista,comoelproyectoCOPASrealizadoalamparodelaComisinEuropea, quefacilitaunrboldetomadedecisionesquesemuestraenlafigura13,oelrealizado por la OECD sobre el impacto radiolgico de diferentes opciones del ciclo del combustible y la recopilacin de posturas y planteamientos realizada por el Organismo Internacional de Energa Atmica sobre las tendencias y opciones en la materia, sin que se haya finalizado estedebatesobrelasopcionesqueendefinitivapasaporlasolucindelapartefinaldel El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 23ciclo y a menudo se relaciona con el planteamiento de fuentes de energa y abastecimiento futuro. Figura 12.- rbol de toma de decisiones para la eleccin de opciones del ciclo REFERENCIAS Forum Atmico Espaol.- El Ciclo del combustible nuclear. 1978 Sociedad Nuclear Espaola.- El ciclo del combustible nuclear, Noviembre de 1997 JulioAstudillo.-ElAlmacenamientoGeolgicoProfundodelosResiduosdeAlta Actividad, ENRESA, Madrid 2001 OECD/NEATrendsintheNuclearFuelCycle:Economics,EnvironmentalandSocial Aspect 2001 OECD/NEATrendintheNuclearFuelCycle:Economics,EnvironmentalandSocial Aspect 2001Synthesis en Facts and Opinion NEA News 2003 No 19.2 EvelyneBertelandPeterWilmer.-WhithertheNuclearFuelCycle?WorldNuclear Association Annual Symposium 2002 VictorMourogov.-TheneedforInnovativeReactorandFuelCycleSystemsWorld Nuclear Association Annual Symposium 2000 El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS 24NEA/OECDSocietyandNuclearEnergy:TowardsaBetterUnderstanding(2002) http://www.nea.fr/html/general/policypapers.html NEA/OECD Nuclear Energy and the Kyoto Protocol (2002) NEA/OECD Nuclear Energy in a Sustainable Development Perspective (2000) EDRAMConsiderationofpossibleSpentFuelandHighLevelWasteManagement Options Enresa Publicacin Tcnica 04/2001 European Commission.- The Comparison of alternatives waste management strategies for long-lived radioactive waste, Directorate General for Research EUR 21021, 2004 LMCDuttonandZKHillis.-ThecomparisonofAlternativesWasteManagement StrategiesforLongLivedRadioactiveWastes(COMPAS).ECInternationalConference Eurowaste 2004 Luxenbourg:ftp://ftp.cordis.lu/pub/fp6-euratom/docs/euradwaste04pro_6-7-dutton_en.pdf OECDRadiologicalimpactsofspentfuelnuclearfuelmanagementoptions.A comparative Study, Paris 2000 IAEA.-Trends andoptionsinthe nuclear fuel cycle. International Conference, December 2002 IN-1CICLO CERRADO: LA REELABORACIN DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGIA MASTER EN TECNOLOGA NUCLEAR: FISIN, FUSIN Y MEDICINA NUCLEAR M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear IN-2NDICE 1.-INTRODUCCIN 2.LA REELABORACIN O REPROCESO DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO 2.1.Historia 2.2El proceso PUREX 2.3Aspectos tcnicos y de seguridad. 3.-RESIDUOSRADIACTIVOSPROCEDENTESDELAREELABORACIN: TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO. 3.1.-Residuos slidos 3.2Residuos gaseosos 3.3.-Residuos lquidos de alta actividad. 4SITUACIN ACTUAL Y TENDENCIAS FUTURAS IN-11.- INTRODUCCIN Loscombustiblesnuclearesamedidaquesefisionanenlosreactorespierden reactividad a causa de la disminucin del contenido en material fisionable y de la acumulacin deproductosdefisin,algunosdeellosconseccioneseficaceselevadasparalacapturade neutrones.Adems,loscombustiblesnuclearesvanperdiendopartedesuspropiedades estructuralesdebidoasuexposicinaunaintensaradiacinneutrnicayatemperaturas elevadas en el ncleo del reactor. Estascausasobliganaretirardelreactornuclearloscombustiblesirradiadoscuando slo una fraccin del material fisionable ha sido consumida para la produccin de energa. Por tanto, en el combustible irradiado estar presente el material fisionable no gastado, as como el quesehayaformadoporlacapturadeneutronesenelmaterialfrtil,ademsdeotros transurnidos,losproductosdefisinqueseformanylosproductosdecorrosin.Los combustibles descargados de reactores de agua ligera contienen esencialmente uranio (con una proporcin de uranio enriquecido de 0,8 a 1%), plutonio (8-9 kg por tonelada), productos de fisin (entre 3-4 %), segn se muestra en el esquema orientativo de laFigura 1 y Tablas I y II.Enunelementocombustibleseencuentranprcticamentetodosloselementosdelatabla peridica. Los elementos combustible generan calor y contiene gran cantidad de actividad, que va decreciendo a con el tiempo segn se muestra en la Tabla II Figura 1.- Composicin del combustible antes y despus de la irradiacin (% en peso). Conladescargadeloselementoscombustiblesirradiadosdelncleodelreactorcomienzala segundapartedelciclodelcombustiblenuclear,queincluyelasoperacionesalasquees sometidoelmismohastaelaislamientodefinitivodesuactividad.Enelcasodequesehaya optado por la reutilizacin del uranio 235 no quemado y el plutonio 239 generado, se procede a lareelaboracin del combustible, operacin con la que se separan estos dos elementos del restolosproductosyespecialmentedelosproductosdefisin.Eldestinoprincipaldel plutonioserialaalimentacindereactoresrpidososurecicladoenreactoresdeagualigera como combustible de xidos mixtos (Pu O2. UO2) Irradiacin3 aosANTES DESPUS100%Uranio3,3%U-235 96,7% U-23895,5% Uranio 0,8%U-235 4,5% Otros3,5% P. F.0,9% Pu0,1% TRUPWRIN-2Tabla I.- Caractersticas qumicas, nucleares y radiactivas de los combustibles irradiados tipo PWR Base: 1 t. U inicial cargado en el reactor Enriquecimiento inicial: 3,3% en U-235Grado de quemado: 33.000 MWd /t. U Tiempo de enfriamiento: 3 aos Productos de fisin ElementoGramosNucleidoCurios H-3 Kr Xe Rb Cs Sr Ba Y La Cs Pr Nd Pm Sm Eu Cd Zr Mo Tc Nb Ru Rh Pd Ag Cd Sn Sb Se Te Br I 0,006 0,380 5.500 340 2.600 870 1.600 480 1.300 2.500 1.200 4.200 50 880 180 120 3.700 3.500 860 - 2.200 390 1.400 60 85 50 14 50 580 15 270 H-3 (12,3 a) Kr-85 (10,8 a) - - Cs-134 (2,1 a) Cs-137 (30,0 a) Sr-90 (28,1 a) Ba-137m (2,6 min) Y-90 (64,0 h) - Cs-144 (284 d) Pr-144 (17,3 min) - Pm-147 (2,6 a) Sm-151 (87,2 a) Eu-154 (16 a) Eu-155 (1,8 a) Cd-153 (242 d) Zr-95 (65 d) - Tc-99 (2,1 105 a) Nb-95 (35 d) Ru-106 (1,0 a) Rh-106 (30 a) Pd-107 (7 106 a) Ag-110m (253 d) Ag-110 (24,4 a) Cd-113m (14 a) Sn-123 (125 d) Sb-125 (2,7 a) Se-79 (6,5 104 a) Te-125m (58,1 d) - I-129 (1,7 107 a) 600,0 9.500,0 - - 93.000,0 103.000,0 73.000,0 96.000,0 73.000,0 - 75.000,0 75.000,0 - 48.600,0 1.200,0 6.400,0 2.400,0 1,7 10,0 - 15,0 24,0 70.000,0 70.000,0 0,1 190,0 35,0 9,0 20,0 4.200,0 0,4 1.700,0 - 0,1 Tabla I (cont.).- Caractersticas qumicas, nucleares y radiactivas de los combustibles irradiados tipo PWR IN-3 Actnidos ElementoGramosNucleidoCurios U Np Pu Am Cm 955.000 500 8.900 270 30 Todos los istopos Np-237 (2,1 106 a) Pu-238 (88,9 a) Pu-239 (24.400 a) Pu-240 (6.760 a) Pu-241 (14,6 a) Am-241 (433 a) Cm-242 (163 d) Cm-244 (8.260 a) 3,7 0,4 3.000,0 320,0 480,0 94.000,0 570,0 350,0 2.500,0 Tabla II.- Caractersticas trmicas y radiactivas de un elemento combustible PWR irradiado Enriquecimiento inicial: 3,3%% U-235 Grado de quemado: 33.000 MWd/t. U Tiempo de enfriamiento Potencia trmica (*) vatios elemento Radiactividad (*) Curios elemento Dosis superficial rem/hora 1 5 10 50 100 500 1.000 5.000 10.000 4.800 930 550 250 130 45 26 15 6,4 2,5 106

6,0 105 4,0 105 1,0 105 5,0 104 2,5 103 1,7 103 6,0 102 4,5 102 234.000 46.800 23.400 8.640 2.150 58 9,6 2,5 1,8 *Multiplicar por 2,2 para obtener vatios o curios por t/ U 2.LA REELABORACIN O REPROCESO DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO Lareelaboracinoreprocesodeloscombustiblesirradiadoseselconjuntode operacionesalasquesesometenstosconobjetoderecuperarlosmaterialesfisionables presentes (uranio y plutonio), separndolos o descontaminndolos de los productos de fisin, productos de activacin y transurnidos, y purificndolos para su empleo en la fabricacin de nuevos elementos combustibles. En un principio, la reelaboracin se llev a cabo en instalaciones diseadas, construidas yoperadasporcomisionesatmicasgubernamentalesalamparodelosprogramasmilitares. Estas instalaciones fueron Handfotd (EE.UU), Windscale (Reino Unido) y Marcule (Francia). Todasellasfueronconcebidasparatratarcombustiblesmetlicosyconbajogradode quemado,conelfinprincipalderecuperarelplutonioproducidoenlosreactores IN-4plutongenos.ElmtododetratamientoestababasadoenelprocesoPUREX(Plutonium-Uranium Raffination bye Extraction), que se describe posteriormente. En la dcada de los aos 60, con la entrada en servicio de los reactores de agua ligera, seinicieltratamientodeloscombustiblesirradiadosdeestosreactores,empleandotambin elprocesoPUREXconalgunasmodificaciones.Seconstruyeronnuevasplantasde reelaboracin,EurochemicenMol(Blgica)yNuclearFuelServicesenWestValley(New York-EE.UU)lascualesnofuncionanenlaactualidad.Losmotivosparaponerfuerade servicio estas instalaciones fueron de tipo tecnolgico, econmico, poltico y ambiental. Las primeras plantas de reelaboracin que funcionaron en el mundo occidental vienen dadasenlaTablaIII,(conindicacindelasfechasdeoperacinycierreensucaso).Enla Tabla IV se indica la capacidad de reelaboracin existente en los aos 90. TABLA III.- PRIMERAS PLANTAS COMERCIALES DE REELABORACIN CAPACIDAD NOMINAL t U/ao Combustible metlico Combustible xido PUESTA EN MARCHA CIERRE SELLAFIELD, R.U. MARCOULE, Francia LA HAGUE, Francia KARLSRUHE, R.F.A. EUROCHEMIC, Bgica TOKAI, Japn WEST VALLEY, EE.UU. 1.500 800 800 - 100 - - 400 400 35 60 210 300 1964 1969 1966 1976 1976 1971 1966 1977 1966 - 1973 - - - - - 1974 - 1972 TABLA IV.- PLANTAS COMERCIALES EN LOS AOS 90 IN-5 TIPO DE COMBUSTIBLE CAPACIDAD NOMINAL(t. U/ao) Reino Unido Francia Alemania Japn Magnox THORP UP2-800 UP3A Marcoule Wackersdorf INFS Tokai Magnox LWR/AGR LWR LWR GCR LWR LWR LWR 1.500 1.200 800 800 800 350 800 210 2.1El proceso PUREX ElprocesoPUREX(Plutonium-UraniumRaffinationbyeExtraction),cuyoesquemase representaenlaFigura2,esfundamentalmenteunprocesoqumico,basadoenlas propiedadesdelosdiferenteselementosycompuestosqumicosysudiferentesolubilidaden fases orgnicas o acuosas, que fundamentalmente consiste en lo siguiente: -DisolucindeloxidodeuranioUO2irradiadoconcidontricoNO3H, obtenindoseunamezcladenitratodeuraniloUO2(NO3)2,nitratodeplutonio Pu(NO3)4, nitratos de los productos de fisin, nitratos de actnidos (Np, Am, etc.) y cido ntrico libre -LaextraccinselectivadelnitratodeplutonioPu(NO3)4ydelnitratodeuranilo UO2(NO3)2porunsterdelcidofosfrico,elfosfatodetributilo(TBP)de frmula (C4H9)3 PO4. -Losproductosprincipalesresultantesdeestaextraccin,UO2(NO3)2.2TBPy Pu(NO3)4.2TBP,sonsolublesendiluyentesorgnicos,comoquerosenoo dodecano. -Lamayorpartedelosproductosdefisin,partedeluranioydelplutonio(0,5% aproximadamente en cada caso), y otros actnidos (Np, Am, etc.) permanecen en la faseacuosacomonitratos,constituyendolosresiduoslquidosdealta radiactividad. -Laseparacindelplutonioque,pormediodeunreductor(inferrosoFecon valencia2).Elplutonioqueestabaenlafaseorgnicaenestadotretavalentede valencia 4 pasa a la fase acuosa en estado trivalente Pu(NO3)3, que no es soluble en fase orgnica. -Laseparacindeluranio,quemezclandolafaseorgnicadondeseencuentracon agualigeramenteacidulada,pasaalafaseacuosacomonitratodeuranilo UO2(NO3)2. IN-6Delarealizacindelasoperacionesanterioresresultanportantolastrescorrientesntricas siguientes: -Solucin de nitrato de uranilo UO2(NO3)2., que ser necesario purificar. -Solucindenitratodeplutonioenestadodevalencia3,Pu(NO3)3,queser purificar. -Unatercerasolucindondeseencuentranlosproductosdefisinyactnidosque ser necesario gestionar, solidificndolos en el ciclo cerrado tradicional. Figura 2.- Diagrama de flujo del proceso PUREX. Las principales operaciones que se realizan en las instalaciones de reelaboracin son: 1.- Almacenamiento en hmedo del combustible. 2.- Desenvainado o troceado. 3.- Disolucin. 4.- Extraccin conjunta de uranio y plutonio. 5.- Separacin de plutonio. 6.- Separacin de uranio. 7.- Purificacin del uranio y el plutonio. Lascaractersticasdealmacenamientoenhmedodelcombustibleenestas instalacionessoncomunesalosdeotraspiscinasdecombustibleysevernenuntema posterior. El desenvainado consiste fundamentalmente en la separacin de la vaina de zircaloy de lasvarillascombustibles,paradeestaformadejarlibreelUO2irradiadoconvistasasu disolucin. Este puede ser llevado a cabo de varias formas: LAVADO NTRICOAGENTE SALINOGASReactivosCombustiblesIrradiadosDISOLUCINAlmacenamiento deresiduos deproductos de fisinEXTRACCINDisolventeorgnicoAlimentacinacuosa FILTRACINEn disolucinorgnicaU+6, Pu+2U+6, Pu+4y prDISTRIBUCINAGENTE REDUCTORSEPARADORDE Pu+ CIDO DILUIDODisolventeorgnicoSEPARACINSEPARADOR DE U(cido diluido)EVAPDisolucinacuosa dePu+3En disolucinorgnicaU+6Disolvente arecuperarExtraccin y separacin de Uranio segundo y tercer cicloExtraccin y separacin de Plutonio segundo y tercer cicloEVAPORADORDisolucinnitrato de uraniloDisolucinnitrato de plutonioIN-7-Troceado total del elemento combustible por medio de cizalla. -Corte de las cabezas y troceado del conjunto de varillas. -Corte de las cabezas, separacin de las varillas combustibles y troceado de stas una a una. Ladisolucindelxidodeuranioirradiadosehaceconcidontrico.Estaoperacin es sencilla en s misma, pero hay que tener en cuenta que el xido de uranio irradiado contiene productosdefisincomocirconio,molibdeno,rutenio,rodio,paladio,etc.,quesonmuy difcilesdedisolver.Lacomposicindeestosproductosdefisinenelxidodeuranio irradiado es funcin del grado de quemado y del tiempo de enfriamiento. El resto de las operaciones corresponden al proceso PUREX. EnlaprimeraetapadelprocesoPUREX,esdondesellevaacabolaseparacin conjuntadeuranioyplutoniodelosproductosdefisin,(operacindenominadatambin codescontaminacin).Losequiposutilizadosparallevaracaboestaetapadelprocesohan sidofundamentalmente:mezcladores-sedimentadoresycolumnaspulsadas.Tambinseha propuestolautilizacindeextractorescentrfugosparaevitarenparteladegradacin radiolticadeldisolvente.latendenciaactualesutilizarcolumnaspulsadas,reservandolos mezcladores-sedimentadores para las etapas de purificacin. EnlasegundaetapadelprocesoPUREXsellevaacabolaseparacindelplutonio presenteenlafaseorgnica,mediantereduccinconsulfamatoferroso,nitratouranoso, nitratoferrosouotrosreductores,utilizandoestabilizadoresdelmedioreductorcomo hidracinaehidroxilamina.Tambinsehadesarrolladolareduccinelectrolticaencolumnas pulsadas donde los platos perforados actan como ctodos y un tubo central como nodo. En la ltima etapa el uranio contenido en la fase orgnica se recupera en la fase acuosa como nitrato de uranilo. Losproductosfinalesdelprocesosonuranioenformadedisolucinconcentradade nitratodeuranilo,trixidodeuranio(UO3)ohexafluorurodeuranio(UF6)yplutonioen forma de disolucin concentrada de nitrato de plutonio u xido de plutonio (PuO2). Desdeelpuntodevistadelaseguridadnuclearylaproteccinradiolgica,hayque tener en cuenta las caractersticas delos combustibles irradiados, que contienen gran cantidad de productos de fisin e istopos pesados muy radiactivos, as como la presencia de materiales fisionables.Enconsecuencia,enlasinstalacionesdereelaboracin,elestudiodeseguridad debe contemplar: a)Elblindajenecesariodelosequipos,quedebenestarenrecintosblindadosparala proteccin del personal de operacin de la exposicin a la radiacin. b)Lasmedidasnecesariasparaquenoseproduzcaunaccidentedecriticidad, mediantelimitacionesdetipovolumtrico,geomtricoydeconcentracinque condicionan el diseo del equipo y de la instalacin. IN-83.-LAGENERACIN,TRATAMIENTOYACONDICIONAMIENTODELOS RESIDUOS GENERADOS EN LA REELABORACIN. Los residuos que resultan en las plantas de reelaboracin son los que se muestran en la Figura 3 y pueden resumirse en: -Residuosgaseososdediferenteactividadenfuncindellugaruoperacindela instalacin donde se producen. -Residuoslquidosdebaja,mediayaltaactividad,estosltimosresultantesdela primera etapa del proceso PUREX. -Residuos lquidos orgnicos. -Residuosslidoscondiferenteactividad,siendoaltamentecontaminadoslos procedentes de la operacin de desenvainado. Delosresiduosradiactivosgeneradosenlareelaboracin,solamentelacorriente gaseosadelaetapadedisolucinyelrefinadodelaoperacindeseparacino codescontaminacin de uranio y plutonio (1 etapa del proceso PUREX), son completamente diferentesalosresiduosgeneradostantoenotrasetapasdelciclodelcombustiblenuclear, como en las centrales nucleares (CC. NN.). Losresiduosslidosconstituidosporlasvainaspodrancompararseenciertomodo con parte de los residuos slidos del desmantelamiento de CC. NN. Figura 3.- Tratamiento de combustibles irradiados (Tipo LWR): Fuentes de produccin de residuos. CONDENSADOSEVAPORADORESOFF-GASCONDENSADOVAINAS YFINOSRESINAS,FILTROS DELIQUIDOSFILTROSRES.-COMB.RESIDUOSNO - COMB.ZEOLITASTBPGASTADOEQUIPOESTROPEADORESIDUOSORGNICOSRESIDUOSSLIDOSILSW - LLSWRESIDUOSSLIDOSHLSWRESIDUOSLQUIDOSLLLWOFF-GASTROCEADOVENTILACINRESIDUOSGASEOSOSOFF-GASDISOLUCINOFF-GASDEPSITOSREFINADOCICLO CO-DESCSLIDOSCLARIFICACINRESIDUOSLQUIDOSHLLWLAVADOSOFF-GASPISCINAALMACENAM.DESCONTAM.CASCOS YPLANTALAVADOSDISOLVENTESLABORATORIOSCONCENTRADOSEVAPORADORESRESIDUOSLQUIDOSILLWIN-93.1.- Residuos slidos 3.2.- Residuos gaseosos. LosresiduosgaseososgeneradosenlaoperacindedisolucindelUO2concido ntrico,estnformadospor:aire,xidosdenitrgeno,vapordeagua,productosdefisin radiactivos(Kr-85,I-129),gasesnobles(xenn),tritio(aguatritiada),C-14(enformade CO2) y aerosoles radiactivos (emisores alfa, beta y gamma). En la prctica esta corriente gaseosa, una vez enfriada (en un condensador), lavada (en columnas de relleno) y filtrada (con filtros absolutos), para retener en gran parte los xidos de nitrgeno, iodo y aerosoles radiactivos, se descarga junto con otras corrientes gaseosas por la chimeneadelainstalacin.Sinembargo,enlaactualidadyparareducirladescargade radiactividad a la atmsfera procedente de las plantas de reelaboracin, se estn desarrollando nuevas tcnicas de tratamiento. Asporejemplo,paraelI-129sehanpropuestovariosmtodospararetenereste nucleido radiactivo, que son: -Absorcin en disoluciones alcalinas. -Absorcin en cido ntrico concentrado. -Absorcinenunamezcladecidontricoynitratodemercrico(procedo Mercurex). -Absorcin en carbn activo. -Fijacin en nitrato de plata o en zeolitas impregnadas con plata. -Precipitacin como PbI2.. Para el Kriptn 85 se han propuesto tcnicas para retener este nucleido radiactivo, que son: -Absorcin en slidos (carbn activo) a baja temperatura. -Destilacin criognica. -Absorcin en lquidos orgnicos. -Separacin por membranas semipermeables. De todas estas tcnicas, la destilacin criognica ofrece las mejores perspectivas pues, adems de que su coste no es alto, permite separar los gases nobles entre s y de esta forma se puede retener el nucleido radiactivo Kr-85 y evacuar a la atmsfera el Xe no radiactivo. El Kr-85 separado puede ser almacenado en contenedores presurizados o encapsulado en forma slida, previamente absorbido en zeolitas a una determinada presin y temperatura. EnloqueserefierealCarbono-14,losproblemasambientalesquepresentasu evacuacinnosonimportantes,sinembargosuretencinpresentaseriosinconvenientes.Se ha propuesto como medio de retencin la formacin de carbonato clcico o carbonato brico. Pasandolacorrientegaseosaatravsdelechadasdehidrxidoclcicoobrico respectivamente. IN-10ConrelacinalTritio(H-3),enlasplantasdereelaboracinstese encuentra, como agua tritiada (HTO), fundamentalmente en los condensados de evaporacin y es evacuado con los residuos lquidos de muy baja radiactividad. Unatoneladadeuranioirradiadocontieneaproximadamente500Cidetritioque necesitarnunos200.000m3deaguaparasudilucin,deformaquelaconcentracin especfica (Ci/m3) est por debajo de la mxima admisible en el agua de bebida. Esto se puede lograr en emplazamientos cercanos al mar o muy grandes ros. Otra alternativaseraevacuarloa la atmsfera en forma de vapor de agua, realizando unaevaporacinabiertadelosresiduosdemuybajaradiactividadquecontienentritio.Esta alternativa tambin puede presentar limitaciones, debidas a las condiciones meteorolgicas del emplazamiento y por tanto, no puede ser aceptada para todas las plantas de reelaboracin. Otraposibilidadenestudioeslaretencindeltritioenlosresiduoslquidosdealta radiactividadqueformanelrefinadodelciclodecodescontaminacindeuranioyplutonio, realizando un reciclado total, tanto del cido ntrico como del agua empleados en la etapa de disolucin,utilizandodespusunprocesodeseparacinisotpicaeincorporacinenmatriz slida. 3.2. Residuos lquidos de alta actividad Losresiduoslquidosdealtaradiactividadsonlosrefinadosdelciclode codescontaminacindeuranioyplutoniooprimeraetapaPUREXyestnformados principalmenteporlosproductosdefisinpresentesenladisolucinacuosantricadel materialdelcombustibleirradiado.Contienenel99,9%delosproductosdefisinycasila totalidad de los actnidos exceptuado el uranio y el plutonio. El volumen de residuos lquidos de alta radiactividad procedente de la reelaboracin, mediante un proceso PUREX normal, es de aproximadamente 5 m3 por tonelada de uranio inicial. Lagestindeestosresiduosconstituyeunejemployunretodeavanzadodesarrollo tecnolgico,debidoalaelevadaactividadespecficadelosistoposenelloscontenidos,el desprendimiento de calor yla vida de las mismos, (Figura 4), que requiere su aislamiento por milenios. Estos residuos se concentran por evaporacin, con factores de concentracin variables entre10y20dependientesdeltipodecombustible,enriquecimiento,gradodequemado, factoresqumicos(comoprecipitacindesalesocompuestosinsolublesalconcentrar),para obtener como mnimo 0.25 m3 por tonelada de uranio inicial. Despusestosresiduoslquidosdealtaradiactividadsealmacenantemporalmentede en espera de su tratamiento en depsitos de doble pared o multipared de acero inoxidable y de altaintegridad,rodeadodehormign,(Figura5).Paraevacuarelcalorproducidoporla desintegracindelosnucleidosradiactivos,losdepsitosdealmacenamientodebenestar provistosdeunsistemaderefrigeracin,tambindebendisponer,deunsistemadeagitacin por aire para evitar el depsito de precipitados salinos que puedan crear puntos de corrosin. IN-11 Figura 4.- Decaimiento de los diferentes elementos Figura 4.- Figura 5.- Esquema de un depsito de almacenamiento de residuos radiactivos lquidosde alta radiactividad Lasolidificacindelosresiduosdealtaradiactividadesuntemaquesehavenidoe investigando,desarrollandoymejorandoenlosltimos30aos,sobretodoporpartedelos 1E+00 1E+01 1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+111E+021E+031E+041E+051E+061E+071E+081E+091E+101E+111E+121E+13Tiempo de desintegracin, Aosndice de radiotoxicidad, m /t. U3Combustible irradiado (total)Mineral de uranio necesario para fabricar la tonelada de comb.U-238Sr-90Pu-241 Am-241 Nb-237 U-233Am-241 Np-239 Pu-239 U-235Cm-242 Pu-238 U-234 Th-230 Ra-226Residuos alto nivel (total) Purga aireRAA entradaAire pulsacionVaporRecubrimientosAgua salidaRAA salidaDistribuidorIndicador nivelRAA entradaDistribuidorA depositoreservaAguaentradaIN-12pasesquehantenidootienenenoperacinotenanprevistolaconstruccindeplantasde reelaboracin (Francia, EE.UU y Alemania, por ej.). Elobjetivoeslaobtencindeunproductoquepuedamantenersuestabilidadypor tanto,retenerlaactividaddelosproductosdefisindurantelargosperodosdetiempo.Las caractersticas deseables del producto de solidificacin de estos residuos son: a)Estabilidad qumica, es decir, alta resistencia a la corrosin y baja tasa de lixiviacin paraqueladisolucindelosnucleidosradiactivosincorporadosseanulaomuy baja. b)Estabilidad frente a la radiacin, de forma que las modificaciones de las propiedades qumicasymecnicasporlasradiaciones,debidasaladesintegracindelos nucleidos radiactivos, sean pequeas. c)Estabilidadtrmica,esdecir,queseanpequeaslasmodificacionesdesus propiedades qumicas y mecnicas dentro del intervalo de temperaturas que puedan darseporelautocalentamientodelproducto,bajolascondicionesdel almacenamiento. Desde un principio los estudios se enfocaron al vidrio, material que rene los requisitos antes citados. El proceso de transformacin de los residuos lquidos de alta actividad en masas vtreassedenomina vitrificacin y consta de las etapas u operaciones siguientes (Figura 6): desnitrificacindelosresiduoslquidos,evaporacin,calcinacinyfundicinconlos elementos que constituyen un vidrio. Figura 6.- El proceso de inmovilizacin en vidrios. (Cantidades referidas a la generacin 1000 MW/ao de electricidad. El producto calcinado se funde con los aditivos necesarios para la formacin del vidrio que solidifica durante el enfriamiento de la masa fundida. Las temperaturas requeridas oscilan RESIDUOS RADIACTIVOS LQUIDOS DE RADIACTIVIDAD ALTADESNITRACINCONCENTRACINPOREVAPORACINCALCINACINVITRIFICACINRESIDUO INMOVLIZADO(VIDRIO)100-150 m3100-150 m35 m3IN-13entre1.000y2.000C.Lostiposdevidrioelegidoshansidolosfosfatos,silicatosy borosilicatos.Todoselloscumplen,enmayoromenorgradoconlascaractersticasantes dichas.Sinembargo,enelmomentoactualyaescalaindustrial,solamenteseconsideranlos vidrios de borosilicato. La composicin de un vidrio de este tipo vara entre los siguientes lmites: SiO2............................................................................... 35 - 49 % B2O3................................................................................. 9 - 19 % Al2O3.............................................................................0 - 16 % Na2O..............................................................................9 - 17 % xidos de actnidos y productos de fisin.......................... 10 - 25 % EntrelosmtodosplenamentedesarrolladosfiguranelAVMfrancsyelPAMELA alemn. ElmtododesolidificacinAVM,seguidoenFrancia (Figura 7) para la vitrificacin delosresiduoslquidosdealtaradiactividadprocedentesdelareelaboracin,constadeun calcinador,queesunhornorotatorioinclinado,porcuyapartesuperiorsealimentanlos lquidos. La salida del producto calcinado pasa a un horno calentado por induccin a 1.150 C al que se aaden los aditivos para lograr la vitrificacin. Figura 7.- Proceso de vitrificacin AVM. Una vez formado el vidrio cae a unos recipientes de acero inoxidable que, una vez llenos, son cerrados por soldadura de la correspondiente tapa. Despus de su descontaminacin externa, losrecipientessetrasladanainstalacionesdealmacenamientotemporalenseco,dotadosde sistema de refrigeracin por circulacin forzada de aire. ADITIVOS DECALCINACINADITIVOS DEVITRIFICACINTRATAMIENTODE GASESCONTROLALIMENT.ALMACENAMIENTO DERESIDUOS LQUIDOSDE ALTO NIVELCONCENTRADOSDEPSITO DERESIDUOSLQUIDOSLAVADORCALCINADORCONDENSADORHORNO DEFUSINDESCONTAMINACINDE SUPERFICIESDEPSITO DEALIMENTACINVASIJASOLDADURAEVACUACIN ALA ATMSFERAALMACENAMIENTODE VIDRIOSIN-14ElprocesoalemnPAMELA(Figura 8), se diferencia del proceso francs en que las tres operaciones fundamentales (evaporacin, calcinacin y fundicin del vidrio) se realizan en elmismoaparato(melter),elcualtienedostiposdedescargasdelproductovtreofundido, una por el fondo para la obtencin de bloques de vidrio y otra por la parte lateral superior para laobtencindepequeasesferasquedespussoninmovilizadas,enelpropiocontenedorde almacenamiento,conplomo.EsteprocesorecibeelnombredeVITROMET.Lacompaa BELGOPROCESSenMol(Blgica)hautilizadoesteprocesoPAMELAparala inmovilizacindelosresiduoslquidosdealtaactividadgeneradosenlasactividadesdela antigua planta de reelaboracin de EUROCHEMIC. Figura 8.- Proceso PAMELA Unvidriodeborosilicatoesunmaterialhomogneo,isotrpicoynoporoso,con buenascaractersticasdeestabilidadqumica,trmicayantelaradiacin.Noobstante,estos factorespuedenproduciramuylargoplazounprocesodevariacindelamasavtrea (desvitrificacin)pormigracindealgunoscomponentesyproduccindeagregados cristalinos,comoZn2SiO4ySrMo04,alterndoseaslahomogeneidadvtreadelconjuntoy disminuyendo la resistencia del slido a la lixiviacin. Este efecto puede estar coadyuvado por procesos de separacin de fase slida y formacin de otras insolubles como RuO2, CeO2, etc. Todo ello y efecto a largo plazo de la radiacin podra producir cambios estructurales. Portodoelloysinabandonarlostrabajosdesarrollados,lainvestigacinsedirigio posteriormente a la bsqueda de otros productos que consisten en la obtencin de cermicas, Speiselsung36 l/hHAWRcklauf4 l/hZuschlag2 l/hWaschen200 l/hAbgastrocknenKalzinierenHeizelmenteZumKondensatorRohr des DrehrohrolensO 250 mmL 3250 mmU 30 U/minUranus-stainless steelGlasfritteKalzinatInconel 601Induktions-heizungO 350150 l. maxInduktivgeheizterAuslaufKokille: O 500 mm x 1 m180 lHeizmediumStaub40 kW20 kWca. 1,7 mHO 4 l/h2LuftLufthIN-15y en la elaboracin de fases cristalinas naturales, del tipo de las contenidas en las rocas. A este ltimo proceso se denomina SYNROC y mediante el mismo el Cesio, por ejemplo, puede estar aislado por formacin polucita. Tambin es posible la inclusin de ms de un elemento en una estructura cristalina, como es el caso del apatito, para tierras raras, estroncio y probablemente actnidos.Otrasespeciescristalinasseleccionadasparalainclusindeotrosnucleidossonla scheelita,fluorita,perovskita,espinela,etc.Cadaunadeestasespeciesnaturalesposeeuna granestabilidadtrmica(1.200-1.400C),loque,enprincipio,confiereunaltogradode confianza para estos compuestos que pueden obtenerse artificialmente. Losresiduosdealtaactividadsolidificadosovitrificadosyenvasadosencapsulasdeacero inoxidabledealtaintegridadsonalmacenadostemporalmenteeninstalacionesde almacenamiento en seco, normalmente en bvedas, para permitir el decaimiento del calor y de la actividad. Elmanejodeestosmaterialesimplicamedidasprotectorasdeblindajeyprocedimientospara segurarlaseguridaddelpersonaldeoperacin.Sutransporte,igualmenteserealizaen contenedores de transporte robustos 3SITUACIN ACTUAL Y TENDENCIAS FUTURAS Desdeelprincipiodeldesarrollodelaenergaelctricadeorigennuclearyhastalos aos70secontemplabacomonicaopcinlareelaboracindelcombustibleirradiado,es decir el ciclo cerrado, con la recuperacin de los elementos fisiles Todos los pases con centrales nucleares de occidente, excepto Canad, Italia y Suecia tenan plantas de tratamiento del combustible irradiado en operacin, construccin o diseo. Con el aumento de los pases que optaron por la energa nuclear para la produccin de energaelctrica,lasituacingeoestratgicadelapocaylosenfrentamientoentrebloques polticos, surgi la preocupacin por la proliferacin nuclear, lo que provoco el aplazamiento generaleindefinidodelareelaboracinydelosreactoresrpidosentantoseadoptaran medidas para impedir la proliferacin (Ley de No Proliferacin 1974 Administracin Carter) Entre1977y1980sedesarrollounprogramaalamparodelOrganismoInternacional deEnergaAtmicadeVienaOIEAconelobjetodeestudiarsolucionesparaminimizarlos riesgosdeproliferacin.Unodelastareasfueelestudiodelareelaboracin,manipulaciny reciclado del plutonio y la valoracin de de la capacidad de reelaboracin existente frente a la los costes y la capacidad de abastecimiento y suministro de uranio. Todoellocoincidiconmedidasdeseguridadmasrestrictivasyexigentesparaeste tipo de instalaciones y el inicio de la disminucin de las proyecciones sobre la potencia nuclear ainstalarenmuchospases(de1000GWedereactoresdeagualigeraenlos70-2000sea reducido a menos de la mitad).Tampoco se avanzo en el desarrollo de reactores rpidos para elrecicladodeplutonio.AdicionalmenteelpreciodelUraniodescendiodemanera significativa Comoconsecuenciadelasincertidumbrescreadassealargolavidadelascentrales nuclearesexistentesyseredujolanecesidaddereelaborarelcombustibleirradiadoacortoy medio plazo IN-16 En Europa adems de la Eurochemic de los pases de la OECE, se haba formado una sociedad URG con participacin de la BNFL (British Nuclear Fuels) COGEMA de Francia y KEWAdeAlemaniaparalareelaboracindelloscombustiblesdeotrospasespor contratacin (Japon, Blgica, Suiza, etc) Capacidad comercial mundial de reproceso en la actualidad Combustible de reactores de agua ligera France, La Hague1600UK, Sellafield (THORP)850 Russia, Chelyabinsk (Mayak)400Japan90total2940 Otros combustible nuclearesUK, Sellafield1500France, Marcoule400India200total2100 Capacidad civil total5040 Fuente: OECD/NEA 2000 Nuclear Energy Data, Nuclear Eng. International handbook 2002. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 1 INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGA MASTER EN TECNOLOGIA NUCLEAR: FISION, FUSION Y MEDICINA NUCLEAR CICLO ABIERTO: EL ALMACENMIENTO TEMPORAL DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 2 N D I C E 1.-INTRODUCCIN. 2.-CARACTERISTICAS DE LOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS 3. ALMACENAMIENTO TEMPORAL DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO. FUNCIONES Y TECNOLOGAS. 4.-EL ALMACENAMIENTO EN HMEDO. 4.1.- Caractersticas generales de las piscinas de almacenamiento. 4.2.- ltimos desarrollos para el aumento de la capacidad de las piscinas. 5.-EL ALMACENAMIENTO EN SECO. 5.1.- Silos o bvedas. 5.2.- Almacenamiento en pozos. 3.3-. Almacenamiento en contenedores. 5.3.1.- Contenedores de hormign. 5.3.2.- Contenedores metlicos para transporte y almacenamiento. 6.-INSTALACIONES DE ALMACENAMIENTO INTERMEDIO EXISTENTES O EN CONSTRUCCIN. 6.1.-Instalacin TVO-KPA en Finlandia. 6.2.-Instalacin CLAB en Suecia. 6.3.-Almacenamiento en contenedores de las Centrales Nucleares de Surry y H.B. Robinson en EE.UU. 6.4.-Instalaciones de almacenamiento de Gorleben y Ahaus (RFA) 6.5.- Nueva poltica de Alemania 7.-CRITERIOS DE SEGURIDAD. 8.- COMPORTAMIENTODELCOMBUSTIBLEYLASINSTALACIONES DERANTE PERIODOS DE TIEMPO PRLONGADOS. 8.1Lainvestigacinyeldesarrolloasociadaalmacenamientotemporal prolongado 9.-SITUACIN ESPAOLA. 9.1.- Previsiones para el almacenamiento intermedio. 10.REFERENCIAS BIBLIOGRFICAS.CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 3 1.INTRODUCCIN Loscombustiblesirradiadoscuandosondescargadosdelreactortienenqueser almacenados en las piscinas existentes a este fin en el propio emplazamiento del reactor, durante un perodo de (tiempo que como mnimo puede variar entre unos meses y un ao en funcin del tipodelreactor)parapermitireldecaimientodelosproductosdefisin,lareduccindela generacin de calor y de las emisiones gamma, facilitando con ello su posterior manejo y gestin. La necesidad de almacenar los combustibles irradiados por mayores perodos de tiempo, dentro del propio emplazamiento del reactor o fuera del mismo, depende fundamentalmente de la estrategia elegida para la parte final de su gestin, las disponibilidades tcnicas y la capacidad de almacenamiento disponible en cada pas. Dos son las opciones actualmente consideradas para la gestin completa del combustible irradiado, como se muestra en el esquema de la Figura 1 (1): -El reproceso del combustible, con la separacin qumica y recuperacin del plutonio y el uranio no consumido, seguido del almacenamiento definitivo de los residuos radiactivos resultantes (ciclo cerrado). -El almacenamiento definitivo y directo del propio combustible irradiado, convenientemente acondicionado, considerado en este caso como residuo de alta actividad, sin intencin de recuperacin (ciclo abierto). Figura 1.- Etapas de la gestin del combustible irradiado. COMBUSTIBLE IRRADIADOREACTORENCAPSULADO(ACONDICIONAMIENTO)REPROCESOALMACENAMIENTOINTERMEDIO(1 A 50 AOS)(AR) (AFR)TRANSPORTEALMACENAMIENTOEN EL REACTOR(AR)ACONDICIONAMIENTOACONDICIONAMIENTO(VITRIFICACIN)ALMACENAMIENTODEFINITIVOALMACENAMIENTOINTERMEDIO(20 A 50 AOS)ALMACENAMIENTODEFINITIVOALMACENAMIENTODEFINITIVOACONDICIONAMIENTORESIDUOSBAJA Y MEDIAACTIVIDADRESIDUOSALTAACTIVIDADU PuALMACENAMIENTODEFINITIVO DIRECTO CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 4Elalmacenamientotemporaldelcombustibleirradiadodurantelargosperodosdetiempo, tambin denominado almacenamiento intermedio permite retrasar la toma de decisin entre lasdos opciones finales de reproceso o almacenamiento directo, constituye una etapa necesaria en este ltimo caso y proporciona un aumento de la capacidad de almacenamiento, que en el caso del reproceso permite la planificacin de los medios necesarios y la regulacin del ritmo de operacin. Entodocaso,seacualsealaopcinadoptadaoqueseadopteencadapas,el almacenamiento temporal a largo plazo del combustible irradiado, desde un punto de vista tcnico, resultabeneficioso,yaquemayoresperodosdetiempoimplicanunmayorenfriamientoyel decaimiento de productos de fisin significativos como el Nb-95, Zr-95, Ru-106, lo que facilita tanto el reproceso como el manejo del combustible para su almacenamiento directo (1). De este modo, los pases que han diferido su decisin, como Canad, o que como Suecia y Finlandia contemplan el almacenamiento directo del combustible irradiado como la lnea principal de su gestin, han construido o estn considerando instalaciones de almacenamiento intermedio. Pases,comoEstadosUnidosolaRepblicaFederaldeAlemania,quetiendenohan optadoporelreproceso,yconsideranelalmacenamientodirectocomounaalternativa,han construido o tienen previsto la construccin de instalaciones de almacenamiento. Delospasesquehanoptadodeunamaneraclaraynicaporelreproceso,losque cuentan con capacidad de reproceso adecuada han aumentado la capacidad de almacenamiento de las piscinas en las plantas de reproceso como Francia o estn considerando la ampliacin a travs de instalaciones de almacenamiento intermedio, como el Reino Unido. Otros como Japn o Suiza quenotienencapacidaddereprocesosuficiente,propiaoporcontratacinconotrospases, tambin han previsto la utilizacin de tcnicas de almacenamiento intermedio para disponer de la flexibilidad y capacidad de almacenamiento necesaria. Por ltimo hay pases, como Blgica, que habiendo optado por el reproceso, y dada su produccin de combustible irradiado, la capacidad de almacenamiento de sus piscinas y el rtmo de reproceso previsible no consideran necesario por el momento la construccin de instalaciones de almacenamiento intermedio. 2. CARACTERISTICAS DE LOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS Elcombustibledelascentralesnuclearesdeagualigera,LWR,estaesencialmente formado por pastillas cilndricas de oxido de uranio (UO2) enriquecidoen U-235 entre un 1 yun 4,3%, con una densidad de aproximadamente el 95% de la terica (10,96gr/cm3)y un tamao de grano de 2 a 4mm de dimetro. Durante la operacin del reactor, el combustible sufre una alteracin de sus propiedades fsicas,qumicasyradiolgicas,queafectanalacomposicinisotpica,aladistribucinde radionucleidosyalamicroestructura,ydependen,entreotrosfactores,delgradode enriquecimiento inicial,la temperatura de irradiacin y el grado de quemado alcanzado. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 5Caractersticas importantes del combustible irradiadoa tener en cuenta en su gestin y en especialparasualmacenamientotemporalyfinalsonlatemperatura,laemisindecalor,su actividad, la emisin de radiacin gamma y la emisin de neutrones. Unacontribucinimportante a estas caractersticas, durante elprimer periodo de tiempo tras la extraccin del ncleo, se debe a los productos de fisin , en gran medida a los de vida corta como el Sr-90 y el Cs-137, por lo que la mayora de dichas caractersticas disminuyen con el periodo de enfriamiento, como se muestra en la fig. 1.En consecuenciael periodo de enfriamiento ser otro factor importante a considerar en el desarrollo delas diferentesetapas de lagestin del combustible irradiado. En cuanto a su estado fsico-qumico y estructural, las pastillas de combustible, que son de material cermico,sufren modificaciones como el aumento del tamao de grano, formacin de nuevas fases gaseosas y slidas y agrietamiento. Porsuparte,lasvainas(normalmentedealeacionesdecirconio)ylosmateriales estructuralesdeloselementoscombustibles(deaceroeiconel),puedensufrirdurantela operacin del reactordeformaciones ydeterioros e incluso fisuras. La mayora de los deterioros de las vainas se deben, fundamentalmente, a la oxidacindel circonio, que da lugar al desarrollo de pelculas de corrosin y a laformacinde hidrogeno que, a su vez,puede difundirse en la estructura de la aleacin convirtindola en un material mas frgil. Algunasdelasmodificacionesfisico-qumicasyestructuralessealadaspueden incrementarse con el tiempo y con las condiciones de temperatura y del medio de almacenamiento, deahlaimportanciadeconocer,vigilarycontrolarelcomportamientodeloselementos combustiblesdurante periodos prolongados de almacenamiento temporal 3.ELALMACENAMIENTOTEMPORALDELCOMBUSTIBLEIRRADIADO. FUNCIONES Y TECNOLOGIAS Elalmacenamientotemporaldelcombustibleirradiado,yaseadurantelargoocorto perododetiempoyyasetratedeinstalacionessituadasdentrodelemplazamientodelos reactores, AR (at reactor), en las plantas de reproceso o fuera de unas y otras, AFR (away from reactor), (2) tiene que cumplir las mismas funciones, que son: -Proporcionar una distribucin subcrtica. -Proporcionar la disipacin del calor. -Proporcionar el blindaje adecuado para la radiacin. -Mantener la integridad de los elementos combustibles. Existen dos tecnologas para el almacenamiento temporal del combustible irradiado, el almacenamiento en hmedo y el almacenamiento en seco. La aplicacin de uno u otro mtodo, aparte de consideraciones econmicas y de disponibilidad, est en primer trmino relacionada con CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 6lascaractersticasdeuncombustibleespecfico,talescomotipodecombustible,gradode enriquecimientoinicial,gradodequemado,tiempodeenfriamiento,temperatura,etc...ylas caractersticas de cada mtodo. Gran parte de las caractersticas del combustible irradiado, en un momento dado, dependen del grado de quemado y del tiempo de enfriamiento transcurrido. En la figura 2 puede verse para uncombustible(LWR),conunciertogradodequemado,ladisminucindelatemperatura, emisindecaloryradiacinconeltiempo.Engeneraltodasestaspropiedadesdecrecen rpidamente en un perodo de 1 ao (1) (2). Figura 2.- variacin de las propiedades del combustible irradiado con el tiempo. Lohabitual,sobretodoparacombustiblesLWR,despusdeextradosdelncleoes almacenarlosenmediohmedoenlaspiscinasexistentesaestefinenlospropiosreactores. Posteriormente,transcurridountiempodeenfriamiento(deentreunosmesesa1ao)el combustible puede ser depositado en un almacenamiento intermedio en hmedo o en seco. El almacenamiento del combustible irradiado por cortos perodos de tiempo (1 a 5 10 aos)enelreactoroenlaplantadereprocesotienelugarenpiscinas,mientrasqueel almacenamiento por perodos de tiempo de entre 20 y 50 aos puede tener lugar en hmedo o en seco, si bien en los ltimos aos se ha desarrollado un gran inters en el campo internacional por esta ltima tecnologa. Enrelacinconlaterminologaparadistinguirentreinstalacionesdealmacenamiento situadas dentro del emplazamiento de una central nuclear (AR) o fuera (AFR), conviene aclarar (Elementos combustibles LWR - Grado de quemado 27.000MWd/t. U)Tiempo (aos)Emisin gamma por t. de U1013101017101910180 1 2 3 4 5 6 78 910D) Disminucin de la emisin de radiacingammaB) Disminucin de la emisin de calorTiempo (aos)1234 0106105104103Generacin de calor (W/tU)0 1 2 3410210110010-1Tiempo (aos)C) Disminucin de la actividad totalActividad (MCi/t. U)1010109108107106Tiempo (aos)0 1 2 3 4 5 6 7 8 910Emisin de neutrones por t. de UE) Variacin de la emisin de neutronesALMACENAMIENTO Hmedo - SecoMx. temperatura despus deun ao de enfriamiento400300200100Tiempo (aos)A) Disminucin de la temperaturaTemperatura (C)0123 CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 7que el primer trmino se usa frecuentemente tanto para las piscinas de los reactores como para instalacionesdealmacenamientoamslargoplazoubicadasenelmismoemplazamientoyel segundo se suele aplicar tanto a las piscinas de las plantas de reproceso como a instalaciones de almacenamiento intermedio centralizadas (3). Por otra parte la sigla americana ISFSI (Independent Spent Fuel Storage Instalation) define a un complejo construido para almacenar temporalmente combustible irradiado que como mnimo tiene un ao de enfriamiento, independientemente de su ubicacin (4). 4.EL ALMACENAMIENTO EN HMEDO El almacenamiento del combustible irradiado bajo agua es una tecnologa ya aprobada en las piscinas de los reactores y de las plantas de reproceso. La eleccin en un principio, del agua como medio de almacenamiento se debi a su elevado coeficiente de transmisin del calor, sus buenas propiedades como blindaje de la radiacin, su transparencia, que permite la inspeccin del combustible y el control de sus movimientos, todo ello unido a su disponibilidad y economa. La experiencia cubre perodos superiores a 20 aos, sin que hayan encontrado grandes dificultades. La posicin actual en el plano internacional, avalada por la opinin de grupos expertos y organismos internacionales (1), (5), (6) y (7), es que la experiencia obtenida es extrapolable a perodosdetiempomuysuperioresa20aossiempreycuandosecontineobservandoel comportamiento del combustible y se realicen ensayos para la comprobacin de su integridad. 4.1.Caractersticas generales de las piscinas de almacenamiento Las piscinas de almacenamiento de combustible irradiado, ya se trate de las existentes en el emplazamiento de los reactores, en las plantas de reproceso o eninstalaciones de almacenamiento centralizadas, tienen caractersticas generales muy similares. Laspiscinasestnconstruidasdehormignarmado,susparedesestnrecubiertas internamente de lminas de acero inoxidable soldadas para evitar fugas y estn diseadas como estructuras de clase ssmica I. Normalmente son de forma rectangular, siendo habitual para combustibles LWR piscinas dealrededorde10a13mdeprofundidad,paraqueloselementoscombustibles(de aproximadamente4.5m)situadosverticalmente,estncubiertospormsde3mdeagua, asegurando as el blindaje necesario. El tamao de las piscinas es variable, pero frecuentemente suelen tener entre 10 y 20 m de largo y 7 a 15 m de ancho (1). Laspiscinasdealmacenamientodecombustibleirradiadoexistentesenlascentrales nuclearestienencapacidadparaalmacenarelcombustiblequeseproduzcaen5o10aosde operacin.Adicionalmenteestaspiscinastienenquetenercapacidadparaalbergarunncleo completo, siendo sta una condicin imprescindible para el funcionamiento de la central. Algunas piscinas de los reactores ms modernos han sido construidas con capacidad mayor. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 8 Lacapacidaddelaspiscinasdelasplantasdereprocesoydelaspiscinasde almacenamiento intermedio centralizado se establece segn las necesidades y previsiones de cada pas, y puede ser incrementada en el tiempo al ser normalmente de construccin modular. Las piscinas de almacenamiento de las centrales nucleares estn situadas dentro del propio edificio del reactor o en un edificio anexo exclusivamente dedicado a este fin, siendo esto ltimo lo msfrecuente,sobretodoencentralesconstruidasapartirdelosaossetenta,yloms recomendable (6) (8). Todaslaspiscinasdisponendeunsistemadedeteccindefugas,mediantetuberas colectoras en paredes y fondo, que van a un sumidero de recogida que produce seales de alarma en la sala de control si el nivel de agua en el mismo es superior al prefijado. Los elementos combustibles se sitan verticalmente en bastidores metlicos de aluminio o aceroinoxidablediseadosparamantenerelconjuntosubcrticoencondicionesdeoperacin normal o de accidente. La estructura metlica debe mantener la separacin adecuada para asegurar un valor de kef 0.95 normalmente. Todas las piscinas estn dotadas de sistemas de refrigeracin, mediante cambiadores de calor, y sistemas de purificacin de agua, mediante cambiadores mediante tuberas colectoras en paredes y fondo, que van a un sumidero de recogida que produce seales de alarma en la sala de control si el nivel de agua en el mismo es superior al prefijado. Los elementos combustibles se sitan verticalmente en bastidores metlicos de aluminio o aceroinoxidablediseadosparamantenerelconjuntosubcrticoencondicionesdeoperacin normal o de accidente. La estructura metlica debe mantener la separacin adecuada para asegurar un valor de kef 0,95 normalmente. Todas las piscinas estn dotadas de sistemas de refrigeracin, mediante cambiadores de calor, y sistemas de purificacin de agua, mediante cambiadores de resinas inicas, con circuitos redundantes, que funcionan de manera continua, simultneamente o no. Adicionalmente y para mantenerlavisibilidadylimpiezadelagua,laspiscinasdisponendeunsistemadebarrido superficial para eliminar el polvo y las partculas suspendidas. El sistema de refrigeracin se disea para mantener la temperatura del agua de la piscina en operacin normal por debajo de un nivel prefijado, normalmente inferior a 50?C, a fin de que la temperatura en las zonas de trabajo sea adecuada. El sistema de purificacin est diseado para mantener la concentracin de actividad en el agua por debajo de un nivel prefijado, de tal manera que permita en las reas accesibles del edificio tasas de exposicin al personal de operacin lo mas bajas posibles y normalmente inferiores a 2.5 mrem/h. Loscircuitosdelossistemasderefrigeracinypurificacindelaguaestnsituados generalmente en el exterior de la piscina. Una excepcin la constituyen los cambiadores de calor y de cambio inico correspondientes a uno de los circuitos de las piscinas de almacenamiento de la CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 9planta de reproceso de La Hague (Francia), que estn fijados a las paredes de la piscina. Las tuberas de estos sistemas se sitan por encima del nivel de agua considerado como el mnimo necesario para mantener el blindaje, adecuado a fin de evitar el sifonamiento del agua de la piscina por debajo de dicho nivel. El edificio donde se encuentra la piscina dispone de un sistema de ventilacin y filtracin y se mantiene en depresin respecto al exterior. Las piscinas disponen normalmente de los sistemas para la vigilancia y control de (9): -La temperatura, nivel, pH, conductividad, composicin qumica y radiolgica del agua. -Los niveles de radiacin y contaminacin en el aire. Tambinestndotadasdeinstrumentacinparalainspeccindeloselementos combustibles, as como de sistemas de alarma cuando los parmetros considerados como bases de seguridad(niveldel agua de la piscina, temperatura, niveles de radiacin, etc.) sobrepasan los niveles prefijados para operacin normal. Otros equipos de soporte para el manejo y almacenamiento del combustible irradiado son: el puente gra, bastidores, contenedores o fundas para proteger a los elementos daados, etc.... Las gras tienen enclavamientos para que el movimiento de los combustibles se realice a la profundidadadecuadayparaevitarelpasodeobjetospesadosporencimadecombustibles almacenados. 4.2.ltimos desarrollos para el aumento de la capacidad de las piscinas Enlosltimosaossehaplanteadolanecesidadenalgunospasesdeaumentarla capacidad de las piscinas de almacenamiento de combustible gastado existentes en las centrales nucleares. Los mtodos aplicados o considerados (1) (10) incluyen: -Lautilizacindebastidoresdealtadensidaddealmacenamiento.Setratade bastidores con venenos neutrnicos de boro normalmente, solucin adoptada por muchas centrales nucleares, que permite pasar de una densidad de 2.5 t/m2 hasta alrededor de 5.5 t/m2. -La disposicin de dos tandas de bastidores en piscinas suficientemente profundas. Esta solucin ha sido adoptada en dos centrales de EE.UU. (La Crosse, BWR y Jankee Rowe, PWR). -La revisin de los parmetros de clculo de grado de quemado y criticidad. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 10-Laconsolidacindebarrasdecombustible,procesoqueimplicalaextraccin mecnicadetodaslabarrasdelelementoylaubicacindecadaunaenotra estructurareticularcerradaocontenedorespecialmentediseado(enestudioy desarrollo). 5.EL ALMACENAMIENTO EN SECO La tecnologa de almacenamiento en seco del combustible irradiado ha sido desarrollada a escala industrial en los ltimos aos, si bien se cuenta con alguna experiencia anterior de casos aislados. Esta tecnologa incluye fundamentalmente tres modelos conceptuales diferentes, que son: silosobvedas,pozossecosycontenedores.Lasdiferenciasentrelostresconceptosradican fundamentalmente en sus caractersticas en relacin con: -La forma preferente de transferencia de calor. -La estructura que proporciona el blindaje. -Lalocalizacindelasestructurasdealmacenamientorespectoalasuperficie terrestre. -El grado de independencia en el funcionamiento de las celdas de almacenamiento y de la estructura en si. Todos los modelos conceptuales de almacenamiento en seco tienen cavidades rellenas de un gas, conocido como medio de almacenamiento, que puede ser aire, dixido de carbono o un gas inerte como helio, argn, etc. La seleccin del gas est relacionada con la temperatura de almacenamiento y con las potenciales interacciones con los materiales del combustible. Por una parte, el uso de gases inertes mitiga el desarrollo de reacciones y permite el almacenamiento a temperaturas elevadas, disminuyendo las necesidades de refrigeracin, que puede tener lugar por conveccin natural. Por otro lado el almacenamiento a baja temperatura puede requerir un sistema de circulacin por conveccin forzada (11). Laseleccindelmediogaseosodealmacenamientoesportantounasolucinde compromiso entre el almacenamiento a elevadas temperaturas (con un sistema de alta integridad, incluyendolavigilanciacontinuadelgasinerte)ylagarantademantenerunsistemade refrigeracin continuo apropiado para el almacenamiento a bajas temperaturas. Otros aspectos a tener en cuenta, en la seleccin de un modelo de almacenamiento, a parte delgasylatemperatura,sonlanecesidaddesistemasauxiliaresylacomplejidaddelas operaciones de manejo. 5.1. Silos o Bvedas El concepto de almacenamiento en silos o bvedas puede desarrollarse sobre o bajo la CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS 11superficie.Lasestructurasconsistenencubculosdehormignarmadoconcavidadesde almacenamiento, cada una de las cuales puede estar diseada para almacenar varios elementos combustibles,Figura3.Enestesistemaloscombustiblesgeneralmenteencapsuladosen contenedores metlicos sellados (fundas) se introducen por la parte superior del cubculo. Las tapasquepermitenelaccesoaloselementospuedentambinserselladas.Elblindajelo proporciona la propia estru