Alternativas para la gestión de residuos radiactivos. Luis Roque Argüello* Junio 2009

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1 Alternativas para la gestión de residuos radiactivos Luis Roque Argüello* Junio 2009 * Investigación realizada con el apoyo de la Fundación No-proliferación para la Seguridad Global - NPSGlobal 1. Introducción Los desafíos permanentes de la utilización pacífica de la tecnología nuclear, en particular de la generación nucleoeléctrica, están principalmente centrados en los costos de generación, la seguridad radiológica y física de materiales e instalaciones, la gestión del combustible irradiado y de los residuos radiactivos y la proliferación que potencialmente puede derivar del manejo de tecnologías nucleares sensitivas. Analizaremos aquí el problema de la gestión de residuos radiactivos, que por sus implicancias en la salud de la población y de su entorno, requiere máxima atención a la hora de tomar decisiones, cuando de energía nuclear se trata. Debe tenerse presente que este tema ha sido uno de los argumentos utilizados para presionar en sentido opuesto al de la masiva utilización de la energía nucleoeléctrica. Los residuos radiactivos por su misma naturaleza, producen emisiones de distinta índole, que pueden afectar la vida y contaminar el hábitat humano. La gestión de tales residuos incluye recurrir a procesos tecnológicos que permitan tratar, acondicionar, aislar, transportar y eliminar los residuos para que puedan ser readmitidos como inocuos en la Biósfera. 2. Definición y alcance del problema de los residuos radiactivos Si bien existen residuos radiactivos generados en muchos procesos asociados con la tecnología nuclear 1, focalizaremos la atención en aquellos que se producen en los reactores nucleares. Es decir, nos concentraremos primariamente en los materiales radiactivos que se originan como consecuencia de las transformaciones físicas que se producen en los combustibles nucleares y su entorno, durante el funcionamiento de un reactor. El problema a resolver tiene que ver con el peligro potencial que representan estos materiales y con la persistencia de tal peligro a través del tiempo. La radiactividad, por ser una modificación espontánea que ocurre en ciertos núcleos con la emisión de partículas eléctricamente cargadas (alfa, beta) o radiaciones electromagnéticas (gamma), produce en la toda la materia circundante el fenómeno de ionización. Cuando tales radiaciones interactúan con materia viva, tal ionización genera desbalances químicos (generación de radicales libres) que provocan alteraciones biológicas, acarreando enfermedades agudas que pueden llevar a degradación y necrosis de los tejidos, o bien crónicas, la más común y temible el cáncer, dependiendo del daño causado por la ionización inicial. Cada radionucleido, es decir cada especie radiactiva, está caracterizado por una vida media, que establece el tiempo que debe transcurrir hasta que la cantidad de aquél disminuya a aproximadamente a 1/3 de su valor inicial. Este tiempo depende de la especie y varía entre muy pocas milésimas de segundo y millones de años. Por ejemplo el tecnecio 99 (Tc 99 ), utilizado en medicina nuclear, tiene una vida media de 8 días, 1 Ver punto 4. Generación de residuos radiactivos en el ciclo de combustible nuclear 1

2 mientras que el plutonio 239 (Pu 239 ), que se produce en el núcleo del reactor, tiene una vida media de años. 2 Otra propiedad característica de cada radionucleido es su actividad, definida por la velocidad con la que se transforma o desintegra, emitiendo partículas o radiaciones. La actividad se mide en número de desintegraciones por segundo, unidad que se denomina Bequerel (Bq) y equivale a una desintegración por segundo. Existe otra unidad muy utilizada, el Curie (Ci), que equivale a 3, Bq. A medida que la actividad aumenta, mayor es su capacidad de ionización y ello la hace más dañina, si actúa sobre tejidos vivos y su entorno. 3 Para dimensionar el problema de los residuos nucleares pueden considerarse como referencias, las declaraciones del Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) respecto de que en dicho país, hay millones de galones de residuos y miles de toneladas de combustible nuclear irradiado, así como grandes cantidades de suelos y aguas contaminados, todos ellos a la espera de una disposición final segura, permanente y confiable. A partir de esta realidad se ha fijado el objetivo de limpiar todos los sitios del país para el Al respecto, se han localizado 108 áreas contaminadas de extensión considerable. Esta misma situación se replica, en mayor o menor medida y dependiendo de la actividad nuclear desarrollada en cada caso, en muchos países alrededor del mundo. 4 En este sentido, conviene aclarar que los residuos radiactivos que estamos considerando se encuentran confinados desde su generación en el núcleo del reactor, más precisamente encapsulados dentro de la vaina metálica del combustible nuclear y por ello es posible prever que, salvo un accidente mayor, con destrucción de las barreras de confinamiento, como ocurrió en Chernobyl, los materiales radiactivos, y por ende sus emisiones, no ingresen al medio ambiente en forma incontrolada. Justamente esto hace al caso, muy diferente de los residuos de la combustión de los denominados combustibles fósiles, ya que por ejemplo, en centrales térmicas o facilidades industriales en general, residuos conteniendo dióxido de carbono y carbono 14 (radiactivo), al ingresar a la atmósfera, resultan responsables del calentamiento global, del efecto invernadero, y de otros efectos conexos. Volviendo a los materiales nucleares, la contención espacial del residuo radiactivo no modifica la persistencia en el tiempo de su peligrosidad, por lo que en la mayoría de los casos imponen la necesidad de instrumentar medidas de protección biológica adecuadas a tal peligrosidad. 3. Propiedades de los radioisótopos Las medidas de protección antes mencionadas resultan de considerar las propiedades específicas de los radioisótopos que se resumen a continuación: 5 Cada radioisótopo decae en otra especie y ésta a su vez en otra formando una cadena de desintegración. 2 Por una explicación detallada del tema ver.argüello,l.r.; Física Moderna; 2004;Capítulo 5; Answer Just in Time; Buenos Aires. 3 Idem 2. 4 Department of Energy Five Year Plan Volume II. 5 Idem 2. 2

3 En la cadena de desintegración todos los radioisótopos decaen, tarde o temprano, a algún núcleo estable. El número de desintegraciones por unidad de tiempo, o sea la actividad de una muestra, decrece exponencialmente con el tiempo. Algunos radioisótopos permanecen inestables por cientos de millones de años. lo cual Implica que para proteger la vida será necesario aislarlos y blindarlos por dichos lapsos. Algunos radioisótopos decaen más rápidamente que otros. Otro parámetro importante para la protección radiológica es la dosis equivalente de radiación, que habitualmente se mide en rems, unidad que establece la energía de la radiación absorbida por unidad de masa biológica afectada, ponderada por un factor de eficiencia biológica relativa (que caracteriza al tipo de emisión de la fuente radiactiva: alfa, beta, gamma, neutrones). Los efectos biológicos de las dosis equivalentes recibidas se resumen en la siguiente tabla. Si bien los efectos de la radiación son acumulativos, se reflejan aquí los correspondientes a una exposición instantánea o de corta duración, es decir los denominados efectos agudos: Dosis Efectos 6 equivalente 1000/ 1500 rem Reducción del tiempo de vida a 1 ó 2 días. Período latente: pocas hs. Delirio coma muerte segura rem Muerte células sistema gastrointestinal. Pérdida de fluidos. Desbalance eléctrico. Muerte en hs por colapso sistema circulatorio. 600/ 1000 rem Sobrevivencia sólo con tratamiento médico (injerto de médula). Náuseas, vómitos, caída del cabello, diarrea, hemorragias. Período latente: 5 10 días. Recuperación: varios meses. 400/ 600 rem Mortalidad crece abruptamente (50 % a 90 %) Período latente: 7 14 días. Se agrega infertilidad femenina. Recuperación: meses. 200/ 400 rem Aumento de mortalidad. Náuseas, vómitos, tejidos órganos productores de sangre, esterilidad masculina. Recuperación: meses 100/ 200 rem Náuseas, pérdida de apetito, fatiga, infertilidad masculina temporaria. Recuperación: semanas. En consecuencia, la energía liberada, el tipo de ionización que produce cada radioisótopo, su actividad y el tiempo de exposición determinan su peligrosidad para la vida. Los métodos que se utilizan para la reducción de tales peligros, o sea de las dosis equivalentes que un individuo puede recibir consisten en: la reducción del tiempo de exposición, el aumento de la distancia a la fuente y la interposición de blindajes. 4. Clasificación de los residuos radiactivos En función de su actividad, los residuos radiactivos suelen clasificarse como: Residuos de baja actividad o LLW (Low Level Waste, por su designación en inglés). Están constituidos por materiales, papel, tejidos, herramientas, ropa, filtros, entre otros, que contienen pequeñas cantidades de material radiactivo de baja actividad. Son 6 Argüello Irma y Argüello Luis; Seminario de Armas de Destrucción Masiva y No-proliferación; 2008; Buenos Aires 3

4 adecuados para su tratamiento en trincheras (que deben ser periódicamente controladas) hasta que resulten neutralizados. Generalmente se compactan y reclasifican en clases de acuerdo con sus características físicas. Residuos de Media Actividad o ILW (Intermediate Level Waste) Contienen mayor cantidad de actividad y pueden requerir blindajes. Incluyen resinas, químicos, metales estructurales del combustible nuclear, materiales contaminados de la operación de reactores o de plantas de producción de radioisótopos. Deben solidificarse y mezclarse en cantidades apropiadas con material inerte como asfalto o bitumen. Si están formados por radioisótopos de corta vida pueden ser enterrados en cementerios o depósitos temporarios hasta su decaimiento. En el caso de los de larga vida, deben ser concentrados y tratados juntamente con los residuos de alta actividad. Residuos de Alta Actividad o HLW (High Level Waste). Son los producidos en el núcleo de los reactores o bien por las fuentes medicinales o industriales en desuso. En el caso de los reactores están principalmente formados por los fragmentos de fisión y contienen también elementos transuránicos generados en dicho entorno y las familias de decaimiento radiactivo correspondientes. En general, estos radioisótopos tienen vidas medias comprendidas entre 20 y millones de años, con concentraciones que dan actividades muy superiores a los Curies. Deben ser tratados cautelosamente y por seguridad del personal y del ambiente, conviene aislarlos en blindajes seguros, previa vitrificación para mantenerlos sólidos, como se describe más adelante. 5. Residuos radiactivos en el ciclo de combustible nuclear El ciclo de combustible nuclear es el conjunto de pasos sucesivos que va sufriendo el combustible nuclear antes, durante y después de ser utilizado en el reactor. El término se refiere fundamentalmente a las transformaciones del combustible nuclear conformado básicamente por uranio, que incluyen desde su extracción de la mina, su transformación en combustible para la utilización en el reactor, su irradiación o quemado en el núcleo produciendo energía y los procesos de gestión del combustible hasta el tratamiento de los residuos. Estos procesos se muestran en la siguiente figura: 4

5 Planta de elementos combustibles Al consumo Fábrica de aleaciones especiales (Zy) U O 2 U enriquecido Reactor térmico Reciclado con Pu Pu Pileta de decaimiento Planta de conversión U natural U O 3 Planta de refinación Planta de enriquecimiento Planta de hexafluoración U 3 O 8 Ciclo del reactor rápido Ciclo del Torio Planta de reprocesamiento Planta de tratamiento de residuos radiactivos Uranio empobrecido Planta de concentración Mina de Uranio Subciclo anterior Subciclo posterior Ciclo de combustible nuclear 7 Como ya se ha dicho, la mayor parte de los residuos radiactivos se originan como consecuencia de las fisiones que se producen en el combustible físil, ubicado en el núcleo del reactor y por activación de los materiales del entorno. La figura muestra a la izquierda el subciclo anterior, llamado también front end : En general, los residuos se producen como consecuencia de los procesos de extracción del mineral de uranio y son en su mayoría emisores alfa de muy escasa actividad. A la derecha de la figura aparece el subciclo posterior, llamado también back end o tail end : Las descargas mundiales anuales de combustible que ha acabado su vida útil en los reactores alcanzan las toneladas por año 8. Los residuos radiactivos suelen ser de alta y media actividad y se originan fundamentalmente por la operación del reactor donde se ubican principalmente en las barras de combustible irradiado o quemado y en los materiales estructurales del núcleo. Los constituyen los productos de fisión (fragmentos de la fisión del uranio y sus correspondientes familias de desintegración radiactiva) y los productos de activación, que incluyen emisores alfa, beta, gamma y neutrones. 5. Fuentes selladas de radiación Si bien no forman parte del eje de este trabajo, cabe mencionar que son potenciales generadoras de residuos radiactivos las fuentes que se utilizan en medicina nuclear y en la industria. Posteriormente a la finalización de su vida útil, también se les debe dar el tratamiento adecuado para neutralizar su peligrosidad. En nuestro país se contabilizan, sólo para la industria, unas 1800 fuentes selladas en circulación. 9 7 Idem 2 8 Annual Report IAEA, Cateriano, M.A. ; Ruiz M.M, Situaciones incidentales con fuentes radiactivas utilizadas en la industria. ARN Argentina,

6 Ejemplos Radioisótopo Vida media Aplicaciones Tc 99 8 días Diagnósticos clínicos Y 90 2,7 días Linfoma I días Cáncer de tiroides Sr días Cáncer óseo Co 60 5,3 años Radio y braquiterapia/ Colada continua Cs años Braquiterapia /Nivel, densidad tubería Pm 147 2,6 años Densidad papel Tl 204 3,8 años Idem Kr 85 10,7 años Espesores, gramaje Am años Niveles, plásticos Fe 55 2,73 años Contenido de azufre en naftas Cd días Aleaciones Cf 252 2,6 años Placas radiográficas H 3 12,3 años Cromatografía gaseosa En cuanto a diagnósticos la medicina nuclear utiliza materiales que contienen emisores beta y gamma y corresponden a emisores de vida muy corta (como Tc 99, ya citado). Asímismo existe el problema de las denominadas fuentes radiactivas huérfanas que son las que se encuentran fuera de control ya sea con origen lícito o ilícito. Están en esta situación y constituyen un riesgo potencial importante las fuentes selladas en desuso que no son devueltas a su proveedor. No se conoce con exactitud su número, pero el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) ha estimado que podrían llegar a unas en todo el mundo 10. Es muy conocido el incidente provocado por el abandono de una fuente radiactiva de Cs 137 en Goiania Brasil, en el año 1987, que fuera inadvertidamente dejada por un instituto médico que se trasladó a otro lugar. Varias personas no instruidas tomaron contacto con dicha fuente durante varios días y ello tuvo como consecuencia la contaminación de personas (hubo 4 decesos), viviendas y el ambiente Estrategias de gestión de residuos radiactivos El combustible irradiado o quemado en el núcleo del reactor o spent nuclear fuel, admite dos estrategias de gestión: puede ser tratado con el objeto de separar y volver a utilizar sus componentes útiles como parte de nuevos combustibles para un reactor nuclear, o bien, se puede directamente almacenar como residuo. Cualquiera sea la opción que se decida, al salir del reactor es un material que se encuentra a muy alta temperatura y con muy alta actividad, por lo que se lo ubica en un almacenamiento transitorio o temporario. Este almacenamiento puede ser húmedo en 10 Nature and magnitude of the problem of Spent Radiation Sources IAEA TECDOC 620, año The radiological accident en Goiania AIEA- 6

7 forma de piletas de decaimiento, ubicadas en las inmediaciones del reactor, donde el agua se comporta como refrigerante y blindaje biológico, hasta lograr un primer enfriamiento, o bien, en seco, en la forma de contenedores blindados. Simultáneamente, disminuye sustancialmente la radiactividad total por el decaimiento a núcleos estables de la mayoría de los radioisótopos (a los 40 años, la radioactividad ha decaído a aproximadamente el 99,9 % de la inicial). Figura 2 A partir de este almacenamiento transitorio durante un tiempo aproximado a una década, pueden aplicarse como se ha dicho, alguna de las dos estrategias de gestión: Figura Reprocesamiento y tratamiento de residuos El combustible irradiado es reprocesado en forma más o menos inmediata (o bien almacenado para un futuro reprocesamiento) con la finalidad de utilizarlo para producir combustible nuclear sobre la base de óxidos mixtos (MOX). Aproximadamente un tercio del combustible descargado a nivel mundial ha sido reprocesado. Han adoptado esta estrategia países como China, Francia, India, Japón, Rusia y el Reino Unido. El reprocesamiento consiste en una tecnología mediante la cual el combustible irradiado es sometido a un proceso químico (el más comúnmente utilizado se denomina PUREX), para obtener tres subproductos: el uranio que no fisionó durante la operación del reactor, el plutonio que se formó en el núcleo y los residuos radiactivos (como se mencionó, fundamentalmente constituidos por los productos de fisión y los elementos estructurales del combustible nuclear). El uranio y el plutonio constituyen el 97 % del combustible irradiado. Dada la radiactividad del medio en que se desarrolla el proceso, esta planta se gestiona en forma totalmente remotizada. De este modo la facilidad permite separar los residuos radiactivos fundamentalmente de alta y media actividad, del uranio y del plutonio. Este último por tratarse de un elemento físil de uso dual, sirve tanto para la producción de energía como para la fabricación de armas nucleares, por lo que el reprocesamiento tiene en el concepto internacional, claras connotaciones proliferantes Figura 3 La planta de reprocesamiento figura entre las más expuestas a contaminación radiactiva de todo el ciclo del combustible nuclear (superando aún a la que corresponde a la operación del reactor). El cuadro muestra las plantas de reprocesamiento industriales de uso civil que actualmente se encuentran en operación. 14 PAÍS PLANTA COMBUSTIBLE CAPACIDAD OBSERVACIONES TIPO t HM/yr FRANCIA UP3 LA HAGUE 15 (AREVA) LWR 1700 Pu a la planta de Marcoule para la fabricación de MOX 12 Idem Squassoni Sharon, Nuclear Energy Rebirth or Resuscitation?, Carnegie Endowment for International Peace, Global Fissile Material Report International Panel of Fissile Materials. 15 Opera desde 1976 y su capacidad es suficiente para reprocesar la mitad de la capacidad del núcleo de los reactores de agua liviana del mundo: 1700 ton/año. Son sus clientes Francia, Japón, Alemania, Bélgica, Suiza, Italia, Noruega. Los residuos son normalmente devueltos al país de origen. 7

8 INDIA TARAPUR DUAL (civil y militar) 100 RUSIA MAYAK LRR 400 Separa Np REINO UNIDO ZHELEZNOGORSK DUAL 3500 (civil y militar) THORP BNFL LWR 1200 Pu a la planta de Sellafield para la fabricación de MOX EEUU SRP Operaciones especiales JAPÓN ROKKASHO 16 LWR 800 Fabricación de MOX t HM/yr: tones of heavy metals (U y Pu) per year [ toneladas de metales pesados (U y Pu) por año] Durante 2006 se produjeron 180 ton de MOX que fueron cargadas en 30 Reactores PWR y 2 Reactores BWR. En Francia, Bélgica, Suiza y Alemania en porcentajes que varían entre el 25 % y el 50 % del combustible nuclear. No se prevén requerimientos mayores de MOX hasta el 2010 (cuando Japón comience su plan de cargar MOX en 16 de sus 18 Reactores Nucleares). Otros países como la India están experimentando la utilización de MOX. La disponibilidad de plutonio a partir del reprocesamiento permite otras alternativas de utilización. En efecto, da lugar a la operación de dos tipos de reactores sofisticados: o Reactores reproductores rápidos (FBR Fast Breeder Reactor) 17. Se trata de reactores que utilizan plutonio 239 como elemento físil y uranio 238 como combustible fértil. Cuando son diseñados para una operación conveniente pueden reproducir el mismo tipo de combustible con el que comenzaron la operación. O sea, regeneran más plutonio que aquél que les permitió comenzar a producir energía.(lo cual es un inconveniente cuando la política del país es disminuir el inventario de plutonio) Reactores de este tipo están en operación en Francia, Japón, Rusia, en forma de prototipos. o Reactores quemadores (burner reactors). Son consumidores de plutonio. Utilizan otros elementos pesados como el torio, donde el plutonio desaparece en la composición final del residuo. Debido a accidentes ocurridos en el sistema de refrigeración (se produjeron pérdidas accidentales y por ser refrigerados por sodio líquido, dieron lugar a incendios), actualmente se hallan transitoriamente fuera de servicio en Japón y en Francia. A esto se le suma el cúmulo de riesgos de seguridad que implica el manejo del plutonio, incluyendo los riesgos de que dicho físil caiga en manos del terrorismo o de estados con intenciones de desarrollar programas de armas nucleares Suficiente para reprocesar el 80 % del combustible irradiado que produce Japón. 17 Idem 2 18 Idem 13 8

9 Mediante la opción del reprocesamiento se logra una alta concentración de los residuos, disminuyendo sustancialmente su volumen. Esta situación habilita como paso posterior, su tratamiento en una planta específica que permite separar residuos de alta actividad, para los que se han desarrollado algunos procesos específicos tales como la vitrificación, y en algún futuro, la transmutación. Con respecto a la vitrificación 19, consiste en una tecnología introducida para el tratamiento de residuos líquidos de alta actividad (HLW), internacionalmente aceptada y que busca por una parte, minimizar el impacto ambiental concerniente a la disposición de residuos radiactivos al mantenerlos confinados en forma segura y en estado sólido a la vez que, minimizar el volumen ocupado por dichos residuos. El residuo líquido de alta actividad se solidifica mezclándolo con vidrios especialmente formulados o cerámicas vítreas, en tanques de acero inoxidable, en proporciones tales que no presentan riesgo biológico y la radiación térmica que se emita pueda ser controlada por convección natural de aire. Utilizan este procedimiento países como Francia, Reino Unido, Alemania, Bélgica, Japón y Rusia. Otros países estudian su aplicabilidad. En Argentina, la CNEA encaró en 1983 un proyecto de vitrificación de residuos líquidos provenientes del reprocesamiento, utilizando una composición de residuos simulados y la aplicación de vidrios alemanes, técnicas compactación y sinterizado. En 1989 se fabricó un bloque de vidrio prototipo también con residuos simulados y en 1991 se diseñó9 una planta de vitrificación por sinterizado bajo presión. Desde 1998 se realizan trabajos de vitrificación con residuos simulados por el método de fundición. 20 La transmutación nuclear es la transformación de un elemento químico o isótopo, en otro. Se produce merced a reacciones nucleares que modifican el número másico y/o el número atómico de la especie (número de nucleones y/o número de protones del núcleo). El proceso se ha ideado para lograr que el producto obtenido sea un núcleo estable o un nucleido de una vida media mucho menor. Tal efecto podría lograrse mediante el empleo de máquinas aceleradoras de partículas cargadas o bien utilizando el núcleo de reactores de fisión, o tipo Tokamac (de fusión). El resultado debe ser la reducción del volumen y longevidad de los residuos radiactivos. Esta posibilidad se encuentra todavía en estudio. Actualmente el Departamento de Energía de EEUU (DOE) está evaluando la aplicabilidad de esta opción Almacenamiento del combustible irradiado 22 Sobre la base de la experiencia acumulada en gestión de residuos nucleares en forma segura y efectiva, existe un alto nivel de confianza en las tecnologías de almacenamiento temporario tanto por vía seca como por vía húmeda. Posteriormente al almacenamiento temporario, y como alternativa a un tratamiento, en esta opción el combustible irradiado es considerado directamente un residuo de la producción de energía por lo cual se proyecta un almacenamiento permanente, es decir un repositorio final. Repositorios de este tipo pueden ser utilizados para almacenar en forma definitiva los residuos de alta actividad provenientes del proceso de separación y tratamiento 19 Industrial HLV immobilization in glass in France, vitrified waste characterization and quality control program IAEA SM 326/ Bevilaqua Arturo; Seminario sobre política de gestión de residuos radiactivos; CNEA; GNEP-Global Nuclear Energy Partnership Idem 8 9

10 mencionado en el punto 6.1, y la diferencia esencial es que en el primer caso el volumen de residuos a almacenar es menor que en el caso de almacenar el combustible completo. Así y todo, como paso previo, los elementos combustibles irradiados deben ser acondicionados para su almacenamiento permanente, por ejemplo, en tanques de acero inoxidable, con material inerte en cantidad suficiente como para no requerir mantenimiento alguno. Como concepto de repositorio final, es decir en aquél donde el combustible permanecerá en forma definitiva, se han estudiado alternativas de repositorios geológicos porque ofrecen mayores garantías de estabilidad física en el tiempo en que se mantenga la peligrosidad para personas o el medio (en su momento, han sido consideradas y, en general descartadas, alternativas de repositorios en cuencas submarinas y también su envío al espacio). Tales instalaciones deben estar diseñadas para que las mediciones ambientales externas arrojen dosis mínimas, comparables con la radiactividad natural, lo cual implica una ingeniería compleja que varía según el tipo de residuos a almacenar. Debe tenerse presente que ningún país ha habilitado hasta el momento un repositorio final para sus residuos radiactivos originados en reactores comerciales, después de más de 50 años de producción de estos deshechos en el mundo. Todos hasta ahora almacenan sus residuos en forma transitoria, sea por vía húmeda como por vía seca. Respecto al futuro de la disposición final, Finlandia es el país que se ha colocado en la vanguardia (dispondría de una facilidad para 2020, ubicada en Olkiluoto) y en Estados Unidos se han identificado sitios y se han establecido planes. Comparten además esta estrategia Canadá y Suecia, aunque ya se ha adelantado que ninguno estará operable hasta el El avance mayor en este sentido ha correspondido al proyecto del repositorio geológico para residuos radiactivos de alta actividad de los reactores comerciales de Estados Unidos, ubicado en Yucca Mountain Nevada a 160 km de Las Vegas, actualmente un desierto despoblado, zona donde se realizaron muchas de las pruebas nucleares de aquél país. Su objetivo es el almacenamiento final de combustibles irradiados de reactores de potencia, de investigación, experimentales, después de su vitrificación. Se ha seleccionado al efecto un bloque de roca volcánica de 5 km por 1,5 km y a 300 m de profundidad. 23 Figura 5 El proyecto de tal instalación fue propuesto en 1987 y luego de grandes inversiones y significativos retrasos en el cumplimiento del cronograma (se calculaba que comenzaría a recibir residuos en 1998) la administración Obama ha declarado recientemente que la facilidad no sería ya una opción para el problema de los residuos y que el gobierno se encuentra a la búsqueda de otras soluciones. 24 Durante la administración Bush, en febrero de 2006, se presentó también el proyecto GNEP (Global Nuclear Energy Partnership) que introduce el desarrollo de tecnologías de avanzada para el reciclado de combustible irradiado Pahissa Campá J. y Pahissa Campá M; Revista de la Asociación Argentina de Radioprotección Nro 20; Garber K.; Lessons from Yucca Mountain Nuclear Waste Storage; Idem 21 10

11 Un caso especial lo constituye la planta WIPP (Waste Isolation Pilot Plant) 26 que es un repositorio geológico profundo licenciado para contener por años residuos transuránicos resultantes de la investigación y producción de armas nucleares. Sin embargo, y dadas sus características, la citada instalación no es apta para contener residuos de centrales nucleares. Está ubicado a 46 km de Carlsbad -Nuevo México. Durante el 2006 recibió más de 7200 embarques de residuos. Los depósitos se encuentran construidos en una formación salina de más 250 millones de años de antigüedad, sobre una plataforma subterránea a 650 m de la superficie. Figura 4 En Suecia opera una planta de encapsulamiento en Oskarshamn como paso previo a la disposición final. Allí, el combustible irradiado es encapsulado en contenedores de cobre y depositado en recintos a 500 m de profundidad. 27 En Francia la legislación prevé la utilización de repositorios geológicos profundos para residuos radiactivos de alta actividad, pero no se ha avanzado con ninguna instalación. 7. La gestión de residuos radiactivos en Argentina En el Plan Nuclear de 1977 se consideró la utilización de un repositorio geológico y se estudiaron las alternativas correspondientes, decidiéndose por una formación geológica aceptable, ubicada en la zona de Gastre (Chubut). Se llegó hasta el nivel de ingeniería conceptual y se interrumpió con vistas a continuar el proyecto cuando el inventario de residuos radiactivos lo justificara. De acuerdo con el Plan Estratégico elaborado por la Autoridad Regulatoria Nuclear (ARN) respecto de la gestión de residuos radiactivos y combustible irradiado, durante el año 2030 Argentina decidirá sobre alguna de las dos estrategias de gestión (reprocesamiento o disposición final directa). 28 En cualquier caso, el repositorio geológico profundo debería estar operable para 2060 y según la misma fuente, para ello se han iniciado los estudios de posibles rocas hospedantes y se participa en programas de capacitación y entrenamiento organizados por el OIEA. Actualmente los combustibles quemados en los reactores de potencia son almacenados en las propias centrales nucleares: Atucha I en piletas, hasta ser transferidos a un depósito temporario para su almacenamiento en seco y Embalse: después de 6 años de enfriamiento en piletas, son transferidos a silos de hormigón para su almacenamiento en seco. Figura 6 Figura 7 De acuerdo con el Programa nacional de Gestión de Residuos Radiactivos (PNGRR) que resulta de la instrumentación de la ley 25018, la ARN tiene la responsabilidad de las actividades regulatorias y de fiscalización de las normas de seguridad y salvaguardias. Desde 1960 el Centro Atómico Ezeiza (CAE) cuenta con un predio de 8 hectáreas e instalaciones aptas para el tratamiento, almacenamiento, transporte y disposición final 26 Idem 8 27 Idem 8 28 Masset E.R. Gestión de los residuos radiactivos y combustibles gastados en la República Argentina. Revista CNEA Año VI Nros 23/24 ;

12 de residuos de baja actividad (LLW). Del mismo modo está habilitado para el almacenamiento temporario de los combustibles irradiados tipo MTR con los que funciona el reactor de producción de radioisótopos RA3. Figura 8 Se dispone también en el área de Gestión de Residuos Radiactivos, de dos silos de hormigón para disposición de estructuras contaminadas y fuentes selladas en desuso. Dispone además de un laboratorio de caracterización de residuos radiactivos 8. Conclusiones Los residuos radiactivos son subproductos inevitables de la generación nucleoeléctrica y representan uno de los temas sobre los que más se presiona en contra de la utilización de esta forma de energía, pese a ser una de las menos contaminantes del medio ambiente y disponible en una magnitud tal, que podría aportar una solución global al problema energético. O sea debe tenerse muy presente que frente a los paliativos que representan otras formas de obtención de energía disponibles no contaminantes, ésta acerca una solución factible para satisfacer la demanda de un mundo contemporáneo que no podrá resignarse ya, nunca más, al consumo de hace dos siglos. En ese sentido, los riesgos derivados de los beneficios del uso de la energía nuclear debido a tales residuos radiactivos se asemejan conceptualmente a los riesgos que asumimos para cruzar una calle transitada en una gran ciudad: si nos imponemos para cruzar la condición de riesgo cero, la respuesta es nacer, desarrollarse, vivir y morir en la misma manzana. Aunque uno fuera un purista de las probabilidades, conscientes del riesgo de cruzar la calle, lo afrontamos frente a la ventaja de mejorar nuestra calidad de vida, en este caso, frente al beneficio de desplazarnos de un lugar a otro, libremente. Dado que los riesgos de coexistir con los residuos radiactivos son inevitables para poder hacer uso de la nucleoelectricidad, si decidimos que es una alternativa razonable, deberemos necesariamente aplicar todos los esfuerzos para que el costo de operación a un nivel de riesgo razonable, sea mínimo. Nunca será cero. Tampoco lo es cruzar ileso la calle. Pero estos esfuerzos deberían surgir de políticas de Estado establecidas y sus planes correspondientes, de modo de evitar soluciones improvisadas o voluntaristas. En resumen, la tecnología de tratamiento, acondicionamiento y disposición final de los residuos radiactivos, en Argentina y en el mundo, no ha alcanzado el grado de madurez que impida pensar en nuevos avances sobre el tema en un plazo cercano. 12