GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

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2 CURSO FUENTES ENERGÉTICAS Y OTRAS APLICACIONES DE LA TECNOLOGÍA NUCLEAR Madrid, 12 de abril de 2010

3 ÍNDICE 1. Residuos Radiactivos. Definición, origen, clasificación y estructura organizativa 2. Gestión de Residuos Radiactivos de Baja y Media Actividad (RBMA) y de Muy Baja Actividad (RBBA) 3. Gestión de Combustible Gastado (CG) y Residuos de Alta Actividad (RAA) 4. Clausura de Instalaciones Nucleares y Radiactivas

4 1. RESIDUOS RADIACTIVOS. DEFINICIÓN, ORIGEN, CLASIFICACIÓN Y ESTRUCTURA ORGANIZATIVA

5 DEFINICIÓN DE RESIDUO RADIACTIVO RESIDUO RADIACTIVO Cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por las autoridades competentes (MITyC y CSN).

6 ORIGEN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS ORIGEN Los residuos radiactivos se generan en las siguientes actividades: Producción de energía eléctrica de origen nuclear y etapas necesarias para ello (Ciclo del Combustible Nuclear) Aplicación de isótopos radiactivos en múltiples actividades (medicina, industria, agricultura, investigación, etc.) Desmantelamiento de instalaciones nucleares y radiactivas

7 CRITERIOS DE CLASIFICACIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS Los residuos radiactivos se pueden clasificar atendiendo a distintos criterios: Estado físico (gaseosos, líquidos y sólidos, que a su vez podrían clasificarse en compactables, incinerables, metálicos, etc.) Tipo de radiación emitida (α,ß, γ) Periodo de semidesintegración (vida corta, vida larga) Actividad específica (actividad alta, media, baja) Radiotoxicidad (toxicidad alta, media alta, media baja, baja) La propuesta más aceptada es la del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), que desde el punto de vista de la gestión, atiende a criterios de actividad específica y periodo de semidesintegración, ya que son los dos factores que más condicionan el tipo de aislamiento que debe proporcionarse para su almacenamiento.

8 CLASIFICACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS PROPUESTA POR LA OIEA CATEGORÍA A DEL RESIDUO CARACTERÍSTICAS TÍPICAST SISTEMAS DE ALMACENAMIENTO 1. RESIDUOS EXENTOS O DESCLASIFICADOS (RE) 2. RESIDUOS DE BAJA O MEDIA ACTIVIDAD (RBMA) Niveles de actividad cuya liberación no implique una dosis anual a los miembros del público superior a 10 µsv Niveles de actividad cuya liberación pueda implicar una dosis anual a los miembros del público superior a 10 µsv y que tengan una potencia térmica inferior a 2 kw/m 3 Sin restricciones radiológicas 2.1 RESIDUOS DE BAJA O MEDIA ACTIVIDAD Y VIDA CORTA (RBMA-VC) Concentración limitada de radionucleidos de vida larga (4000 Bq/g de emisores alfa de vida larga como máximo en lotes individuales, con un valor medio de 400 Bq/g en el conjunto) Sistemas de almacenamiento en superficie o sistemas geológicos 2.2 RESIDUOS DE BAJA O MEDIA ACTIVIDAD Y VIDA LARGA (RBMA-VL) 3. RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RAA) Concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida corta Potencia térmica superior a 2 kw/m 3 y concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida corta Sistemas geológicos de almacenamiento Sistemas geológicos de almacenamiento

9 CLASIFICACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN ESPAÑA (I) En España, desde el punto de vista de su gestión, los residuos radiactivos se clasifican en: Residuos de Baja y Media Actividad (RBMA), cuyas características principales son: Actividad específica por elemento radiactivo baja No generan calor Contienen radionucleidos emisores ß-γ con periodos de semidesintegración inferior a 30 años Su contenido en emisores α debe ser inferior a 0,37 Gbq/t (0,01 curios/tonelada en promedio) Se ha establecido una subcategoría dentro de este grupo: los Residuos de Muy Baja Actividad (RBBA), que contienen radionucleiodos en concentraciones muy bajas cuya vida máxima no supera los 60 años Residuos de Alta Actividad (RAA), cuyas características principales son: Contienen radionucleidos emisores ß-γ con periodos de semidesintegración superior a 30 años Contienen radionucleidos emisores α de vida larga en concentraciones apreciables por encima de 0,37 Gbq/t (0,01 Ci/t) Pueden desprender calor

10 CLASIFICACIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN ESPAÑA (y II) BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD ALTA ACTIVIDAD Actividad específica baja Radionucleidos ß-γ CON P. Semidesintegración < 30 años Contenido limitado emisores α Elevada actividad específica emisores vida corta Radionucleidos emisores α de vida larga Gran producción calor

11 CONTROL INSTITUCIONAL PARLAMENTO GOBIERNO CONTROL POLÍTICA (PGRR) C S N MINISTERIO DE INDUSTRIA TURISMO Y MINISTERIO DE MEDIO AMBIENTE Y MEDIO RURAL Y MARINO MINISTERIO DE ECONOMÍA Y HACIENDA MINISTERIO DE CIENCIA E INNOVACIÓN COMERCIO PÚBLICO SECRETARÍA GENERAL DE LA ENERGÍA EVALUACIÓN IMPACTO AMBIENTAL SEPI CIEMAT 20% 80% REGULACIÓN Y LICENCIAMIENTO PRODUCTORES RESIDUOS

12 INSTALACIONES GENERADORAS DE RESIDUOS RADIACTIVOS EN ESPAÑA LA PALMA GOMERA HIERRO STA. C. DE TENERIFE 19 PONTEVEDRA 12 GRAN CANARIA LA CORUÑA PORTUGAL FUERTEVENTURA LUGO ORENSE 4 6 LANZAROTE HUELVA 11 SAELICES JUZBADO EL CHICO 11 ALMARAZ I y II 10 LA HABA ASTURIAS SALAMANCA CÁCERES BADAJOZ 37 LEÓN 11 ZAMORA SEVILLA CÁDIZ ÁVILA CANTABRIA PALENCIA VALLADOLID SIERRA ALBARRANA CÓRDOBA MÁLAGA 22 SEGOVIA TOLEDO VIZCAYA BURGOS BURGOS GAROÑA 17 CIUDAD REAL JAÉN ANDÚJAR REAC. ARBI ÁLAVA GRANADA LA RIOJA SORIA MADRID CIEMAT GUADALAJARA 26 JOSE CABRERA GUIPÚZCOA NAVARRA TRILLO CUENCA ALBACETE ALMERÍA ZARAGOZA 34 MURCIA TERUEL 8 VALENCIA VALENCIA HUESCA COFRENTES ALICANTE TARRAGONA LÉRIDA CASTELLÓN FRANCIA REAC. ARGOS BARCELONA 223 IBIZA ASCO I y II VANDELLÓS I y II FORMENTERA CIEMAT xx GERONA 11 MALLORCA MENORCA 15 (Total Baleares) FABRICA CONCENTRADOS DE URANIO EN FASE DE CLAUSURA FABRICA CONCENTRADOS DE URANIO CLAUSURADA FABRICA ELEMENTOS COMBUSTIBLES CENTRAL NUCLEAR EN OPERACIÓN CENTRAL NUCLEAR EN FASE DE CLAUSURA INSTALACIÓN DE ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS DE BAJA Y MEDIA. REACTOR DE INVESTIGACIÓN CLAUSURADO CENTRO DE INV. ENERG. MEDIOAMB. y TEC. REGISTRO DE INSTALACIONES RADIACTIVAS

13 CANTIDADES TOTALES DE RESIDUOS RADIACTIVOS A GESTIONAR EN ESPAÑA RBMA m 3 CG/RAA m 3 3,7% OTROS VIDRIOS 0,6% 21,8% OPERACIÓN CC.NN. 0,3% FABRICACIÓN E.C. 71,4% DESMANTELAMIENTO CC.NN. OTROS RMA 20,1% 2,8% II.RR. COMBUSTIBLE GASTADO 78,3% ( m³ hasta el 31/12/2008) EC / tu ( EC / tu hasta el 31/12/2008) RBMA CG/RAA EC CC.NN. II.RR. Residuos de Baja y Media Actividad acondicionados (incluye residuos de muy baja actividad) Combustible Gastado y Residuos de Alta Actividad encapsulados (incluye residuos de media actividad) Elementos Combustibles Centrales Nucleares Instalaciones Radiactivas

14 EL COSTE DE LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS COSTE DE LA GESTIÓN Coste total estimado M 09 ( ) RBMA 16,2% CLAUSURA 19,2% ESTRUCTURA 15,9% I+D 2,6% CG/RAA 45,7% OTROS 0,4% MILLONES DE BAJA ALTA CLAUSURA OTRAS I+D ESTRUCTURA Incurrido 26% del total a finales de 2008

15 ASPECTOS ECONÓMICO-FINANCIEROS - RR/CG y desmantelamiento CC.NN atribuibles explot. ant. 1/4/ Otros - RR/CG y Desmantelamiento CC.NN. atribuibles explot. post. 31/3/2005 % Recaudación Venta EE Facturación anticipada CNE FONDO PARA LA FINANCIANCIÓN DE LAS ACTIVIDADES COMITÉ DE SEGUIMIENTO Y CONTROL MITYC Tribunal de Cuentas - RR Operación Juzbado DEL PGRR Interv. Gral. Estado - Desmantelamiento Juzbado - RR de II.RR. Y Otras Facturación anticipada Facturación directa CARTERA DE INVERSIONES FINANCIERAS TRANSITORIAS Inspección Hacienda Auditores externos - Otros ingresos Flujos monetarios Auditorias y controles INGRESOS FINANCIEROS MERCADOS FINANCIEROS

16 VALORES A APLICAR SEGÚN NORMATIVA PARA AÑO 2009 CENTRAL NUCLEAR Santa María de Garoña Almaraz I Almaraz II Ascó I Ascó II Cofrentes Vandellós II Trillo Cent. 09/kWh 0,374 0,317 0,317 0,317 0,317 0,349 0,317 0,317

17 2. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD (RBMA)

18 GESTIÓN DE RBMA. PRODUCTORES DE RBMA (I) Los residuos de baja y media actividad (RBMA) se originan en las siguientes actividades: PRODUCCIÓN ELÉCTRICA: Suponen casi la totalidad del volumen que se genera en España Se originan de forma periódica Son filtros de operación, herramientas, material de protección radiológica, etc. APLICACIÓN DE ISÓTOPOS EN: Medicina: alto volumen de forma periódica Investigación: bajo volumen de forma no periódica Industria: bajo volumen de forma no periódica DESMANTELAMIENTO DE INSTALACIONES: Son equipos, estructuras, material de protección radiológica y descontaminación, etc.

19 GESTIÓN DE RBMA. PRODUCTORES DE RBMA (y II) En España hay en la actualidad 8 reactores nucleares en operación. La producción media anual de una central nuclear tipo, de MW, es de entre 50m 3 y 130 m 3 de residuos acondicionados, la mayor parte de ellos RBMA, según se trate de una central PWR (Pressurized Water Reactor) o BWR (Boiling Water Reactor). En España hay autorizadas unas II.RR., de las que unas 750 generan residuos radiactivos. Las cantidad de residuos generados en II.RR. es muy pequeña en comparación con otros orígenes, del orden de 40m 3 /año, con tendencia a decrecer, en base a políticas de minimización. Investigación y docencia 10% Uso médico 30% Uso industrial 60% Uso industrial 20% Investigación y docencia 29% Uso médico 51% INSTALACIONES AUTORIZADAS PARA EL USO DE RADISÓTOPOS INSTALACIONES QUE PRODUCEN RESIDUOS RADIACTIVOS

20 GESTIÓN DE RBMA. ASPECTOS BÁSICOS DE LA GESTIÓN INVENTARIO SEGREGACIÓN RECOGIDA TRANSPORTE CARACTERIZACIÓN ALMACENAMIENTO

21 GESTIÓN DE RBMA. INVENTARIO Y SEGREGACIÓN INVENTARIO De acuerdo con el RD 1349/2003, sobre ordenación de las actividades de ENRESA, uno de sus cometidos es la elaboración y el control del Inventario de las instalaciones donde se almacenan residuos radiactivos, antes de su posterior retirada. SEGREGACIÓN Los RBMA han de ser separados en origen, es decir, por el productor, en función de unos criterios de aceptación establecidos de acuerdo con el diseño y requisitos del centro de almacenamiento de residuos: Criterios de aceptación: Optimización del volumen Facilitar el cumplimiento normativa Mejora de la gestión

22 GESTIÓN DE RBMA. RECOGIDA Y TRANSPORTE RECOGIDA Para la recogida de los residuos radiactivos es necesaria la firma de un contrato de retirada entre la instalación productora y ENRESA. Este contrato contiene la documentación que acredita la transferencia de titularidad de los residuos y las obligaciones a cumplir por ambas partes. TRANSPORTE Reglamentación: ADR, basado en el reglamento del OIEA, que especifica: Requisitos de los vehículos. Señalización Requisitos de tasa de dosis Ensayos a realizar a los bultos Formación del conductor Documentación del transporte Normas de actuación. Fichas de seguridad

23 GESTIÓN DE RBMA. RECOGIDA Y TRANSPORTE PEQUEÑOS PRODUCTORES GRANDES PRODUCTORES

24 GESTIÓN DE RBMA. CARACTERIZACIÓN Y ACONDICIONAMIENTO CARACTERIZACIÓN Determinación de la actividad Comprobación del cumplimiento de los criterios de aceptación Los tres aspectos que se estudian en los ensayos de caracterización son: las características mecánicas, la capacidad de confinamiento y la durabilidad ACONDICIONAMIENTO Los bultos solo contendrán residuos radiactivos en forma sólida, cuya estabilidad a largo plazo esté garantizada Los bultos deben cumplir unos requisitos radiológicos en cuanto a isótopos contenidos y actividades máximas por bulto Al final de la vida de la instalación no debe sobrepasarse un inventario de referencia en cuanto a isótopos y actividades totales almacenadas

25 GESTIÓN DE RBMA. ALMACENAMIENTO ALMACENAMIENTO OBJETIVOS: - INMOVILIZAR Y AISLAR LOS RESIDUOS RADIACTIVOS DEL MEDIO AMBIENTE BARRERAS DE CONFINAMIENTO: - 1ª BARRRERA FÍSICO-QUÍMICA - 2ª BARRERA DE INGENIERÍA - 3ª BARRERA GEOLÓGICA

26 GESTIÓN DE RBMA. EL ALMACÉN CENTRALIZADO DE RBMA DE EL CABRIL SALA DE CONTROL EDIFICIO ACONDICIONAMIENTO CELDA DE ALMACENAMIENTO RED DE CONTROL DE INFILTRACIONES NAVE DE FABRICACIÓN DE CONTENEDORES

27 GESTIÓN DE RBMA. ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS EN EL CABRIL RR SÓLIDOSS RR LÍQUIDOS/MIXTOSL COMPACTACIÓN INMOVILIZACIÓN INCINERACIÓN

28 GESTIÓN DE RBMA. EL ALMACÉN CENTRALIZADO DE RBMA DE EL CABRIL

29 GESTIÓN DE RBMA. COBERTURA FINAL EL CABRIL años a vigilancia institucional

30 GESTIÓN DE RBMA. VIGILANCIA DURANTE 300 AÑOS, UNA VEZ CUBIERTO EL EMPLAZAMIENTO: - Mantenimiento necesario de la instalación - Acceso restringido - Vigilancia institucional, que incluye: toma periódica de muestras y medidas de radiactividad en el agua, aire y seres vivos, debiéndose mantener los valores medidos por debajo de los indicados en la reglamentación vigente PASADOS 300 AÑOS: - Libre disposición del emplazamiento para cualquier actividad

31 GESTIÓN RBMA. PROGRAMA DE VIGILANCIA RADIOLÓGICA AMBIENTAL DE EL CABRIL VIGILANCIA DEL AIRE Medida de gases (carbono y tritio) Análisis de partículas en aire y suelos AIRE (6 PUNTOS) VIGILANCIA DE LAS AGUAS Análisis aguas superficiales AGUA SUPERFICIAL (6 PUNTOS) Medida de vegetación y suelos VEGETACIÓN (9 PUNTOS) Análisis aguas subterráneas AGUA SUBTERRÁNEA (19 PUNTOS)

32 GESTIÓN DE RBMA. INSTALACIONES DE RBMA EN EL MUNDO PAÍS INSTALACIÓN TECNOLOGÍA AÑO INICIO OPERACIÓN ALEMANIA Morsleben Konrad Subterráneo (sal 500 m) Subterráneo (hierro m) 1981 CAPACIDAD (m 3 ) Barnwell Superficial EE.UU. Richland Superficial Beatty Superficial ESPAÑA El Cabril Superficial con barreras de ingeniería FINLANDIA VLJ Loviisa Subterráneo (granito 100 m) Subterráneo (granito m) FRANCIA La Manche (L Aube) Superficial Superficial con barreras de ingeniería JAPÓN Rokkasho-Mura Superficial con barreras de ingeniería REINO UNIDO Drigg Trincheras Superficial con barreras de ingeniería SUECIA SFR Subterráneo (granito 50 m)

33 GESTIÓN RBMA. INSTALACIONES DE RBMA EN EL MUNDO ROKKASHO (JAPN) ROKKASHIO (JAPON) L AUBE (FRANCIA) DRIGG (REINO UNIDO) KONRAD (ALEMANIA) SFR (SUECIA)

34 GESTIÓN DE RBBA. PRINCIPALES CARACTERÍSTICAS Vida máxima inferior a 60 años Actividad (Bq/g) H-3 Co-60 Cs-137 Valores indicativos de la actividad máxima por unidades de almacenamiento (U.A.) de RBBA (propuesta) Máximo por U.A. en celdas de hormigón de RBMA Principales tipos o formas Cajas metálicas con chatarra, componentes, etc. Sacas con escombros (hormigón, aislamiento) Sacas con residuos inmovilizados o inertizados Grandes equipos o piezas Paquetes prensados Haces tubulares o de tuberías

35 GESTIÓN DE RBBA. PLANO DE LA INSTALACIÓN VISTA AÉREA A INSTALACIÓN CELDA 29 CAPAS DE PROTECCIÓN SECCIÓN N DE UNA CELDA

36 GESTIÓN DE RBBA. CELDA 29

37 GESTIÓN DE RBBA. DESCRIPCIÓN GENERAL: SECCIONES 10 Tierra Regularización 2% 2% 1,5 1,5 2% 2% 1,4 2% 2% 1,4 2% 2% 2% 2% 2% 2% 2% Línea 1: 18, Línea 2: 12 Línea 3: 12 Línea 4: 12 Línea 5: 12 Línea 6: 12 Línea 7: 12

38 GESTIÓN DE RBBA. DESCRIPCIÓN GENERAL: ESQUEMA DE BARRERAS Barrera de impermeabilización: arcilla (1 m) y bentonita ( 0,03 m) hasta tener un espesor equivalente de arcilla de 10-9 m/s de 5 m. Capas drenantes: dos capas de grava de 0,3 y 0,5 m. Dificultades en taludes Dos alturas o secciones, separadas por la protección intermedia Cobertura multicapa Recogida de lixiviados Reciclado de los lixiviados que se recojan

39 GESTIÓN DE RBMA. ALMACENAMIENTO DE RBBA EN EL CABRIL

40 GESTIÓN DE RBBA. EDIFICIO DE TRATAMIENTO Principales funciones: Recepción de Residuos Almacenamiento Temporal Estabilización de Residuos Relleno de Huecos Diseño flexible: divisiones interiores desmontables Adaptación a necesidades

41 GESTIÓN DE RBBA. INVENTARIO ESTIMADO DE RBBA OPERACIÓN DE II.NN. EXISTENTES EN ALMACENES TEMPORALES DE EL CABRIL OPERACIÓN DE II.RR. DESMANTELAMIENTOS INTERVENCIONES ESPECIALES, INCIDENTES TOTAL m m m m m m 3

42 GESTIÓN DE RBBA. ALMACENAMIENTO RBBA EN MORVILLIERS (L AUBE, FRANCIA)

43 GESTIÓN DE RBMA. ALMACENAMIENTO RBBA EN MOVILLIERS (L AUBE, FRANCIA)

44 3. GESTIÓN DE COMBUSTIBLE GASTADO (CG) Y RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD (RAA)

45 GESTIÓN DE CG Y RAA. DESCRIPCIÓN DE ELEMENTO COMBUSTIBLE

46 GESTIÓN DE CG Y RAA. PRODUCCIÓN DE CG Y RAA Centrales Nucleares PASTILLAS DIÓXIDO URANIO NÚCLEO REACTOR PISCINA CENTRAL NUCLEAR ELEMENTO COMBUSTIBLE FRESCO

47 GESTIÓN DE CG Y RAA. EVOLUCIÓN DE LA RADIOTOXICIDAD DEL CG

48 GESTIÓN DE CG Y RAA. PÉRDIDA DEL CALOR RESIDUAL DEL CG

49 GESTIÓN DE CG Y RAA. OPCIONES DE GESTIÓN DEL CG OPCIÓN 1 Considerar el combustible gastado como residuo de alta actividad y proceder a su gestión como tal (Ciclo Abierto) OPCIÓN 2 Extraer el uranio y el plutonio remanentes, para utilizarlos en la fabricación de nuevos combustibles nucleares (Ciclo Cerrado) PLUTONIO 1% ACTÍNIDOS MINORITARIOS 0,1% (50% Np, 47% Am, 3% Cu) PRODUCTOS DE FISIÓN 2,9% (Y, Tc, Nd, Zr, Mo, Ce, Cs, Rt, Pd, etc.) URANIO 96% (0,9 % del U-235) VITRIFICADO

50 GESTIÓN DE CG Y RAA. SITUACIÓN EN ESPAÑA STA. Mª DE GAROÑA ASCÓ I Y II ALMARAZ I Y II VANDELLÓS I TRILLO VANDELLÓS II JOSÉ CABRERA COFRENTES

51 GESTIÓN DE CG Y RAA. AUMENTO DE LA CAPACIDAD DE LAS PISCINAS DE LAS CC.NN. AÑO PUESTA EN MARCHA AÑO SATURACIÓN ANTES CAMBIO BASTIDORES AÑO SATURACIÓN TRAS CAMBIO BASTIDORES GRADO OCUPACIÓN 31/12/05 (%) AÑO FIN DE VIDA ÚTIL ESTIMADA José Cabrera Sta. Mª de Garoña Almaraz I Almaraz II Ascó I Ascó II Cofrentes Vandellós II Trillo recargas

52 GESTIÓN DE CG Y RAA. ALMACENAMIENTO CG EN PISCINAS: CAMBIO DE BASTIDORES

53 CN TRILLO: ALMACENAMIENTO TEMPORAL EN CONTENEDORES METÁLICOS (ATI)

54 CN JOSÉ CABRERA: ALMACENAMIENTO TEMPORAL CONTENEDORES DE HORMIGÓN (ATI) SISTEMA HOLTEC: DISEÑO CONCEPTUAL PARA CN JOSÉ CABRERA

55 CN VANDELLÓS I: RESIDUOS DEL REPROCESO DE SU COMBUSTIBLE 1998: SITUACIÓN INICIAL DE LA CENTRAL 2004: SITUACIÓN EN PERIODO DE LATENCIA Del combustible reprocesado de Vandellós I en las instalaciones de COGEMÁ en Francia, se devolverán a partir de 2011 y durante 5 años: 84 cápsulas de 150 litros con residuos vitrificados de alta actividad bidones de 210 litros con residuos líquidos acondicionados en bitumen 126 contenedores de 1,2 m 3 con residuos tecnológicos RESIDUOS VITRIFICADOS

56 GESTIÓN DEL CG Y RAA. CANTIDADES TOTALES A GESTIONAR EN ESPAÑA TIPOS CANTIDAD % PWR 14x14 Westinghouse 377 elementos COMBUSTIBLE GASTADO PWR 17x17 Westinghouse PWR 16x16 KWU elementos elementos 79% BWR 8x8 GE, SVEA elementos Total: elementos (~ tu equivalente) ALTA ACTIVIDAD (REPROCESO VANDELLÓS I) Residuos vitrificados 84 cápsulas de 150 litros 1% Residuos bituminizados bidones de 210 litros MEDIA ACTIVIDAD (REPROCESO VANDELLÓS I) Residuos tecnológicos Piezas de Magnesio y Grafito 126 contenedores de 1,2 m 3 20% bidones de 225 litros ACTIVIDADES DE DESMANTELAMIENTO Diversos residuos acondicionados m 3

57 GESTIÓN DE CG Y RAA. ESCENARIO ACTUAL Y NECESIDADES FUTURAS LA CAPACIDAD DE LAS PISCINAS EMPIEZA A SER INSUFICIENTE A PARTIR DE 2013 EL DESMANTELAMIENTO DE LAS CENTRALES REQUIERE LA RETIRADA DEL CG DE SUS PISCINAS LOS RESIDUOS DEL REPROCESO DE LA CENTRAL NUCLEAR VANDELLÓS I DEBEN REGRESAR ANTES DE 2010 NECESITAMOS UN ALMACENAMIEMTO TEMPORAL PARA EL COMBUSTIBLE GASTADO Y LOS RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD SOLUCIÓN PROPUESTA: ALMACÉN TEMPORAL CENTRALIZADO (ATC)

58 GESTIÓN DEL CG Y RAA. DESCRIPCIÓN DEL PROCEDIMIENTO DE SELECCIÓN DEL EMPLAZAMIENTO Aprobado por el Congreso de los Diputados. En 2004, la Comisión de Industria del Congreso, formada por todos los grupos parlamentarios, insta al Gobierno a definir los puntos necesarios para crear una instalación de gestión y almacenamiento del combustible gastado Definido en el VI PGRR, aprobado por el Consejo de Ministros y refrendado por las Cortes Creación de una Comisión Interministerial para definir los criterios técnicos y sociales que debe cumplir un municipio para acoger la instalación de almacenamiento e investigación Esta Comisión gestiona el procedimiento de información, recepción de candidaturas y elaborará una relación de municipios candidatos a acoger la instalación Las candidaturas las presentan los municipios voluntariamente y deben ser refrendadas por el Pleno del Ayuntamiento El Gobierno, tras un diálogo con los Ayuntamientos y con el acuerdo de las Comunidades Autónomas decidirá el candidato más adecuado de entre todas las candidaturas 13/04/2010 La convocatoria pública para la selección de los municipios candidatos a albergar el ATC y su centro tecnológico asociado, se ha publicado en el BOE del martes 29 de diciembre de 2009, Resolución 21107

59 GESTIÓN DE CG Y RAA: TECNOLOGÍAS DISPONIBLES EN EL MUNDO VÍA HÚMEDA: PISCINAS VÍA SECA: CONTENEDORES METÁLICOS: CLAB (SUECIA) Almacenamiento Almacenamiento y transporte SURRY (EE.UU.) ZWILAG (SUIZA) CONTENEDORES DE HORMIGÓN NICHOS DE HORMIGÓN CÁMARAS O BÓVEDAS PICKERING PH1 (CANADÁ) O CONEE (EE.UU.) HABOG (HOLANDA)

60 GESTIÓN DE CG Y RAA. TECNOLOGÍA ELEGIDA: BÓVEDAS Y NAVES DE HORMIGÓN INTEGRA: Bóvedas de hormigón para el CG y los RAA vitrificados Naves de hormigón para el resto de residuos de media actividad inmovilizados en contenedores y bidones TECNOLOGÍA SELECCIONADA POR CRITERIOS DE: SEGURIDAD: ECONOMÍA: ESTRATEGIA: - Confinamiento por barreras múltiples - Refrigeración pasiva - Bajas dosis - Compacta y modular - Bajos costes de operación - Independencia entre etapas de gestión - Gran vida de diseño - Carácter reversible - Integración de la celda caliente VIDA DE DISEÑO PROBADA CON NUMEROSAS REFERENCIAS

61 GESTIÓN DE CG Y RAA. DESCRIPCIÓN DE LA INSTALACIÓN ATC

62 GESTIÓN DE CG Y RAA. CONFIGURACIÓN DE LA INSTALACIÓN VALLADO DE LA INSTALACIÓN. DISTANCIA MÍNIMA: 100 m Bunker de Almacenamiento de Residuos de Media Actividad Bloque D Segunda fase de construcción Última fase de construcción Bloque E Bloque F Bloque G Bloque H Bloque J Bloque K Área de Recepción Bloque A Edificio de Procesos Bloque B Edificio de Servicios y Sistemas Auxiliares Bloque C Edificio de Almacenamient: EB1 Edificio de Almacenamient: EB2 Edificio de Almacenamient: EB (TIP) LARGO: 283m ANCHO: 78m ALTURA RESPECTO AL SUELO: 26m + 19m (chimeneas) = 45 m

63 GESTIÓN DE CG Y RAA. ATC: NAVES DE HORMIGÓN DESCRIPCIÓN HABOG (HOLANDA) Edificio de hormigón armado de gran espesor Los bultos se almacenan segregados y apilados según sus características Capacidad para: bidones de 210 litros (residuos bituminizados) 126 contenedores de 1,2 m 3 (residuos tecnológicos) bidones de 225 litros (piezas de magnesio y grafito) m 3 de residuos de desmantelamiento

64 GESTIÓN DE CG Y RAA. ATC: DISPOSICIÓN GENERAL EN EL NIVEL 0,00 ÁREA DE LA GRUA DEL BUNKER DEPÓSITO DE RESIDUOS LÍQUIDOS ADAPTADOR DE ADAPTADOR DE ALTURA DEL ALTURA DEL CONTENEDOR CONTENEDOR TUNEL DE TRANSFERENCIA ESCLUSA ESCLUSA ESCLUSA BÓVEDA DE ALMACENAMIENTO BÓVEDA DE ALMACENAMIENTO BÓVEDA DE ALMACENAMIENTO BÓVEDA DE ALMACENAMIENTO LIMITADORES DE IMPACTO ADAPTADOR DEL CONTENEDOR AL CUADRO DE TRANSFERENCIA GRUPO HIDRÁULICO DE LA PUERTA DEL BUNKER ALMACÉN VÍAS PARA CONTENEDORES DE TRANSPORTE DE RESIDUOS DE MEDIA Y DE ALTA MAESTRO / ESCLAVO MANIPULADOR SALA DE MANTENIMIENTO PLATAFORMA MÓVIL VÍAS PARA CONTENEDORES DECOMBUSTIBLE ZONA DE ALMCTO. DE TRÁNSITO ESCLUSA SOPORTE DE VOLTEO DEL CONTENEDOR UNIDAD DE VENTILACIÓN ZONA DE TRANSITO SOPORTE TALLER ADAPTADOR DE ALTURA DEL CONTENEDOR ADAPTADOR DE ALTURA DEL CONTENEDOR ADAPTADOR DE ALTURA DEL CONTENEDOR ESCLUSA SALA DE MANTENIMIENTO ENTRADA DE AIRE ENTRADA DE AIRE ENTRADA DE AIRE ENTRADA DE AIRE ALMACENAMIENTO DE GASES ENTRADA D DE AIRE UNIDAD DE TRATAMIENTO DE AIRE DE VENTILACIÓN DE EDIFICIOS ASCENSOR OFICINA CONTENEDOR DIESEL SUBESTACIÓN ELÉCTRICA TRANSFORMADOR ÁREA DE RECEPCIÓN Y ALMACENAMIENTO DE CÁPSULAS VACIAS ALMACENAMIENTO FUEL OIL

65 GESTIÓN DE CG Y RAA. TAC: SECCIÓN DE LA INSTALACIÓN NIVEL NIVEL NIVEL NIVEL NIVEL CELDA DE DESCARGA CONTENEDOR DE MANEJO ZONA DE PREPARACIÓN DE CONTENEDORES NIVEL NIVEL NIVEL

66 GESTIÓN DE CG Y RAA. ATC: UBICACIÓN CG Y RAA 1 MÓDULO DE ALMACENAMIENTO ELEMENTOS COMBUSTIBLES 2 bóvedas VIDRIOS 1 bóveda 1 BÓVEDA DE HORMIGÓN 120 tubos 12 tubos 1 TUBO VERTICAL DE ACERO INOXIDABLE 1 CÁPSULA DE ACERO INOXIDABLE 2 cápsulas Entre 5 y 15 (*) (según el tipo) 7 cápsulas vienen encapsulados ZORITA PWR 14x14 ASCÓ I y II ALMARAZ I y II PWR 17x17 VANDELLOS II TRILLO PWR 16x16 COFRENTES GAROÑA TIPO BWR 8x8 ELEMENTOS COMBUSTIBLES/ CÁPSULA

67 GESTIÓN DE CG Y RAA. EL TRANSPORTE A LA INSTALACIÓN ATC Los contenedores de CG y de RAA se pueden transportar hasta la instalación ATC por dos vías: Carretera Ferrocarril Ambas modalidades son viables, pudiendo coexistir

68 GESTIÓN DE CG Y RAA. EL TRANSPORTE A LA INSTALACIÓN ATC MARCO NORMATIVO La seguridad en el transporte de combustible gastado está garantizada por el embalaje y las condiciones de transporte. Reglamentación aplicable en la UE: Acuerdo Europeo para el transporte de mercancías peligrosas por carretera (ADR) Reglamento Internacional sobre el Transporte de Mercancías Peligrosas por Ferrocarril (RID) Norma de seguridad de la OIEA Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos TS-R-1 EMBALAJE DE TRANSPORTE Cilindro de acero con diferentes tipos de blindajes. Dispone de aletas metálicas para disipar el calor, de manera que la temperatura exterior del embalaje no supere los 50ºC. El transporte se realiza en posición horizontal. Los extremos están protegidos por amortiguadores que en caso de choque absorberían el impacto.

69 GESTIÓN DE CG Y RAA. EL TRANSPORTE A LA INSTALACIÓN ATC ENSAYOS REQUERIDOS De acuerdo con la OIEA, los embalajes tipo B de transporte de CG, deben cumplir con los siguientes ensayos: - caída libre desde 9 metros sobre un blanco rígido (plancha de acero o losa de hormigón) - caída libre desde 1 metro de altura sobre un punzón de acero - ensayo de fuego donde el embalaje debe soportar 800º C durante 30 minutos - ensayo de inmersión a 200 metros de profundidad durante 1 hora CAÍDA LIBRE DESDE 9m SOBRE BLANCO RÍGIDO CAÍDA LIBRE DESDE 1m SOBRE PUNZÓN ACERO FUEGO A 800º DURANTE 30 MINUTOS

70 GESTIÓN DE CG Y RAA. EL PARQUE TECNOLÓGICO HABOG (HOLANDA)

71 GESTIÓN DE CG Y RAA. SITUACIÓN INTERNACIONAL VÍA A SECA VÍA A HÚMEDAH ALMACENAMIENTO TEMPORAL BÓVEDAS: HABOG (HOLANDA) C. METÁLICOS: SURRY (EEUU) PISCINAS: CLAB (SUECIA) C. HORMIGÓN: PICKERING (CANADÁ) NICHOS: O CONEE (EEUU) GESTIÓN N FINAL SEPARACIÓN Y TRANSMUTACIÓN ALMACENAMIENTO SUBTERRÁNEO

72 GESTIÓN DE CG Y RAA. GESTIÓN FINAL: TRANSMUTACIÓN (I)

73 GESTIÓN DE CG Y RAA. GESTIÓN FINAL. TRANSMUTACIÓN (y II) TRANSMUTACIÓN: Transformación de radionucleidos de vida larga en otros de vida corta o estables, utilizando un elevado flujo de neutrones de alta energía Procesos de transmutación Reacciones de fisión para actínidos Reacciones de captura neutrónica para productos de fisión Sistemas de transmutación Reactores térmicos Reactores rápidos Reactores híbridos accionados por acelerador TRANSMUTADOR ADS

74 GESTIÓN DE CGA Y RAA. TRANSMUTACIÓN: SITUACIÓN INTERNACIONAL JAPÓN - Programa OMEGA - Reprocesamiento - Uso de Pu en MOX FRANCIA - Programa SPIN - Reprocesamiento UNIÓN EUROPEA - Transmutación en reactores rápidos o en ADS - Uso de Pu en MOX - Transmutación en reactor Phenix y en ADS - Programa ITU - Estudios de los diversos componentes - Participación española en los programas europeos - Laboratorio CERN - Estudios y experimentación a nivel de física nuclear EE.UU. - Programa ATW - Separación piroelectroquímica -Transmutación en ADS

75 GESTIÓN DE CG Y RAA. ALMACENAMIENTO SUBTERRÁNEO: DISEÑO CONCEPTUAL

76 GESTIÓN DE CG Y RAA. ALMACENAMIENTO SUBTERRÁNEO: BARRERAS MÚLTIPLES - Retención de radionucleidos en la matriz de UO 2 - Retrasa la penetración de agua - Establece un ambiente químico favorable - Limita la penetración de agua - Retrasa el inicio de la liberación - Limita la liberación (difusión) Elemento combustible Cápsula Material de relleno y sellado (bentonita compactada a alta densidad) Geosfera: - Largos tiempos de recorrido del agua - Retraso adicional al transporte de material radioactivo en agua (sorción, difusión en matriz rocosa) Barrera geológica Zona del repositorio: - Limitado aporte de agua - Quimismo favorable - Estabilidad geológica a largo plazo

77 GESTIÓN DE CG Y RAA. ALMACENAMIENTO SUBTERRÁNEO: SITUACIÓN INTERNACIONAL PAIS ALEMANIA PROGRAMA ACTUAL REVISIÓN INVESTIGACIÓN VIABILIDAD REPOSITORIO GORLEBEN TOMA DE DECISIONES: LABORATORIO SUBTERRÁNEO BÉLGICA INVESTIGACIÓN DETALLADA EN MOL. ESTUDIOS PARA EL RESPOSITORIO MOL CANADÁ DEMOSTRACIÓN DEL CONCEPTO URL EE.UU. INVESTIGACIÓN VIABILIDAD EMPLAZAMIENTO YUCCA MOUNTAIN RECOMENDACIÓN DEL EMPLAZAMIENTO : 2001 SOLICITUD DE LA LICENCIA : 2002 YUCCA MOUNTAIN OPERACIÓN : 2010 ESPAÑA IDENTIFICACIÓN ÁREAS GEOLÓGICAS FAVORABLES: DISEÑOS CONCEPTUALES DESARROLLO MECANISMOS LEGALES TOMA DECISIÓN: 2025 FINLANDIA INVESTIGACIÓN DETALLADA EN CUATRO EMPLAZAMIENTOS APROBACIÓN GUBERNAMENTAL DECISIÓN DE PRINCIPIO : 2000 RATIFICACIÓN PARLAMENTARIA : 2001 CONSTRUCCIÓN INSTALACIÓN : OLKILUOTO INICIO ESTUDIOS : 2006 OPERACIÓN : 2020 FRANCIA LEY DE INVESTIGACIÓN : INICIO CONSTRUCCIÓN 1er LABORATORIO : BURE (EN CONSTRUCCIÓN) INFORME : 2006 HOLANDA ALMACENAMIENTO TEMPORAL A LARGO PLAZO PROGRAMA "OPLA" REUNO UNIDO ALMACENAMIENTO TEMPORAL LARGO PLAZO URL SUECIA SUIZA EMPLAZAMIENTOS CANDIDATOS VOLUNTARIOS. CARACTERIZACIÓN DETALLADA DESARROLLO REPOSITORIO POR FASES NOMINACIÓN EMPLAZAMIENTOS CANDIDATOS: 2001 PROPUESTA EMPLAZAMIENTO : 2007 OPERACIÓN : 2020 DEMOSTRACIÓN DEL CONCEPTO ASSE STRIPA ASPÖ GRIMSEL MT. TERRI

78 4. CLAUSURA DE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS

79 CLAUSURA DE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS Cuando una instalación nuclear o radiactiva finaliza su vida útil, es necesario proceder a su desmantelamiento y clausura. El OIEA establece tres niveles para llevar a cabo las tareas de desmantelamiento de una C.N.

80 CLAUSURA DE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS Desmantelamiento de Centrales Nucleares C.N. Vandellós I Desmantelamiento parcial (Nivel 2) finalizado ( ) Desmantelamiento total (Nivel 3) tras un período de espera de 25 años 1998: SITUACIÓN INICIAL 2004: PERIODO DE LATENCIA Resto CC.NN. Desmantelamiento total (Nivel 3), a efectos de cálculo y planificación, tres años después de la parada del reactor Cierre de C.N José Cabrera: abril 2006

81 CLAUSURA DE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS Desmantelamiento C.N. José Cabrera : NIVEL 1 Parada de la central. Extracción del CG de la piscina del reactor y traslado a un Almacén Temporal Individualizado (ATI) para su almacenamiento en contenedores de hormigón (sistema HOLTEC) DISEÑO CONCEPTUAL SISTEMA HOLTEC UBICACIÓN DE LA INSTALACIÓN TRASLADO DEL CONTENEDOR ALMACÉN TEMPORAL INDIVIDUALIZADO : NIVELES 2 y 3 Desmantelamiento y clausura. Trabajos de desmontaje y descontaminación que incluyen la retirada del reactor y la rehabilitación final del emplazamiento para uso libre

82 CLAUSURA DE INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS OTRAS INSTALACIONES FUA y La Haba : finalizadas y en fase de vigilancia Rehabilitación de Antiguas Minas de Uranio ( ) Saelices El Chico ( ) Andalucía y Extremadura ( ) Salamanca (2006) ANTES Y DESPUÉS DEL DESMANTELAMIENTO INSTALACIONES DE LA FUA CIEMAT (PIMIC) ( ) PROYECTO DE RESTAURACIÓN SAELICES EL CHICO (SALAMANCA) REACTOR JEN-1 IN-01 IN-07 PLANTA M-1 IR-18 EDIF. 55 IR-16 PLAN DE MEJORA DE LAS INSTALACIONES DEL CIEMAT

83 OTRAS ACTUACIONES Protocolo colaboración sobre la vigilancia radiológica de los materiales metálicos Apoyo a la respuesta en caso de emergencia Gestión cabezales radiactivos de pararrayos Gestión detectores iónicos de humos (DIH's) Gestión otros materiales radiactivos aparecidos fuera del sistema regulador POLVO CONTAMINADO ACERÍA RETIRADA PARARRAYOS FUENTE INTERVENIDA

84 MÁS INFORMACIÓN:

85 MÁS INFORMACIÓN:

86

87 MUCHAS GRACIAS