El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad Principios

Transcripción

1 El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad Principios básicos y tecnología enresa

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3 El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad Principios básicos y tecnología Julio Astudillo Pastor Jefe del Dpto. de Coordinación de I+D Dirección de Investigación y Tecnología

4 Edita: Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. Diseño y coordinación editorial: Transedit Imprime: Grafistaff ISBN: Depósito legal: M Diciembre 2001

5 Presentación Presentación El almacenamiento de los residuos radiactivos de alta actividad a gran profundidad en el interior de formaciones geológicas estables se denomina Almacenamiento Geológico Profundo y es, hoy en día, la solución internacionalmente aceptada como más segura y viable para la gestión final de dichos residuos. Otras opciones consideradas, tales como su almacenamiento en los casquetes polares, en fosas marinas, en zonas de subducción de la corteza terrestre, o su envío al espacio no cumplen los requisitos de protección y seguridad requeridos, además de ser cuestionable su viabilidad de ejecución. La separación y transmutación de los radionucleidos contenidos en los residuos de alta actividad podría, de llegar a ser una opción viable, reducir el inventario radiotóxico, pero siempre quedarían residuos de alta actividad a los que habría que dar una solución final. Después de varias décadas de investigación y desarrollo tecnológico, existe un importante volumen de conocimientos y capacidades tecnológicas que avalan la opción del almacenamiento geológico profundo como la mejor solución, si bien existen todavía aspectos que requieren un mejor conocimiento científico y un refinamiento en las capacidades tecnológicas necesarias. Dado que el almacenamiento geológico profundo no es actualmente una necesidad a corto plazo para ningún país, se dispone de tiempo suficiente para mejorar las tecnologías y conocimientos requeridos a través de los programas de I+D que desarrollan las agencias de gestión de residuos radiactivos de los distintos países y los organismos internacionales involucrados en estos temas, tales como el IAEA y la OCDE-AEN. Aunque el progreso científico y tecnológico en el campo de la gestión de los residuos radiactivos ha sido muy rápido, su complejidad, profundidad y, a veces, hermeticidad, ha motivado que su divulgación haya sido más lenta de lo deseado, difucultando la aceptación social Presentación - 1

6 de alguna de las opciones de gestión, como es el caso del almacenamiento geológico prufundo. No obstante, los esfuerzos de comunicación y divulgación entre estamentos científicos y sociales permiten alcanzar el consenso deseado, tal como ha sucedido, por ejemplo, en países como Finlandia, Suecia y Francia. En otros casos, la consecución de este consenso llevará tiempo y requerirá el aumento y mejora del conocimiento y la comunicación sobre el almacenamiento geológico profundo. Por ello, esta opción de gestión final de los residuos radiactivos, sólo podrá desarrollarse a través de un proceso secuencial de gran transparencia y con la implicación directa de los estamentos científicos, sociales y políticos. Las agencias de gestión de residuos deben promover, por tanto, no sólo los avances científicos y tecnológicos que mejoren la seguridad de las instalaciones, sino también la implicación y la información del resto de estamentos en el seguimiento y toma de decisiones en este proceso. El punto de partida debe ser que todas las partes dispongan, entre otras cosas, de un conocimiento básico y veraz generado por institucciones de reconocido prestigio científico y tecnológico que garanticen su fiabilidad de qué son los residuos radiactivos, en qué consiste el almacenamiento geológico profundo, cuál es su situación internacional y qué mejoras científicas y tecnológicas deben ponerse a punto para poder presentarlo no sólo como opción segura y viable, sino también socialmente aceptable. El objetivo de este libro es, por tanto, suministrar esos conocimientos básicos a todas las partes que tengan que estar involucradas en el proceso de la gestión final de los residuos de alta actividad. También constituye un documento esencial para estudiantes y científicos interesados en la problemática medioambiental de los residuos que genera la socieda industrial en la que estamos inmersos. Para cumplir estos objetivos, el libro se ha dividido en dos partes de alcances distintos. Así, en la parte A, de caracter eminentemente descriptivo, se presentan de forma muy sencilla y comprensible lo que son los residuos radiactivos de alta actividad, qué opciones de gestión existen, qué instalaciones son necesarias para su gestión, y en qué consiste y cómo funcionaría un almacén geológico profundo a lo largo del tiempo. Esta parte A se completa con una revisión del estado de la gestión de residuos de alta actividad en el mundo. En la parte B, de carácter más científico y tecnológico, se profundiza, intentando mantener un nivel de comprensión accesible, en la des- 2 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

7 cripción del funcionamiento del almacén geológico profundoy de sus componentes, en el análisis de los principales procesos que tendrán lugar a corto y largo plazo, en las capacidades tecnológicas que se han desarrollado en España para caracterizar dichos procesos y demostrar la seguridad a largo plazo, y en la identificación de aquellas áreas o aspectos del almacenamiento que todavía requieren mejoras científicas y/o tecnológicas. Con objeto de potenciar la capacidad didáctica del libro, al final de cada capítulo se resumen los conceptos más importantes, ofreciéndose referencias bibliográficas, españolas en la medida de lo posible, para aquellos que quieran profundizar más en los temas específicos tratados. El propio contenido del libro y las imágenes que lo acompañan son la consecuencia de más de 15 años de trabajos de I+D promovidos por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), y desarrollados por científicos y técnicos españoles de muy alta cualificación en las distintas disciplinas científicas asociadas con la gestión de los residuos radiactivos, pertenecientes a prestigiosas organizaciones de distinta índole: Universidades, centros de investigación, centros tecnológicos, fundaciones, etc. En su tarea, estos investigadores han contado, además, con la colaboración de científicos e instituciones extranjeras de reconocida experiencia. El objetivo es que el conjunto de texto y figuras constituyan un elemento de divulgación científico-tecnológico riguroso pero de fácil lectura y comprensión en un campo que, dadas sus implicaciones medioambientales, resulta de gran interés para nuestra sociedad. En la medida en que este libro ayude a conocer en qué consiste el problema de la gestión de los residuos de alta actividad, en qué principios y conocimientos se fundamenta la solución de su almacenamiento geológico profundo y cuáles son los aspectos básicos que el desarrollo científico futuro debe asentar y mejorar en este campo, se habrán alcanzado los objetivos planteados. Finalmente, sólo queda agradecer la colaboración tanto de los organismos e investigadores que han desarrollado la I+D de ENRESA fuente principal del material científico y gráfico a partir del cual se ha elaborado este libro, como de todos aquellos que han participado en su revisión. Gracias a todos. Presentación - 3

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9 Índice Índice PARTE A: FUNDAMENTOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD. CONCEPTOS BÁSICOS Introducción Residuos de alta actividad: características básicas Producción de radionucleidos Distribución y forma química de los radionucleidos en el combustible gastado Generación de calor en el combustible Radiactividad del combustible gastado Radiotoxicidad del combustible gastado Radionucleidos más relevantes OPCIONES DE GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE E INSTALACIONES ASOCIADAS Introducción Ciclo abierto Ciclo cerrado Ciclo cerrado avanzado Instalaciones necesarias Instalaciones potencialmente necesarias EL ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO. PRINCIPIOS GENERALES Introducción Concepto multibarrera Barreras de ingeniería: requisitos funcionales y características de los componentes Barrera geológica: requisitos funcionales y características Índice - 5

10 4. FUNCIONAMIENTO A LARGO PLAZO DE UN ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO Introducción Etapa 0: estado previo inicial del emplazamiento Etapa I: excavación/construcción del repositorio Etapa II: funcionamiento durante la operación Etapa III: funcionamiento después de la clausura Etapa IV: funcionamiento a largo plazo. Degradación de las barreras de ingeniería Etapa V: interacción radionucleido-barrera geológica/biosfera Almacenamiento geológico profundo (AGP): desarrollo secuencial ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO: DESARROLLO Y VERIFICACIÓN DEL CONOCIMIENTO Y LA TECNOLOGÍA Introducción Laboratorios subterráneos Laboratorios subterráneos europeos Participación española en los laboratorios subterráneos europeos Análogos y sistemas naturales Modelización SITUACIÓN INTERNACIONAL DEL ALMACENAMIENTO GEOLÓGICO PROFUNDO Introducción Países del continente americano Países de Europa Occidental Países de Europa Oriental Países asiáticos Colaboración internacional PARTE B: COMPORTAMIENTO DE LOS COMPONENTES DEL REPOSITORIO: PROCESOS, PARÁMETROS, TECNOLOGÍAS Y MODELOS INTRODUCCIÓN AL COMPORTAMIENTO DE LOS ACTÍNIDOS Y PRODUCTOS DE FISIÓN EN EL MEDIO AMBIENTE Introducción Química de los actínidos y productos de fisión Mecanismos de interacción de los radionucleidos con la materia BARRERAS DE INGENIERÍA: EL COMBUSTIBLE COMO PRIMERA BARRERA Y TÉRMINO FUENTE Características iniciales Condiciones que controlan el comportamiento del combustible Mecanismos de liberación de radionucleidos La investigación y la tecnología del combustible El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

11 3. BARRERAS DE INGENIERÍA: CÁPSULAS METÁLICAS Principios básicos Procesos de corrosión y clasificación de materiales metálicos Productos de corrosión (Acero al Carbono) Investigación y tecnología en materiales metálicos BARRERAS DE INGENIERÍA: ARCILLA COMPACTADA Papel de las barreras de arcilla Características y propiedades de las bentonitas Funcionamiento de la barrera de arcilla Infraestrutura tecnológica Medidas, escalas y modelos BARRERAS DE INGENIERÍA: COMPATIBILIDAD DE COMPONENTES Introducción Requisitos funcionales Conceptos básicos Procesos considerados: funcionamiento de la interfase cemento-bentonita Situación tecnológica BARRERA GEOLÓGICA: CONCEPTOS BÁSICOS Requisitos funcionales Las litologías El agua subterránea Las vías de migración Procesos geoquímicos y migración de radionucleidos Sísmica y neotectónica Cambio climático Funcionamiento de la barrera geológica CARACTERIZACIÓN DE LA BARRERA GEOLÓGICA. PROCESOS, PARÁMETROS Y MODELOS Introducción Condicionantes de la caracterización de parámetros de la barrera geológica Caracterización de medios cristalinos Modelos numéricos en la geosfera Caracterización de medios arcillosos LA BIOSFERA COMO ÚLTIMA BARRERA Introducción Compartimentos de la biosfera Índice - 7

12 2. Evolución de la biosfera Modelización Parámetros y modelos EVALUACIÓN DE LA SEGURIDAD DE UN ALMACÉN GEOLÓGICO PROFUNDO Introducción Metodología de evaluación Criterios de seguridad Descripción del sistema de almacenamiento Análisis de la evolución futura del sistema de almacenamiento (escenario) Análisis del comportamiento de las distintas barerras Análisis de consecuencias Resultados ANEXOS Acrónimos Referencias corporativas de las figuras El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

13 PARTE A: FUNDAMENTOS DE LA GESTIÓN DE RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD

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15 Parte A-1. Residuos de alta actividad. Conceptos básicos 1 Residuos de alta actividad. Conceptos básicos Los residuos radiactivos, esto es, aquellos materiales que no teniendo ningún uso declarado, contienen isótopos radiactivos por encima de un valor legalmente establecido, se clasifican para su gestión en dos grandes grupos: Introducción Residuos de Baja y Media Actividad (RBMA en lo sucesivo) que contienen isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración iguales o inferiores a 30 años. Residuos de Alta Actividad (RAA en lo sucesivo) que contienen isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración superiores a 30 años. Estos, además, suelen ser emisores de calor y pueden ser activos durante miles o decenas de miles de años. Radiaciones ionizantes y propiedades. Para la gestión de los residuos radiactivos en España, se creó en 1984 la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA). La gestión de ambos grupos de residuos requiere, lógicamente, soluciones tecnológicas distintas. Para los RBMA su aislamiento y confinamiento debe asegurarse para períodos de aproximadamente 300 años, establecidos considerando que transcurridos 10 veces el período de semidesintegración la actividad habrá prácticamente desaparecido. Operación centrales nucleares: Desmantelamiento centrales nucleares: Fabricación combustible nuclear: Instalaciones radiactivas: Otros residuos: TOTAL: Producción prevista de RBMA acondicionados en España m m m m m m 3 Parte A-1.Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 11

16 El diseño de instalaciones que aseguren estos períodos de confinamiento y aislamiento es una práctica industrial real y viable con los materiales tecnológicos actuales (hormigones, aceros, etc.). Para estos residuos existen por tanto soluciones industriales probadas. En España se cuenta para su gestión con la instalación de almacenamiento de El Cabril (Córdoba), diseñada y construida por ENRESA, en operación desde Instalación de almacenamiento de RBMA de El Cabril (Córdoba). Combustible gastado: elementos combustibles m (6.750 tu) Vidrios de reproceso: 80 m 3 Producción de residuos de alta actividad en España. Los residuos de Alta Actividad (RAA), al contener isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración de cientos o miles de años, requieren otros sistemas de gestión definitiva que aseguren su aislamiento y confinamiento por períodos de decenas o centenas de miles de años. El almacenamiento geológico profundo es la opción internacionalmente aceptada para la gestión final de este tipo de residuos. Actualmente, en España, los residuos de alta actividad están constituídos, casi en su totalidad, por el combustible gastado de las centrales nucleares, en forma de elementos combustibles, existiendo una pequeña cantidad de materiales procedentes del reproceso (vidrios, residuos tecnológicos, etc.). En este primer capítulo se describen con detalle las características de estos RAA así como las distintas formas potencialmente posibles para su gestión a largo plazo. 1. Residuos de alta actividad: características básicas Elementos combustibles y detalle de uno de los mismos. Los residuos radiactivos de alta actividad, de acuerdo con la estrategia de gestión seguida en España, están constituidos por el combustible gastado de las centrales nucleares. Este combustible presenta unas propiedades estructurales, de estabilidad frente a la corrosión y de emisión de calor y radiación derivadas tanto de sus características iniciales como de los procesos a los que ha sido sometido durante su irradiación (quemado) en el reactor nuclear. El conocimiento de estas propiedades es fun El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

17 damental para poder desarrollar una gestión adecuada de estos materiales. Inicialmente el combustible nuclear está constituído por un conjunto de pastillas cerámicas cilíndricas de óxido de 238 U, con un grado variable de enriquecimiento en 235U, inferior al 5%, colocadas dentro de tubos (vainas) de una aleación de circonio denominada zircaloy, resistente a las elevadas presiones (150 atm) y temperaturas n + 92U Pf 1+ PF n Mev (400 C en el reactor y 1400 C en la parte central de las pastillas de UO 2 ) y ensambladas en una estructura de acero especial (Inconel). Las características específicas de los elementos combustibles varían en función del reactor nuclear en el que van a ser irradiados. Las centrales nucleares españolas son básicamente de dos tipos: de agua a presión, denominadas PWR o de agua en ebullición denominadas BWR. Con independencia del tipo de elemento combustible, al hablar de combustible gastado se hará referencia a las características específicas de las pastillas cerámicas de UO 2 después de su irradiación. Esquema de desintegración del uranio 235. Una pastilla de UO2 ( 7 g)produce, aproximadamente, la misma energía que 1 tm de carbón. 10 mm 10 mm Esquema de una pastilla de UO 2 El proceso de quemado: se refiere al período durante el cual el combustible está dentro del reactor. Durante este período y debido al flujo neutrónico al que está sometido el UO 2, tienen lugar reacciones de captura neutrónica U239 y de fisión nuclear de parte del uranio y de otros radionucleidos generados, dando lugar a productos de fisión, productos de activación yalageneración de plutonio y de actínidos minoritarios como el neptunio, americio y curio con gran generación de calor. U238 U237 Np239 Np238 Pu241 Pu240 Pu239 Generación de actínidos en un reactor nuclear. Am242 Am241 Cm243 Cm242 Esa generación de radionucleidos y las condiciones de presión y temperatura a la que se ven sometidas las pastillas de UO 2 modifican sus propiedades físicas iniciales, con formación de grietas, inclusiones metálicas, burbujas, etc. que van a condicionar el comportamiento y distribución de algunos de los radionucleidos generados, de acuerdo con sus propiedades de movilidad químico-físicas. U236 U235 U234 Np237 Pu238 Desintegración Desintegración Reacción (n, ) Uranio natural Fisionable Parte A-1.Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 13

18 El proceso de quemado puede durar de 3 a 5 ciclos (cada ciclo dura entre 12 y 24 meses), controlando dicho tiempo y la intensidad de irradiación, el inventario de radionucleidos a la salida del reactor (composición inicial). El parámetro que integra las dos magnitudes anteriores es el grado de quemado, que se expresa habitualmente en megavatios día producidos por cada tonelada de uranio inicial. El quemado también influirá en el estado físico de las pastillas, factor este también relevante para el comportamiento a largo plazo del combustible gastado. 2. Producción de radionucleidos Masa de UO2 95% Como se ha indicado, durante el proceso de quemado se van a generar actínidos minoritarios, productos de fisión y productos de activación. Como ejemplo se puede decir, en términos generales, que una tonelada de uranio inicial, después de un quemado de MWd/tU, contendría aproximadamente 956 Kg de uranio, 9,7 Kg de plutonio, 0,78 Kg de actínidos minoritarios, 34,3 Kg de productos de fisión y 0,180 g de productos de activación. Los principales radionucleidos generados, además del plutonio, son: Productos de activación y de fisión 3.7% Actínidos y descendientes 0.96% Porcentaje másico en una pastilla de combustible gastado con un quemado de MWd/tU. Actínidos minoritarios: Np, Am y Cm. Se generan por captura neutrónica del 238 U y sucesivas trasmutaciones. Productos de fisión: Gran parte de los elementos de la tabla periódica generados por la fisión del 235 U, 239 Pu, 241 Pu y sus posteriores desintegraciones radiactivas. Productos de activación: Principalmente 93 Zr, 94 Nb, 59 Ni, 14C. Generados por activación neutrónica de las vainas de zircaloy, los aceros estructurales y las propias impurezas del UO 2. Combustible irradiado. Distribución de productos de fisión y elementos transuránicos (excluido el uranio). Varios (Zr, Mo, Tc) 18% Lantánidos e itrio (Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, Tr, Ds) 24% Metales nobles y otros (Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh) 10% Alcalinotérreos (Sr, Ba) 6% Grupo del azufre (Se, Te) 1% Halógenos (Br,I) 1% Gases nobles (Xe, Kr) 13% Alcalinos (H, Rb, Cs) 7% Plutonio 18% Neptunio 1% Americio 1% Tabla 2. Distribución de productos de fisión y elementos transuránicos en el combustible irradiado excluyendo el uranio Alcalinos (7%) H, Rb, Cs Alcalinoterreos (6%) Sr, Ba Lantánidos 6% Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, To, Ds Metales nobles y otros (10%) Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh Grupo del Azufre (1%) Se, Te Halógenos 1% Br, I Gases nobles 13% Xe, Kr Varios (18%) Zr, Mo, Tc Actínidos Pu 18% Np1% Am 1% 14 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

19 Tabla 3. Tabla periódica de los radionucleidos. La mayoría de los actínidos y productos de fisión (98%) se encuentran incluidos dentro de la propia matriz del UO 2. Su potencial liberación estará, por tanto, controlada por el comportamiento de dicha matriz. Sin embargo hay otros radionucleidos que se distribuyen de forma diferente. Así, la vaina tenderá a acumular el 14 C generado por activación del carbono del zircaloy. En el huelgo entre la matriz de UO 2 yla vaina tienden a acumularse los radionucleidos gaseosos tales como Kr, Xe, Br y I, que también pueden aparecer en los límites de grano y grietas, acompañándose de 14 C, 135 Cs, 137 Cs, 79 Se, 99 Tc y 90 Sr. En lo referente a las formas químicas, además de los que aparecen en estado gaseoso ya citados, los radionucleidos se presentan en forma de precipitados metálicos: Mo, Tc, Ru, Rb, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb y Te; en forma de óxidos precipitados aparecen: Rb, Cs, Ba, Zr, Vaina 14C Huelgo 14C; 129I; 135Cs; 137Cs; 79Se; 99Tc; 90Sr Grietas Burbujas Sección transversal de una pastilla de combustible gastado. Matriz de UO 2 Actínidos y productos de fisión (~98 %) Límite de grano 14C; 129I; 135Cs; 137Cs; 79Se; 99Tc; Sr Distribución y forma química de los radionucleidos en el combustible gastado Izda.: Distribución de radionucleidos en el combustible irradiado. Dcha.: Forma química de los radionucleidos en el combustible. Gases de fisión y otros productos volátiles. Kr, Xe, Br y I Formando precipitados metálicos Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb y Te Formando óxidos precipitados Rb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo y Te Disueltos en la matriz Sr, Zr, Nb y tierras raras Y, La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm y Eu Parte A-1.Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 15

20 Tabla 4.- Formas químicas de los radionucleidos POTENCIA (W/ec) 1,E+04 1,E+03 1,E+02 1,E+01 1,E+00 1,E-01 1,E-02 Productos de Activación 1,E-03 Actínidos 1,E-04 Productos de Fisión TOTAL 1,E-05 1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06 TIEMPO DE ENFRIAMIENTO (años) Emisión de calor del combustible gastado. Gases y elementos volátiles Kr, Xe, Br, I Precipitados metálicos Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te Fases oxidadas precipitadas Rb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo, Te Oxidos disueltos en la matriz del combustible Sr, Zr, Nb, T.R. (Y, La, Ce, Pr, Nd, Pm, S, En ACTIVIDAD (Bq/ec) 1,E+17 Productos de Activación 1,E+16 Actínidos Productos de Fisión 1,E+15 TOTAL 1,E+14 1,E+13 1,E+12 1,E+11 1,E+10 1,E+09 1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06 TIEMPO DE ENFRIAMIENTO (años) Emisión de radiactividad del combustible gastado. Mo, Nb y Te y formando soluciones sólidas con el UO2 como es el caso de Sr, Zr, Nb y T.R (Y, La, Ce, Pt, Nd, Pm Sm y En). Los actínidos suelen aparecer como óxidos. Los estados de oxidación de los actínidos y productos de fisión se indican en la tabla 5. La forma química y la distribución espacial condicionará la liberación de los radionucleidos contenidos en el combustible gastado. 4. Generación de calor en el combustible La emisión de calor es una de las características de los RAA y proviene, en el corto plazo, fundamentalmente de radionucleidos de vida corta (productos de fisión) tales como el 90 Sryel 137 Cs. Tabla 5.- Estados de oxidación más frecuentes de actínidos y productos de fisión ESTADO DE OXIDACIÓN ELEMENTO (-1) Br, I RADIOTOXICIDAD (Sv/ec) 1,E+09 1,E+08 Productos de Activación Actínidos 1,E+07 Productos de Fisión TOTAL 1,E+06 1,E+05 1,E+04 1,E+03 1,E+02 1,E+01 1,E+00 1,E+00 1,E+01 1,E+02 1,E+03 1,E+04 1,E+05 1,E+06 TIEMPO DE ENFRIAMIENTO (años) Radiotoxicidad del combustible gastado. (0) Kr, Xe, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sr, Sb, Te (1) Cs, Rb (II) Sr, Ba (III) Lantánidos, Am, Cm (IV) U, Pu, Np, Zr, Mo, Te (V) Nb (VI) Mo 16 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

21 El calor residual del combustible depende de varios parámetros (grado de quemado alcanzado, enriquecimiento inicial, historia de irradiación, etc.). A modo orientativo, éste puede variar entre los W/tU al año de la descarga del reactor y 65W/tU a los 1000 años. Los actínidos contribuyen en el calor residual a partir de los 300 años (Am 241). Entre 1000 y años el calor residual provendrá fundamentalmente del Plutonio (239 y 240) 100% 80% 60% 40% 20% 0% Productos de Fisión Plutonio +D Americio + D Curio + D Neptunio + D Uranio + D TIEMPO TRAS EL ENFRIAMIENTO PREVIO (años) Contribución de los principales radionucleidos a la radiotoxicidad. En el momento de la descarga del reactor el contenido radiactivo es muy alto, si bien irá decreciendo con el tiempo, de forma que, transcurridos 500 años, la emisión de radiactividad es 700 veces menor que la inicial. 5. Radiactividad del combustible gastado Durante los 200 primeros años, la radiactividad es debida principalmente a los productos de fisión que son emisores y (Cs 137,Sr 90 ). A partir de ese tiempo será debida a los transuránicos (actínidos) que son fundamentalmente emisores (Am 241,Pu 240,Pu 239). Transcurridos años, el contenido radiactivo residual será casi constante y debido a U, Np y Pu. Si comparamos la radiactividad emitida por el combustible con la que tenían los materiales naturales, de los que fue extraído el uranio para la fabricación del combustible, esta se alcanza significativamente transcurridos un millón de años. Este periodo de tiempo constituye un dato importante para la gestión de los residuos radiactivos pues establece en qué momento la radiactividad que tenían los materiales naturales en origen es reestablecida a través del mismo proceso de desintegración radiactiva que se dio a lo largo de la formación del universo. Cadena de desintegración natural del uranio. Un parámetro que da una buena idea del contenido radiactivo de los RAA de cara a su gestión es la radiotoxicidad, que no es sino, una medida de la capacidad de un radionucleido para producir un daño a los seres vivos debido a su contenido radiactivo. La radiotoxicidad depende, lógicamente, de cada radionucleido y de los efectos que el tipo e intensidad de radiación generan en los distintos tejidos de los seres vivos en los que se asimilan preferentemente. 6. Radiotoxicidad del combustible gastado La radiotoxicidad potencial se calcula para cada radionucleido mediante el producto de su inventario radiactivo en el combustible gastado (bequerelios/tu) por el factor de paso a dosis (Sievert/Bequerelio) Parte A-1.Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 17

22 por lo que finalmente suele expresarse en Sv/tU. El factor de paso a dosis depende de la forma de incoroporación al hombre (ingestión o inhalación). Los elementos que más contribuyen a la radiotoxicidad del combustible son: neptunio, plutonio, americio y curio (actínidos), así como estroncio y cesio y es debido fundamentalmente a las emisiones. 7. Radionucleidos más relevantes Considerando las características de radiotoxicidad, actividad, concentración, así como los resultados obtenidos en los distintos ejercicios de evaluación de la seguridad a largo plazo de un almacén geológico profundo, los radionucleidos más relevantes se agrupan de la siguiente forma: Actínidos y descendientes U, Th, Np, Pu, Cm, Am Ra y Pa (varios isótopos de cada uno de ellos). Productos de fisión Be, C, Se, Rb, Sr, Zr, Nb, Tc, Pd, Ag, Sn, I, Cs, Sm y Ho. Productos de activación Be, C, Cl, Ni, Sr, Zr, Nb, Mo, Tc y Hf. Esta agrupación de elementos y sus isótopos radiactivos supone un total de 26 productos de fisión y activación y, 23 actínidos y descendientes, es decir 49 radionucleidos que corresponden a 28 elementos químicos distintos. ACTIVIDAD en giga-bequerelios 1 curio = 37 gigabequerelios 37* *10 3 ACTINIDOS PRODUCTOS DE FISIÓN TOTAL MINERAL DE URANIO A estos radionucleidos habría que añadir los isótopos estables de 22 de dichos elementos, que tendrán importancia en la gestión dado que pueden afectar a la solubilidad y en definitiva a los procesos de migración como se verá más adelante. 37* TIEMPO (AÑOS) Comparación entre la radiactividad de los residuos y la radiactividad natural. Para saber más: ENRESA 1997: Evaluación de la Seguridad del repositorio en granitos: Publicación Técnica de ENRESA 6/97. ENRESA 2000: IV Jornadas de I+D. Posters Divulgativos. Publicación Técnica de ENRESA nº 7/2000. ENRESA 2000: Plan de I+D Revisión Publicación Técnica nº 8/2000. MINER (1999). 5º Plan General de Residuos Radiactivos El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

23 Residuos de alta actividad: lo más relevante Residuos de baja y media actividad (RBMA): Contienen isótopos radiactivos con períodos de semidesintegración iguales o inferiores a 30 años. Residuos de alta actividad (RAA): Contienen isótopos radiactivos de períodos de semidesintegración superiores a 30 años. Pueden ser activos durante miles o decenas de miles de años. En España los RAA están constituidos casi en su totalidad por el combustible gastado de las centrales nucleares. El combustible nuclear está constituido por pastillas cerámicas de UO 2 enriquecidas en 235 U (inferior al 5%). Los isótopos radiactivos de alta actividad contenidos en el combustible gastado se generan durante el proceso de irradiación en el reactor. El grado de quemado es una medida de la energía producida y se expresa en MWd/tU. Los radionucleidos principales del combustible gastado están formados por el propio uranio, transuránicos (plutonio y actínidos minoritarios), productos de fisión y productos de activación. Los actínidos se generan por sucesivas reacciones de captura neutrónica del 238 U del combustible. Los productos de fisión se originan en la fisión nuclear y desintegración radiactiva de los actínidos. Los productos de activación se generan por la activación neutrónica de los materiales estructurales de los elementos combustibles (vainas, cabezales, rejillas e impurezas presentes en las propias pastillas de UO 2 ). En el combustible gastado se generan la práctica totalidad de los elementos de la tabla periódica. La mayoría de los radionucleidos se distribuyen homogéneamente dentro de la matriz del UO 2. Su potencial liberación está condicionada a la disolución de ésta. Parte A-1.Residuos de alta actividad. Conceptos básicos - 19

24 Residuos de alta actividad: lo más relevante (continuación) Una pequeña fracción de radionucleidos gaseosos, de gran movilidad (Kr, Xe, Br, I) se acumulan en bordes de grano, huecos, grietas, etc. Además de en forma gaseosa los radionucleidos aparecen en forma de precipitados metálicos, óxidos y formando soluciones sólidas en el UO 2. Los RAA emiten calor debido a los productos de fisión de vida corta, principalmente 90 Sr y 137 Cs. A los años el calor desprendido es muy pequeño. El combustible gastado es gran emisor de radiación, y así como de neutrones. Entre y años son los transuránicos los principales responsables de la radiactividad contenida en el combustible gastado ( 241 Am, 239 Pu, 240 Pu). Transcurridos años, la emisión radiactiva se debe a emisores de los isótopos de los actínidos U, Np y Pu. La radiotoxicidad del combustible es una medida que depende de las radiaciones que emiten. Los actínidos minoritarios, Np, Pu, Am y Cm son los principales radionucleidos contribuyentes a la radiotoxicidad. Los principales radionucleidos contenidos en el combustible (elementos químicos) son: Laboratorio de verificación de la calidad de bultos (Centro de Almacenamiento de El Cabril). Actínidos: U, Th, Np, Cm, Am, Pa, Pu. Productos de fisión: Be, Ce, Se, Rb, Sr, Zr, Nb, Tc, Pd, Ag, Sn, I, Cs, Sm, Ho. Productos de activación: Be, C, Ni, Sr, Cl, Zr, Nb, Mo, Tc, Hf El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

25 Parte A-2. Opciones de gestión de instalaciones asociadas 2 Opciones de gestión del combustible e instalaciones asociadas La gestión del combustible irradiado procedente de las centrales nucleares puede realizarse de distintas formas, recibiendo cada una de ellas el nombre de ciclo. Su grado de desarrollo y aplicabilidad es variable y acorde con la complejidad tecnológica y las necesidades de instalaciones. En este capítulo se describen los tres ciclos principales: abierto, cerrado convencional y cerrado avanzado, indicándose para cada uno de ellos el estado de desarrollo y aplicación industrial, así como las instalaciones que su aplicación requiere. Introducción El ciclo abierto parte de considerar el combustible irradiado como un residuo radiactivo al que no se le tiene previsto un uso posterior (combustible gastado). Para este combustible se prevén instalaciones de almacenamiento temporal hasta su gestión final en un almacén geológico profundo (repositorio). 1. Ciclo abierto Las características de las instalaciones del almacén temporal estarán condicionadas por la estrategia de gestión final. Actualmente, los países que contemplan el ciclo abierto como opción básica de gestión prevén que el almacén temporal tendrá una vida operativa de 40 ó 50 años (los necesarios para el enfriamiento del combustible y la construcción del repositorio). Sin embargo en base a criterios socio-políti- Parte A-2.Opciones de gestión de instalaciones asociadas - 21

26 Central nuclear Almacén temporal del combustible Almacenamiento geológico profundo (AGP) Ciclo abierto del combustible irradiado. cos algunos países están considerando el almacenamiento temporal a largo plazo ( ó más años) Las instalaciones necesarias para el ciclo abierto serán por tanto las necesarias para el almacenamiento temporal y almacenamiento definitivo, llevando éste último asociado una planta de acondicionamiento y encapsulamiento de acuerdo con los conceptos actuales. 2. Ciclo cerrado El ciclo cerrado no considera al combustible irradiado como un residuo radiactivo y persigue la reutilización de parte de su contenido radiacivo. Esa reutilización a través del denominado reproceso persigue el separar del combustible irradiado aquellos radionucleidos con potencial físil (fundamentalmente el uranio y el plutonio) y emplearlos para generar energía en los reactores nucleares actuales o en otros de nueva generación. Con ellos se fabrican nuevos elementos combustibles, cuya composición es ahora de óxido de uranio y óxido de plutonio, denominándose combustible MOX que se utiliza como nuevo combustible en los reactores nucleares de generación termoeléctrica. El resto de radionucleidos contenidos inicialmente en el combustible irradiado (productos de fisión, activación y actínidos minoritarios) se acondicionan en forma de vidrios, junto con el resto de residuos tecnológicos, para su transporte a un almacén temporal previo a su gestión final en un almacén geológico profundo. Los residuos de baja y media actividad que también se generan se transportan a su almacén correspondiente. Los combustibles MOX una vez quemados generan un combustible irradiado que hipotéticamente podría volverse a reprocesar aunque, el número de ciclos no puede ser muy alto,2ó3, pues el combustible se va empobreciendo en materiales físiles siendo la rentabilidad y la eficiencia del proceso cada vez menor El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

27 Por otra parte el combustible MOX quemado tiene mayor potencia térmica y radiotoxicidad, lo que hace más compleja su gestión temporal y definitiva, tanto más, cuanto más ciclos de quemado haya soportado. Las instalaciones necesarias en este caso serían: almacén temporal, planta industrial de reproceso, planta industrial de fabricación de MOX y almacén geológico profundo. Todas estas instalaciones, excepto el almacén geológico profundo, existen hoy en día a nivel industrial. Central nuclear 3. Ciclo cerrado avanzado El ciclo cerrado avanzado presenta tres diferencias substanciales frente al ciclo cerrado convencional: El reproceso debe ser un denominado reproceso avanzado que separe no sólo el plutonio y el uranio, sino también el resto de actínidos y productos de fisión de vida larga. Los combustibles que habrían de fabricarse con estos radionucleidos serán específicos para cada uno de ellos y no se quemarían en reactores convencionales. El quemado requiere reactores rápidos o sistemas subcríticos (transmutadores ó ADS). Su funcionamiento persigue la transmutación de los radionucleidos, mediante reacciones de fisión o de captura con neutrones no termalizados a gran velocidad. Esto implica por tanto la transformación de los radionucleidos iniciales de vida larga y alta radiotoxicidad en otros distintos de menor masa y vida radiactiva, con la consiguiente reducción de la radiotoxicidad. Almacén temporal RAA Reproceso actual UyPu Fábrica de combustibles MOX Central nuclear CC.II. MOX El desarrollo tanto del reproceso avanzado a nivel industrial, como de los sistemas de quemado (transmutadores) está en fase de investigación, con lo que la viabilidad técnica y económica no está todavía demostrada, requiriendo importantes inversiones de difícil justificación por un único país. La gestión final de los RAA no justifica por si sola la necesidad del reproceso avanzado y la transmutación. RAA Almacen temporal CC.II. MOX Las instalaciones necesarias en este caso serían: almacén temporal, instalaciones industriales de reproceso avanzado, instalaciones de fabricación de combustibles blancos de transmutación, plantas de reproceso de combustibles procedentes de la transmutación, reactores nucleares transmutadores y almacén geológico profundo. Almacenamiento geológico profundo (AGP) Ciclo cerrado convencional Parte A-2.Opciones de gestión de instalaciones asociadas - 23

28 4. Instalaciones necesarias De acuerdo con las características de los posibles ciclos, las instalaciones imprescindibles para la gestión de los residuos radiactivos sea Ciclo cerrado avanzado. cual sea el ciclo de combustible empleado son: Central nuclear Almacén temporal Almacén Temporal: Su objetivo es albergar el combustible irradiado, vidrios de reproceso o cualquier otro residuo de alta actividad, o larga vida, hasta su traslado, bien a una instalación de reproceso o bien a un almacén geológico profundo. Estas instalaciones podrán ser centralizadas, regionales o individualizadas de acuerdo con la estrategia que se siga. Existen tecnologías industriales y experiencia para su diseño, construcción y operación. Los sistemas de almacenamiento más habituales son en húmedo (piscinas) o en seco (contenedores o bóvedas). UyPu Fábrica de combustibles MOX Central Nuclear Reproceso avanzado PuyAM PuyAM Fábrica de combustibles y blancos de irradiación Transmutador ADS RAA Almacén Geológico Profundo: Su objetivo es albergar los residuos radiactivos de alta actividad de forma indefinida con posibilidad de su recuperación durante determinados períodos de tiempo. Constan de instalaciones en superficie para la recepción y opcionalmente el acondicionado y encapsulado e instalaciones de almacenamiento en galerías a profundidades que oscilan entre los 300 a 800 metros, siendo muy variadas las posibilidades de diseño y operación de las mismas. Cada país cuenta con un diseño propio ajustado a las características de la formación geológica albergante, y a su estrategia de almacenamiento. Esta instalación es también denominada repositorio y se utiliza de forma indistinta a lo largo de este texto. CC.II MOX CC.II MOX Almacén temporal Reproceso pirometalúgico RAA RAA AM: actínidos minoritarios Almacenamiento geológico profundo (AGP) En la actualidad está en operación solamente uno, en EE.UU. para el almacenamiento de residuos transuránicos procedentes del programa militar americano. Este repositorio denominado WIPP (Waste Isolation Pilot Plant) está ubicado en el estado de Nuevo Méjico, en formaciones salinas estratiformes. En paralelo se está licenciando el repositorio de Yucca Mountain, para combustible gastado y residuos de alta actividad de origen civil, en el Estado de Nevada, en una formación geológica de tobas volcánicas. En el resto de países, el diseño y construcción de este tipo de instalaciones está en fases muy variables de 24 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

29 desarrollo (estudios de viabilidad, selección de emplazamientos, etc.) tal y como se describe en el capítulo seis. En el caso del ciclo cerrado es necesario contar con instalaciones de reproceso convencional y de fabricación de combustibles MOX. Las instalaciones comerciales existentes (Francia, Reino Unido, Rusia y Japón) aseguran capacidad suficiente para el reproceso del combustible generado en estos países y procesar, en su mayoría, combustible de otros países. 5. Instalaciones potencialmente necesarias En el caso de reproceso avanzado y transmutación no existe ninguna instalación industrial. Todas las instalaciones y sus componentes están en fase de investigación básica, si bien en reproceso avanzado existe más experiencia operativa que en transmutación, donde todo está en fase de investigación y desarrollos básicos en todos los aspectos de los mismos. Es previsible que al final de esta década pudiera existir ya algún prototipo multinacional. Para el reproceso avanzado se están ensayando sistemas por vía húmeda (hidrometalúrgicos) y por vía seca (pirometalúrgica). Los primeros son una continuación del reproceso convencional para recuperar actínidos minoritarios (Np, Am y Cm). En el segundo, pirometalúrgico, se persigue la separación conjunta de todos los transuránicos. La fabricación de combustibles avanzados todavía no se ha analizado. Almacenamiento temporal de combustibles irradiados en las centrales nucleares Almacenamiento temporal centralizado de residuos de alta actividad Instalaciones de almacenamiento. Almacenamiento geológico profundo (AGP) Piscinas (en operación) Contenedores (en construcción) Bóvedas (en diseño preliminar) Parte A-2.Opciones de gestión de instalaciones asociadas - 25

30 Para la transmutación se están considerando varias opciones basadas en reactores rápidos y reactores nucleares alimentados por aceleradores de partículas, con diferentes refrigerantes. Referente a los costes todavía no se dispone de ningún dato fiable si bien se reconoce que este proceso va a ser muy costoso. Será necesario por tanto, para desarrollar el ciclo de gestión de reproceso avanzado, disponer de instalaciones de: Fabricación de reproceso avanzado. Fábrica de combustibles avanzados. Reactores nucleares transmutadores. Instalación de reproceso. Fábrica de combustibles avanzados. Para saber más ENRESA 5º Plan General de Residuos Radiactivos. Julio ENRESA Plan de I+D Revisión Publicación Técnica de ENRESA nº 8/2000. (en fase experimental) ENRESA 2001: IV Jornadas de I+D. Vol. I. Publicación Técnica de ENRESA nº 7/ El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad

31 Opciones de gestión e instalaciones asociadas: lo más relevante Ciclo Abierto: El combustible irradiado es considerado un residuo (combustible gastado) y una vez enfriado en las instalaciones de almacenamiento temporal será depositado en un almacén geológico profundo. Ciclo Cerrado: El combustible irradiado es reprocesado, separando el U y Pu para producir elementos combustibles quemables (MOX) en centrales nucleares convencionales. El resto de radionucleidos son vitrificados para su gestión final junto con los elementos MOX no reciclables. Ciclo cerrado avanzado: El combustible es reprocesado de forma avanzada (separación de los principales actínidos y productos de fisión de vida larga) quemandose los radionucleidos separados en sistemas transmutadores. Los residuos intermedios y finales serán depositados en un almacén geológico profundo. Instalaciones imprescindibles (comunes a todos los ciclos): Almacén de residuos de baja y media actividad. Almacén temporal de combustible irradiado. Almacén geológico profundo. Fábrica de elementos combustibles convencionales. Instalaciones potencialmente necesarias: Instalaciones de reproceso avanzado. Instalaciones de fabricación de elementos combustibles tipo MOX (U, Pu). Transmutador ADS. Instalaciones de fabricación de elementos combustibles avanzados. Instalación de transmutación. Parte A-2.Opciones de gestión de instalaciones asociadas - 27

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33 Parte A-3.El almacén geológico profundo. Principios Generales 3 El almacenamiento geológico profundo. Principios generales El almacenamiento geológico profundo (AGP) es la solución que internacionalmente está aceptada como más segura y viable para la gestión final de los residuos radiactivos de alta actividad. Se fundamenta en la capacidad de aislamiento y confinamiento de las formaciones geológicas, siempre que éstas reúnan unas determinadas características de estabilidad, potencia (espesor), ausencia de vías preferentes de migración y capacidad de retención. Esta capacidad de confinamiento y aislamiento se complementa con la colocación de un sistema de barreras de ingeniería en torno a los RAA. Introducción La adopción del AGP como opción más viable y segura deriva del análisis de toda una serie de opciones. Así, el envío al espacio de los residuos fue una de las opciones analizadas, pero las consecuencias catastróficas que tendría el fallo en alguno de los lanzamientos que habría que realizar desaconsejó esta opción por insegura. Otra opción considerada fue el colocar los residuos en fosas oceánicas próximas a zonas de subducción de la corteza marina. La lentitud de estos procesos, la imposibilidad de control y la imposibilidad de evitar que organismos vivos, subacuáticos, fueran afectados por las radiaciones y entrara en las cadenas tróficas de otros seres vivos, desaconsejó esta opción, corroborado por el Tratado de Londres de prohibición de verter residuos radiactivos al mar. Capacidad confinante de la geosfera: yacimiento de uranio subsuperficial. Parte A-3.Elalmacén geológico profundo. Principios Generales - 29

34 Otras opciones, tales como la colocación en los casquetes polares donde los residuos fueran hundiéndose progresivamente por efecto de la disolución del hielo por el calor generado por los residuos fue también desechada, al igual que la inyección en sondeos muy profundos por su coste y por la dificultad de analizar su impacto ambiental futuro. El potencial confinante de la geosfera es un hecho probado como ponen de manifiesto los yacimiento minerales. Acumulaciones explotables de la mayoría de las substancias (petróleo, gas, metales, etc) han sido confinados durante millones de años sin contacto con la atmósfera en lugares que han reunido una serie de características geológicas, geoquímicas, estructurales e hidrogeológicas adecuadas. Concepto de almacén geológico profundo. Principio multibarrera. Detalle del almacenamiento 1- Cápsula de almacenamiento 2- Tubo guía 3- Bentonita 4- Roca alojante Planta de encapsulado Áreas centrales Galerías de almacenamiento INSTALACIONES SUBTERRÁNEAS 1. Concepto multibarrera El almacenamiento geológico profundo se fundamenta en el denominado principio multibarrera que consiste en interponer una serie de barreras, artificiales y naturales entre el residuo y la biosfera, que aseguren que el tiempo de tránsito hasta la biosfera de cualquier radionucleido almacenado que pudiera liberarse sea tan largo que de alcanzarla, su actividad habrá decaído lo suficiente como para, ni modificar los rangos del fondo Escombrera radiactivo natural ni los rangos aceptados de dosis a las personas. Este funcionamiento debe asegurarse bajo cualquier hipótesis de funcionamiento actual o futuro. INSTALACIONES DE SUPERFICIE Pozos Cada una de las barreras va a imponer unas condiciones de aislamiento y retardo específicas, siendo su conjunto un sistema redundante cuyo resultado final será la ausencia de impacto no deseable al hombre y al medio ambiente.. Las barreras consideradas en este concepto son de dos tipos: Artificiales y naturales. Las barreras artificiales se diseñan, construyen y colocan considerando el diseño del repositorio por el que se haya optado y tienen en consideración las características y la conexión con el sistema de barreras naturales. Las barreras naturales no han sido construidas por el hombre pero sí seleccionadas y caracterizadas de forma que, reúnan los requisitos funcionales necesarios para que, en conjunción con las barreras de ingeniería artificiales, confieran al sistema la seguridad adecuada. Las 30 - El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad