En el desarrollo de este tema se hablaran tanto de desecho radiactivos como de residuos nucleares. Cada uno será identificado con su nombre en la parte superior de cada diapositiva.
Se obtienen ambos simultáneamente en el reactor nuclear al irradiar el combustible. Sin reprocesado se consideraría desecho al combustible irradiado a pesar de que pueda ser útil el residuo nuclear (Uranio y Plutonio residuales).
Desecho Radiactivo Desecho radiactivo es toda materia que contiene radioisótopos en una concentración superior a los valores que las autoridades competentes consideran admisibles en los materiales adecuados para ser utilizados sin ningún control y para la que no está previsto ningún uso.
Residuos Nucleares Isotopos del Uranio y el Plutonio residuales que se encuentran en el combustible irradiado y que son útiles para la fabricación de nuevo combustible en forma de óxidos mixtos (MOX) para los reactores de actual generación y/o futuros reactores rápidos de cría.
Proceso de separación En las plantas de reciclado, el combustible se disuelve en ácido nítrico y mediante procesos químicos se separa el plutonio y el uranio, quedando productos de fisión y actínidos recuperados.
Proceso de separación El uranio en forma de óxido se convierte en UF6 y se lleva la fase de enriquecimiento. El uranio recuperado es de nuevo enriquecido para fabricar combustible, cerrando el ciclo nuclear. El plutonio, directamente se lleva a la fase de elaboración de combustible MOX.
Proceso de separación Los desechos generados (un 3% del combustible gastado) son solidificados por vitrificación para evitar su filtración y encapsulados en cilindros de acero inoxidable. Estos residuos, altamente radiactivos, son almacenados temporalmente en las plantas radioquimicas de reprocesamiento para posteriormente depositarlos definitivamente en depósitos geológicos estables.
Origen de los residuos y desechos La minería del Uranio y el Torio y todas las etapas del ciclo de combustible nuclear. Producción de energía eléctrica de origen nuclear Aplicaciones de los radioisótopos en la medicina, industria e investigación Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas.
Criterios de clasificación de los desechos El estado físico (sólidos, líquidos y gaseosos ) El tipo de radiación emitida (Emisiones alfa, beta, gamma y neutrones) Vida media de los radioisótopos (período de semidesintegración) La actividad específica (actividad por unidad de masa o volumen de material radiactivo). Unidad de medida en el SI es Bq/gr (Becquerel, número de decaimientos por unidad de tiempo). El nivel de radiotoxicidad (Grupo A, B, C y D)
Clasificación de desechos Desechos de baja y media actividad provenientes de las actividades de operación y mantenimiento del reactor Desechos de alta actividad provenientes de los productos de fisión contenidos en el combustible irradiado.
Gestión De Desechos La gestión de los desechos radiactivos consiste en los procesos y mecanismos a aplicar para evitar los daños que producen sus emisiones en las personas y el medio ambiente. Estos procesos y mecanismos dependen del tipo de desechos de que se trate, según su clasificación.
Gestión De Desechos Almacenamiento El principio que sigue el almacenamiento de desechos es aislarlos del entorno humano y la biosfera, interponiendo entre ellos y los seres vivos un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de fugas. Este proceso se denomina confinamiento.
Gestión De Desechos Almacenamiento Debido a la actividad y cantidad de productos de fisión radiactivos, el mayor problema se presenta con los ensambles de combustible irradiados que son extraídos del reactor. Estos se almacenan temporalmente en albercas de decaimiento localizadas en los propios edificios de los reactores, en espera de que decrezca la actividad de los radioisótopos de vida corta o media, contenidos en las pastillas de combustible irradiado.
Almacenamiento Los reactores de Laguna Verde están dotados de albercas de decaimiento, con capacidad para almacenar el combustible gastado durante toda la vida activa de la central. Muchas centrales en el mundo se han acogido a esta solución y otras más han adoptado la práctica de construir albercas adicionales o almacenes en seco fuera del edificio del reactor. Al término de este almacenamiento temporal, tendrá que adoptarse alguna de las tres opciones siguientes:
Gestión De Desechos Almacenamiento 1.Introducir los ensambles de combustible irradiado en contenedores especiales, diseñados para conservarse durante miles de años, y enviarlos posteriormente a un depósito temporal o definitivo de desechos radiactivos, fuera de todo contacto con la biosfera.
Gestión De Desechos Almacenamiento El depósito debe ser subterráneo a gran profundidad y construido en un lugar despoblado, donde los estudios geológicos demuestren la estabilidad de las estructuras del subsuelo durante millones de años, con una hidrología de muy baja precipitación pluvial y nula agua subterránea, etc.
Gestión De Desechos Almacenamiento 2. Colocar el combustible gastado en los contenedores; almacenarlos en alguna instalación a flor de tierra que sea adecuada durante 30 o 40 años y enviarlos posteriormente al depósito geológico definitivo de desechos radiactivos. La ventaja de esta alternativa transitoria estriba en primer lugar, en la posibilidad de diferir una gran inversión como la que se requiere para construir el depósito definitivo.
Gestión De Desechos Almacenamiento En segundo lugar otra ventaja es que las dimensiones del almacén definitivo disminuirán sensiblemente, ya que durante el periodo de almacenamiento temporal en la superficie, los contenedores perderían la mayor parte de su radiactividad y hasta nueve decimas partes de su temperatura inicial, que podría ser de cientos de grados.
Gestión De Desechos Planta de reproceso de combustible gastado de Sellafield (Reino Unido) Almacenamiento 3. Enviar el combustible gastado en sus contenedores a una planta radioquímica para su reprocesamiento a fin de recuperar el Uranio y el Plutonio residuales. Esta solución todavía es costosa, pero ya se compensa por los isotopos fisiles residuales recuperados, que se aprovechan en la fabricación de nuevo combustible para reactores nucleares de fisión (MOX) o en reactores rápidos.
GESTION DE DESECHOS Almacenamiento Además se recuperan otros radioisótopos útiles en la medicina, agricultura y la industria. Otra ventaja es que después de extraer todos los residuos nucleares útiles del combustible gastado, el volumen final de los auténticos desechos radiactivos, se reduce notablemente, se simplifica su control y manejo, y se disminuye el monto de la inversión correspondiente al depósito geológico que habrá de construirse para almacenarlos definitivamente.
En México, la generación de desechos radiactivos tiene su origen en la planta nucleoeléctrica de Laguna Verde y en los radioisótopos utilizados con fines médicos, científicos e industriales. Actualmente la fabricación de combustible nuclear en el Mundo produce muy pocos desechos y en México no se procesa mineral de Uranio todavía.
- Bajo Nivel Maquixco, Edo. de México El Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares opera el Centro de Almacenamiento de Desechos Radiactivos (CADER) en Maquixco, Edo. de México, en el cual se depositan todos los desechos radiactivos de bajo nivel que se producen en el país con excepción de los originados en Laguna Verde. El CADER tiene una capacidad de 64,000 m3.
- Alto Nivel Laguna Verde, Veracruz Al finalizar el ciclo de su combustible, la Comisión Federal de Electricidad (CFE) tiene previstas las siguientes opciones técnicas: 1.- A l m a c e n a m i e n t o t e m p o r a l. Se deposita el combustible irradiado en albercas o en almacenes fuera de los edificios de los reactores en el predio de la propia central por un período largo. Posteriormente se le confinará o se le reprocesará.
2.- C o n f i n a m i e n t o. Después de su almacenamiento de largo plazo, el combustible irradiado, se encapsulará en contenedores herméticos de acero inoxidable. Los cuales se depositaran definitivamente en formaciones geológicas estables, fuera de todo contacto con la biósfera.
3.- R e p r o c e s a m i e n t o. Si el Gobierno de México decide recuperar el Uranio y Plutonio residuales para fabricar combustibles de óxidos mixtos para las recargas, el combustible irradiado se enviara a una planta radioquímica para su reprocesamiento. Los desechos radiactivos provenientes del reprocesamiento se confinarían en un depósito geológico, fuera de todo contacto con la biosfera.
Laguna Verde está autorizada por la Secretaría de Energía y la CNSNS para almacenar temporalmente sus residuos radiactivos de bajo, mediano y alto nivel en instalaciones especiales dentro de la central. El combustible irradiado se almacena en albercas cuya capacidad cubre toda la vida útil de la planta: alrededor de 40 años.
Planta de reprocesamiento, La Hague, Francia. Es importante recordar que el problema tecnológico del confinamiento definitivo de residuos radiactivos de alto nivel solo se ha resuelto parcialmente en algunos países y que la tecnología del reprocesamiento sólo se encuentra disponible en algunas naciones industrializadas, por lo que México dependería de instalaciones extranjeras para realizar estas tareas en el futuro.
Posibles métodos de disposición final de residuos de alto nivel (HLW) Almacenamiento a largo plazo. Entierro geológico. Inyección en formaciones geológicas subterráneas. Entierro en el lecho marino. Entierro bajo los casquetes polares. Vertimiento al mar. Envío al espacio exterior. Transmutación. Reprocesamiento.
Países con plantas de reprocesamiento: *Francia: La Hague, Areva *Rusia: Mayak *Japón: Rokkasho planta en Tokai, Ibaraki. *Reino Unido: THORP-BNFL, Sellafield (cerrada en abril de 2005), *India: Tarapur
Almacenes temporales de residuos en el mundo: Alemania: ubicados en Ahaus y Gorleben. Bélgica: ubicado en Dessel, Amberes. España: El Cabril, en Córdoba. Estados Unidos: varios almacenes distribuidos en centrales alrededor de su territorio. Francia: en Cadarache y La Hague. Holanda: HAVOG. Reino Unido: Sellafield. Rusia: Mayak y Krasnoyarsk. Suecia: en Oskarshamn. Suiza: en Würenlingen.
Países con estudios en depósitos geológicos España: proyecto ENRESA. Alemania: Gorleben. Suecia: Stripa y Aspö. Suiza: Würenlingen Estados Unidos*: West Isolation Pilot Plant. Yucca Mountain. Finlandia: proyecto Onlako. Japón: Horonobe, Hokkaidō Bélgica, Francia y Canadá. *En la actualidad existe un almacén geológico profundo en Nuevo México (WIPP), pero es exclusivo para almacenar residuos militares actualmente.