Sobre los residuos de alta actividad y su almacenamiento (ATC)

Los residuos de alta actividad, en general, están fundamentalmente constituidos por:

• El combustible nuclear utilizado en las centrales nucleares una vez que ha dejado de ser útil para la producción de energía eléctrica, cuando no se ha previsto la reutilización de los materiales contenidos en ellos y se haya decidido gestionar los combustibles gastados o irradiados como residuos (en el caso de que se haya optado por el ciclo nuclear abierto).
• Los residuos líquidos de alta actividad vitrificados en forma sólida generados en las primeras etapas del reprocesado de los combustibles irradiados, una vez separados el uranio no consumido y el plutonio formado del resto de los componentes contenidos en los combustibles irradiados, para su posterior uso en la fabricación de combustibles de reactores de fisión mas avanzados (en el caso de que se haya optado por la política de ciclo nuclear cerrado).

En ambos casos se trata de materiales que generan calor y contienen gran cantidad de isótopos radiactivos de vida baja-media y cantidades significativas de isótopos de vida larga, que requieren instalaciones especiales y seguras para su gestión.

En España no existe ninguna instalación de reproceso, por lo que los materiales a gestionar son los propios elementos combustibles generados en las nueve centrales nucleares en operación y los residuos de alta actividad vitrificados procedentes del reprocesado en Francia de los combustibles de la central de Vandellos I, además de pequeñas cantidades de otros residuos de alta actividad o vida larga de diferentes procedencias (como del desmantelamiento de centrales nucleares españolas).

Almacenamiento intermedio del combustible irradiado

El almacenamiento temporal a medio o largo plazo del combustible irradiado es en cualquier caso una etapa intermedia de la gestión, para lo que se dispone hoy día de tecnologías suficientemente desarrolladas y probadas, tanto si se realiza en húmedo, es decir en piscinas, como en seco en contenedores metálicos o de hormigón, o en bóvedas con circulación de aire para la eliminación del calor (ver la figura adjunta). Normalmente, esta última tecnología de almacenamiento en seco solo es posible tras un período de enfriamiento previo en las piscinas de las centrales nucleares.

Las instalaciones de almacenamiento intermedio requieren medidas de vigilancia y control continuadas, pueden estar situadas dentro del recinto de las centrales nucleares o fuera de ellas, y pueden almacenar los combustibles de una o varias centrales nucleares, denominándose en este último caso instalaciones de Almacenamiento Temporal Centralizadas (ATC). Esta última solución es la más idónea desde el punto de vista de seguridad, ya que permite concentrar las medidas de vigilancia en una sola instalación, siendo también la más conveniente cuando se trata de desmantelar las centrales nucleares.

El almacenamiento en contenedores es la solución utilizada generalmente en situaciones individualizadas para completar la capacidad de almacenamiento de una central nuclear, mientras que las bóvedas o cámaras permiten el almacenamiento de mayor número de elementos combustibles a más bajo precio, siendo esta la solución generalmente utilizada para instalaciones de almacenamiento temporal centralizadas tanto de combustible irradiado como de los residuos de alta actividad vitrificados.

Los resultados de la experiencia acumulada permiten garantizar el almacenamiento temporal del combustible irradiados por períodos de tiempo de 50 años y superiores, siempre que se extremen los requisitos de vigilancia y se garantice el confinamiento de la actividad y la recuperabilidad de los elementos combustibles para su posterior gestión, pero en ningún caso puede considerarse la solución definitiva, ni tampoco se puede prolongar indefinidamente.

Almacenamiento definitivo de los residuos de alta actividad

Hoy día la solución considerada más favorable y segura para la última etapa de la gestión de los residuos de alta actividad es la de almacenamiento geológico profundo. Básicamente consiste en el aislamiento de los residuos (ya se trate de los elementos combustibles o de los residuos de alta actividad vitrificados), mediante la interposición una serie de barreras en instalaciones de almacenamiento pasivas a una profundidad de unos 500 metros, donde los residuos en cápsulas de metales resistentes a la corrosión, se disponen en galerías taponadas con materiales absorbentes en formaciones geológicas estables y rodeadas de terreno de baja permeabilidad con gran capacidad de retención, según esquema de la figura adjunta.

Esta es la solución considerada por países de nuestro entorno, como Alemania, Bélgica, Francia, Finlandia, Suecia y Suiza, además de Canadá y Estados Unidos, que disponen de programas para el desarrollo de este tipo de instalaciones, para lo que están estudiando diferentes tipos de rocas o formaciones geológicas, como el granito en Suecia, la arcilla en Bélgica y la sal en Alemania.

La mayoría de los países antes citados han construido laboratorios subterráneos de investigación para el estudio de las características de las de formaciones geológicas, la demostración de las tecnologías necesarias para la construcción de las barreras de ingeniería y garantizar la seguridad de este tipo de instalaciones. Es el caso de los laboratorios de Mol en Bélgica, Aspö en Suecia y Grimsel en Suiza, por citar algunos de los más conocidos.

Hoy día la única instalación de almacenamiento geológico profundo en operación es la de WIPP en (Nuevo Méjico) Estados Unidos para residuos militares de larga vida, si bien hay países con programas muy avanzados, que a raíz de las decisiones tomadas recientemente iniciaran la construcción de instalaciones de almacenamiento geológico en breve, como son los casos de Finlandia y Suecia:

• En Finlandia el Parlamento ratificó en mayo de 2001 la decisión en principio para la ubicación de la instalación de almacenamiento de combustible irradiado en el emplazamiento de Olkilouto, en el municipio de Eurajoki. Esta decisión cumple los objetivos y calendario del plan aprobado por el Gobierno en 1983 sobre para la gestión de los residuos radiactivos en Finlandia y abre el camino a la construcción de una instalación subterránea, denominada Onkalo, para la caracterización del emplazamiento y el diseño de la instalación de almacenamiento.
  La decisión, que se ha producido tras más de 20 años de estudios y un período de información al público y diálogo con las autoridades locales de 25 municipios, ha contado con la aceptación previa del municipio de Eurajoki en 1999 y la apreciación favorable del Gobierno en diciembre de 2000. La mayoría obtenida en la ratificación de la decisión (159 votos a favor y 3 en contra) refleja en amplio apoyo político y social del proyecto.
• En Suecia tras más de 20 años de investigaciones y la construcción de dos laboratorios subterráneos de investigación en Stripa y Aspö, se han realizado estudios de viabilidad en seis municipios sobre la base de voluntariedad, con amplios períodos de información al público y diálogo con los municipios implicados. Este proceso llevará en fechas próximas a la selección de dos emplazamientos para la construcción de instalaciones subterráneas de caracterización.
  Estas actividades están soportadas por estudios que se llevan a cabo a nivel internacional al amparo de los organismos internacionales NEA/OCDE, OIEA y CE, en las tres áreas fundamentales de: elaboración de criterios y requisitos de seguridad, desarrollo de metodologías de evaluación de la seguridad y estudio de los procesos de información y participación de los agentes políticos y sociales implicados en la toma de decisiones.

Adicionalmente, hay que señalar que en los últimos años, la comunidad científica internacional está trabajando en el desarrollo de las técnicas de partición y transmutación de elementos radiactivos de larga vida, cuyo objetivo es transformar estos isótopos en otros de vida más corta. Esta línea de trabajo se encuentra actualmente a nivel de investigación en países como Francia y Japón. Su aplicación a escala industrial, al conjunto de los elementos combustibles ya existentes y los que se generen, requeriría grandes instalaciones, incluyendo la separación previa del uranio y el plutonio (en instalaciones de reproceso).

Con la aplicación de las técnicas de separación y transmutación se reduciría el volumen y la actividad de los residuos de vida larga y alta actividad a almacenar, si bien no se eliminarían en su totalidad, con lo que, finalmente, seguirá siendo necesario el aislamiento de estos residuos en instalaciones geológicas profundas.

Fuente: Consejo de Seguridad Nuclear (www.csn.es)