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Gestión y reprocesamiento del combustible nuclear: proceso purex

SECCIONES

INTRODUCCIÓN

En un reactor nuclear del tipo PWR o BWR los elementos de combustible se retiran un vez el combustible ha finalizado su ciclo de quemado. En este caso cada año y medio o dos años, dependiendo de las especificaciones técnicas del regulador, los elementos combustibles se retiran a las piscinas de almacenamiento temporal.

Estas estructuras, formadas por acero inoxidable y revestido de hormigón, mantendrán en su interior, los elementos de combustibles gastados, string de LPRM o tubos de instrumentación,fuentes neutrónicas utilizadas en el arranque de la central (por ejemplo fuentes de Sb-Be), venenos de acero borado, rodamientos y ejes de stelita, canales de agua, tubos de guía irradiados y cestas con elementos deteriorados.

Existen dos procesos generales para la separación y reprocesado de elementos combustibles presentes en combustibles nucleares irradiados. Estos procesos son los procesos de separación hidrometalúrgicos (entre los que destaca el proceso PUREX por ser el más utilizado) y los procesos pirometalúrgicos.

El proceso PUREX, en el cual se utiliza fosfato de tributilo como disolvente orgánico es un proceso de extracción liquido-líquido que permite el tratamiento de combustible irradiado con objeto de reutilizar el uranio y el plutonio.

Una vez finalizado el ciclo de vida del combustible nuclear existen diferentes formas de tratar los elementos que contienen el combustible quemado. Los elementos de combustible en su estructura, normalmente de zircaloy contienen en forma estanca los fragmentos de fisión que se han generado en las reacciones nucleares, elementos transuránidos y en especial uranio y plutonio. Dicho proceso tiene lugar en el caso del ciclo cerrado.

Al ser descargado del núcleo del reactor, el combustible gastado tiene una composición de 96% de uranio, 1% de plutonio y un 3% de actínidos minoritarios y productos de fisión (porcentajes másicos).

Estas estructuras denominadas elementos de combustible que contienen un número determinado de varillas (17×17-21) en un reactor PWR y celdas con 8×8 o 9×9 varillas en un reactor de tipo BWR, son depositadas en unas piscinas de almacenamiento temporal (ATC).

La función de estas piscinas es la de mantener el combustible quemado en un estado de latencia de forma que disminuya su actividad radiactiva, disminuir la actividad calorífica del elemento de forma que en la etapa de desmantelamiento permita su manipulación y un blindaje operacional que permita la gestión del residuo con el mínimo riesgo.

Otra función primordial es la de asegurar en todo momento la subcriticidad de la distribución de los elementos de combustible quemados.

Reprocesado de combustible nuclear purex

Creditos de la imagen: https://www.nrc.gov/

La otra alternativa al reprocesado, es la de disponer los residuos procedentes de las piscinas de almacenamiento temporal, previo a un periodo de enfriamiento, donde los residuos disminuyen actividad y reducen en parte su poder calorífico, en repositorios geológicos de profundidad mediante canisters regulados y homologados por el regulador.

Estas especies químicas, originadas en el proceso de fisión elevan la actividad radiactiva del elemento de combustible a valores que obligan adoptar severas y reguladas medidas de protección radiológica.

Cantidad de los principales productos de fisión (g/Ton)
PRODUCTOS ACTIVACIÓNPRODUCTOS DE FISIÓNTRANSURÁNIDOS
14C5730a3H12.33a235U7.030.108a
60Co5.27a85Kr10.7a238U4.468.109a
55Fe2.7a99Tc2.14.105a238Pu87.74a
59Ni7.5 104a129I1.6.107a239Pu2.41.104a
134Cs2.06a240Pu6.57.103a
137Cs30.17a241Am433a
90Sr-90Y28.8a(64.1h)243Am7.37.103a
243Cm28.5a
237Np2.14.106a
244Cm18.11a

Existe un método diferente para el tratamiento de las células de combustible. El reprocesado. En concreto el proceso PUREX, desarrollado en Francia, permite la recuperación del material fisionable, el tratamiento del material no recuperable para un posterior vitrificado.

En la siguiente tabla se muestra el contenido de un elemento de combustible antes de la carga en un reactor y posterior a la descarga, cuando el elemento se da por agotado.

Puede apreciarse la elevada formación de fragmentos de fisión y transuránidos que no existían apenas comenzar.

En tabla, se muestra, por media tonelada de uranio cargado en el elemento de combustible de un reactor PWR, los elementos que se obtienen en la descarga y la evolución de la actividad a 10 y a mil años.

Carga(g)Descarga(g)Cantidad 10a(g)Cantidad 1000a(g)
235U1.43.1043.24.1033.24.1033.24.103
238U4.27.1054.17.1054.17.1054.17.105
238Pu06.04.1015.91.1012.92.10-1
239Pu01.93.1031.93.1031.88.103
240Pu09.24.1029.27.1028.43.102
241Am08.311.54.1028.32.101
243Am03.58.1013.58.1013.27.101
243Cm03.22.10-22.59.10-21.27.10-11
244Cm01.03.1017.022.46.10-16
237Np01.94.1022.1025.09.102

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PROCESO DE RECEPCIÓN Y TRATAMIENTO MECÁNICO

En primer lugar los elementos combustibles son recepcionados en las piscinas de almacenamiento temporal, cada uno en sus coordenadas de posición. Mediante un
proceso de cizallamiento los elementos de combustible son cortados y sometidos a un medió ácido oxidante como es el ácido nítrico.

Las varillas de los elementos combustibles son cortadas mecánicamente en trozos pequeños con el material activo en su interior de forma que el ataque con el ácido pueda penetrar.

El ácido nítrico disuelve los óxidos presentes en los elementos de combustibles, extrayendo la disolución de alta actividad. La utilización de ácido nítrico se fundamenta en el hecho que su ataque produce poco residuo sólido y mantiene en disolución la mayoría de iones activos debido a su capacidad de oxidación, con estados de oxidación elevado.

En especial mantiene el uranio en estado de oxidación (VI) y el plutonio en un estado de oxidación (IV) óptimos para iniciar el proceso de extracción.

Este hecho permite la separación de los elementos estructurales de las disoluciones conteniendo fragmentos de fisión del uranio y plutonio.

Los elementos estructurales de zircaloy son almacenados y tratados como residuos de vida media. Estas estructuras están activadas por la radiación de los fragmentos de fisión que anteriormente se ubicaban en el interior, se almacenan en silos específicos.

PROCESO DE DIGESTIÓN ÁCIDA

En la formación de la disolución nítrica tenemos presentes los óxidos solubilizados y también los efluentes gaseosos.

Su tratamiento, sigue dos vías perfectamente diferenciadas. En el caso de los gases generados en el interior de las vainas de zircaloy.

El efluente gaseoso es evacuado en un primer momento a la línea de tratamiento de los isotopos del iodo y del kriptón-xenón. Los isótopos de iodo pueden ser retenidos por filtros de nitrato de plata, formándose yoduro de plata, residuo sólido objeto de tratamiento como residuo de alta actividad.

El grupo de isótopos de kriptón-Xenón son retenidos por filtros de carbón activo y llevados a depósitos de retención de gases.

El resto de gases de baja o nula actividad son tratados de forma convencional.

La disolución generada por el ataque con ácido nítrico puede producir precipitados que son separados y tratado como residuos sólidos insolubles, entre ellos óxidos de zirconio, óxidos de aluminio, etc.

Posteriormente se produce una clarificación de la disolución mediante un proceso de coagulación-floculación, originando una disolución óptima para ser tratada por procesos de extracción.

La disolución conteniendo los nitratos de uranio y plutonio es tratada con nitrito de sodio para mantener el estado del plutonio en (+IV). El estado de oxidación del plutonio bajo condiciones fuertemente oxidantes podría llegar hasta (+VI), dificultando la extracción con el solvente.

PROCESO DE EXTRACCIÓN CON FOSFATO DE TRIBUTILO

El proceso de extracción se realiza con fosfato de tributilo en diferentes ciclos, generando dos fases.

La fase no orgánica contiene aparte de metales pesados, americio, curio y fragmentos de fisión. Esta solución se evapora teniendo en cuenta el vapor con especial atención dado su posible contenido en tritio, en concentraciones importantes.

La fase orgánica contendrá el uranio y el plutonio. En forma de nitrato de uranio (VI) y nitrato de plutonio (IV), estas sales son extraídas fácilmente de la disolución acuosa con efectividad por el disolvente fosfato de tributilo, mientras que los fragmentos de fisión pasan a la fase orgánica en menor medida.

El fosfato de tributilo es un agente extractante que se mantiene estable en disoluciones de concentraciones elevadas de ácido nítrico. Su uso se debe a su baja volatilidad y su alto punto de inflamación, cuestiones importantes a tener en cuenta en la seguridad del proceso industrial en cuestión.

La disolución nítrica entra en la torre de extracción de forma que a contracorriente circula la disolución extractante formada por fosfato de tributilo y keroseno, el cual tiene por objeto disminuir la densidad de la mezcla orgánica. Las soluciones nítricas de plutonio (IV) y uranio (VI) pasaran a la fase orgánica.

En la parte superior de la columna, la solución orgánica es lavada con ácido nítrico que actúa como agente salino. Este paso es importante dado que el aumento de salinidad permite el paso de los productos de fisión a la disolución acuosa, mientras impide el paso a los nitratos de uranio (VI) y plutonio (IV).

El efluente acuoso saliente de la fase extractiva contiene prácticamente todos los fragmentos de fisión y pequeñas cantidades de nitrato de uranio (VI) y nitrato de plutonio (IV).

PROCESO DE REDUCCIÓN

La fase orgánica, con el uranio y el plutonio pasa a una segunda etapa donde se hace circular una disolución reductora en contracorriente. Esta disolución está formada por sulfamato ferroso y determinada concentración de agente salino y tiene por objeto preparar la separación del uranio y del plutonio.

El ión ferroso tiene la función de actuar como reductor y actúa especialmente sobre el Plutonio (IV) reduciéndolo a plutonio (III), el cual puede ser transferido a una fase acuosa y separada del uranio.

La función del sulfamato es actuar sobre el nitrito de forma que no impida la reducción del plutonio.

Esta disolución reductora va descendiendo por la columna, de forma que en sentido ascendente se encuentra con una solución de fosfato de tributilo fresca que tiene por objeto asegurar que ninguna fracción de uranio pasa a la disolución acuosa.

En este punto se tiene una corriente que contiene el plutonio (III) en fase acuosa y el uranio separado en la fase orgánica con fosfato de tributilo.

La fase orgánica llevando el uranio es transferida a una columna donde vuelve a interaccionar con una corriente de ácido nítrico diluido y se produce la transferencia a nitrato de uranio (VI).

El disolvente orgánico de fosfato de tributilo se recupera mediante destilación para volver a ser utilizado en el proceso como fosfato de tributilo regenerado. Una vez las corrientes de uranio y plutonio se han separado, se procede a la purificación de las dos especies químicas.

La disolución de uranio se vuelve a someter a una extracción con fosfato de tributilo y posteriormente se produce un lavado con disolución reductora extrayendo el uranio, mas purificado y en fase acuosa.

En cuanto la disolución de plutonio (III), que se mantiene en fase acuosa, se empieza en revertir el plutonio al estado (IV) con una disolución de nitrato de sodio y ácido nítrico.

Una vez se ha realizado este paso, se extrae con fosfato de tributilo. Una vez se ha producido la extracción en la fase orgánica, y por tanto se aumenta el grado de purificación, se procede una reextracción con un reductor que vuelva a pasar el plutonio (IV) a plutonio (III).

Este agente reductor es el sulfato de hidroxilamina. De esta manera tenemos una disolución altamente purificada de nitrato de plutonio.

En otra versión del proceso PUREX, el plutonio se puede extraer mediante una amina.

La purificación del plutonio que se encuentra en estado de oxidación (III), se oxida a plutonio (IV) por tratamiento con nitrato de sodio y ácido nítrico.

Posteriormente se realiza una extracción con trilaurilamina (amina terciaria diluida con dietilbenceno). Esta fase orgánica se lava con ácido nítrico diluido y se separa con ácido acético que contiene una cierta concentración de ácido nítrico.

En los dos casos expuestos, se obtiene el plutonio con alto grado de pureza químico. En esta fase es de obligado cumplimiento indicar el constante control que se realiza en todo el reprocesado del plutonio para asegurar la subcriticidad del sistema.

OBTENCIÓN DE URANIO

El resultado del proceso Purex son soluciones concentradas de nitrato de uranilo, nitrato de plutonio y nitratos de productos de fisión.

El nitrato de uranilo se convierte en trióxido de uranio por precipitación con hidróxido de sodio y calcinación obteniéndose UO3.

El trióxido de uranio puede tratarse con flúor para producir hexafluoruro de uranio, que se recicla en las plantas de enriquecimiento.

El posterior tratamiento con HF gas, produce UF6. A partir de las siguientes reacciones:

UF6 + Fe -> UF4 + FeF2

Así mismo también es posible obtener el UF4. Mediante fluoración se pueden producir los dos tipos de fluoruros.

Normalmente se utiliza el UF6 para procesos de enriquecimiento. A partir del UO3 mediante reducción se puede obtener UO2, que debidamente sinterizado y con la proporción adecuada de 235U, puede reutilizarse como combustible.

OBTENCIÓN DEL PLUTONIO

El nitrato de plutonio se convierte en dióxido de plutonio cerámico para su reciclado en reactores térmicos o reactores reproductores rápidos.

El nitrato de plutonio (VI) se reduce y precipita con ácido oxálico obteniéndose Pu2. Este dióxido de plutonio puede utilizarse como combustible en reactores reproductores.

TRATAMIENTO DE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN

La cantidad de fragmentos de fisión producidos en el interior de las vainas depende fuertemente del grado de enriquecimiento del combustible, del tipo de combustible y del tipo de reactor, entre otros parámetros.

Un reactor del tipo PWR, con una tasa de enriquecimiento de UO2 en 235U del 3,25%, por cada tonelada de combustible quemado se obtiene la siguiente relación:

Cantidad de los principales productos de fisión (g/Ton)Productos de fisiónCantidad
Kripton370
Estroncio880
Ytrio470
Circonio3650
Niobio13
Molibdeno3450
Rutenio2250
Rodio390
Paladio1300
Teluro560
Yodo270
Estroncio880
Xenón5400
Cesio2700
Bario1400
Lantano1250
Cerio2850
Praseodimio1200
Neodimio3900
Prometio110
Otros2587
Total35000
Cantidad de actínidos(g/Ton)ActínidosCantidad
Neptunio760
Plutonio9100
Americio150
Curio35
Uranio955000
Actividad Radiactiva [ β ; ɣ ]4500 Ci/Kg

Las disoluciones que contienen fragmentos de fisión son evaporadas y posteriormente calcinadas para la obtención de los óxidos correspondientes de elementos actínidos y fragmentos de fisión.

Una vez se obtienen los óxidos, estos se combinan a altas temperaturas con dióxido de silicio, obteniendo una mezcla de silicatos de los fragmentos de fisión. Se producen materiales cercanos a los vidrios.

Los silicatos son especies químicas de elevado punto de fusión, que resisten bien las altas temperaturas y que no son apreciablemente solubles. Son candidatos óptimos para un repositorio geológico profundo.

Se considera que la vitrificación es la forma más fiable de preparar residuos radiactivos de alta actividad para su disposición en un repositorio geológico profundo.

Existen diferencias fundamentales en cuanto a las necesidades de reelaboración de los distintos ciclos del combustible, debidas a las diferentes características del combustible.

El combustible irradiado de los reactores reproductores rápidos tiene un contenido más elevado de plutonio y de productos de fisión que el combustible de los reactores de neutrones térmicos. La concentración más elevada del plutonio produce complicaciones de criticidad que exigen un diseño diferente.

CONCLUSIÓN

El proceso PUREX fue ideado con objeto de reprocesar el combustible quemado y reciclar óxido de uranio y óxido de plutonio. Desarrolló un conocimiento y aplicación de la química nuclear que en la actualidad deberá aplicarse a los diferentes procesos de desmantelamiento que se deberán acometer en los próximos años.

Aspectos como las operaciones unitarias de evaporación singular con disoluciones concentradas de fragmentos de fisión de alta actividad previa calcinación, la tecnología de vitrificación de los residuos de alta actividad y en especial, el control radiológico específico de estos procesos que de una manera u otra surgen en el desmantelamiento de las zonas calientes hacen de este proceso un elemento de conocimiento a tener presente en los futuros pasos de la industria nuclear.

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Niveles y aspectos legales en el desmantelamiento de una central nuclear

SECCIONES

DESMANTELAMIENTO DE CENTRALES NUCLEARES EN ESPAÑA

En un tiempo prudencialmente corto, España deberá abordar el desmantelamiento del parque nuclear tal como lo conocemos ahora. En la actualidad en España hay activas cinco centrales nucleares; Ascó( I y II) ,Almaraz (I y II), Cofrentes, Vandellós (II) y Trillo.

El proceso de desmantelamiento se está realizando, en diferentes fases en las centrales de José Cabrera (Zorita), Vandellos(I), Santa Maria de Garoña.

En el año 2021 está previsto el inicio de desmantelamiento de la CN Almaraz I, en el 2023 la CN Almaraz II y la CN Ascó I, en 2024 la CN Cofrentes, 2025 la CN Ascó II, la CN Vandellós II en 2027 y cerraría el ciclo la CN Trillo en 2028.

Este proceso de desmantelamiento implica una serie de operaciones industriales especializadas y al mismo tiempo una oportunidad de negocio para empresas especializadas en el tratamiento de residuos industriales.

Se ha de tener en cuenta que independientemente de los residuos y instalaciones que tengan una carga radiactiva elevada (residuos de alta actividad y elementos activados), habrá otra parte con elementos aptos para entrar en circuitos industriales como el ácido bórico de los sistemas auxiliares.

Un problema derivado de la caracterización radiológica de materiales candidatos a la desclasificación es la dificultad de medir concentraciones de radionúclidos para niveles de actividad muy bajos, lo que está obligando a desarrollar sistemas de medidas extremadamente sensibles. En España el emisor de la licencia de desmantelamiento es el Ministerio de Industria previo informe favorable del CSN y del Ministerio de Medioambiente siendo la autoridad del proceso de desmantelamiento ENRESA.

El tipo de estrategia de desmantelamiento tiene influencia en el volumen de residuos generados y en el tipo de residuos generados, así como en el momento en que estos deben ser gestionados.

Dejando aparte, por su especificidad e importancia el residuo de alta actividad procedente básicamente del combustible agotado, se pueden considerar los siguientes niveles de clausura:

Nivel 1: Volumen de residuos poco significativo.
Nivel 2: Gran volumen de residuos de Media y Baja actividad.
Nivel 3: Gran volumen de residuos de Media/Baja y Alta actividad procedente del material activado por el funcionamiento del reactor así como blindajes biológicos.

NIVELES Y ASPECTOS LEGALES EN EL DESMANTELAMIENTO DE UNA CENTRAL NUCLEAR

NIVELES DEL PROCESO DE DESMANTELAMIENTO

El proceso de desmantelamiento de una central nuclear que ha finalizado su ciclo de vida operacional se divide de forma genérica en tres etapas:

Nivel 1

Proceso de clausura bajo vigilancia de la instalación, descargado el combustible y evacuados de la central de combustible y los residuos radiactivos de operación (mothballing en término anglosajón).

Se procede a la retirada de los elementos combustibles irradiados, barras de controles y efluentes líquidos activados. Se mantiene la barrera física del circuito primario como elemento de protección. Las partes con el nivel más elevado de radiación se encuentran en la zona del núcleo del reactor.

Se mantiene este edificio bajo control de protección radiológica, y el proceso de acceso se realiza bajo control de dosimetría.

La Descarga del combustible constituye la primera actividad a realizar una vez parada definitivamente la Central. Aunque en realidad no es una actividad de desmantelamiento, condiciona a menudo a éste, en función de la existencia o no de instalaciones de reelaboración de combustible, o de almacenamiento.

En el caso de que no existan tales instalaciones, puede requerirse el almacenamiento en las piscinas de la central o en otra instalación creada a tal efecto (almacenes individualizados), hecho que puede condicionar en gran manera al desmantelamiento. Se procede al sellado de válvulas, puntos de conexión, juntas, etc.

Uno de los elementos fundamentales en esta etapa 1, es la realización de un inventario radiactivo. El conocimiento del inventario cuantitativo y del tipo de radionúclidos existentes en la instalación en el momento de la parada es fundamental para planificar la ejecución del desmantelamiento, en aspectos como:

  • Clasificación radiológica de los materiales procedentes del desmantelamiento. .-Determinación de factores de descontaminación.
  • Estimaciones de residuos que van a generarse.
  • Estimaciones de dosis que pueden recibir los trabajadores.
  • Necesidades de blindajes, etc.

El inventario radiactivo de la planta una vez retirado el combustible se divide en dos categorías:

  1. Radiactividad debida a la activación neutrónica en los elementos del reactor.
  2. Contaminación radiactiva depositada superficialmente en el interior y exterior de sistemas, que han estado en contacto con fluidos radiactivos de alta actividad.

Los principales productos de fisión de larga vida son: (CS-137 y Sr-90). El (Co-90, Fe55, Ni-59, Ni-63), son los principales constituyentes de productos de corrosión activados. En el hormigón, los radioisótopos más importantes son el Eu-152 y Eu-154 (vida media de 13 y 8,8 años).

El C-14 es un radioisótopo de vida larga (período de 5.700 años), pero la radiación beta que emite es de baja energía por lo que no constituye un riesgo de irradiación, aunque debe tenerse en cuenta para el almacenamiento de residuos.

Los estudios disponibles indican que la actividad residual total debida a la activación de componentes y estructuras del reactor es mucho más elevadas que la contaminación depositada en los sistemas, equipos y edificios exteriores al reactor.

La primera magnitud puede alcanzar un valor de 2.1017 Bq para una central de agua ligera de 1.100 MWe, inmediatamente después de la parada, mientras que la contaminación superficial puede oscilar entre 1011 y 1014 Bq.

El riesgo de irradiación por radiación ɣ y la contaminación corporal por incorporación de radionúclidos en el organismo será una de las principales preocupaciones.

En este proceso hay que tener en cuenta la vida media de los diferentes isótopos para entender que en determinados casos (isótopos de vida media), estos elementos dejaran de ser un problema radiológico.

Por ejemplo, la actividad del Co-60 se reduce una milésima parte en 50 años. Teniendo en cuenta la energía de la radiación gamma emitida por el Co-60, la presencia de actividades importantes de este isótopo, responsable en gran parte de las dosis de exposición, puede limitar de forma importante el acceso de personas a determinadas zonas de la instalación y aumentar considerablemente el volumen de residuos generados durante la operación de desmantelamiento.

A partir de los 50 años, la actividad de los isótopos de larga vida, como el Ni-63 y Nb-94 empieza a predominar, decreciendo el inventario radiactivo, muy lentamente, por lo que dilatar más allá el desmantelamiento presenta pocas ventajas desde el punto de vista de la protección radiológica.

La etapa 1 se caracteriza por un programa de inspección específico.

Nivel 2

Eliminación de elementos radiactivos, exteriores al recinto de contención, así como estructuras y elementos convencionales, quedando almacenados y sellados en el recinto de contención, los componentes con mayor actividad específica.

El edificio de contención puede enterrarse o no; el emplazamiento queda disponible para ser utilizado con restricciones (entombing, en término anglosajón).

La barrera física que constituye el circuito primario se reduce a su mínimo tamaño. Se proceden a retirar de forma paulatina y bajo control radiológico las partes más fácilmente desmontables y se controlan los sellados. Si es preciso se interpone una barrera de protección biológica.

El edificio de contención, previo estudio radiológico, puede ser eliminado parcialmente y los materiales que no presentan actividad pueden ser reutilizados. Se procede a descontaminar las zonas liberadas. La vigilancia disminuye pero se procede a chequeos periódicamente programados.

Nivel 3

Desmantelamiento, total y demolición de las estructuras, restituyendo al emplazamiento el uso sin restricciones (dismantling, en término anglosajón).

Se caracteriza por la retirada de los elementos que aún se mantienen en la zona de la central y que respecto el fondo radiactivo natural, presentan valores elevados.

Los niveles de radiación presentes deben estar autorizados. La zona debe quedar para libre uso de otras actividades industriales.

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A nivel legal se establecen los límites a partir de los cuales se fija un límite de actividad para materiales contaminados por los cuales los materiales contaminados que no tengan previsto un uso posterior no serán considerados como residuos radiactivos, y su gestión puede ser realizada de acuerdo a la normativa que les sea de aplicación.

En referencia a la normativa que regula esta actividad, el Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes, en cuanto a los residuos radiactivos, establece las normas sobre su almacenamiento, sobre la evacuación de efluentes y residuos sólidos al medio ambiente (solo con autorización expresa), y fija el régimen sancionador por sus inobservancias, entre ellas las referentes a no disponer de los sistemas adecuados para el almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación de efluentes y residuos sólidos o evacuar éstos sin autorización o superando los niveles autorizados para la emisión.

En la Instrucción IS-05, de 26.02.03, del CSN, se definen los valores de exención para nucleídos según se establece en el anexo I del Real Decreto 35/2008 (RINR).

El Real Decreto 1349/2003, de 31 de octubre, sobre ordenación de las actividades de ENRESA, y su financiación compila en una sola norma toda la legislación que anteriormente había al respecto, derogando total o parcialmente la misma. Así, vuelve a establecer como cometidos de ENRESA, entre otros, los siguientes:

  • Establecer sistemas para la recogida, transferencia y transporte de los residuos radiactivos.
  • Tratar y acondicionar los residuos radiactivos. Búsqueda de emplazamientos, diseño, construcción y operación de las instalaciones necesarias para el almacenamiento temporal y definitivo de los residuos radiactivos.
  • Gestionar las operaciones relativas al desmantelamiento y clausura de las instalaciones nucleares y radiactivas.
  • Por último, establece las formas (contratos) de relación entre ENRESA y los titulares de las instalaciones nucleares y radiactivas, y también establece los mecanismos de financiación de ENRESA.

Independientemente de las referencias anteriores aunque no se trata de una norma reglamentaria, existe el “Protocolo sobre colaboración en la vigilancia radiológica de los materiales metálicos”, de noviembre de 1999, de extraordinaria importancia por lo que conlleva de regulación de instalaciones y actividades potencialmente generadoras de volúmenes de residuos radiactivos nada desdeñables en caso de incidentes.

Este protocolo va acompañado de una Resolución de Transferencia genérica a ENRESA de los materiales radiactivos que se detecten o generen para su gestión como residuos radiactivos.

En ella se establecen niveles de exención por debajo de los cuales, no es necesaria su gestión como residuos radiactivos y niveles de investigación para el caso de incidente.

PROCESO DE GESTIÓN DE RESIDUOS EN EL DESMANTELAMIENTO

El principio básico de gestión consiste en el establecimiento de unos niveles de actividad que permitan la clasificación de los materiales procedentes del desmantelamiento en unos grupos o categorías bien diferenciadas, a cada uno de los cuales se le aplicará un sistema específico de gestión.

Uno de los aspectos que merecen destacarse en el desmantelamiento de las centrales nucleares es la gestión del gran volumen de residuos que se generan.

Debido a las peculiaridades de los diferentes edificios que configuran el entorno de una Central Nuclear, se producen en el proceso de desmantelamiento una gran variedad de materiales que pueden ser objeto de posterior aprovechamiento.

El volumen de los residuos que deben ser tratados y almacenados disminuye a medida que van transcurriendo el tiempo desde el fin de la operación. Por tanto, también por el interés en la reducción del volumen de residuos radiactivos generados, puede convenir demorar determinadas etapas de desmantelamiento.

Tipología de los materiales

Atendiendo a criterios de protección radiológica los materiales que se originan en un proceso de desmantelamiento, se dividen en diferentes niveles de actividad.

Los niveles de actividad (que deben ser autorizados por el Organismo Regulador) permiten la catalogación de los materiales en los siguientes grupos:

Materiales convencionales, aquellos cuya actividad es menor que el umbral autorizado.

  • Materiales metálicos de equipos y estructuras objeto de desmantelamiento. – Hormigones y escombros de zonas contaminadas.
  • Cables eléctricos, conducciones metálicas, tuberías metálicas.
  • Otros equipos de desmantelamiento de materiales diversos.
  • Residuos derivados de los trabajos de desmantelamiento (residuos secundarios), como: Residuos tecnológicos producidos por los equipos de intervención.

Materiales débilmente contaminados susceptibles de desclasificación.

En primer lugar se determina la actividad de los diferentes elementos y se procede a su caracterización y segregación En el caso que sea preciso se procede a su descontaminación.

Una vez se ha realizado el proceso, se procede a determinar el nuevo valor de actividad y su comparación con el valor umbral. Si los valores son acordes con las prescripciones radiológicas, se desclasifican y se gestiona el residuo por métodos convencionales (libre uso o destinos autorizados).

Residuos radiactivos constituidos por el resto de materiales contaminados.

Los residuos radiactivos se someterán a procesos de caracterización radiológica y caracterización física y química. Una vez caracterizados como residuos de alta, baja o media actividad se procederá a su segregación y tratamiento específico.

Los residuos sólidos resultantes del tratamiento de efluentes líquidos y gaseosos originados por las operaciones de desmantelamiento y descontaminación, serán caracterizados y se procederá a su inertización o localización en un emplazamiento individualizado.

Los residuos radiactivos, se someterán a los procesos de: caracterización radiológica, segregación y almacenamiento (temporal), tratamiento y acondicionamiento según su naturaleza y de acuerdo con los requerimientos de aceptación del Centro de Transporte y evacuación en el Centro de Almacenamiento.

Los efluentes radiactivos (líquidos y gaseosos) que se generen durante el desmantelamiento se someterán a diversos tratamientos según su naturaleza (filtración, intercambio iónico, etc.), previo a su vertido controlado, siendo de aplicación los límites y controles autorizados para cada Instalación.

La Tabla a continuación da ejemplos de estimaciones del volumen de residuos de Baja y Media actividad generados para diversos tipos de reactores tanto en operaciones de desmantelamiento como durante la operación.

AlemaniaSueciaEEUU
Potencia Reactor PWR1.200 MWe900 MWe1.000 MWe
Residuos Operacionales (m3)40.0006.30021.700
Desmantelamiento (m3)16.3007.00015.200
Total (m3)56.30013.30036.900

( Fuente: OECD Nuclear Energy Agency Report- París 1986)

Puede estimarse que del total de chatarras metálicas resultantes de un desmantelamiento (Nivel 3) de una central de 1.000 MWe, el 50% es potencialmente reutilizable.

Asimismo, de las 180.000 t de hormigón que resultarían, unas 13.500 t estaría potencialmente contaminadas y 4.700 t potencialmente activadas.

FILOSOFIA DE DESMANTELAMIENTO

En la actualidad existen dos filosofías límite de desmantelamiento entre las cuales se pueden adoptar diferentes términos medios.

El desmantelamiento y clausura de una central nuclear supone un coste importante a la sociedad y genera unos beneficios (liberación del emplazamiento y eliminación de los riesgos potenciales inherentes) que son difícilmente cuantificables, salvo que sean apreciados como bienes escasos cuando se tenga una necesidad imperiosa de ellos.

En primer lugar existe la filosofía que se aplica en el Reino Unido.

En el Reino Unido el proceso de desmantelamiento empieza por el nivel 1 de clausura con una duración de 30 años, pasados los cuales empezará el Nivel 2 y como resultado las estructuras remanentes de la central serán “enterradas” permaneciendo así 100 años de latencia, para acometer un desmantelamiento de Nivel 3, unos 130 años después de la parada de la central.

Esta forma de tratar el problema dilata en el tiempo el problema y disminuye la carga radiológica que los operadores sufren durante el proceso de desmantelamiento, utilizando la propiedad del decaimiento radiactivo.

Se utilizaran técnicas prácticamente manuales. Las provisiones económicas de fecha de la parada serán pequeñas si se mantiene una tasa de interés real positiva.

Como inconvenientes, se puede deducir rápidamente que se hipoteca el emplazamiento durante mucho tiempo, que la gestión y almacenamiento definitivo de residuos es inexistente y que los riesgos inherentes a la instalación, aunque pequeños, permanecerán a lo largo del tiempo de latencia, así como su potencial impacto ambiental.

La otra filosofía de desmantelamiento tiene su exponente práctico en Japón.

El desmantelamiento se produce de forma prácticamente inmediata llevando el proceso a un nivel 3 de clausura. Se libera inmediatamente el emplazamiento y se elimina de forma rápida los riesgos inherentes.

En contraposición los riesgos radiológicos en el proceso de desmantelamiento son elevados. Debido al alto nivel de radiación que se produce en la parada es preciso utilizar sistemas de tele manipulación y robots en los procesos de desmantelamiento.

REFERENCIA

PONENCIAS CIEMAT. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS . MINISTERIO DE CIENCIA I INNOVACIÓN.
INSTRUCCIONES CSN

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Tratamiento de efluentes en el desmantelamiento de una central nuclear

SECCIONES

DESMANTELAMIENTO

La clausura de una central nuclear es una etapa que cierra el ciclo de uso útil de la instalación y obliga a acondicionar y realizar el seguimiento de una instalación a un estado de seguridad, especialmente radiológica.

Es importante definir plazos, alternativas, tecnologías, inversiones y técnicas de desmantelamiento. Actualmente y debido a la secuencia de fechas del inicio de programas de centrales nucleares en España nos estamos acercando, con prórrogas incluidas, al final de vida útil de algunas de estas instalaciones y es preciso una planificación adecuada de este momento.

Los organismos competentes encargados de gestionar el desmantelamiento de una Central Nuclear y acondicionar los residuos que de ella se derivan en España son el Consejo de Seguridad Nuclear y ENRESA.

A nivel mundial, el proceso de desmantelamiento ha iniciado su proceso. A partir de la información suministrada por el CSN, en cuanto a los residuos de baja y media actividad se refiere, podemos resumir en la siguiente tabla los procesos ya iniciados;

AlemaniaSueciaEEUU
Potencia y tipo de reactorPWRBWRPWRBWRPWRBWR
1.200 MWe800 MWe900 MWe1.000 MWe1.000 MWe1.000 MWe
ResiduosVolumen (m3)
Operación (25 años)40.0006.000-20.0006.3007.50021.70040.000
Desmantelamiento16.30012.4007.00015.00015.20016.300
Total53.30018.400 – 32.40013.00022.50036.90056.300
Porcentaje de residuos de desmantelamiento/operación30%40%-70%50%70%40%30%

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

Fuente: OECD Nuclear Energy Agency Report “Decomissioning of nuclear facilities: Feasibility, Needs and Costs”, París 1986

Este volumen de residuos de baja y media actividad, supone procesos que permitan la disminución de volumen de residuo por aspectos de seguridad i económicos. En estos procesos de concentración, los procesos industriales de evaporación y de cristalización juegan un papel fundamental.

En concreto, en la UE hay del orden de 95 instalaciones nucleares grandes de las cuales 39 son centrales nucleares, 25 reactores no generadores de electricidad y 32 instalaciones nucleares en su mayoría del ciclo de combustible.

Las Centrales ubicada en España están en su madurez de producción i en algunos casos se haprocedido a su prórroga de funcionamiento. En todo caso, estamos en la perspectiva cercana de procesos de desmantelamiento que se han de programar i estudiar, como se muestra en el gráfico adjunto:

CentralTitularLocalización (Provincia)Potencia (MWe)TipoOrigen tecnológicoAño (*)
José CabreraUFSA (100%)Almonazid de Zorita (Guadalajara)160PWREEUU1968
GaroñaIberdrola (50%)
Endesa (50%)
Sta. María de Garoña (Burgos)466BWREEUU1971
Almaraz IIberdrola (53%)
CSE (36%)
UFSA (11%)
Almaraz (Cáceres)973,5PWREEUU1981
Almaraz IIIberdrola (53%)
CSE (36%)
UFSA (11%)
Almaraz (Cáceres)982,6PWREEUU1983
Ascó IFECSA (60%)
ENDESA (40%)
Ascó (Tarragona)973PWREEUU1983
Ascó IIFECSA (45%)
ENDESA (40%)
IBERDROLA (15%)
Ascó (Tarragona)976PWREEUU1985
CofrentesIBERDROLA (100%)Cofrentes (Valencia)1.025,4BWREEUU1984
Vandellós IIENDESA (72%)
IBERDROLA (28%)
Vandellós (Tarragona)1009PWREEUU1987
TrilloUFSA (34,5%)
IBERDROLA (48%)
HC (15,5%)
NUCLENOR (2%)
Trillo (Guadalajara)1066PWRALEMANIA1988
(*) Año de primera conexión a la red.

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

La finalización de la actividad en una central nuclear de potencia puede ser debida a múltiples factores; económicos, interés del titular, tecnológicos (vida útil), razones de seguridad, etc.

El final de la actividad de una central nuclear no conlleva la finalización del riesgo de exposición a radiaciones ionizantes, debido a procesos de activación neutrónica de los materiales, actividad inducida por fragmentos de fisión y que han afectado a elementos como el hormigón, el acero, el circuito de refrigeración, los generadores de vapor, piscinas de almacenamiento de combustible, los circuitos de tratamiento químico y volumétrico del primario, etc.

Es preciso una planificación radiológica del proceso de desmantelamiento. En una central nuclear se producen tres categorías de residuos: residuos de operación (baja y media actividad), residuos debido al combustible gastado (alta actividad),residuos de desmantelamiento (baja y media actividad). La gestión de residuos de alta actividad tiene una especificidad y tratamiento propio.

Este artículo pretende centrar la atención en determinadas operaciones de desmantelamiento que por sus características entran el campo de experiencia de CONDORCHEM ENVITECH como son los procesos de evaporación, filtros, y tecnología asociada a la minimización de residuos. La clausura de una central nuclear supone la retirada del servicio de forma segura y la reducción de la actividad residual a niveles que permitan el final del proceso la utilización sin restricciones del emplazamiento y la finalización de las licencias administrativas. La OIEA (organización internacional de la energía atómica define tres niveles en el proceso de fuera de servicio de una instalación nuclear;

  • Nivel 1: Cierre bajo vigilancia del emplazamiento
  • Nivel 2: Utilización parcial y condicional del emplazamiento
  • Nivel 3: Utilización sin restricciones del emplazamiento

En los procesos de desmantelamiento de una central nuclear se siguen así mismo tres procesos;

Proceso 1: Clausura bajo vigilancia de la instalación, descarga del combustible gastado y los residuos radiactivos de operación.

Proceso 2: Eliminación de elementos radiactivos exteriores al recinto de contención, así como de estructuras y elementos convencionales, quedando almacenados y sellados en el recinto de contención, los componentes con mayor actividad específica. El edificio de contención puede enterrarse o no. El emplazamiento queda disponible para ser utilizado con restricciones.

Proceso 3: Desmantelamiento total y demolición de las estructuras restituyendo el emplazamiento al uso sin restricciones.

FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR

Un reactor del tipo PWR (reactor de agua a presión) utiliza agua como refrigerante del núcleo del reactor. Las condiciones de operación se sitúan entre una presión de 150 bar y temperaturas del orden de 370oC. El agua del circuito primario, que refrigera el núcleo del reactor, está en contacto con las vainas de zircaloy que contienen en su interior el combustible de UO2, enriquecido un 4% en U-235. Una vez se inicia el proceso de fisión se produce un flujo de neutrones en operación de 3.1013 cm-2. s-1. Este flujo neutrónico precisa ser moderado.

Los procesos de fisión del propio combustible y el flujo neutrónico generan un calor que debe extraerse mediante un refrigerante (agua) contenido en un circuito primario. Una vez finalizada la actividad de la central el combustible quemado queda en el interior de las vainas de zircaloy.

Este combustible será descargado y almacenado en las piscinas de combustible de forma que se proceda a su refrigeración, control de subcriticidad con agua borada y controlar el proceso de decaimiento de algunos de los radio nucleídos presentes. Así mismo la trasferencia del combustible gastado a una piscina supone un almacenamiento temporal con condiciones de seguridad debido a la barrera del agua.

En la composición química del efluente que circula en un circuito primario, como refrigerante, de un reactor del tipo PWR se pueden distinguir diferentes especies químicas;

a.- Especies químicas provenientes de los fragmentos de fisión. Estos residuos, que se generan en las reacciones de fisión, pueden difundir por rendijas de las vainas de combustible y llegar al refrigerante. Son importante el Cs-137, Sr-90, I-129 entre otros. Son residuos de alta actividad.

b.-En este grupo de residuos hay también impurezas que provienen de la construcción de las vaina de zircaloy, que pueden haberse activado por el flujo de neutrones. Se generan productos por reacciones nucleares de captura y retroceso.

c.-Especies químicas provenientes de la descendencia transuránida. Este tipo de residuos provienen de los descendientes radiactivos del uranio-238 y uranio-235. Dentro de este grupo es importante el Pu-239 por su larga vida, 29400 años y su toxicidad. Son también residuos de alta actividad. Este tipo de residuos, normalmente retenidos en el interior de las vainas, pueden también difundir por rendijas y llegar al circuito primario.

d.- Productos de activación de elementos estructurales. El circuito primario contiene unos 10000m2 de superficie de intercambio de acero Inconel (75% Ni, con impureza principal Co-59). Estos elementos estructurales se activan con el flujo neutrónico y producen isótopos de baja y media actividad que se desprenden por corrosión de la estructura de acero (tasa de corrosión de 2 mg/dm2.mes). La presencia de H2O2, posibilita la forma oxidada para su posterior captura por las resinas de intercambio. El C-14 surge como activación del aire (CO2) disuelto en el líquido del refrigerante. El H-3 aparece como activación del hidrógeno presente en el agua, en el LiOH (regulador de pH) y en los protones del ácido bórico.

En el circuito primario se pueden detectar como residuos de baja y media actividad, las siguientes especies, la mayoría de ellas generadas por captura neutrónica o activación de la estructura:

RadionúclidoVida media (años)Tipo radiaciónForma Producción
H-312,3βFisión;Li-6(n,α)
Fe-552,6RXFe-54(n,ɣ)
Co605,26β, ɣCo-59(n,ɣ)
Sr-9028.1βFisión
Cs-13730β,ɣFisión
Pu-24113.2α,ɣCaptura n
Cm24417.6α,ɣCaptura n
Cr-5127.7 dias(EC)β+,ɣCr-50(n,ɣ)
Mn-54312 dias(EC)β+,ɣFe-54(n,p)
Co-5870.8 dias(EC)β+Ni-58(n,p)
Zn-65244 dias(EC)β+Zn-64(n,ɣ)
Cs-1342,06β, ɣCs-133(n,ɣ)

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

Como especies de alta actividad, que serán objeto de tratamiento podemos destacar:

RadionúclidoVida media (años)Tipo radiaciónForma Producción
C-145730βN-14(n,p)
Ni-5980000β,(EC)Ni-58(n,ɣ)
Ni-6392βNi-62(n,ɣ)
Nb-9420000βNb-93(n,ɣ)
Tc-99212000β, ɣFisión;Mo-98(n,ɣ)
I-12911700000βFisión
Cs1353000000β, ɣDesc.Xe135,Fisión
U-235710000000β, ɣNatural
U-2384510000000αNatural
Np-2372140000αU-238(n,2n)
Pu-23886.4αNp-237(n,ɣ)
Pu-23924400α ,β,ɣU-238(n,ɣ)
Pu-242279000α ,ɣMultiple cap.
Am-241458α ,ɣDesc.Am-242
Am-2437950α ,ɣMultiple cap
Cm-24332α ,ɣMultiple cap

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

En el refrigerante hay que tener en cuenta la presencia de B-10, con objeto de moderar el flujo de neutrones. Este elemento, por captura neutrónica se transforma en Li-7, estable. La mayor cantidad de residuos de baja y media actividad se producen en el circuito primario. Estos se evacuan mediante un sistema de resinas de intercambio catiónica. El LiOH como regulador de pH y las activaciones neutrónicas del oxígeno y del hidrógeno del agua.

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Tratamiento de residuos del circuito primario

Por otra parte el circuito primario de un reactor PWR dispone de un sistema de purificación de modo que de los 175000 Kg de
refrigerante en circulación, se extraen para tratamiento y se derivan a un subsistema de purificación, unos 17000Kg con el objetivo de tratar los elementos de activación (Co-60, Mn-54), alguno de los productos de fisión difundidos a través de las vainas (137Cs, Sr-90) y específicamente recuperar y modular la concentración de boro. Todo este proceso se lleva a cabo mediante el sistema químico y volumétrico.

Tratamiento de otros efluentes líquidos

Los principales efluentes líquidos objeto de tratamiento son:

  • Drenajes de equipos.
  • Drenajes de suelos.
  • Escapes controlados del circuito primario para desgasificar y purificar el circuito.
  • Purgado del generador de vapor.
  • Procesos de descontaminación, lavado y laboratorios.

Los efluentes líquidos de baja y media actividad se recogen en dos tanques

a. El de lavandería, duchas i aguas de lavado de descontaminación.
b. Tanque de drenaje de suelos, residuos líquidos de alta actividad, eluciones procedentes de recuperaciones de boro , purga de generadores de vapor.

Los efluentes líquidos se llevan a tanques de control volumétrico Previo paso por los filtros y a partir de sus características de conductividad se tratan con resinas de intercambio iónico. Este proceso se inicia con un descenso de temperatura del efluente, y posteriormente se deriva a un sistema de resinas de lecho mixto, para retener los diferentes iones presentes en el refrigerante presentes.

La actividad específica del refrigerante en el circuito primario ha de ser inferior a 37 MBq/Kg ( 1μCi/g) en dosi equivalente de I-131. El lecho catiónico en la forma Li-7, fuertemente ácido retendrá Co, Cs, Sr, Ni, Mn. El lecho aniónico en forma iónica OH – retendrá el iodo.

Posteriormente, el efluente es derivado a un sistema de recuperación de boro, con objeto de retener la especie H2BO32-, y moderar la concentración de boro en solución. Finalmente el efluente es derivado a un tanque de control volumétrico donde se volverá a reintroducir en el circuito primario.

Otro sistema de resinas tratará las purgas de los generadores de vapor, pertenecientes al sistema secundario. Las resinas y aguas de elución se tratan con evaporadores de convección forzada para reducir el volumen y concentrar los sólidos.

El condensado, se lleva a tanques de control y los gases se tratan en depósitos de retención, para reducir al hidrógeno y disminuir los radioisótopos de vida corta. En los evaporadores se alcanzan valores de concentración de actividad entre 10 y 50 con factores de descontaminación de 104 y 105.

Estos sólidos concentrados se tratan con cemento y aglomerante, y se introducen en bidones de 220 litros para su gestión. En toda central nuclear existe el ETF (Especificaciones Técnicas de Funcionamiento), sometido a inspección del regulador, que marcan las restricciones operacionales de la dosis equivalente efectiva debida al total de efluentes, esta es de 100μSV/año, debiéndose distribuir entre los efluentes liquidos y gaseosos.

En caso de descargas al medio ambiente, según especificaciones de 10CFR20, el vertido ha de cumplir:

RadionúclidoActividad máxima del radionúclido en la descarga (MBq/m3)
Cs-1370.74
Cs-1340.33
Co-601.85
Mn-543.7
Ce-1440.37
Co-583.7
Sr-900.01
I-1310.01
Gasos nobles disueltos7.4

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Tratamiento de efluentes gaseosos

Los residuos gaseosos que se forman en un reactor PWR proceden:

– Purgas de vapor del primario
– Desgasificación del circuito primario
– Expansión del refrigerante cuando se calienta
– Drenajes y fugas del edificio del reactor
– Ventilación de edificios potencialmente contaminados

El tratamiento de los efluentes gaseosos se realiza con diferentes técnicas:

a.-Adsorbentes de carbón activo

Son los dispositivos más satisfactorios para retener productos de fisión gaseosos de reactores nucleares. Están constituidos por lechos estrechamente empaquetados de gránulos de carbón.

La aplicación más corriente es la retención de Iodo radiactivo tanto en forma elemental como orgánica, son también efectivos para la remoción de gases nobles. Se colocan junto con filtros de alta eficiencia e inmediatamente después de los mismos.

b.-Almacenamiento de retardo

Cuando existen radionúclidos de vida corta es conveniente retardar la emisión a la atmósfera de los efluentes gaseosos radiactivos, de modo que su actividad disminuya consiguiendo mínimas descargas de gases nobles. Con retenciones de 35-40 días se eliminan todos los isótopos del Kr y de Xe, excepto algo de Xe-133 y el Kr-85 que no se altera. Los lechos de carbón activo y los filtros HEPA constituyen zonas de retardo. También se utilizan tuberías o tanque para retrasar la emisión Almacenamiento de retardo.

c.-Filtración

Los efluentes gaseosos contienen partículas en suspensión que son demasiado finas para ser retenidas en los filtros normales, utilizándose filtros HEPA (High Efficiency Particulate Air) con una eficiencia del 99.97% para partículas menores de 0.3 micras. Para alargar su vida se instalan prefiltros (filtros normales) y separadores de humedad. El filtro HEPA es el elemento más importante en el sistema de extracción, teniendo una gran fiabilidad. Se colocan donde la concentración de partículas es mayor
Los elementos de filtración y de adsorción son puestos en bidones y gestionados como residuos radiactivos.

Tratamientos de residuos radiactivos sólidos

Los residuos sólidos pueden proceder tanto del tratamiento de efluentes líquidos como de los gaseosos (resinas, filtros, concentrados, lodos) o de procesos cuyo resultado ha sido una contaminación superficial (vestimentas, sólidos, etc) o activación de componentes en zonas de alta irradiación. El tratamiento consiste en la inmovilización y confinamiento para facilitar su transporte e impedir la migración o dispersión de radionúclidos por procesos naturales.

Los bidones de baja y media actividad deben reunir una serie de requisitos para su aceptación en un almacén definitivo. Estos requisitos establecen dos niveles de residuos Nivel 1 (baja actividad) y Nivel 2 (media actividad):

Límite de actividad másica residuos acondicionados a Nivel 1
Actividad Alfa total
(emisores de vida larga)
1.852
Actividad beta-gamma por radionucleido con período superior a cinco años (excepto tritio)1.854
Actividad de tritio7.403
Actividad beta-gamma total debida a emisores de período superior a cinco años7.404

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

Límite de actividad másica por unidad de almacenamiento Nivel 2
H-31.006
C-142.005
Ni-596.304
Ni-631.207
Co-605.007
Sr-909.104
Nb-941.202
Tc-991.003
I-1294.601
Cs-1373.305
Total Alfa (a 300 años)3.703

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

Características típicas de las distintas categorías de residuos radiactivos propuestas por el OIEA
Categoría del residuoCaracterísticas típicasSistemas de almacenamiento
1. Residuos exentos o desclasificados (RE)Niveles de actividad cuya liberación no implique una dosis anual a los miembros del público superior a 10 µSvSin restricciones radiológicas
2. Residuos de baja o media actividadNiveles 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/m3Sin restricciones radiológicas
2.1 Residuos de baja o media actividad (RBMA) 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 superfície o sistemas geológicos
2.2 Residuos de baja o media actividad (RBMA) y vida larga (RBMA-VL)Concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida cortaSistemas geológicos de almacenamiento
3. Residuos de alta actividad (RAA)Potencia térmica superior a 2 kW/m3 y concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida cortaSistemas geológicos de almacenamiento

(Desliza hacia izquierda y derecha para ver la tabla completa)

Ejemplo de proceso de tratamiento en un desmantelamiento

Uno de los elementos objeto de proceso en el desmantelamiento de una central nuclear és el ácido bórico. El ácido bórico se utiliza como moderador y sistema de regulación de la reactividad del reactor.

Esta moderación de la reacción nuclear se regula en el circuito primario mediante un sistema de resinas básicas. No es el único uso del ácido bórico. Con objeto prevenir un suceso en el cual el núcleo del reactor quede sin refrigerante, todas las centrales disponen de depósitos auxiliares con agua borada, que en una situación comprometida por ausencia de refrigerante, el agua auxiliar puede regular la actividad del reactor.

Hay un tercer caso, en el cual se utiliza agua borada. La refrigeración de los residuos de alta actividad en las piscinas de almacenamiento temporal. En total, un reactor del PWR dispone de unas cinco toneladas de ácido bórico a tratar. Estas disoluciones se deberán concentrar y cristalizar, previa retirada en un desmantelamiento.

Conclusión

En un período relativamente cercano, las centrales nucleares españolas deberán acometer procesos de desmantelamiento hasta situar el emplazamiento en estado seguro. Este desmantelamiento, que se desarrollará por tres niveles diferentes, precisará de tecnologías industriales que faciliten una disminución de volumen del residuo y su posterior gestión medioambiental.

Los innovados procesos de evaporación y cristalización permiten óptimas eficacias de concentración residual. Efluentes del primario y secundario, purgas procedentes de los generadores de vapor, depósitos de ácido bórico, depósitos auxiliares…hay un amplio campo de trabajo para tecnologías de tratamiento de residuos. Un campo de trabajo concreto son los efluentes procedentes del tratamiento de ácido bórico.

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Bibliografia

-Curso sobre Gestión de residuos Radiactivos. Serie Ponencias. ISBN: 978-84-7834-603-5
-Actas de Inspección publicadas por el CSN.
-Referencias publicads por el CSN . REFa.- CSN/PDT/CNVA2/VA2/1005/241 SUPLEMENTO 2

Tratamiento de residuos nucleares de baja y media actividad

Secciones

Gestión de residuos nucleares

De acuerdo con la World Nuclear Association, a fecha de junio de 2018 existen en el mundo 450 reactores nucleares en operación, otros 58 en construcción y 153 más planificados. Sin duda, a corto y medio plazo resulta muy difícil imaginarse una alternativa a la energía nuclear, más difícil aun si se tienen en cuenta las ventajas de la energía nuclear en la mitigación del cambio climático al tratarse de una energía libre de emisiones de gases efecto invernadero.

Lowl and intermediate level radioactive waste treatment

El principal hándicap de la energía nuclear radica en los residuos que genera, los cuales son radioactivos en mayor o menor grado y deben ser gestionados de acuerdo con los estrictos procedimientos de los organismos reguladores.

Los residuos nucleares se clasifican en función de su radioactividad en:

  • Residuos de alta actividad (3% en volumen del total)
  • Residuos de actividad media (7% en volumen del total)
  • Residuos de baja actividad (90% en volumen del total)

El residuo de alta actividad más relevante es el combustible nuclear gastado. Los residuos de baja actividad se corresponden con los utensilios, herramientas y ropa de trabajo utilizados por el personal en las centrales nucleares y que están ligeramente contaminados con partículas radioactivas. Y los residuos de actividad media son generados a partir de materiales de equipos utilizados como filtros, componentes metálicos del interior del reactor y algunos efluentes líquidos procedentes de reprocesamientos.

Mientras que la gestión de los residuos de alta actividad merece mención aparte, la gestión de los residuos de media y baja actividad se basa en su confinamiento en bidones de 220 litros sellados con hormigón y almacenados en depósitos controlados de residuos nucleares. Esta gestión comporta unos costes económicos muy elevados, por lo que su optimización proporciona unos resultados económicos, y también ambientales, muy notables.

Es en esta línea en la que Condorchem Envitech ha desarrollado 4 soluciones que, cada una de manera diferente, vela por la minimización de los residuos, tanto líquidos como sólidos, de media y baja actividad generados tanto en las centrales nucleares como en las plantas de enriquecimiento de uranio. A continuación se describen los procesos desarrollados por Condorchem Envitech para el sector nuclear.

NUCLEANTECH® LAUNDRY

Esta solución ha sido desarrollada para el tratamiento de las aguas residuales generadas en la lavandería de las centrales nucleares y en las duchas del personal. Estas aguas arrastran partículas radioactivas que se han adherido a la ropa de protección y elementos de seguridad del personal (máscaras, guantes, botas, etc.), en especial, durante las tareas de mantenimiento. Para evitar gestionar estas aguas como residuo nuclear de baja actividad por su elevado coste, el proceso NUCLEANTECH® LAUNDRY plantea su tratamiento de forma eficiente, sostenible y segura.

El proceso NUCLEANTECH® LAUNDRY se compone de dos líneas de tratamiento, efectivas en función del nivel de radioactividad de las aguas. Si los valores de radioactividad son inferiores a los límites de vertido (0,02 mSv/año), para conseguir una calidad de las aguas apta para su reutilización en la lavandería, la materia orgánica se oxida mediante la utilización de ozono y radiación ultravioleta. A continuación, el efluente es filtrado y refinado mediante su paso a través de un lecho de carbón activo y, finalmente, evaporado. El vapor condensado se recircula a la lavandería y el concentrado se seca y se gestiona como residuo convencional.

En caso de que las aguas contengan niveles de radioactividad apreciables (superiores a 0,02 mSv/año) la línea de tratamiento con radioactividad entra en funcionamiento. El primer paso es la oxidación mediante el uso de ozono y radiación ultravioleta de la materia orgánica y, a la vez, la ionización de las partículas radioactivas, generalmente iones metálicos. A continuación, éstos son retenidos mediante columnas catiónicas y aniónicas de intercambio iónico y, una vez las aguas están libres de isótopos radioactivos, mediante un evaporador-secador se separa el residuo concentrado, del agua y de los posibles gases no condensables. Estos gases son liberados a la atmósfera después de estar retenidos durante un tiempo de seguridad en un depósito de decaimiento, el agua evaporada y posteriormente condensada puede ser vertida al exterior y el residuo sólido concentrado es el único residuo que sí debe ser gestionado como un residuo nuclear de baja actividad.

Las ventajas de este proceso son numerosas y notables:

  • Elevada eficiencia en el proceso de lavado, en el que la utilización de ozono en el lavado permite reducir la dosis de detergentes e higienizar los materiales lavados.
  • Reutilización del agua, que además de conseguir un ahorro de este recurso, supone la minimización de los efluentes residuales generados en el proceso.
  • Reducción drástica del volumen de los residuos de baja y media actividad generados, con el consecuente ahorro económico y reducción del impacto ambiental.
  • Previsión y control de las especies radioactivas presentes en las aguas residuales (60Co, 129I, 131I, 90Sr, 55Mn, 59Fe, 137Cs, 134Cs, 51Cr, etc.).
  • Flexibilidad del proceso a la presencia de radioactividad en el efluente a tratar.
  • Flexibilidad del proceso a fluctuaciones de caudal y carga a tratar.
  • Estricto cumplimiento de la normativa más exigente.

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NUCLEANTECH® H3BO3

El proceso NUCLEANTECH® H3BO3 se presenta como una alternativa a la gestión como residuo nuclear de baja y media actividad de los efluentes procedentes de la regeneración de las resinas de intercambio iónico, que son utilizadas para retener los isótopos radioactivos de las purgas de refrigerante del circuito secundario de los reactores PWR.

Este proceso permite tratar los efluentes producidos en la regeneración de las resinas de intercambio iónico y, mediante un evaporador-secador, se separa el residuo concentrado y de nivel medio de radioactividad, de un efluente descontaminado que puede ser vertido.

La ventaja principal del proceso NUCLEANTECH® H3BO3 consiste en la minimización del volumen de residuo de baja y media actividad generado y que debe ser tratado de manera consecuente con su naturaleza. Esta minimización en la producción de este residuo nuclear se traduce en un elevado ahorro económico y un incremento en la sostenibilidad ambiental del proceso global.

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NUCLEANTECH® UF6

En las plantas de enriquecimiento de uranio se generan efluentes en el proceso de lavado de los equipos utilizados en la síntesis y transporte del UF6. Estos efluentes contienen sales disueltas y partículas radioactivas, los cuales son gestionados como residuos de baja y media actividad.

El proceso NUCLEANTECH® UF6 constituye una solución para el tratamiento de este efluente de manera que la mayor parte de éste puede ser reutilizado en el proceso de lavado, con el consecuente ahorro de agua y, lo más importante, la minimización del volumen de residuo nuclear que debe ser gestionado externamente.

El proceso se basa en una filtración del efluente seguida de un proceso de evaporación al vacío, en el cual el concentrado se alimenta en un cristalizador para obtener un residuo totalmente seco. Este residuo concentra todas las partículas radioactivas en el menor volumen posible, por lo que se reduce notablemente el coste de la gestión de los residuos generados. El agua separada en el evaporador, una vez condensada presenta una calidad apta para ser reutilizada de nuevo en las operaciones de lavado de los equipos de proceso.

El proceso NUCLEANTECH® UF6 representa una solución sostenible a la generación de residuos de baja y media actividad en las operaciones de lavado en las plantas de enriquecimiento de uranio a la vez que minimiza notablemente el volumen del residuo producido, con el consecuente ahorro económico que esto supone.

Necesito tratar las aguas de producción de UF6 de una central

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NUCLEANTECH® NWDR

En las plantas de enriquecimiento de uranio y, sobretodo, en las centrales nucleares, se generan grandes volúmenes de residuos que, a pesar de su escasa radioactividad, deben ser gestionados de acuerdo con los protocolos normalizados para los residuos nucleares. Estos residuos proceden de todos los utensilios y materiales de protección desechables que utilizan los trabajadores de las instalaciones, como puede ser el caso de máscaras, guantes, gorros, gafas, trajes de protección, etc. Gestionar este ingente volumen de residuos mediante su confinamiento en bidones de 220 L sellados con hormigón resulta muy costoso.

En algunas instalaciones, allí donde está permitido, estos residuos son incinerados; aunque es una alternativa económica, no es la más ventajosa desde el punto de vista ambiental.

La solución NUCLEANTECH® NWDR (nuclear waste disposal reduction) ha sido concebida como una alternativa innovadora para la minimización del volumen de este tipo de residuo nuclear, pudiendo llegar hasta un 80% de reducción del volumen global. El corazón del proceso está constituido por una etapa de pirolisis de los residuos que, en ausencia de oxígeno, los residuos son destruidos y transformados en un residuo sólido (5% del volumen inicial), una fracción líquida y una corriente gaseosa que es convenientemente tratada antes de ser liberada a la atmósfera. Del tratamiento de la fracción líquida y de la fracción gaseosa también se genera un residuo seco el cual puede suponer el 15% del volumen del residuo inicial.

Las ventajas del proceso NUCLEANTECH® NWDR son numerosas y muy importantes. Entre las más relevantes se encuentran las siguientes:

  • Reducción del 80% del volumen de residuo nuclear de baja y media actividad generado en las plantas que manipulan sustancias radioactivas, especialmente, las plantas de enriquecimiento de uranio y las centrales nucleares. Esto supone una reducción drástica de los costes de gestión de estos residuos.
  • Tamaño de la instalación relativamente pequeño, por lo que los residuos pueden ser tratados in situ sin necesidad de que sean transportados.
  • En el proceso no se generan cenizas contaminantes ni dioxinas puesto que no se produce incineración alguna.
  • El proceso es eficiente, compacto y seguro.

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