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Tratamiento de aguas con tritio proveniente de reactores en centrales nucleares

SECCIONES

Introducción

El presente artículo tratará sobre el tritio, sus diferentes formes de presentación en efluentes radiactivos y la presentación de diferentes tecnologias para su posible tratamiento. Tratamiento que hoy en dia es especialmente complejo en la industria nuclear. El tritio se produce en las reacciones de fisión de un reactor nuclear i puede difundirse como gas , como molécules de aguas tritiades y como los propios iones [31H]+ y [O31H]. Un caso concreto es el tratamiento del problema del tritio en el accidente de Fukushima. La empresa que opera el tratamiento de los efluentes líquidos de Fukushima ha estado utilizando un sistema de filtrado para limpiar los miles de toneladas de agua radiactiva que cada día genera la planta como consecuencia del accidente ocasionado por el terremoto y tsunami de marzo de 2011.

Sin embargo, el tritio es el único de los isótopos radiactivos que el sistema de filtrado es incapaz de eliminar. El Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) considera que es una práctica aceptable en un contexto como este. El Ministerio de Economía, Comercio e Industria nipón solicitó ideas para el tratamiento de este agua con tritio y recibió propuestas de varias empresas y una universidad. Finalmente, el comité ha determinado que el vaciado controlado de tritio al mar costará unos 3.400 millones de yenes (27,5 millones de euros) y llevará casi siete años y medio. Cuales son las características del tritio que han llevado a adoptar como solución más plausible, su evacuación gradual al mar? Porqué es extremadamente compleja su separación por filtración? Porqué se encuentra habitualmente en las aguas del circuito primario de un reactor nuclear? En qué puntos del proceso nuclear surge la problemática del tritio?

En septiembre de 1976 el OIEA organizó una reunión de un Comité técnico sobre la separación, almacenamiento y evacuación de radionúclidos gaseosos que proceden de efluentes atmosféricos. La reunión pasó revista a la tecnología y prácticas actuales de control de las emisiones gaseosas resultantes de las actividades de reelaboración del combustible, publicándose más adelante un informe, IAEA-209. El Comité advirtió la necesidad de cooperación en la esfera de la gestión de los desechos gaseosos y recomendó que se estudiasen a fondo la tecnología y técnicas existentes de separación y almacenamiento de todos los isótopos de período largo, prestando especial atención al yodo, los gases nobles y el tritio.

A fin de dar cumplimiento a esta recomendación, el OIEA ha celebrado reuniones de expertos encargados de examinar los problemas en cuestión. En este artículo, se expondrán diferentes tipos de actuaciones propuestas para el tratamiento en particular del tritio como gas y en su forma de agua tritiada.

Propiedades del tritio

El tritio es un isótopo del hidrogeno con una masa de 3,01605g/mol y de los tres isótopos, es el único radiactivo. Su vida media es de 12,33 años, un gramo de tritio presenta una actividad de 9619Ci y se desintegra según;

13H        →        23He + e + ν + 18.6 KeV

El tritio tiene el mismo comportamiento químico que el deuterio y el protio, dado que las propiedades químicas dependen de los electrones corticales y esta es la razón de la dificultad para separarlo químicamente de otras formas isotópicas. Por otra parte es un emisor neto beta, y desde este punto de vista facilita los sistemas de protección. Hay que tener en cuenta siempre, que el riesgo de las substancias radiactivas estriba no sólo en la capacidad de irradiación externa a la persona, sino sobre todo en el momento en que una persona ingiere un producto radiactivo. Este se convierte en emisor dentro del cuerpo con la consiguiente irradiación al sistema celular, linfático óseo y en general, a todo el organismo interno. Desde este punto de vista, la introducción de tritio en el organismo por contaminación es un problema grave.

A nivel de separación industrial, los problemas de separación de las diferentes especies tritiadas vienen determinados por las cercanas temperaturas de transición líquido – gas, cuestión que obliga a largas columnas de separación y temperaturas criogénicas extremas (tabla 1).

Propiedades termo-isotópicas básicas

          Tabla 1.Propiedades termo-isotópicas básicas (CDTI)

Complejidad del tritio y sus especies en la industria nuclear

La problemática del tritio gas forma parte de una problemática mas compleja que engloba diferentes especies gaseosas como 85Kr, 14C, 3H y 129I. En la reelaboración del combustible nuclear la práctica que se sigue actualmente es la de verter al medio ambiente una parte significativa de 85Kr, 14C y 3H, así como una fracción menor del 129I, todos ellos productos de fisión contenidos en el combustible. Se hizo una estimación anual de emisión de estos tres nucleidos 85Kr, 3H y 129I calculando 5.108 Ci , 7.5.107Ci y 6000 Ci. En el ciclo del combustible nuclear, las plantas de reelaboración son la principal causa de las emisiones de criptón-85 y yodo-129. El carbono-14 y el tritio pueden ser emitidos en cantidades apreciables tanto por los reactores como por las plantas de reelaboración. El método de emisión y dilución seguido de la evacuación, seguido actualmente con el tritio, el criptón-85 y el carbono-14 origina una exposición de los miembros de la población que es una pequeña fracción de la variación de la radiación natural de fondo, claramente inferior a los límites prescritos por las normas de protección radiológica aceptadas internacionalmente. El criptón-85 (período de 10,76 años) es un producto gaseoso que se produce en la reacción de fisión. Inicialmente queda confinado en las barras de combustible. Por fisuras en la vaina o pequeñas grietas de corrosión el gas puede llegar a desprenderse un 1% y en parte llegar al circuito primario por disolución en el refrigerante. Durante la irradiación, mas del 99% del mismo permanece en dichos elementos de combustibles hasta que son troceados y disueltos durante la reelaboración. Finalmente el gas se desprende y debe ser tratado en los sistemas de tratamientos gaseosos. Entonces pasa por entero al sistema de gases residuales. Se emiten unos 330 000 Ci de criptón-85 por gigavatio eléctrico-año (GW(e).año) generado, en el caso de combustibles de reactores de agua ligera (LWR), y 580 000 Ci/GW(e).año, en el de los combustibles de reactores de alta temperatura refrigerados por gas (HTGR).

La diferencia entre las emisiones se debe a las distintas cantidades de criptón-85 producido por la fisión del uranio-235 y del uranio-233 utilizados respectivamente en estos dos tipos de reactores. Los reactor PWR como C.N.Ascó y C.N.Vandellós, utilizan una ligera proporción de 235U, entre un 3-4%. Para los reactores reproductores rápidos refrigerados por metal líquido (LMFBR), se estima una emisión de radiactividad comprendida entre 1,2 y 2,1 X 105Ci/GW(e).año aproximadamente. Hasta la fecha, prácticamente todo el criptón-85 procedente de la reelaboración del combustible se ha vertido en la atmósfera.

fission_fuel_production_rates

Tabla 2. OIEA vol 21. Y.V.Zabaluev

Todo el yodo-129 (período de 1,7 X 107 años) es un producto de fisión que se produce en el interior de la vaina de zircaloy y procede directamente de la reacción de fisión. Es retenido casi enteramente en el combustible hasta su disolución. La tasa de formación es aproximadamente 1,0 Ci/GW(e)año para todos los tipos de reactores (Cuadro 1). En los procesos de reelaboración del combustible donde los elementos son cortados mecánicamente, al disolverse el combustible, más del 98% del yodo pasa al sistema de gases residuales y se suelen tomar medidas para separarlo de dichos gases a fin de limitar las emisiones de yodo-131. Por ejemplo retención con carbón activo y posterior fijación con nitrato de plata en filtros específicos.

El tritio (período de 12,3 años y emisor especifico de radiación únicamente β) se forma en los combustibles nucleares principalmente por fisión ternaria, a un ritmo de 200 000 a 400 000 Ci/GW(e).año (Cuadro 1). También se origina por activación neutrónica de una serie de elementos ligeros presentes como impurezas o como componentes del combustible, refrigerante, moderador, vainas y otros materiales nucleares. En la actualidad es posible obtenerlo desde reactores de fisión ya existentes que usan agua pesada (D2O) como moderador (CANDU, por ejemplo), pues producen T(tritio) cuando el deuterio (D) captura un neutrón. El agua pesada de esos reactores debe ser “limpiada” regularmente, por lo que representan una fuente de Tritio más o menos regular, por ejemplo en Canadá. En los reactores PWR el tritio se produce por interacción el Litio-6 con los neutrones, según la reacción;

 

Litio-6 con los neutrones

El litio-6 se utiliza en forma de LiOH con capacidad de regulación de pH en disolución. Por otra parte el boro-10, que se utiliza como adsorbente de neutrones en forma de H3BO3 y regular así la reactividad del núcleo. El boro natural contiene un 20 % de boro-10 y aproximadamente 80 % de boro-11. El boro-10 tiene una alta sección eficaz de absorción de neutrones de baja energía (térmica). La adición de ácido bórico, además del refrigerante que circula a través del reactor, ocasiona que se reduzca la probabilidad de que un neutrón pueda llegar a fisionar un àtomo de uranio. Los cambios en la concentración de ácido bórico regulan eficazmente la tasa de fisión que tiene lugar en el reactor. Este método sólo se utiliza en reactores de agua presurizada (PWR). El boro también se disuelve en las piscinas de combustible gastado que contienen barras de uranio gastado. La concentración es lo suficientemente alta para mantener la tasa de reactividad de los neutrones al mínimo. El ácido bórico se vertió sobre el reactor 4 de la instalación nuclear de Chernobyl después del accidente, para evitar que se produjera otra reacción. En general el boro-10, absorbe el neutrón formándose un estado excitado del átomo de boro -11, este evoluciona a litio(Li-7), este estado es inestable y el litio 7 se descompone en tritio y helio. El litio-6 , por absorción de neutrones genera también Li-7, evolucionando a tritio. En general los venenos neutrónicos más utilizados son parte de las fuentes de tritio.

Li-7

En las fisiones ternarias aparece el tritio como consecuencia de las siguientes reacciones;

235U + n →  X1 + X2 + H3

239Pu + n →  X1 + X2 + H3

En los reactores tipo PWR tanto el moderador como el refrigerante operan a temperaturas y presiones elevadas, existiendo además la posibilidad de intercambio de tritio entre ambos por difusión durante la operación normal de la central y por mezcla en las paradas. La Comisión Internacional de Protección Radiológica ( ICRP ) limita la dosis para los trabajadores a un promedio, en cinco años, de 20 mSv por año. La alta contribución del tritio a la dosis total ha incentivado el estudio, desarrollo y optimización en las tecnologías para control de tritio para reactores en operación asi como para diseños avanzados.Los valores de tritio en el agua del reactor PWR estan alrededor de 330 Bq/g y los valores de I-131 alrededor de 9 Bq/g.

El tritio que se genera en las reacciones nucleares se encuentra en la forma de gas tritio [31H]2 o mayoritáriamente formando parte de la molècula de agua en la forma;

31H-OH (T-OH) ;H-O31H (H-OT); [31H]2O(T2O)

La reacción del tritio con oxigeno origina agua tritiada; T2O

2T2 + O2   →  2 T2O

Aire + T2 → T2O + T2O2 + NO + NO2

T2 + CO2 → T2O + CO

Especies químicas presentes en el medio acuoso;

H2O ; T2O ; HTO; T2O+; T3O+; OT; T2O2

Una característica fundamental del tritio es la facilidad de intercambio con el protio, el estado de equilibrio depende de las reacciones ácido-base con las otras especies químicas en solución, siendo determinante el pH de la disolució acuosa.

fundamental del tritio

Esta facilidad del tritio de intercambio con el protio, genera un problema de especial dificultat en la regeneración del ácido bórico.

En solución acuosa el H3BO3 forma el complejo tetrahidroxiborato:

H3(BO3) + 2H2O → [B(OH)4]− + H3O+ (1)

De acuerdo a esta reacción, el ácido bórico se comportaría entonces no como un ácido de Brønsted (dador de protones), sino como un ácido de Lewis que interactúa con la molécula de agua como un aceptor de aniones hidroxilos. Algunos autores (Perelygin y Chistyakov, 2006) postulan el comportamiento del ácido bórico como un ácido de Brønsted tribásico que reacciona con el agua en etapas sucesivas:

H3(BO3) + H2O → [BO(OH)2] + H3O+ (2)

[BO(OH)2] + H2O → [BO2(OH)]2− + H3O+

[BO2(OH)]2− + H2O → (BO3)3− + H3O+

mientras que otros describen la disociación en la forma usual de anión ácido y catión hidronio, (Nakai et al., 1988):

H3(BO3) + H2O → [H2(BO3)] + H3O+

Por lo mencionado anteriormente se observan las discrepancias en la interpretación del origen del comportamiento acido de las soluciones de H3(BO3). Estudios de soluciones fuertemente alcalinas por espectroscopıa Raman han mostrado la existencia del complejo [B(OH)4], (Jolly, 1984), que sustenta la hipótesis de la reacción (1), lo que implica que el comportamiento acido es debido exclusivamente a la separación del anión hidroxilo del agua, (Housecroft y Sharpe, 2005). Para esta reacción (1) la constante acida es baja, Ka = 7.3×10−10. Para la reacción (2) la constante acida tiene el valor Ka = 5.98×10−10 en H2O y Ka = 1.83 × 10−10 en D2O, (Gold y Lowe, 1968).

En todo caso la recepción de tritio y de hidroxilo tritiado es factible en el equilibrio del ácido bórico, con lo cual se tienen moléculas de ácido bórico con tritio, generando una dificultat añadida cuando se prentende separar por evaporación el ácido bórico así como problemáticas en el tratamiento de recuperación del ácido bórico por resinas de intercambio.En la evaporación se puede obtener ácido bórico con contenido en tritio incorporado en su molécula, con los problemas de gestión que genera esta situación.

Teniendo en cuenta que por acción del flujo neutrónico el átomo de protio puede capturar un neutrón i transformarse en deuterio. El deuterio y el tritio se pueden associar formando otras diferentes estructures acuosas. Teniendo en cuenta que el isótopo de tritio es un emissor β neto con una vida de 12,3 años ,se puede presentar en cualquiera de las estructures moleculares incluida la especie gaseosa y este hecho dificulta en sumo grado cualquier tentativa de separación a nivel industrial. En septiembre de 1976 la OIEA organizó una reunión de un Comité técnico sobre la separación, almacenamiento y evacuación de radionúclidos gaseosos; en especial se propusieron sistemas de tratamiento para el tritio. Los diferentes estudios técnicos propuestos a nivel mundial para lograr un tratamiento efectivo sobre la emisión de tritio, a los efectos de reducir la dosis ocupacional y las posibles contaminaciones ambientales debido al mismo, apuntaron en general, entre otros, los siguientes objetivos;

1. Minimizar las pérdidas de agua tritiada, así como la recuperación de las mismas en estado líquido y vapor.

2.Desplazamiento de agua pesada altamente tritiada con agua pesada de bajo contenido en tritio.

Problemática en el tratamiento del tritio

En la actualidad el tritio generado en los efluentes radiactivos de las centrales nucleares, previo tratamiento de los efluentes con resinas, para eliminar especies de baja y media actividad, se almacena y es liberado bajo normativa del regulador. En España esta normativa fija la actividad debida al tritio de 100 Bq/l. Se ha de tenir en cuenta que los valores de tritio en el refrigerante pueden llegar a ordenes de 200.000 Bq/l. Cada Cuenca hidrográfica límita el vertido anual de agua tanto de refrigeración como de tipo industrial. Este hecho conduce a la disposición de almacenamiento de agua tritiada en la propia central en depósitos de hormigón y a la dosificación de la emisión.

La evolución de la actividad del tritio en los efluentes gaseosos es paralela a la que se observa en el refrigerante del reactor donde la generación de este isótopo en los reactores BWR se debe a la absorción neutrónica (veneno neutrónico de las barras de control), fisiones ternarias y activación de deuterio. Las fisiones ternarias y la activación de deuterio es prácticamente constante, así pues el aumento de la producción de tritio es debida bàsicamente a la generación de tritio dentro de las barras de control y a su difusión.

Las características químicas y físicas del tritio así como las diferentes opciones de combinación en la formación de molèculas de agua, hacen difícil, en el estado de la tècnica actual sistemes de separación Industriales a gran escala. Sin embargo, esta situación no implica que no se este desarrollando sistemas de tratamiento del tritio. Al contrario. El número de articulos y procesos experimentales para el tratamiento, la captación y el almacenamiento de especies tritiadas va en aumento. Este hecho es tambien catalizado por la construcción de prototipos de reactores de fusión.

Procesos de separación del tritio y agua tritiada

separación del tritio, teniendo en cuenta que los artículos y las pruevas de laboratorio en este tema están creciendo de forma contínua debido a la gestión de tritio en los reactores de fusión y a la gestión de las aguas tritiadas en los procesos convencionales y de desmantelamiento de las Centrales Nucleares.

a. Formación de Hidruros

El hidrógeno gas y por tanto el T2, reaccionan a elevada temperatura con metales de transición formando hidruros; escandio, ytrio, lantano, actinidos y en especial los elementos del grup del titatio y vanadio.

Formación de Hidruros

Tabla 3. Isotermas Hidruración presión-composición

La manera más eficiente de captar el hidrógeno para formar hidruros es con el uranio, pero por motivos relacionados con la utilización del uranio se utiliza la aleación ZrCo de forma reversible según;

Adsorción: 2ZrCo + 3T2 →  2ZrCoT3 + Q

Desorción:   2ZrCoT3 + Q   →  2 ZrCo +   3T2

El problema de este compuesto es la falta de estabilidad y su descomposición tèrmica según;

2ZrCoT3 + Q  →  ZrCo2 + ZrX2 + + 2X2

La utilización de hidruros ofrece una posibilidad de contención del T2. Existen procesos operativos desarrollados por el profesor T.Motyka para el confinamiento del tritio (T2) con hidruros.

b. La empresa Molecular Separations, Inc (MSI) ha desarrollado la patente de un lecho de partículas que carga de manera selectiva agua tritiada como agua de hidratación a temperaturas cercanas a medio ambiente. Las pruevas se realizaron con una mezcla estándard de 126μCi tritio/ litro de agua. Se mostraron reducciones a 25 μCi tritio/ litro de agua utilizando dos columnas de 2 metros de largo en serie. Se utilizaron muestras de aguas residuales de Hanford indicando una reducción de tritio de 0,3μCi tritio/ litro de agua a 0.07μCi tritio/ litro de agua. El tritio fijado en los lechos se puede liberar con un aumento moderado de temperatura y los lechos se pueden reutilizar. Se ha propuesto un proceso de lecho móvil para tratar cantidades representativas de aguas residuales. También se ha demostrado que el sistema de separación reduce las concentraciones de tritio en agua de refrigeración a niveles que permiten su reutilización.

c. Desde hace unos años se están realizando estudios relacionados con la adsorción de tritio y el tratamientos de efluentes líquidos tritiados en el Centro Belga de Investigación Nuclear ,SCK/CEN. Inicialmente los estudios se centraron en la eliminación de tritio de los efluentes gaseosos originados en los procesos de reprocesamiento. Si se puede liberar tritio del combustible gastado antes de cualquier operación acuosa, el método de recolección más práctico es la adsorción en tamices moleculares, después de una disolución isotópica con hidrógeno y posterior transformación completa a agua tritiada. Se ha construido una unidad por SCK/CEN de adsorción por oxidación de 15 m3/h con un sistema de regeneración cerrado y con un factor de descontaminación de 1000 en las concentraciones totales de hidrógeno tritiado y de entrada de agua hasta 1000 partes por millon por unidad de volumen. SCK/CEN está desarrollando un proceso de separación de isótopos denominado ELEX basado en combinar la electrolisis del agua y intercambio de tritio entre hidrógeno y agua, siendo promovido el intercambio por un catalizador hidrofóbico. Para la electrólisis en condiciones normales, se obtuvo un factor de separación elemental de tritio de 11.6 con una desviación estándar del 6%. En lo que respecta a la capacidad de intercambio, se ha desarrollado un catalizador hidrofóbico que rinde para los caudales utilizados a presión atmosférica y a 20ºC una constante de tasa de cambio global de 9 mol/s.m3 en un reactor de lecho a goteo a contracorriente. La instalación de esta planta piloto consta de dos partes esenciales; un electrolizador de agua de 80kW y una columna de lecho de goteo de 10cm de diámetro. La velocidad de alimentación de agua tritiada es de 5 l/h, la cual contiene una fase acuosa tritiada de 3,7GBq/l de actividad en tritio.

d. Mediante la separación electrolítica bipolar múltiple de isótopos de hidrógeno por electrodos de Pd/Ag(25% Pd), se demostró la posibilidad de separar tritio y especies tritiada de diferente tipologias de efluentes. Los procesos bipolares se lograron de forma experimental mediante células en cascada individuales en las que cada electrodo bipolar era de la misma área que otros, en una disposición en serie. Los factores medidos para la separación multibipolar H-D estaban cerca de los valores medidos en las mediciones celulares de una sola etapa; para la separación H-T, la fuga entre etapas redujo el factor de separación medido. Sin embargo, en ambos casos se logró una separación de magnitud suficiente para mostrar la viabilidad de una aplicación real en la extracción de tritio de sistemas de gran volumen con una alta densidad de corriente.

e. Destilación criogénica. En esta opción debe existir un paso previo a la destilación, un proceso electrolítico que transforme el agua tritiada en moléculas de gas H2, T2 y en el caso del deuterio si lo hubiere. Estos gases se pueden almacenar en lechos de titanio. Este proceso de destilación se realiza a 24K y es uno de los métodos probados a escala industrial de enriquecimiento y separación de isótopos de hidrógeno teniendo un buen factor de separación a escala industrial. Los inconvenientes de este tipo de planta residen en el alto costo energético para mantener las temperaturas criogénicas extremas y por otro lado el alto contenido en inventario de tritio.

Conclusiones

El tritio constituye un problema en el tratamiento de los efluentes procedentes de los reactores nucleares, independientemente del tipo de reactor y en grado diverso. Los reactores posteriormente al tratamiento por resinas de las diferentes especies de baja y media actividad existentes en el refrigerante y la separación del ácido bórico, almacenan efluentes remanente con actividad de tritio. La emisión al medio viene fijada según el criterio del regulador, en España unos 100Bq/l, generando sistemas de almacenamiento de agua tritiada en las propias centrales. El volumen total de agua de refrigeración vertido anualmente por las centrales viene fijado por las cuencas hidrográficas, en función del tipo de cuenca y sus características hidrológicas. Valores limitados del orden de 50m3 a la semana pueden ser habituales. Todo este tema implica un problema de almacenamiento de agua tritiada en la propia central. En el caso del accidente de Fukushima quedo en relieve la problemática del tratamiento del tritio, optando el Ministerio de Economía, Comercio e Industria del gobierno Japonés después de diferentes estudios tècnicos, por la opción de verter de forma controlada y con el consenso de las industrias pesqueras y artesanales de la zona, una cierta cantidad de tritio cada cierto tiempo al mar. El tratamiento de tritio es objeto de estudio y aplicación industrial no sólo en las industria nuclear convencional (fisión) sino en los nuevos proyectos de reactores nucleares a fusión (ITER). En la actualidad las destilaciones criogénicas , precedidas de electrolisis que trasforman el agua tritiada en T2 y el resto de isótopos de hidrógeno, junto con el almacenamiento de los gases generando hidruros con matrices del tipo titanio, ZrCo y la más que probable utilización de nuevas membranas de separación en cascada específicas para la separación de las diferentes especies tritiadas son tecnologias escalables industrialmente para abordar el problema. En el futuro serán necesarias este tipo de tecnologias para hacer frente a la tarea de desmantelamiento y a la gestión de tritio en los reactores de fusión .

1.- M.Rodman, D Howard “Simulation Calculations for a Catalytic Exchange/Cryogenic Distillation Hydrogen Isotope Separation Process” E.I. du Pont de Nemours & Co. Savannah River Laboratory . DP-MS-84-100.

2.-R.Sherman. “Cryogenic Hydrogen Distillation for The Fusion Fuel Cycle” Fusion Technology Vol.8 Sep 1985 pp.2175-2183.

3.-D.Murdoch. “Sulzer builds tritium removal plant”. Modern Power Engineering. April 1982. p30.

4.-T.Motyka “Hybrides for processing and Storing Tritium” Hydrogen Technology Section of the Savannah River Technology. WSRC. 2000. pp.187-195.

5.-W.J.Holstlander, T.E.Harrison, V.Goyette, J.M.Miller . “Recovery and Packaging of Tritium from Canadian Heavy Water Reactors”. Fusion Technology Vol.8. Sep 85. pp. 2473-2477.

6.-J.M.Miller, W.T.Shmayda, S.K.Sood, D.A.Spagnolo . “Technology Developments for Improved Tritium Management” . AECL-10964. June 1994.

7.-S.K.Sood, R.A.P.Sissingh, O.K.Kveton. “Removal and Inmobilization of Tritium from Ontario Hydro’s Nuclear Generating Stations”. Fusion Technology Vol.8. Sep.85.pp. 2478-2485.

8.- Y.V. Zabaluev .Gestión de los radionucleidos procedentes de efluentes gaseosos, de plantas de reelaboración.OIEA Vol. 21 nº 1

Sergi Tuset - CEO Condorchem Envitech
CEO, Condorchem Envitech

Sergio Tuset es el CEO de Condorchem Envitech, con más de 20 años de experiencia en la gestión de compañías industriales.

Especialmente enfocado en proyectos medioambientales para clientes, es un reconocido especialista en ingeniería conceptual aplicada a tratamiento de aguas residuales, tratamiento de residuos sólidos y líquidos y tratamiento de emisiones.

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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)

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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

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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

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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

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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

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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