Condorchem Envitech | English

Category : Energía

Home/Archive by Category "Energía"

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.

Necesito tratar los efluentes de mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de efluentes de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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

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

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.

Necesito tratar los residuos de mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de residuos de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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

Necesito más información

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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.

Necesito tratar el agua de lavandería de mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de residuos de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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.

Necesito tratar las aguas boradas de mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de residuos de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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 mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de residuos de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

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.

Necesito tratar los residuos sólidos de mi central

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos en tratamiento de residuos sólidos de centrales nucleares atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

Utilización del biogás en pilas de combustible

Usaremos los residuos como fuente de energía sostenible

El crecimiento económico está basado en un uso cada vez mayor de energía, hecho que obliga a la búsqueda de energías más sostenibles. Las energías renovables tradicionales están dejando paso a nuevos sistemas de generación de energía, aún a día de hoy en un estado emergente, pero que tienen un gran potencial y pueden convertirse en la base del sistema energético del siglo XXI.

Una de estas fuentes de energía está basada en la utilización del hidrógeno para la obtención de energía eléctrica y energía térmica. Las dos ventajas principales que a priori ofrece el uso del hidrógeno como fuente de energía son que: (1) su combustión no contamina, tan sólo genera agua, y (2) es inagotable.

No obstante, aunque la disponibilidad de hidrógeno esté asegurada, se trata de un elemento que no se encuentra en estado puro en la Tierra y que, por tanto, se necesitan tecnologías capaces de generarlo de forma eficiente. El hidrógeno se puede encontrar en la naturaleza, combinado, formando parte del agua, de los combustibles fósiles y de la materia orgánica. Se puede obtener hidrógeno del agua descomponiendo ésta mediante el uso de electricidad, proceso conocido como electrólisis. También se puede obtener hidrógeno a partir de los combustibles fósiles a través del proceso de reformado, en el cual mediante el uso de un catalizador, agua y energía se transforma el combustible fósil en hidrógeno y CO2. Por último, también se puede obtener hidrógeno de la biomasa. Ésta puede ser tratada mediante un proceso de biometanización para producir biogás, y posteriormente el metano convertido en hidrógeno a través del proceso de reformado. La principal diferencia entre la obtención del hidrógeno del biogás, o bien de los combustibles fósiles, reside en el hecho de que el CO2 producido en el caso del biogás no supone un aumento de emisiones a la atmosfera, puesto que previamente ya se encontraba en la atmosfera y fue fijado por las plantas, mientras que el CO2 generado en la utilización de los combustibles fósiles es una contribución neta de emisiones productoras del efecto invernadero.

El uso potencial de las pilas de combustible para la obtención de energía se basa en el consumo del hidrógeno producido a partir del biogás procedente de la biometanización de biomasa, de la fracción orgánica de los RSU, de los subproductos carbonatados de la industria, etc. Después de eliminar los contaminantes presentes, generalmente el metano debe ser concentrado y después sometido a un proceso de reformado para la obtención del hidrógeno que se alimentará a la pila de combustible. El reformado no es preceptivo en todos los casos, puesto que cierto tipo de pilas de combustible pueden funcionar con alimentación de metano directamente (en realidad, la pila incorpora internamente su reformador).

La pila de combustible es el sistema que transforma, vía un proceso electroquímico, el hidrógeno en energía eléctrica y en energía térmica. Aunque en función del tipo de pila existen numerosas diferencias, todas se basan en la utilización de dos electrodos conductores separados por un electrolito iónico (celda electroquímica). El hidrógeno y el oxígeno reaccionan, por separado, cada uno en un electrodo diferente. En el ánodo, una molécula de hidrógeno produce dos protones y dos electrones. Simultáneamente, en el cátodo reaccionan cuatro protones, cuatro electrones y una molécula de oxígeno para formar dos moléculas de agua. Tanto los protones como los electrones se forman en el ánodo y migran hacia el cátodo. Pero mientras los protones se abren paso a través del electrolito, los electrones pasan por un circuito eléctrico externo, generando así una corriente eléctrica. De este modo el hidrógeno se combina con el oxígeno para dar agua sin que lleguen a entrar en contacto.

En cuanto a los elementos que constituyen la pila de combustible, cabe destacar el conjunto de monoceldas, llamado stack, necesario para obtener una potencia mayor, un sistema que haga posible el suministro y evacuación de los gases y un mecanismo que disipe la energía calorífica formada. Existen diferentes tipos de pilas de combustible y el elemento diferenciador es el tipo de electrolito utilizado. Se pueden encontrar:

  • Pilas de combustible poliméricas (PEMFC)
  • Pilas de combustible alcalinas (AFC)
  • Pilas de combustible de ácido fosfórico (PAFC)
  • Pilas de combustible de carbonatos fundidos (MCFC)
  • Pilas de combustible de óxidos sólidos (SOFC)
  • Pilas de combustible de metanol directo (DMFC)

En la tabla se resumen las características de cada tipo de pila de combustible.

biogas en pilas de combustible

Las pilas de combustible son un sistema interesante para aprovechar el biogás generado por varias razones. Primeramente, presentan mayor eficiencia que otras tecnologías de conversión de la energía. Mientras que los motores de combustión tienen una eficiencia eléctrica de 35%-40% y las microturbinas de 25%-30%, las pilas de combustible actualmente ofrecen una eficacia eléctrica cercana al 50%. Además, no producen ningún tipo de contaminación, ya que ni generan gases contaminantes ni tampoco ruido ambiental. También supone una ventaja su naturaleza modular, pues se varía la escala añadiendo o retirando módulos independientes. Finalmente, se debe destacar su elevada flexibilidad de operación. Una pila de combustible puede operar a elevado rendimiento y de forma continuada en un amplio rango de potencias. Uno de los requisitos indispensables para la utilización de la pila de combustible es disponer de un biogás libre de contaminantes. Hecho que no es un problema grave pues las tecnologías actuales de tratamiento del biogás son robustas, eficaces y económicas.

No obstante, para que el uso de la pila de combustible sea competitivo económicamente, se deben mejorar aspectos como la eficacia eléctrica –actualmente se sitúa sobre el 50% y aún tiene margen de mejora–, así como la durabilidad y el coste de las pilas.


 

Cada día se está más cerca de la profecía que Julio Verne lanzó en 1875 en su novela “La isla misteriosa”:

residuos orgánicos para combustible de automoción

Residuos orgánicos para combustible de automoción.
Créditos: ©1985 “Back to the Future” Universal Pictures

Creo que un día el agua será un carburante, que el hidrógeno y el oxígeno que la constituyen, utilizados solos o conjuntamente, proporcionarán una fuente inagotable de energía y de luz, con una intensidad que el carbón no puede; que dado que las reservas de carbón se agotarán, nos calentaremos gracias al agua. El agua será el carbón del futuro.

Todavía no estamos ni tan siquiera cerca de una solución autotransportada que aproveche directamente cualquier residuo orgánico tal como en cine nos sugirió con “Regreso al futuro” en la forma de un Delorean convertido en máquina del tiempo que permitía introducir directamente en el “depósito” todo tipo de desperdicios que serían el combustible del reactor de fusión que se supone era la planta motriz del susodicho vehículo venido de un hipotético futuro.

Por el momento tenemos que conformarnos con producir hidrógeno de forma económica y sostenible y tal como hemos estado explicando anteriormente, conseguir llevar las pilas de combustible a un techo de eficiencia superior que permita conseguir las prestaciones y autonomía de los más avanzados motores de combustión.

Condorchem ayuda a la industria

Desde Condorchem podemos ayudar a la industria a obtener biogás a partir de residuos orgánicos, ya sea para su combustión en sistemas de cogeneración como para fraccionarlo en hidrógeno, metano y resto de componentes.

Consúltenos

Necesito más información

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar

Valorización de residuos

valorización de residuos

En 2010, la producción media de residuos sólidos urbanos en los países europeos se situaba en torno a los 502 kg por habitante, de acuerdo con los datos publicados por Eurostat. La gestión de los residuos es sin duda uno de los principales retos con los que se encuentran las sociedades más adelantadas, dado su progresivo incremento en la producción y su impacto ambiental, económico y social.

La mayor parte de estos residuos continúan actualmente teniendo como destino final el vertedero, aunque sea ésta la opción menos sostenible a nivel ambiental.

No obstante, la tendencia es a ir reduciendo esta práctica en favor de alternativas más interesantes, tanto des del punto ambiental, como económico. La Directiva marco de residuos, de 2008, introduce una jerarquía de gestión de los residuos, en la que las opciones indicadas de mayor a menor prioridad son:

  • Prevención: reducir la generación de residuos, ya sea desincentivando la comercialización de artículos de un sólo uso, limitando el uso de plásticos, potenciando la devolución de los envases de vidrio, etc.

  • Reutilización: se podrá llevar a cabo en función del producto concreto (envases, cartuchos de tóner, bolsas de la compra, ropa, etc.)

  • Reciclado: cuando el producto no puede reutilizarse tal cual, pero sí que se puede reciclar para que sea apto para otro uso distinto, como el caso del papel o el vidrio.

  • Valorización material: consiste en la utilización del residuo como materia prima de otro proceso. Es el caso de las escorias de altos hornos, los escombros procedentes de la demolición de edificios, …, que se utilizan en la producción de cemento, al contener los minerales presentes en las materias primas tradicionales.

  • Valorización energética: los residuos se utilizan para la obtención de energía renovable a la vez que se soluciona un problema ambiental.

  • Eliminación

Necesito más información

Póngase en contacto con nosotros y uno de nuestros expertos atenderá su consulta de forma personalizada.

Contactar