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Ingeniería ambiental

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Tratamiento de aguas residuales, efluentes y aire al servicio del Medio Ambiente

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 residuos líquidos en la industria de la galvanizadora

SECCIONES

Procesos de galvanizado

La industria de la galvanostegia se ocupa del recubrimiento de piezas metálicas y también no metálicas con una capa fina de un metal más noble que el básico, mediante cambios químicos producidos por la corriente eléctrica.

De forma genérica esta actividad se llevará a cabo en un reactor, donde se almacenará un electrolito determinado para que la energía eléctrica sea transferida por un ánodo, aportándole iones en disolución.
Tratamiento de baños de decapado
En la Galvanostegia se utilizan diferentes operaciones unitarias, con el objetivo de preparar, tratar y recubrir la pieza. Estos procesos son los siguientes:

Preparacion de la superficie de la pieza y proceder a su desengrase

En esta operación se prepara la superficie de la pieza, se eliminan rebabas, puntos de aspereza, para posteriormente crear las condiciones para un tratamiento químico de superficie óptimo que permita la adherencia química de los metales, sujetos del recubrimiento.

El desengrase se puede llevar a dos niveles; macro desengrase donde se eliminan las grasas pesadas y micro desengrase donde se produce un proceso de afino con las grasas que forman películas de adherencia.

Se eliminan grasas y aceites de superficie que se hallan dispuestos sobre las piezas metálicas. Las piezas se tratan por inmersión y imprimiendo la mínima agitación para evitar deformaciones o roturas.

Es preciso una buena capacidad de limpieza de las piezas para ulteriores tratamientos de nitruración, oxidación superficial o los propios tratamientos galvánicos. Esta operación de desengrase comprende diferentes procesos posibles:

Tratamientos con álcalis por inmersión

Eliminación de grasas por inmersión en bases fuertes; NaOH, KOH. Se pueden realizar a temperatura elevada. Este baño genera a la larga un residuo que debe ser neutralizado, con aceites en disolución y lodos metálicos.

Estos tratamientos requieren baños de aclarado posteriores para poder eliminar las sales, fruto de las reacciones de saponificación. Esto provoca la emulsionabilidad de los fluidos, lo cual implica cambios de baño, recargas de agua, y una incidencia en el factor “tiempo” en todo el proceso.

Se puede producir una falta de capacidad de desengrase para piezas o cargas con impedimentos posicionales, geometrías complejas, materiales con grado alto de porosidad o metales sinterizados, etc. Normalmente estos baños están aditivados.

Tensioactivos

Se emplean como complemento de las disoluciones alcalinas como desengrasantes neutros no iónicos. Su efecto se produce por formación de micelas y mayormente son usados en sistemas por aspersión. Sus principales principales desventajas radican en su dificultad para actuar con piezas de geometrías difíciles, materiales sinterizados, cargas con impedimentos posicionales que impiden un fácil acceso del desengrasante al interior de la carga, así como la facilidad para emulsionar aceites y fluidos contaminantes por lo que requieren frecuentes cambios de baños.

Desengrase por solventes orgánicos

En este tipo de baños tradicionalmente se han utilizado disolventes orgánicos clorados. En la actualidad, diferentes directivas de la UE imponen límites en su utilización por su incidencia en el cambio climático. Estos disolventes permiten la disolución de grasas y dejan las piezas metálicas prácticamente secas.

No atacan la pieza ni alteran la coloración del material. Estos disolventes orgánicos pueden recuperarse por destilación.

Desengrasado electrolítico con álcalis

Es uno de los procedimientos más efectivo de desengrase. Se utiliza un electrolito fuertemente alcalino con ayuda de la corriente eléctrica de cátodo y rara vez la de ánodo. Se utilizan disoventes organoclorados, y álcalis fuertes con la problemática de los COV.

Actualmente, debido a la prohibición de la utilización de disolventes organoclorados estos se están substituyendo por:

  • Disolventes parafínicos(COV): Son compuestos orgánicos volátiles y inflamables por lo cual requieren de especiales controles de seguridad.
  • Disolventes oxigenados: Son compuestos que presentan un problema de inflamabilidad y toxicidad. Son compatibles con muchos disolventes utilizados en pinturas.
  • Disolventes fluorados: Al igual que los productos basados en disolventes clorados la mayoría son ininflamables (excepto los que son mezclas con otros tipos de disolventes) y altamente volátiles, siendo los productos más parecidos a los disolventes clorados. Tienen la desventaja de una aplicación altamente específica debido a su solubilidad y su elevada presión de vapor. Esta serie de factores inciden en su coste.
  • Disolventes parafínicos (no COV): Se trata de disolventes parafínicos que tienen un punto de ebullición superior a los COV. Una aplicación especial es la de utilizarlos como proceso intermedio, ya que su excelente capacidad de limpieza, baja volatilidad y viscosidad, conjuntamente con la posibilidad de hacerlos emulsionables, les permiten ser eliminados fácilmente con procesos y sistemas base agua (lo que muchas veces no es posible hacer con los restos de grasas, aceites viscosos, etc. que se desean desengrasar).

Lavado de desengrase

Lavado con agua de las piezas de la fase anterior, con el objetivo de eliminar manchas o deposiciones irregulares en la superficie de las piezas. En esta etapa se utiliza agua con el resultado de la incorporación de residuos de la etapa interior.

Decapado

Proceso de desoxidación. Tiene por objeto eliminar los óxidos presentes en la superficie de la pieza.

El decapado se puede realizar en un baño ácido o alcalino. Las soluciones básicas que se utilizan son hidróxidos (sódico, potásico o cálcico) y carbonatos (carbonato de sodio), aditivos orgánicos e inorgánicos y surfactantes.

Las soluciones ácidas utilizadas pueden ser ácido sulfúrico, clorhídrico o en determinados casos fluorhídrico. Como resultado de esta etapa, se originan aguas residuales y lodos debido a la remoción de los óxidos.

Lavado de decapado

Consiste en el enjuague de las piezas metálicas o plásticas en un tanque con agua para evitar el arrastre de ácido a las siguientes etapas del proceso. Se generan aguas residuales contaminadas del proceso del decapado.

Su objeto es la eliminación de ácido remanente del proceso anterior y evitar una posterior oxidación sobre piezas. Las aguas residuales obtenidas son aguas de enjuague para tratamiento de neutralización.

Preparación mecánica de la pieza

Consiste en la preparación de la pieza con objeto de dejarla lisa, pulida, brillante; en una palabra preparar la superficie para la deposición de otra capa de metal. Esta etapa es importante para la obtención de una buena calidad de la pieza. Se divide en desbaste, esmerilado y pulido.

El desbaste se realiza por medio de discos abrasivos de distintos tamaños y dureza, afinados con grano o con cerámicas de estructura medianas. El esmerilado puede realizarse por medio de discos duros de estructuras medianas y con cerámicos de estructuras, igualmente medianas.

El pulido puede ser mecánico, o electrolítico mediante salmueras que trabajan la superficie del metal dejándola brillante. Para esta etapa del proceso, se utilizan ácidos sulfúrico, fosfórico, crómico, nítrico, cítrico o bien combinaciones de ellos para el caso del pulido electrolítico, así como agua de enfriamiento para evitar el calentamiento de las piezas sensibles al calor.

Los desechos generados en esta etapa, son básicamente los envases de los químicos usados, agua caliente, material particulado del pulido, disoluciones muy ácidas de sales metálicas, en caso del cromo es particularmente importante el cromo (VI).

Limpieza Física

Eliminación de partículas que quedaron en forma de grumos en las piezas metálicas. Para el desarrollo de esta etapa se requiere de materiales de limpieza (lana, fibras sintéticas) y agua a temperatura ambiente para eliminar aquellas partículas difíciles de separar.

Etapa de Electrólisis

En esta etapa se produce propiamente el recubrimiento electrolito. La piezas, fijadas como cátodo, se recubren con el metal apropiado, dejando unos lodos propios de la deposición metálica, de las sales y de los procesos de óxido reducción que se producen en el cátodo y el ánodo (producción de oxígeno y hidrógeno).

Para el desarrollo de esta actividad se utilizan materiales metálicos de recubrimiento tales sulfatos, cloruros, cianuros de níquel, cromo y estaño. También se utilizan agentes químicos adicionales como: trisulfonato naftaleno sódico y formaldehido.

Los desechos que se originan principalmente son desechos líquidos de las soluciones de níquel, cromo o estaño, soluciones aditivadas, disoluciones con cianuros y recipientes vacíos de los químicos usados.

Lavado en Caliente

La pieza se lava con una disolución diluida de ácido clorhídrico produciéndose una solución residual ácida.

Secado y aceitado

Las piezas metálicas deben secarse después del proceso electrolítico para evitar las manchas sobre los depósitos metálicos que se han producido. El proceso de secado se puede realizar en soportes de secado, hornos de secado o mediante el rociado con aire a temperatura elevada, 80-90ºC, con objeto de eliminar la humedad superficial.

Posteriormente sobre la pieza metálica se procede a depositar una fina capa de aceite que tiene objeto proteger la pieza de la humedad y evitar su oxidación. Este proceso se realiza mediante un proceso de aceitado electrostático.

Proceso de cincado en medio fuertemente ácido

Los revestimientos electro galvanizados (galvanoplastia eléctrica) se crean al aplicar zinc a la lámina de acero y decapar por electrodeposición. Como sucede con el galvanizado de lámina, la operación es continua y el espesor del revestimiento es mínimo.

Aplicado en una planta de laminación de acero, se ingresa la lámina o tira, mediante equipo de entrada, en una serie de lavados y enjuagados, luego en el baño de zinc.

Pueden añadirse refinadores de granos para ayudar a producir un revestimiento de zinc uniforme y bien unido en el acero. Los revestimientos electro galvanizados se aplican a láminas y alambres de acero, y, por eso, se usan en aplicaciones similares al galvanizado de lámina continuo o galvanizado de alambre.

Las aplicaciones más comunes son en la industria automotriz y monturas y sujetadores de aparatos. Además, para extender la vida útil, los revestimientos electro galvanizados pueden tratarse para hacerlos aptos para el pintado, y esto se recomienda a menudo debido al revestimiento de zinc extremadamente delgado.

El proceso de cincado, se inicia con el desengrase mediante métodos químicos, por saponificación de posibles aceites mediante bases o por procedimientos de electrólisis. Estas aguas resultantes precisan de neutralización y tratamiento de emulsión en el caso que se produzca. Posteriormente se enjuaga la pieza, para eliminar álcalis y evitar disminuir el efecto de los ácidos posteriores en el decapado.

Una vez eliminada esta capa superficial de aceite u otras deposiciones superficiales, se procede al decapado. El decapado químico se produce con ácidos fuertes y tiempos controlados.

Su objetivo es el de eliminar manchas de óxidos u otros recubrimientos que de forma circunstancial se hubieran producido sobre la pieza. Este baño va a producir una disolución fuertemente ácida con sales procedentes del ataque de óxidos, sulfatos y cloruros de hierro. Para evitar ulteriores deposiciones, se utiliza complejantes para el hierro y otros metales como el EDTA. Esta disolución dejará la pieza preparada para el proceso electrolítico.

La especificación que rige, B633 de la ASTM, lista cuatro clases de galvanoplastia con zinc: Fe/Zn 5, Fe/Zn 8, Fe/Zn 12 y Fe/Zn 25, donde el número indica el espesor del revestimiento en micrones (µm).

En el proceso de deposición electrolítica, en el ánodo se va a depositar el zinc metálico y va a desprenderse hidrógeno.

En el cátodo se van a producir efectos más complejos como son:

  • La oxidación del SO42- a S2O8 2-
  • La descomposición del S2O8 2- a SO42- y SO32-, generando como subproducto oxígeno.
  • Síntesis del H2SO4
  • Descomposición del agua con producción de oxígeno.

Posterior a la electrolisis, es preciso otro enjuague y traspaso al proceso de pasivación con el objetivo de producir una capa protectora sobre la pieza. En este proceso se utilizan ácidos fuertes como el crómico y sulfúrico.

En el caso particular de aceros, las normas ASTM A380 Y ASTM A967 cubre una gama amplia de procesos de limpieza descascarillado y pasivado de piezas, equipos y sistemas de acero inoxidable, así como especificaciones de tratamiento de pasivado químico de piezas de acero inoxidable.

En el caso del cinc , en función del tiempo de residencia de electrodeposición, el pH del baño, la agitación y la temperatura obtendremos diferentes estructuras de pasivado como por ejemplo; pasivado iridiscente azulado (arco iris zincado) , pasivado (color oliva) pasivado (iris zincado)y un pasivado de negro zinc.

El arreglo más común de electrolito/ánodo de zinc usa plomo/plata, u otros ánodos insolubles y electrolitos de sulfatos de zinc. También se usan ánodos solubles de zinc puro.

El revestimiento se desarrolla a medida que iones de zinc cargados positivamente en la solución se reducen mediante electricidad al metal de zinc y se depositan en el cátodo cargado positivamente (lámina de acero).

Los rangos de temperatura se sitúan entre 18 y 30ºC. Posterior al proceso de pasivado sigue un enjuague para eliminar reactivos y proceder al secado.

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Proceso de zincado y reactivos quimicos que intervienen

ProcesoQuímicos
Proceso de desengrase quimico o desengrase electrolíticoNa2CO3 , NaOH, Na2SiO3, Gluconatos
EnjuagueAgua
PasivaciónH2CrO4, H2SO4
EnjuagueAgua
Electrodeposición de zincSales de zinc, cloruros de sodio y potasio, ácido sulfúrico
EnjuagueAgua
DecapadoH2SO4/HCl
EnjuagueAgua

Tratamiento de Aguas Residuales de Proceso

Los residuos que se producen durante un proceso de galvanostegia se pueden clasificar en:

  • Efluentes ácidos o básicos, procedentes de enjuagues que pueden ser neutralizados.
  • Efluentes con concentraciones elevadas de metales pesados; estos son precipitados mediante valores de pH adecuados. Normalmente a pH cercanos a 7, la mayoría de los metales pueden precipitarse en forma de hidróxidos. Estos hidróxidos o su evolución a óxido por pérdida de agua, pueden separarse en forma de lodos y gestionados de forma específica.
  • Efluentes con contenidos en Cr(VI). Este ión precisa de un tratamiento específico. En primer lugar debe ser reducido a Cr(III) mediante un reductor como el sulfito de sodio. Posteriormente, el cromo (III) es precipitado por neutralización del efluente en forma de hidróxido de cromo(III) que evoluciona a óxido de cromo (III).
  • Efluentes orgánicos. Estos efluentes contienen emulsiones aceitosas (taladrinas), inhibidores, EDTA, gluconatos.
  • Efluentes específicos con cianuros en disolución. En este caso, como en el de los metales, será preciso un tratamiento específico. En concreto, los cianuros se deberan someter a un medió fuertemente básico y oxidante. Debido a su peligrosidad, los cianuros están siendo desplazados a otras sales con menos riesgo.

Las aguas residuales procedentes de estos tratamientos se pueden presentar en forma de emulsión (diferentes fases), junto con una variedad de metales pesados (cromo, zinc…) en disolución, materia orgánica (antioxidantes, inhibidores, gluconatos, detersores..), ácidos y bases.

Las emulsiones típicas están formadas por agua-aceite. Los residuos susceptibles de ser tratados, proceden de la refrigeración, corte, lubricación, recubrimiento de superficies, enjuagues,etc. El residuo más característico es la taladrina emulsionable (aceite mineral,10% en agua); emulgente aniónico(sulfonato de sodio);emulgente no iónico (mercaptobenzo tiazol), aditivos anticorrosivos, pH 8-9,5, antiespumantes, bactericidas, fungicidas.

Existen diferentes formas de tratar las emulsiones, en general el proceso más habitual consiste en la separación de la suspensión coloidal de los compuestos orgánicos en agua (separar la fase aceitosa de la fase acuosa) utilizando un cambio de pH. Se puede proceder a la valorización energética de la fase aceitosa, controlando siempre el contenido de cloro y azufre. La separación de fases se ve favorecida con la temperatura.

El proceso de tratamiento de estas aguas residuales, pasa por la eliminación de los metales pesados, el tratamiento de la emulsión y neutralización de efluentes. Este hecho producirá una aguas residuales con alto contenido de calcio, sodio, sulfatos, cloruros procedentes básicamente de los procesos de neutralización y de utilización de electrólitos. Estos elevados parámetros de salinidad obligan a tratamientos específicos. Dos son los procesos más utilizados para el tratamiento de estas aguas; la evapocondensación y la ósmosis inversa.

La evaporación y posterior condensación del agua tratada (evapocondensación) obtiene alta eficacia en el tratamiento de este tipo de residuos que se caracterizan por una alta salinidad y a su vez permite la reutilización del agua condensada, la disminución del volumen de residuos y la reutilización de determinadas sales.

Una limitación importante a tener en cuenta es la presencia de compuestos orgánicos volátiles, pues en el proceso de evaporación se transfieren al vapor de las fases condensables. En este caso, se puede realizar un proceso de evapoxidación o tratamientos alternativos en fases previas o condensadas.

En este proceso el concentrado retiene las sales mientras que la fase de vapor condesado permite la obtención del agua. El evaporador/concentrador combina la tecnología de vacío y bomba con calentadores para obtener una destilación a baja temperatura.

Algunos de los parámetros importantes que definen el proceso son el % de concentrado obtenido en el evaporador, el valor de los caudales objeto de tratamiento, consumo energético, costes de operación/mantenimiento y coste de gestión del evaporado-concentrado. La alta eficacia en el tratamiento de estas aguas residuales mediante la tecnología de la evaporación, hace que éste sea uno de los métodos más ampliamente usado en el campo de la industria de recubrimientos.

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Dia mundial del agua 2019

World Water Day - Condorchem Envitech
El lema para el 2019 es “No dejar a nadie atrás”. Todo el mundo debe beneficiarse del progreso y del desarrollo sostenible. La meta que se persigue es garantizar la disponibilidad y la gestión sostenible del agua y el saneamiento para todos de aquí a 2030. Por definición, eso significa no dejar a nadie atrás.

Hoy en día millones de personas viven todavía sin agua potable. Cuando hablamos de “agua potable” nos referimos al “servicio de abastecimiento de agua potable gestionado de manera segura”, es decir, agua a la que se puede acceder en las viviendas, cuando se necesita y que no está contaminada.

Nuestra iniciativa

Condorchem Envitech es una empresa absolutamente involucrada en la gestión responsable del agua, como no podía ser de otra manera siendo nuestra principal actividad el tratamiento de aguas residuales.

Con motivo de la celebración del día mundial del agua 2019, en Condorchem Envitech hemos decidido retirar todos los envases y vasos de agua de plástico y sustituirlos por tetra briks de agua.
Tetra Brik - Condorchem Envitech
Otra medida sostenible que ha llegado para quedarse y que se suma a las continuas iniciativas que Condorchem Envitech tiene en materia de Responsabilidad Social Corporativa.

Datos (Fuente: Naciones Unidas):

  • Alrededor de 2,1 millones de personas viven sin agua potable en sus hogares.
  • Una de cada cuatro escuelas primarias en todo el mundo carece de abastecimiento de agua potable, y los alumnos consumen agua de fuentes no protegidas o pasan sed.
  • Más de 700 niños menores de cinco años mueren todos los días de diarrea, a causa del agua insalubre o un saneamiento deficiente.
  • El 80 por ciento de las personas del mundo que tienen que usar fuentes de agua no seguras o no protegidas vive en las zonas rurales.
  • En ocho de cada diez hogares de los que carecen de agua, las mujeres y niñas son las encargadas de recoger el agua.
  • Más de 800 mujeres mueren todos los días debido a complicaciones en el embarazo o en el parto.
  • 68,5 millones de personas que se han visto obligadas a huir de sus hogares tienen problemas para acceder al abastecimiento de agua potable.
  • Aproximadamente 159 millones de personas recogen el agua potable de fuentes de agua superficial, como los estanques y arroyos.
  • Unos 4000 millones de personas —casi dos tercios de la población mundial— padecen escasez grave de agua durante al menos un mes al año.
  • 700 millones de personas en el mundo podrían verse forzadas a desplazarse debido a la escasez de agua de aquí a 2030.
  • Los más ricos suelen recibir servicios de agua, saneamiento e higiene de calidad a un coste bajo o muy bajo, mientras que los más pobres pagan un precio mucho más alto por un servicio de igual o menor calidad.

Tratamiento de efluentes en el desmantelamiento de una central nuclear

SECCIONES

DESMANTELAMIENTO

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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Tratamiento de residuos del circuito primario

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

Tratamiento de otros efluentes líquidos

Los principales efluentes líquidos objeto de tratamiento son:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

(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.

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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