En el caso de la parada definitiva de una central nuclear se procede en el plazo más breve posible a la retirada de la central de todo el combustible irradiado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas, que son residuos de alta actividad.

En el caso de los reactores de agua, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento en bidones metálicos, obteniendo residuos sólidos de baja actividad o de media, que se retiran de la central.

 

Por último también se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

 

A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

 

La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para remover los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc.

 

El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están contaminados internamente, y el tratamiento como residuos radiactivos de los restos. El 85% del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

 

El volumen de residuos radiactivos de baja y media actividad que se producen en los dos procesos, descontaminación y desmantelamiento, se estima que es equivalente al producido en el funcionamiento de la central durante 25 años.

 

 

¿QUÉ ESTRATEGIA SE UTILIZA PARA AISLAR LOS RESIDUOS?

El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano interponiendo entre ellos y nosotros un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque este sea altamente improbable. Esto se llama confinamiento.

En el caso de los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En el caso de residuos radiactivos, se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales.

 

Actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final o a largo plazo de los residuos radiactivos, o sea para su confinamiento definitivo.

 

El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea se pusiera eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera a alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano.

 

Para disipar este peligro, la estrategia se basa en: a) hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua por largo tiempo, b) diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes, c) emplazar y construir el recinto en una formación geológica superficial o profunda de nuestra corteza terrestre, que pueda garantizar su integridad durante el tiempo que se requiera (esta formación se conoce como 99 roca receptora”, y d) elegir la roca receptora dentro de un medio geológico general (roca encajante) formado por materiales absorbentes que impidan o retarden el retorno a la biota en el caso de un fallo altamente imprevisible de todo el sistema de barreras.

 

La propia naturaleza se ha encargado de demostrar lo acertado de la estrategia internacional de la gestión de los residuos radiactivos, proporcionando una prueba evidente del buen funcionamiento de las barreras geológicas. Hace 30 años, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo, se habían producido fisiones en cadena hace 2.000 millones de años, debido a la circulación de agua subterránea en un yacimiento excepcionalmente rico en uranio, funcionando el conjunto como un reactor nuclear natural durante unos 500.000 años. El resultado fue la producción de unas 10 toneladas de productos de fisión y 1,5 toneladas de plutonio hasta el momento en que cesaron las fisiones en cadena. Se ha podido comprobar que los elementos artificiales generados o sus descendientes han permanecido retenidos en un radio de cinco kilómetros alrededor del punto donde se originaron.

 

Así tenemos este experimento que la naturaleza nos ha brindado y que ocurrió en un sitio que no estaba elegido para ser almacenamiento de residuos sino donde la naturaleza había puesto el uranio. Cabe añadir que el hombre dispone de tecnología geológica para seleccionar y caracterizar exhaustivamente sitios mejores que el de Oklo, y dispone de técnicas químicas y de ingeniería para hacer paquetes y recintos de mucha más alta calidad de los que pueda haber ofrecido ocasionalmente la naturaleza.

 

 

¿CÓMO SE PREVÉ EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD?

En el caso del ciclo cerrado (reelaboración o reproceso) el paquete de residuos de alta radiactividad es una cápsula de acero inoxidable y titanio en cuyo interior se ha introducido el producto vitrificado insoluble obtenido en la planta de reproceso después de recuperar uranio y plutonio. El tiempo de aislamiento geológico para este paquete donde no existe el plutonio de vida larga, es sólo de 800 años.

En el ciclo abierto, el paquete es un contenedor de cobre donde se han metido las varillas del elemento combustible gastado, rellenando con plomo fundido los huecos entre varillas. El tiempo de aislamiento geológico que requiere este paquete es de 4.000 años.

 

En ambos casos, el paquete de residuos de alta radiactividad se colocará en un almacén construido en una formación geológica entre 300 y 1.000 metros de profundidad. Como roca receptora se eligen, cuando es factible, las formaciones salinas (la presencia de sal garantiza la ausencia de agua) y, en su defecto, el granito o la arcilla, y como roca encajante siempre la arcilla.

 

La construcción de los almacenamientos de residuos de alta radiactividad es, con ciertas variantes, una labor típica de la minería clásica, como puede apreciarse en la figura 121 donde se muestra un esquema de uno de dichos almacenamientos. Los contenedores se colocan en pozos verticales practicados en el suelo de las galerías y, a continuación, se rellena el hueco con bloques de material muy absorbente como cierto tipo de arcillas, entre ellas la bentonita. Cuando todos los pozos de la galería han sido ocupados, ésta se rellena también de bentonita. Finalmente, cuando todo el almacenamiento haya recibido el total de contenedores previstos se rellenarán también todos los pozos de acceso y quedará aislado del exterior, acción que se ha llamado cerrado y sellado del almacenamiento.

 

Sólo se prevé un período relativamente corto de control radiológico, después no se considera necesario ningún tipo de vigilancia ambiental ni técnica, pues el sistema tiene que ser pasivo, o sea, capaz de funcionar en adelante y para siempre con la tecnología introducida y los mecanismos previstos.

 

 

¿CÓMO SE PREVÉ EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS DE BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD?

En el caso de los residuos de baja y media actividad el paquete es un bidón metálico que contiene los residuos inmovilizados en cemento.

Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años, siendo la tendencia general construir los almacenamientos en formaciones geológicas superficiales o a poca profundidad.

 

La tecnología francesa ha desarrollado un sistema de almacenamiento definitivo de residuos de baja y media radiactividad en formaciones superficiales, como es el caso del “Centro de la Mancha”, cerca de Cherburgo, donde Francia ha almacenado 500.000 m3 desde el comienzo de su funcionamiento en 1969.

 

Cuando los módulos están llenos se recubren con arcilla, luego con tierra vegetal y se plantan arbustos formando una duna artificial que queda integrada en el paisaje de dunas de la zona. Este almacenamiento ha sido cerrado a fines de 1991 y desde entonces ha entrado en funcionamiento el de Aube a 205 km. al nordeste de París, donde se prevé almacenar 1.000.000 de m3 a lo largo de los próximos 30 años. El sistema en Aube es también en superficie pero los módulos responden a un diseño operacional más sencillo.

 

En España está en funcionamiento el almacenamiento de El Cabril, en Hornachuelos, Córdoba, para residuos de baja y media actividad. Hasta 1989 sólo se habían llevado a El Cabril residuos de los pequeños productores, que se albergaban en tres módulos superficiales de reciente construcción. En 1989, tras las autorizaciones pertinentes, se han comenzado a almacenar también residuos de las centrales nucleares y se está construyendo un sistema de almacenamiento con tecnología del tipo proyectado para Aube en Francia, que permitirá almacenar de forma permanente 58.000 m3 hasta el año 2000. En el caso de El Cabril la roca receptora es una pizarra arcillosa y la roca encajante arcilla.

 

El confinamiento que se produce con estas barreras es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto, conviene recordar que en el caso de los residuos de baja actividad, un 70% alcanza la inocuidad en unos decenios.

 

¿ES SEGURO A LARGO PLAZO EL ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS?

Para valorar la seguridad del mecanismo de las barreras se han planteado numerosos escenarios, Introduciendo las incertidumbres que lógicamente tiene que haber en un futuro tan lejano. Se utilizan modelos matemáticos en los que se introducen todos los datos de los residuos radiactivos y de las barreras y todos los procesos y sucesos posibles a largo plazo. Con ello se calcula la probabilidad de los efectos radiológicos susceptibles de producirse en el futuro como resultado del almacenamiento definitivo de los residuos. Los cálculos son muy complejos y sólo pueden ser realizados por ordenador.

 

Los análisis se basan siempre en la estimación del riesgo que supone que los radionucleidos contenidos en los residuos depositados en un almacén centralizado puedan ser lixiviados por el agua subterránea debido a los fallos en el sistema de barreras y transportados a las aguas superficiales, al agua de bebida y a los alimentos, o arrastrados por el viento, llegando al hombre y al medio ambiente.

 

En los modelos se tienen en cuenta numerosos factores como se relaciona a continuación.

1.Radionucleidos presentes.

2.Propiedades de la matriz de solidificación del paquete de residuos.

3.Corrosión de los materiales del contenedor.

4.Propiedades de la barrera de ingeniería.

5.Lixiviación de los radionucleidos.

6.Paso de los radionucleidos a las aguas subterráneas.

6.1. Permeabilidad de la roca receptora.

6.2. Circulación del agua por las fisuras.

6.3. Absorción de los radionucleidos lixiviados en superficies de fisuras.

6.4. Efecto de las capas geológicas diversas en el itinerario del agua a la biosfera.

6.5. Interacción de todos los efectos citados.

6.6. Dilución del agua subterránea al llegar a la superficie.

6.7. Distribución de la contaminación en los seres vivos (biota).

7. Dosis de radiación al hombre por intermedio de: agua de bebida, alimentos, inhalación, inmersión, otras vías.

Además de los factores citados es necesario tener en cuenta hipótesis de fenómenos naturales como los seismos, las glaciaciones, las ‘inundaciones y el vulcanismo. Estos eventos, aunque anormales, también tienen que ser introducidos en los escenarios que se modelan, aunque no hay que olvidar que los emplazamientos se elegirán en zonas donde sean muy improbables estos fenómenos.

Los resultados obtenidos internacionalmente con los análisis hechos con estos modelos indican que en el caso más desfavorable la dosis máxima al individuo más expuesto está dentro de los límites permitidos por las autoridades competentes.

 

El resultado de estos estudios, unido a la evidencia de Oklo, ha permitido concluir que el mecanismo de barreras ofrece la seguridad requerida, y el método es hoy aceptado internacionalmente, incluyendo a España, a nivel científico, técnico, político y ético.