el ciclo de combustible nuclear

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS

INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGIA

MASTER EN TECNOLOGA NUCLEAR: FISIN, FUSIN Y MEDICINA NUCLEAR

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR OPCIONES Y ESTRATEGIAS

M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear

1


CONTENIDO

1 INTRODUCCIN 2 LA PRIMERA PARTE DEL CICLO: ETAPAS E INSTALACIONES2.1 Operaciones para la obtencin de uranio enriquecido 2.2 Operaciones para la fabricacin del combustible

3 LA SEGUNDA PARTE DEL CICLO: OPCIONES3.1 Ciclo abierto: Concepto y etapas 3.2 Ciclo cerrado: Concepto y etapas 3.3 Ciclo cerrado avanzado: Concepto y etapas 3.4 Otras estrategias

4 IMPLICACIONES TECNICAS, ECONOMICAS Y SOCIALES 5 SITUACION ACTUAL Y PERPECTIVAS FUTURAS

2


1. INTRODUCCINSe conoce como Ciclo del Combustible Nuclear al conjunto de etapas necesarias para la fabricacin del combustible nuclear destinado a las centrales nucleares, as como las relativas al tratamiento y gestin del combustible gastado producido por la operacin de las mismas. En el caso del uranio, dichas operaciones van desde la minera la purificacin del uranio y su conversin en material de uso nuclear, el enriquecimiento en uranio 235 del uranio natural, la fabricacin de elementos combustibles; su quemado en la operacin de las centrales nucleares y en los reactores de investigacin y de produccin de radioistopos; la gestin posterior del combustible irradiado o gastado incluyendo el eventual reprocesamiento de los combustibles usados; la gestin de los residuos radiactivos resultantes; y las tareas de investigacin y desarrollo asociadas. En la figura 1 se presenta un esquema de las dos opciones clsicas del ciclo del combustible convencional, con los procesos e instalaciones en cada caso: El ciclo abierto- cuando se considera que el combustible es el residuo de alta actividad a gestionar El ciclo cerrado-cuando se pretende la resuperacin del uranio y el plutonio, e incluye la reelabolaracion de los electos combustible

Figura 1. Esquema de las dos opciones clsicas del ciclo del combustible nuclear

Adems, como puede verse en la figura, el ciclo del combustible nuclear tiene dos partes claramente diferenciadas por su objetivo fundamental y los procesos implicados:

3

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS La primera parte del ciclo del combustible, que en la bibliografa anglosajona aparece como front-end of the fuel cycle y comprende las etapas asociadas a la fabricacin y uso del combustible en los reactores, desde la extraccin minera del mineral de uranio hasta que el combustible es introducido en el reactor. Al combustible en esta fase se lle denomina combustible fresco o no irradiado La segunda parte del ciclo del combustible, que en la bibliografa anglosajona aparece como the back-end of the fuel cycle para referirse a las actividades de gestin del combustible nuclear irradiado o gastado que comienza con la extraccin definitiva del combustible del reactor, despus de varios ciclos, en funcin del tipo de reactor y abarca todos los procesos de almacenamiento, tratamiento y transporte asociados a la gestin de los mismos, incluyendo la reelaboracin en el caso del ciclo cerrado y/ o de los residuos resultantes hasta su aislamiento del hombre y del medioambiente, de manera que no supongan un riesgo inaceptable.

2. PRIMERA PARTE DEL CICLO El uranio es la materia prima para la fabricacin del combustible de las centrales nucleares. Sin embargo, el combustible nuclear que se utiliza en los reactores nucleares de agua ligera se encuentra desde el punto de vista qumico en forma de UO2 y desde el punto de vista fsico en forma de pastillas cilndricas (con una densidad de aproximadamente 95 % al objeto de dejar volumen par los productos adicionales que se generan en la fisin). El conjunto de operaciones que van desde la extraccin del mineral de uranio en la mina hasta su carga como combustible en la central se denomina "primera parte del ciclo de combustible nuclear". Abarca los siguientes procesos, segn se muestra en la Figura 2: 1 Minera y fabricacin de concentrados de uranio 2 Conversin a hexafluoruro de uranio. 3 Enriquecimiento en el istopo U235 4 Reconversin en oxido de uranio 5 Fabricacin de elementos combustibles. Estas etapas se pueden agrupar en dos subfases: La primera incluira las operaciones orientadas a la obtencin del uranio enriquecido: minera, fabricacin de concentrados y enriquecimiento La segunda, incluira las operaciones para la fabricacin del combustible, incluyendo la reconversin a oxido de uranio

4


ETAPASMinera Fabricacin de concentrados Enriquecimiento Reconversin Fabricacin de los elementos combustibles Uso del combustible en las centrales nucleares

Figura 2. Primera parte del ciclo del combustible nuclear: Procesos e instalaciones

En Espaa, la compaa ENUSA (60% SEPI y 40% CIEMAT) ha venido efectuando la explotacin minera y la fabricacin de concentrados de uranio y lleva a cabo la quinta etapa o fabricacin de los elementos combustibles, mientras que las otras etapas (conversin a hexafluoruro de uranio y enriquecimiento se contratan en el exterior en su totalidad. 2.1 La minera del uranio

Los minerales de uranio son numerosos, pues se conocen alrededor de 150 variedades., y de diferente naturaleza. Pueden encontrarse en forma primaria (pechblenda y uraninita); en forma oxidada (carnonita, autinita, torbenita, gumita); o en forma refractaria (euxenita, davidita, betafita, etc.). La riqueza en uranio del mineral, o ley del mineral, es importante para decidir la explotacin de un cierto yacimiento, ya que las leyes son muy bajas (menos del 1%), y solamente aquellos yacimientos en los que se estiman cantidades elevadas se consideran rentables. El mineral ms rico en uranio es la pechblenda. La prospeccin o bsqueda de yacimientos se realiza de muy diversas formas aunque, en general, la existencia de mineral se observa por la existencia del gas radn, producto de la cadena de desintegracin del uranio. El tipo de explotacin depende de la naturaleza y caractersticas del yacimiento. En la actualidad se prefiere la explotacin a cielo abierto o los mtodos que permiten la lixiviacin del mineral in situ, aunque estos ltimos presentan mayores problemas medioambientales.

5

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS Los yacimientos de uranio se encuentran repartidos en zonas muy localizadas del globo terrestre. De todos ellos, los que tienen un gran volumen de reservas son los del continente africano, concretamente los de Sudfrica, Namibia, Gabn y Nger. En Europa, con un volumen de reserva ciertamente menor, destacan los yacimientos de Francia, que son los dos de mayores reservas del continente, al que siguen los de Espaa. En el continente americano destacan los de Canad y Estados Unidos, junto con Brasil y Argentina; y en la zona del pacfico, destaca Australia como el pas ms importante con recursos de uranio. En la actualidad, la minera en Espaa se encuentra localizada en el yacimiento de Salices el Chico (Salamanca). Las actividades de extraccin de uranio son desarrolladas nicamente por la Empresa Nacional del Uranio , S.A. (ENUSA).

2.2

Fabricacin de concentrados

Para evitar tratar grandes cantidades de mineral en el proceso de fabricacin de combustible, se efecta lo que se llama concentracin del uranio. La fabricacin de concentrados de uranio consiste en tomar el mineral de uranio (en forma de U3 O8 ), y mediante procesos fsico-qumicos, aumentar hasta valores superiores al 70% el contenido de uranio, obtenindose lo que se conoce como pastel amarillo debido a su color. Para evitar el transporte de grandes cantidades de mineral, estas fbricas suelen colocarse lo ms cerca posible de las minas. La concentracin se realiza en varias etapas, mediante diversos procedimientos, aunque todos ellos necesitan operar sobre cifras de toneladas de mineral muy elevadas, como consecuencia de la pobreza en uranio de todos los minerales. A esta primera operacin de concentracin debe seguir una de refino, es decir, de eliminacin de impurezas y de elaboracin. Las operaciones bsicas para la obtencin de concentrados de uranio a partir de sus menas son las siguientes: Preparacin del mineral: reduccin de tamao, clasificacin, tostacin, calcinacin o combustin Solubilizacin del uranio contenido mediante un disolvente (ataque cido o ataque alcalino) Separacin de los lquidos frtiles de los slidos estriles mediante lavado en contracorriente o filtracin Concentracin qumica y purificacin de las soluciones frtiles Recuperacin y precipitacin del producto final Secado y envasado Gestin de los estriles de tratamiento

En Espaa, prxima al yacimiento de uranio, se encuentra la planta de concentracin de Ciudad Rodrigo (Salamanca), propiedad de ENUSA. ENUSA ha venido produciendo concentrados de uranio en la Planta de Saelices el Chico (Salamanca), que entr en

6

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS operacin en 1993, mediante el tratamiento de los minerales extrados de la explotacin minera existente en su mismo emplazamiento. Sin embargo, a finales del ao 2000 finalizaron las actividades productivas de la mina como consecuencia del agotamiento, a los actuales precios del mercado, de los recursos mineros econmicamente explotables. El lmite mximo autorizado de la planta fu de 175 toneladas de U3O8 anuales. A partir de Enero de 2001 se acometieron las labores de restauracin del emplazamiento minero, estimndose que las mismas estarn finalizadas en el ao 2008.

2.3

Enriquecimiento del uranio

El uranio que hay en la naturaleza (uranio natural) se presenta bajo dos formas isotpicas posibles: a) 238U, con una abundancia del 99.3% y b) 235U, con una abundancia del 0.7%. En la mayora de los reactores nucleares, para que las reacciones de fisin en cadena sean viables se requiere que la concentracin de 235U sea superior a dicho 0.7% que presenta el uranio natural, por lo que se requiere de un proceso de enriquecimiento isotpico, que se ha de efectuar sobre el uranio en forma gaseosa UF6), ya sea por medio de tcnicas de difusin gaseosa o bien por tcnicas de ultracentrifugacin. El uranio enriquecido, se obtiene del uranio natural aumentando la proporcin de tomos de 235U, pasando de un 0,71% a un 3% por trmino medio. Este proceso se denomina enriquecimiento del uranio. Por razones fsicas, cuando se aumenta el contenido de tomos de 235U en un reactor trmico, la energa que se obtiene por tonelada de uranio es mayor que cuando se usa uranio natural. Adems, para la misma potencia trmica, el tamao del ncleo del reactor es menor en un reactor con uranio enriquecido, que en uno con uranio natural. Estas conclusiones, matizadas con aspectos econmicos, han dado lugar a que los reactores nucleares con uranio enriquecido sean ms econmicos y que el coste de kWh en ellos, sea menor. En los reactores comerciales el grado de enriquecimiento es inferior al 5%. Cada tipo de reactor suele usar un determinado combustible, siendo diferente su porcentaje de enriquecimiento. As:

Reactor de grafito-gas (GCR) utiliza: uranio natural. Reactor avanzado de gas (AGR) utiliza: uranio enriquecido (2%). Reactor de agua pesada (HWR) utiliza: uranio natural. Reactor de agua a presin (PWR) utiliza: uranio enriquecido (3,3%). Reactor de agua en ebullicin (BWR) utiliza: uranio enriquecido (2,6%). Reactor rpido (FBR) utiliza: uranio empobrecido (U-238).

7

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS En cualquier caso, para enriquecer el uranio natural es necesario trasformar el U3 O8 (yellow cake) que se obtiene en lo centros de extraccin en hexafluoruro de uranio F6U, ya que en este estado qumico el enriquecimiento isotpico por cualquiera de los mtodos disponible resulta mas eficaz

2.4

Mtodos de enriquecimiento isotpico

La separacin de los istopos 235U y 238U entraa cierta dificultad, debido a similitud de las masas de ambos istopos. No obstante, existen varios mtodos, algunos de los cuales se han usado desde la dcada de los cuarenta, y otros son de reciente desarrollo. Todos tienen en comn que emplean el nico compuesto gaseoso estable a temperatura cercana a la ambiente: el hexafluoruro de uranio (UF6 ). ste presenta algunos problemas en su empleo industrial al tener que trabajar con l a temperaturas superiores a la ambiental, ya que solidifica a 56 C, a la presin atmosfrica; adems reacciona con diversos materiales y aleaciones, y vidamente con el agua. En las plantas de enriquecimiento se obtiene un producto enriquecido con una proporcin de tomos de 235U superior a la del uranio natural, as como un producto empobrecido llamado colas, con un contenido en 235U inferior al del uranio natural. Los mtodos de enriquecimiento ms utilizados son la difusin gaseosa y la ultracentrifugacin:

El mtodo de difusin gaseosa se basa en la distinta velocidad con que se difunden gases o vapores de distinto peso molecular a travs de una membrana porosa. El gas que atraviesa primero la barrera ser algo ms rico en el istopo ligero, mientras que el gas restante contendr una mayor proporcin del istopo pesado. Como el enriquecimiento que se alcanza en una sola etapa de difusin es muy pequeo, el proceso a escala industrial consiste en hacer pasar el gas (UF6 ) por diversas barreras o membranas porosas, y recoger al final un gas enriquecido en molculas de 235U y un gas empobrecido, colas. Este mtodo requiere un alto consumo de energa elctrica. Los pases que usan esta tecnologa: EE.UU., Francia, y China.

El proceso de centrifugacin se basa en que si se centrifuga un gas o vapor que contiene especies moleculares de masa distinta, la fuerza centrfuga producir una separacin parcial, movindose las molculas ms pesadas hacia la periferia y tendiendo las ms ligeras a permanecer prximas al centro. La caracterstica principal del proceso de centrifugacin es que el grado o factor de separacin, depende de la diferencia de masas entre las molculas isotpicas, mientras que en el proceso de difusin gaseosa, el factor determinante es la raz cuadrada del cociente de dichas masas. Para un elemento pesado, como el uranio, este cociente es tan 8

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS prximo a la unidad, que es preciso utilizar un gran nmero de etapas para obtener una separacin isotpica apreciable por difusin gaseosa. Por otra parte, el hecho de que las masas de los istopos de uranio difieran en 3 unidades, debera contribuir a que la centrifugacin fuera un mtodo muy efectivo. Sin embargo, las posibilidades de este mtodo estn limitadas por el lmite de velocidad impuesto por la resistencia mecnica del material que constituye el interior de la centrifugadora y por el lmite de longitud debido a la aparicin de velocidades crticas. Este mtodo requiere un menor consumo de electricidad. Los pases que utilizan esta tecnologa son: China, Alemania, Japn, Holanda, Inglaterra, Rusia y Pakistn. As pues, por ejemplo, para obtener 1 Kg. de uranio enriquecido al 3,15% se parte de 7 Kg. de U3O8 en forma de concentrados de uranio, convertidos en 5,9 Kg. de hexafluoruro de uranio (UF6) y enriquecidos posteriormente mediante 4,5 Unidades Tcnicas de Separacin (UTS). Porcentaje que representa, aproximadamente, el coste de cada fase frente al coste total, segn se representa en la Figura 3

Figura 3. - Proceso de enriquecimiento de los concentrados de uranio y costes estimados

El abastecimiento de uranio enriquecido se ajusta a la situacin internacional del mercado de ofertas, entre las cuales, el mximo ofertante de occidente son los Estados Unidos de Amrica, mediante el servicio del DOE (Departamento de Energa). Este servicio consta de tres plantas de difusin gaseosa de gran capacidad.

9

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS La sociedad EURODIF, formada por Francia, Italia, Blgica, Espaa e Irn, posee una planta por difusin gaseosa en Tricastn (Francia). 2.5 Fabricacin de elementos combustibles

Las plantas de fabricacin del combustible nuclear reciben de las plantas de enriquecimiento el uranio en forma de UF6; pero para fabricar las pastillas de UO2 es necesaria la conversin qumica en polvo de UO2. Este oxido de uranio en polvo se transforma, se pasa al formato de pastillas cilndricas, cuya densidad es del orden del 95% (a fin de reservar cierto volumen dentro de la mismas para los productos de fisin). Las pastillas de uranio ligeramente enriquecido (entre un 2 y un 4%) con 12 a 14 mm de longitud y 8 a 10 mm de dimetro se introducen unas a continuacin de otras dentro de las vainas de zircaloy en cuyos extremos se sueldan los tapones despus de colocado dentro de los tubos las pastillas y un gas inerte a presin (Helio). La unin por medio de cabezales y rejillas de estos tubos constituyen un elemento combustible o unidad que se coloca dentro del ncleo, segn se muestra en la figura 3.

Fabricacin de elementos combustibles

Pastillas de uranio

Elemento combustible

Figura 4.- Esquema de la fabricacin de elementos combustibles El proceso de fabricacin de elementos combustibles depende del tipo de reactor para el que vayan a ser usados. En general, para aquellos que usan el uranio enriquecido se sigue un proceso previo diferente a los que emplean uranio natural y por supuesto, las fases de montaje mecnico y la composicin es distinta de unos a otros. En la tabla 3 se indican las caractersticas del combustible para los diferentes tipos de reactores. Un elemento combustible de un reactor de agua pesada tiene forma cilndrica, con varias barras de combustible de UO2. Las vainas son de zircaloy y est situado en un tubo a presin por donde circula el refrigerante (agua pesada). En los de grafito-gas, el 10

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS combustible es uranio metlico en aleacin con magnesio y ncleo de magnesio, adems posee unas aletas externas. Para reactores de agua ligera, bien a presin (PWR), bien en ebullicin (BWR) que emplea uranio enriquecido, el proceso de fabricacin consta de tres fases

Proceso qumico, de transformacin de hexafluoruro de uranio slido a xido de uranio, UO2, en polvo. Proceso cermico, en el que el polvo de UO2 se transforma en pastillas cermicas de alta densidad. Proceso mecnico, en el que se realiza la carga de las pastillas en los tubos de zircaloy, la fabricacin de cabezales, rejillas y tapones, y el montaje de los componentes hasta dar lugar al elemento combustible final

Etapas de fabricacinProceso qumico UO2 polvo Proceso cermico Pretratamiento Prensado sintetizado Rectificado Proceso mecnico

UF6

Carga de astillas

Soldadura Tapn

Mecaniz Tapones Cabezales

Frabric rejillas

Montaje final

Figura 5 Etapas de fabricacin En Espaa, la empresa ENUSA fabrica elementos combustibles en su Fbrica de Juzbado, que entr en operacin en 1985. Actualmente produce elementos combustibles para todas las centrales nucleares espaolas excepto Trillo y exporta en los ltimos aos, aproximadamente, el 60% de su produccin a Francia, Suiza, Suecia, Alemania, Blgica y Finlandia. Esta empresa fabrica elementos combustibles de xido de uranio y mezcla de xido de uranio con xido de gadolinio (veneno neutrnico que se utiliza para conseguir un control de flujo neutrnico durante el periodo que dura un ciclo de recarga), con un enriquecimiento mximo en U-235 del 5% en peso, destinados a reactores de agua ligera a presin y de agua ligera en ebullicin. La capacidad de produccin actual de la Fbrica es

11

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS de 400 Tm U/ao. Produccin en 2004: 836 elementos combustibles, de los cuales se han exportado 390

2.6

Generacin de residuos

Estas operaciones, especialmente la minera y la fabricacin de concentrados de uranio pueden tener una notoria perturbacin o impacto en el medioambiente y generan residuos en grandes cantidades; pero contaminados de uranio natural. Estos materiales en forma se denominan estriles de minera y fabricacin y siguen un modo de gestin diferente a los residuos de baja actividad, se amontonan en pilas o diques durante la operacin y se reacondicionan y estabilizan para impedir, su erosin y erraste por agentes atmosfricos, la emisin de radon y la infiltracin de las aguas El resto de estas operaciones generan fundamentalmente tecnolgicos de baja actividad principalmente residuos slidos,

3. SEGUNDA PARTE DE CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR Se inicia con la extraccin de los elementos combustibles del ncleo, una vez que tras varios ciclos han alcanzado un determinado grado de quemado, y comprende todas las etapas de su gestin, y de los residuos radiactivos resultantes en su caso, hasta su aislamiento del hombre y del medioambiente a fin de reducir su potencial riesgo a niveles aceptables. En la actualidad coexisten dos opciones para la gestin del combustible gastado: el ciclo abierto y el ciclo cerrado. Sin embargo en los ltimos aos se ha despertado un inters creciente por el denominado ciclo del combustible cerrado avanzado Las etapas de la gestin varan en funcin del tipo de ciclo del combustible nuclear por el que se opte, lo que esta ligado a la consideracin o uso del combustible irradiado o gastado Las soluciones tcnicas existentes en la actualidad son:

El almacenamiento definitivo en un Almacenamiento Geolgico Profundo (AGP) (ciclo abierto), en cuyo caso es tratado como un residuo. El envo a una planta de reproceso (ciclo cerrado) con lo que se considera un recurso til al aprovecharse el potencial energtico del uranio y del plutonio remanentes en el combustible gastado. Los residuos resultantes del reprocesado debern almacenarse en un AGP. El desarrollo de la separacin y transmutacin podra conducir a una disminucin significativa de la actividad y del volumen de los residuos a almacenar. No obstante, es opinin generalizada del mundo cientfico que esta tecnologa podr ser complementaria del AGP, pero no una alternativa. Esta opcin requerira de una etapa previa de reprocesado (Ciclo cerrado avanzado)

12

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS En consecuencia hablaremos de tres tipos de ciclo del combustible nuclear: el ciclo abierto, el ciclo cerrado y el ciclo cerrado avanzado, segn se representa en la Figura 5

Centrales nucleares Combustibles irradiados Almacenamiento temporal

Ciclo abierto

Ciclo cerrado

Ciclo avanzado

Residuos de alta actividad Almacenamiento definitivo

Figura 6.- Tipos de ciclo del combustible nuclear

3.1

Ciclo abierto: definicin y etapas

Donde no se prev la utilizacin de los elementos combustibles gastados por lo el combustible irradiado se considera el residuo a gestionar (combustible gastado), y que tras un periodo de almacenamiento temporal mas o menos extenso (50 aos en la mayora de los casos y hasta alrededor de 100 en otros), se depositaran, una vez encapsulados, directamente en formaciones instalaciones geolgicas profundas. Esta opcin es la actualmente considerada por pases como Alemania, Canad, Estados Unidos, Finlandia y Suecia. Las etapas o instalaciones necesarias para este tipo de ciclo son por tanto las de: Almacenamiento temporal, Almacenamiento definitivo, adems de la planta de acondicionamiento y encapsulado asociada a este ltimo.

Actualmente los pases que contemplan el ciclo abierto como opcin bsica de gestin y tiene una estrategia definida y un programa para el desarrollo de del almacenamiento geolgico prevn que el almacenamiento temporal tenga una duracin de 40-60 (los necesarios par el enfriamiento del combustible y la construccin del repositorio). Sin embargo, debido el carcter socio-poltico del proceso de toma de 13

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS decisiones, algunos pases estn considerando el almacenamiento temporal por periodos de tiempo mas extensos de hasta 100 aos

Figura 6 Esquema del ciclo cerrado (fuente Ref

Las caractersticas de las instalaciones de almacenamiento temporal estn condicionadas por la estrategia de cada pas en cuanto a la gestin final y los plazos previstos para la misma. Figura 7.- Esquema del Ciclo cerrado: Etapas e instalaciones (Fuente Ref.

3.2

Ciclo cerrado: definicin y etapas

Donde en el combustible irradiado no se considera como un residuo; sino como un recurso, y se persigue la reutilizacin de los materiales fisiles en ellos contenidos. Para ello el combustible es tratado mediante lo que se conoce como reelaboracin o reproceso, mediante una tcnica de separacin por va hmeda (proceso PUREX) para recuperar el uranio no quemado y el plutonio generado (fundamentalmente Pu-239, que aparece por captura neutrnica del U-238 y posterior desintegracin del U239 a Pu -239) separndolos del resto de los radionucleidos en especial de los producto de fisin. Con ellos se fabrican nuevos elementos combustibles denominados MOX cuya composicin es de oxido de uranio y oxido de plutonio, que se utilizan como combustible en reactores de agua ligera. El resto de los radionucleidos contenidos inicialmente en el combustible irradiado (productos de fisin, productos de activacin y actnidos minoritarios) son acondicionados en formas slidas estables, mediante su incorporacin en vidrios, residuos vitrificados para su traslado a instalaciones de almacenamiento temporal como paso previo a si gestin final en una instalacin de almacenamiento en formaciones geolgicas profundas. Los combustibles MOX una vez quemados se trasforman en combustibles irradiado hipotticamente podra volverse a reprocesar, aunque el numero de ciclos no podra ser muy alto pues el combustible se va empobreciendo en materiales fisiles siendo la eficiencia del proceso cada vez menor. Sin embargo en la actualidad los combustibles MOX irradiados procedentes del reciclado del plutonio en reactores de agua ligera no son reprocesados comercialmente, si bien la viabilidad de esta tecnologa ha sido ya 14

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS demostrada .De cara su gestin posterior, los combustibles MOX quemados tiene mayor potencia trmica y radiotoxicidad, lo que incide en su almacenamiento temporal y definitivo. Las instalaciones necesarias es este caso serian: Almacenamiento temporal, Planta industrial de reproceso, Planta industrial de fabricacin de combustibles MOX, y Almacn definitivo

Figura 7.- Esquema de ciclo cerrado e instalaciones necesarias (Fuente Ref

Los pases que han optado por esta opcin claramente y disponen de plantas de reproceso son actualmente Francia, el Reino Unido y Japn. Otros pases que han optado por esta opcin y no disponen de plantas de reprocesado propio lo hacen mediante contrato 15

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS con Francia y el reino Unido. El reciclado de Plutonio (como oxido o combustible MOX) esta siendo llevado a cabo en Alemania. Blgica, Francia, Japn y Suiza, mientras que el reciclado del uranio se lleva a cabo en Francia, la Federacin Rusa y Suiza. 3.3 Ciclo avanzado del combustible gastado

Se basa en la posibilidad de separar los transurnicos y los productos de fisin de vida larga para poder transmutarlos despus, proceso que ira acompaada de la generacin de energa, ya que la transmutacin se llevara a cabo fundamentalmente mediante reacciones de fisin. Este tipo de ciclo no esta implantado en ningn pas. Para ello, el reproceso debe ser un proceso ms complejo reprocesado avanzado que separe no solo el uranio y el plutonio sino tambin el resto o la mayor parte de los actnidos y productos de fisin. Los combustibles que se fabricaran con estos radionucleidos no se quemaran en reactores convencionales. El quemado se realizara en reactores rpidos o sistemas subcrticos (transmutadotes o ADS). Su funcionamiento persigue la transmutacin de los radionucleidos, mediante reacciones de fisin o de captura con neutrones no termalizados a gran velocidad. Esto implicara la transformacin de los radionucleidos de vida larga y alta radiotoxicidad en otros distintos de menor masa y vida radiactiva, con la consiguiente reduccin de radiotoxicidad. Con ello se conseguira la reduccin del inventario radiotxico de los residuos finalmente a gestionar. Las instalaciones necesarias serian: Almacenamiento temporal. Instalaciones industriales de reproceso avanzado Instalaciones de fabricacin de xidos de blancos de transmutacin Plantas de reproceso de combustibles procedentes de la transmutacin Reactores nucleares transmutadotes, y Almacenamiento definitivo

El desarrollo tanto del reproceso avanzado como de los sistemas de quemado (transmutadotes) esta en fase de investigacin, con lo que la viabilidad tcnica y econmica de esta pocin no esta todava demostrada, requiriendo inversiones elevadas difciles de asumir un solo pas por lo que la cooperacin internacional es importante. La gestin final de los residuos de alta actividad no justifica por si sola la necesidad de estos desarrollos por lo que debe de ir unida a un planteamiento global estrategia energtica de un pas. En todas las opciones es necesaria una etapa de almacenamiento temporal del combustible gastado por periodos de tiempo ms o menos largos en funcin de la opcin y una instalacin de almacenamiento definitivo.

16


Figura 8. Esquema del ciclo cerrado avanzado e instalaciones necesarias (Ref

En los dos ltimos tipos de ciclos (ciclo cerrado y ciclo avanzado), es necesario el tratamiento del combustible nuclear irradiado o reproceso para extraer y separa los distintos tipos de residuos (transurnicos y productos de fisin) y un posterior manejo de estos productos para obtener el nuevo combustible que ser cargado en reactores convencionales (MOX), en reactores rpidos (Pu), o bien en un reactor transmutador (Pu, actnidos menores y productos de fisin). Originalmente, la idea tras el concepto de reproceso era reciclar el plutonio y uranio separndolos en reactores rpidos. Sin embargo, los retrasos y cancelaciones de los programas de desarrollo de este tipo de reactores han conducido a que estos materiales fisiles se realicen en reactores trmicos. Actualmente el reciclado del plutonio en reactores trmicos (como oxido mixto o combustible MOX se esta llevando a cabo en Blgica, Francia, Alemania, Japn y Suiza. El reciclado del uranio se realiza, entre otros en la Federacin rusa Francia y Suiza.

17


Figura 9.- Esquema resumen de las instalaciones necesarias en cada uno de los tipos de ciclo del combustible

3.4

Otras opciones

Como se ha dicho anteriormente, inicialmente la idea era reprocesar los elementos combustibles y recuperar el uranio y el plutonio, dado que los recursos de uranio son limitados. Sin embargo los retrasos y cancelaciones en los programas de reproceso, el abandono de esta opcin en otros y el retraso as mismo en la disponibilidad de almacenamiento geolgico profundo para la disposicin fina de los residuos de ata actividad han conducido a la necesidad de prolongar el tiempo de almacenamiento temporal del combustible gastado por encima de los inicialmente previstos. Este planteamiento que se ha dado en llamar almacenamiento temporal o intermedio prolongado extended storage, permite y requiere la vigilancia y el mantenimiento continuo de las instalaciones y del combustible, y diferir o retrasar la toma de decisiones sobre el almacenamiento final, dando lugar en muchas ocasiones a la situacin denominada wait and see, que no debe ser prolongada indefinidamente por las cargas que supone a generaciones futuras (en cuanto a vigilancia, mantenimiento, seguridad fsica, control de salvaguardias etc.). Estas mismas circunstancias y la oposicin social que despierta al almacenamiento geolgico profundo ha conducido introducir el concepto de recuperabilidad y a plantear el almacenamiento geolgico o en profundidad recuperable, cuyo diseo permita la recuperacin de los residuos o el combustible irradiado durante un cierto tiempo para dar la opcin a generaciones futuras de tomar otras decisiones por ejemplo si se demostrara la viabilidad de las tcnicas de separacin y transmutacin.

18

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS Ninguna de las dos opciones pueden considerarse alternativas al almacenamiento geolgico, sino soluciones complementarias en la toma de decisiones

3

IMPLICACIONES Y PERPECTIVAS SOCIALES Y DE SEGURIDAD

TECNICAS,

ECONOMICAS,

Los ciclos de combustible nuclear en uso hoy da son los resultados de cuatro dcadas de desarrollo tecnolgico orientado al establecimiento de una fuente de energa segura y efectiva desde el punto de vista de costes. Sin embargo los elementos bsicos de estos ciclos fueron establecidos en un periodo muy temprano del uso de la energa nuclear cuando las reglas fundamentales y el desarrollo de objetivos eran bien diferentes de los existentes hoy da. En el inicio de la era nuclear, para reunir la necesidades de los programas militares y dado el crecimiento de la produccin de energa de origen nuclear en un principio, se construyeron un gran numer de instalaciones para la minera, conversin y enriquecimiento de uranio as como instalaciones de reproceso para proveer el combustible necesario y producir el plutonio que se esperaba utilizar en reactores rpidos. El descenso de los programas civiles de potencia nuclear que ha ocurrido desde los ochenta junto con los acuerdos alcanzados para reducir lo programas de armas nucleares ha conducido a la situacin actual donde la capacidad de produccin de un mayora de las instalaciones de ciclo del combustible exceden la demanda, mientras no se ha progresado en el mismo sentido en las soluciones a la gestin del combustible gastado y los residuos. Mientras que las existencias de uranio no supones un freno a la uso de la energa nuclear, otras instalaciones del ciclo pueden actuar como factores limitantes En todo caso, desarrollos tecnolgicos son necesarios para optimizar procesos conocidos como los relativos a la primera parte del ciclo y en especial aquellos que implican un impacto ambiental La seleccin de una estrategia para la gestin del combustible gastado es una decisin compleja en la que intervienen factores tcnicos y de desarrollo tecnolgico, factores econmicos, de proliferacin y salvaguardias, de seguridad y medioambientales, adems de factores polticos y sociales. Por otra parte los requisitos de seguridad han aumentado y se ha producido un cambio en la forma de toma de decisiones, la toma de decisiones ha pasado a un modo ms participativo y de cooperacin Hay un amplio abanico de requisitos contenidos en tratados y convenciones internacionales que entre otros aspectos regulan los aspectos de: Seguridad y medioambientales (como Convencin Conjunta sobre la seguridad de la gestin del combustible gastado y la seguridad de la gestin de los residuos radiactivos) y Directivas de la Comisin Europea, El transporte y la importacin y exportacin de residuos

-

19

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS Las salvaguardias o medidas de vigilancia e materiales fisiles

Existen un a serie de principios que tiene en cuenta las necesidades, derechos y proteccin de generaciones actuales y futuras y la preservacin del medioambiente Unos y otros se deben de tener en cuanta a la hora de elegir una estrategia. La forma en que estos requisitos y principios inciden en la seleccin de estrategias nacionales se refleja en las decisiones sobre la gestin del combustible gastado (ciclo cerrado ciclo abierto), la gestin de los residuos y su gestin final Los principales aspectos que, en principio, afectan a la decisin de reprocesar o no el combustible gastado son:

Mantener la seguridad de suministro del combustible nuclear para la produccin de energa Las expectativas de un programa de energa nuclear que pueda incluir ciclos de combustible avanzado Consideraciones de seguridad y medioambiente. Considerations econmicas Aspectos de salvaguardias Aspectos tcnicos Requisitos militares

En general, el reproceso no es ya visto como un requisito para asegurar el suministro de combustible para completar los programas existentes de potencia nuclear y la eleccin de reprocesar o no depende principalmente de cuestiones econmicas. Sin embargo los aspectos de salvaguardias del plutonio que se produce, el transporte del los combustibles gastados y los residuos resultantes del reproceso de un pas a otro y las cuestiones de impacto ambiental del reproceso se ven como los aspectos mas importantes. Los aspectos que afectan a las opciones de gestin a largo plazo de los residuos estn fundamentalmente relacionados con: La seguridad de generaciones futuras La preservacin del medioambiente El principio de precaucin La equidad intergeneracional La equidad intrageneracional La sostenibilidad

La economa no ha influenciado en ningn pas la decisin de la estrategia general sino ms bien, el nmero de instalaciones que deberan ser construidas y las decisiones sobre el diseo de las mismas Las tcnicas de separacin y transmutacin estn en fase de estudio e investigacin que son costosa s y no pueden ser acometidas individualmente sino en cooperacin internacional. Su aplicacin se justificara posiblemente mejor desde el punto de vista econmico no solo por la reduccin del volumen y actividad de los residuos sino de los residuos sino en el contexto de nuevos desarrollos energticos

20


SITUACION ACTUAL Y PERPECTIVAS FUTURAS Como consecuencia de todo lo anterior, y del retraso habido en los programas nacionales para el desarrollo de instalaciones de almacenamiento geolgico profundo debido en gran medida a la no aceptacin social, muchos pases que inicialmente apostaron por el reproceso han optado por el almacenamiento directo, con fases de almacenamiento temporal prolongado, e incorporacin del concepto de reversibilidad Por ultimo, existen pases que simplemente han retrasado o diferido la toma de decisiones es la situacin definida como wiat and see La situacin en el ao 2002 es la que se representa en la figura 6

Figura 10.- Situacin internacional en los planteamiento para la gestin del combustible irradiado

21


Figura 11.- Situacin respecto al los planteamientos de almacenamiento temporal de pases Europeos (Proyecto COMPAS) En los ltimos aos, han sido muchos los estudios comparativos realizados por organismos interaccinales sobre las diferentes opciones y estrategias desde diferente puntos de vista, como el proyecto COPAS realizado al amparo de la Comisin Europea, que facilita un rbol de toma de decisiones que se muestra en la figura 13, o el realizado por la OECD sobre el impacto radiolgico de diferentes opciones del ciclo del combustible y la recopilacin de posturas y planteamientos realizada por el Organismo Internacional de Energa Atmica sobre las tendencias y opciones en la materia, sin que se haya finalizado este debate sobre las opciones que en definitiva pasa por la solucin de la parte final del

22

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS ciclo y a menudo se relaciona con el planteamiento de fuentes de energa y abastecimiento futuro.

Figura 12.- rbol de toma de decisiones para la eleccin de opciones del ciclo

REFERENCIAS Forum Atmico Espaol.- El Ciclo del combustible nuclear. 1978 Sociedad Nuclear Espaola.- El ciclo del combustible nuclear, Noviembre de 1997 Julio Astudillo.-El Almacenamiento Geolgico Profundo de los Residuos de Alta Actividad, ENRESA, Madrid 2001 OECD/ NEA Trends in the Nuclear Fuel Cycle: Economics, Environmental and Social Aspect 2001 OECD/ NEA Trend in the Nuclear Fuel Cycle: Economics, Environmental and Social Aspect 2001Synthesis en Facts and Opinion NEA News 2003 No 19.2 Evelyne Bertel and Peter Wilmer.- Whither the Nuclear Fuel Cycle? World Nuclear Association Annual Symposium 2002 Victor Mourogov.- The need for Innovative Reactor and Fuel Cycle Systems World Nuclear Association Annual Symposium 2000

23

El CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR: OPCIONES Y ESTRATEGIAS NEA/OECD Society and Nuclear Energy: Towards a Better Understanding (2002) http://www.nea.fr/html/general/policypapers.html NEA/OECD Nuclear Energy and the Kyoto Protocol (2002) NEA/OECD Nuclear Energy in a Sustainable Development Perspective (2000) EDRAM Consideration of possible Spent Fuel and High Level Waste Management Options Enresa Publicacin Tcnica 04/2001 European Commission.- The Comparison of alternatives waste management strategies for long-lived radioactive waste, Directorate General for Research EUR 21021, 2004 LMC Dutton and ZK Hillis.- The comparison of Alternatives Waste Management Strategies for Long Lived Radioactive Wastes (COMPAS). EC International Conference Eurowaste 2004 Luxenbourg: ftp://ftp.cordis.lu/pub/fp6-euratom/docs/euradwaste04pro_67-dutton_en.pdf OECD Radiological impacts of spent fuel nuclear fuel management options. A comparative Study, Paris 2000 IAEA.- Trends and options in the nuclear fuel cycle. International Conference, December 2002

24

CICLO CERRADO: LA REELABORACIN DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO

INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGIA

MASTER EN TECNOLOGA NUCLEAR: FISIN, FUSIN Y MEDICINA NUCLEAR

M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear

IN-1

NDICE

1.2.

INTRODUCCIN LA REELABORACIN O REPROCESO DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO 2.1. 2.2 2.3 Historia El proceso PUREX Aspectos tcnicos y de seguridad.

3.-

RESIDUOS RADIACTIVOS PROCEDENTES DE LA REELABORACIN: TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO. 3.1.3.2 3.3.Residuos slidos Residuos gaseosos Residuos lquidos de alta actividad.

4

SITUACIN ACTUAL Y TENDENCIAS FUTURAS

IN-2

1.- INTRODUCCIN Los combustibles nucleares a medida que se fisionan en los reactores pierden reactividad a causa de la disminucin del contenido en material fisionable y de la acumulacin de productos de fisin, algunos de ellos con secciones eficaces elevadas para la captura de neutrones. Adems, los combustibles nucleares van perdiendo parte de sus propiedades estructurales debido a su exposicin a una intensa radiacin neutrnica y a temperaturas elevadas en el ncleo del reactor. Estas causas obligan a retirar del reactor nuclear los combustibles irradiados cuando slo una fraccin del material fisionable ha sido consumida para la produccin de energa. Por tanto, en el combustible irradiado estar presente el material fisionable no gastado, as como el que se haya formado por la captura de neutrones en el material frtil, adems de otros transurnidos, los productos de fisin que se forman y los productos de corrosin. Los combustibles descargados de reactores de agua ligera contienen esencialmente uranio (con una proporcin de uranio enriquecido de 0,8 a 1%), plutonio (8-9 kg por tonelada), productos de fisin (entre 3-4 %), segn se muestra en el esquema orientativo de la Figura 1 y Tablas I y II. En un elemento combustible se encuentran prcticamente todos los elementos de la tabla peridica. Los elementos combustible generan calor y contiene gran cantidad de actividad, que va decreciendo a con el tiempo segn se muestra en la Tabla IIANTES DESPUS

100% Uranio 3,3% U-235 96,7% U-238 3 aos Irradiacin

95,5% Uranio 0,8% U-235

4,5% Otros 3,5% P. F. 0,9% Pu 0,1% TRU

PWRFigura 1.- Composicin del combustible antes y despus de la irradiacin (% en peso). Con la descarga de los elementos combustibles irradiados del ncleo del reactor comienza la segunda parte del ciclo del combustible nuclear, que incluye las operaciones a las que es sometido el mismo hasta el aislamiento definitivo de su actividad. En el caso de que se haya optado por la reutilizacin del uranio 235 no quemado y el plutonio 239 generado, se procede a la reelaboracin del combustible, operacin con la que se separan estos dos elementos del resto los productos y especialmente de los productos de fisin. El destino principal del plutonio seria la alimentacin de reactores rpidos o su reciclado en reactores de agua ligera como combustible de xidos mixtos (Pu O2. UO2)

IN-1

Tabla I.- Caractersticas qumicas, nucleares y radiactivas de los combustibles irradiados tipo PWRBase: 1 t. U inicial cargado en el reactor Enriquecimiento inicial: 3,3% en U-235 Grado de quemado: 33.000 MWd /t. U Tiempo de enfriamiento: 3 aos

Productos de fisin Elemento H-3 Kr Xe Rb Cs Sr Ba Y La Cs Pr Nd Pm Sm Eu Cd Zr Mo Tc Nb Ru Rh Pd Ag Cd Sn Sb Se Te Br I Gramos Nucleido 0,006 H-3 (12,3 a) 0,380 Kr-85 (10,8 a) 5.500 340 2.600 Cs-134 (2,1 a) Cs-137 (30,0 a) 870 Sr-90 (28,1 a) 1.600 Ba-137m (2,6 min) 480 1.300 2.500 1.200 4.200 50 880 180 120 3.700 3.500 860 2.200 390 1.400 Y-90 (64,0 h) Cs-144 (284 d) Pr-144 (17,3 min) Pm-147 (2,6 a) Sm-151 (87,2 a) Eu-154 (16 a) Eu-155 (1,8 a) Cd-153 (242 d) Zr-95 (65 d) Tc-99 (2,1 105 a) Nb-95 (35 d) Ru-106 (1,0 a) Rh-106 (30 a) Pd-107 (7 106 a) Curios 600,0 9.500,0 93.000,0 103.000,0 73.000,0 96.000,0 73.000,0 75.000,0 75.000,0 48.600,0 1.200,0 6.400,0 2.400,0 1,7 10,0 15,0 24,0 70.000,0 70.000,0 0,1 190,0 35,0 9,0 20,0 4.200,0 0,4 1.700,0 0,1

60 Ag-110m (253 d) Ag-110 (24,4 a) 85 Cd-113m (14 a) 50 Sn-123 (125 d) 14 Sb-125 (2,7 a) 50 Se-79 (6,5 104 a) 580 Te-125m (58,1 d) 15 270 I-129 (1,7 107 a)

Tabla I (cont.).- Caractersticas qumicas, nucleares y radiactivas de los combustibles irradiados tipo PWRIN-2

Actnidos Elemento U Np Pu Gramos Nucleido Curios 3,7 0,4 3.000,0 320,0 480,0 94.000,0 570,0 350,0 2.500,0

Am Cm

955.000 Todos los istopos 500 Np-237 (2,1 106 a) 8.900 Pu-238 (88,9 a) Pu-239 (24.400 a) Pu-240 (6.760 a) Pu-241 (14,6 a) 270 Am-241 (433 a) 30 Cm-242 (163 d) Cm-244 (8.260 a)

Tabla II.- Caractersticas trmicas y radiactivas de un elemento combustible PWR irradiado Enriquecimiento inicial: 3,3%% U-235 Grado de quemado: 33.000 MWd/t. U Tiempo de enfriamiento Potencia trmica (*) Radiactividad (*) vatios elemento Curios elemento 1 4.800 2,5 106 5 930 6,0 105 10 550 4,0 105 50 250 1,0 105 100 130 5,0 104 500 45 2,5 103 1.000 26 1,7 103 5.000 15 6,0 102 10.000 6,4 4,5 102 *Multiplicar por 2,2 para obtener vatios o curios por t/ U Dosis superficial rem/hora 234.000 46.800 23.400 8.640 2.150 58 9,6 2,5 1,8

2.

LA REELABORACIN O REPROCESO DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO

La reelaboracin o reproceso de los combustibles irradiados es el conjunto de operaciones a las que se someten stos con objeto de recuperar los materiales fisionables presentes (uranio y plutonio), separndolos o descontaminndolos de los productos de fisin, productos de activacin y transurnidos, y purificndolos para su empleo en la fabricacin de nuevos elementos combustibles. En un principio, la reelaboracin se llev a cabo en instalaciones diseadas, construidas y operadas por comisiones atmicas gubernamentales al amparo de los programas militares. Estas instalaciones fueron Handfotd (EE.UU), Windscale (Reino Unido) y Marcule (Francia). Todas ellas fueron concebidas para tratar combustibles metlicos y con bajo grado de quemado, con el fin principal de recuperar el plutonio producido en los reactores

IN-3

plutongenos. El mtodo de tratamiento estaba basado en el proceso PUREX (PlutoniumUranium Raffination bye Extraction), que se describe posteriormente. En la dcada de los aos 60, con la entrada en servicio de los reactores de agua ligera, se inici el tratamiento de los combustibles irradiados de estos reactores, empleando tambin el proceso PUREX con algunas modificaciones. Se construyeron nuevas plantas de reelaboracin, Eurochemic en Mol (Blgica) y Nuclear Fuel Services en West Valley (New York-EE.UU) las cuales no funcionan en la actualidad. Los motivos para poner fuera de servicio estas instalaciones fueron de tipo tecnolgico, econmico, poltico y ambiental. Las primeras plantas de reelaboracin que funcionaron en el mundo occidental vienen dadas en la Tabla III, (con indicacin de las fechas de operacin y cierre en su caso). En la Tabla IV se indica la capacidad de reelaboracin existente en los aos 90.

TABLA III.- PRIMERAS PLANTAS COMERCIALES DE REELABORACIN CAPACIDAD NOMINAL t U/ao Combustible metlico 1.500 Combustible xido 400 MARCOULE, Francia LA HAGUE, Francia 800 800 400 35 KARLSRUHE, R.F.A. EUROCHEMIC, Bgica TOKAI, Japn WEST VALLEY, EE.UU. 1971 PUESTA EN MARCHA 1964 1969 1966 1976 1976 -

CIERRE 1973 -

SELLAFIELD, R.U.

100 -

60 210

1966 1977

1974 -

-

300

1966

1972

TABLA IV.- PLANTAS COMERCIALES EN LOS AOS 90IN-4

TIPO DE COMBUSTIBLE Reino Unido Francia Magnox THORP UP2-800 UP3A Marcoule Wackersdorf INFS Tokai Magnox LWR/AGR LWR LWR GCR LWR LWR LWR

Alemania Japn

CAPACIDAD NOMINAL (t. U/ao) 1.500 1.200 800 800 800 350 800 210

2.1

El proceso PUREX

El proceso PUREX (Plutonium-Uranium Raffination bye Extraction), cuyo esquema se representa en la Figura 2, es fundamentalmente un proceso qumico, basado en las propiedades de los diferentes elementos y compuestos qumicos y su diferente solubilidad en fases orgnicas o acuosas, que fundamentalmente consiste en lo siguiente: Disolucin del oxido de uranio UO2 irradiado con cido ntrico NO3H, obtenindose una mezcla de nitrato de uranilo UO2(NO3)2, nitrato de plutonio Pu(NO3)4, nitratos de los productos de fisin, nitratos de actnidos (Np, Am, etc.) y cido ntrico libre La extraccin selectiva del nitrato de plutonio Pu(NO3)4 y del nitrato de uranilo UO2(NO3)2 por un ster del cido fosfrico, el fosfato de tributilo (TBP) de frmula (C4H9)3 PO4. Los productos principales resultantes de esta extraccin, UO2(NO3)2 . 2TBP y Pu(NO3)4 . 2TBP, son solubles en diluyentes orgnicos, como queroseno o dodecano. La mayor parte de los productos de fisin, parte del uranio y del plutonio (0,5% aproximadamente en cada caso), y otros actnidos (Np, Am, etc.) permanecen en la fase acuosa como nitratos, constituyendo los residuos lquidos de alta radiactividad. La separacin del plutonio que, por medio de un reductor (in ferroso Fe con valencia 2). El plutonio que estaba en la fase orgnica en estado tretavalente de valencia 4 pasa a la fase acuosa en estado trivalente Pu(NO3)3, que no es soluble en fase orgnica. La separacin del uranio, que mezclando la fase orgnica donde se encuentra con agua ligeramente acidulada, pasa a la fase acuosa como nitrato de uranilo UO2(NO3)2.

-

-

-

-

-

IN-5

De la realizacin de las operaciones anteriores resultan por tanto las tres corrientes ntricas siguientes: Solucin de nitrato de uranilo UO2(NO3)2., que ser necesario purificar. Solucin de nitrato de plutonio en estado de valencia 3, Pu(NO3)3, que ser purificar. Una tercera solucin donde se encuentran los productos de fisin y actnidos que ser necesario gestionar, solidificndolos en el ciclo cerrado tradicional.

-

GAS

LAVADO NTRICO AGENTE SALINO

AGENTE REDUCTOR SEPARADOR DE U SEPARADOR (cido diluido) DE Pu+ CIDO DILUIDO

Disolvente a recuperarReactivos Combustibles Irradiados

DISTRIBUCIN

SEPA RAC IN

EXTRACCIN

DISOLUCINAlimentacin acuosa +6 +4 U , Pu y pr

FILTRACIN

U , Pu +2 En disolucin orgnica

+6

EVAP

U En disolucin orgnica

+6

Extraccin y separacin de Uranio segundo y tercer ciclo

Disolucin nitrato de uranilo

Disolvente orgnico

Disolvente orgnico

Almacenamiento de residuos de productos de fisin

Disolucin acuosa de Pu+3

EVAPORADOR

Extraccin y separacin de Disolucin Plutonio segundonitrato de plutonio y tercer ciclo

Figura 2.- Diagrama de flujo del proceso PUREX. Las principales operaciones que se realizan en las instalaciones de reelaboracin son: 1.- Almacenamiento en hmedo del combustible. 2.- Desenvainado o troceado. 3.- Disolucin. 4.- Extraccin conjunta de uranio y plutonio. 5.- Separacin de plutonio. 6.- Separacin de uranio. 7.- Purificacin del uranio y el plutonio. Las caractersticas de almacenamiento en hmedo del combustible en estas instalaciones son comunes a los de otras piscinas de combustible y se vern en un tema posterior. El desenvainado consiste fundamentalmente en la separacin de la vaina de zircaloy de las varillas combustibles, para de esta forma dejar libre el UO2 irradiado con vistas a su disolucin. Este puede ser llevado a cabo de varias formas:

IN-6

- Troceado total del elemento combustible por medio de cizalla. - Corte de las cabezas y troceado del conjunto de varillas. - Corte de las cabezas, separacin de las varillas combustibles y troceado de stas una a una. La disolucin del xido de uranio irradiado se hace con cido ntrico. Esta operacin es sencilla en s misma, pero hay que tener en cuenta que el xido de uranio irradiado contiene productos de fisin como circonio, molibdeno, rutenio, rodio, paladio, etc., que son muy difciles de disolver. La composicin de estos productos de fisin en el xido de uranio irradiado es funcin del grado de quemado y del tiempo de enfriamiento. El resto de las operaciones corresponden al proceso PUREX. En la primera etapa del proceso PUREX, es donde se lleva a cabo la separacin conjunta de uranio y plutonio de los productos de fisin, (operacin denominada tambin codescontaminacin). Los equipos utilizados para llevar a cabo esta etapa del proceso han sido fundamentalmente: mezcladores-sedimentadores y columnas pulsadas. Tambin se ha propuesto la utilizacin de extractores centrfugos para evitar en parte la degradacin radioltica del disolvente. la tendencia actual es utilizar columnas pulsadas, reservando los mezcladores-sedimentadores para las etapas de purificacin. En la segunda etapa del proceso PUREX se lleva a cabo la separacin del plutonio presente en la fase orgnica, mediante reduccin con sulfamato ferroso, nitrato uranoso, nitrato ferroso u otros reductores, utilizando estabilizadores del medio reductor como hidracina e hidroxilamina. Tambin se ha desarrollado la reduccin electroltica en columnas pulsadas donde los platos perforados actan como ctodos y un tubo central como nodo. En la ltima etapa el uranio contenido en la fase orgnica se recupera en la fase acuosa como nitrato de uranilo. Los productos finales del proceso son uranio en forma de disolucin concentrada de nitrato de uranilo, trixido de uranio (UO3) o hexafluoruro de uranio (UF6) y plutonio en forma de disolucin concentrada de nitrato de plutonio u xido de plutonio (PuO2). Desde el punto de vista de la seguridad nuclear y la proteccin radiolgica, hay que tener en cuenta las caractersticas de los combustibles irradiados, que contienen gran cantidad de productos de fisin e istopos pesados muy radiactivos, as como la presencia de materiales fisionables. En consecuencia, en las instalaciones de reelaboracin, el estudio de seguridad debe contemplar: a) El blindaje necesario de los equipos, que deben estar en recintos blindados para la proteccin del personal de operacin de la exposicin a la radiacin. b) Las medidas necesarias para que no se produzca un accidente de criticidad, mediante limitaciones de tipo volumtrico, geomtrico y de concentracin que condicionan el diseo del equipo y de la instalacin.

IN-7

3.-

LA GENERACIN, TRATAMIENTO Y ACONDICIONAMIENTO DE LOS RESIDUOS GENERADOS EN LA REELABORACIN.

Los residuos que resultan en las plantas de reelaboracin son los que se muestran en la Figura 3 y pueden resumirse en: - Residuos gaseosos de diferente actividad en funcin del lugar u operacin de la instalacin donde se producen. - Residuos lquidos de baja, media y alta actividad, estos ltimos resultantes de la primera etapa del proceso PUREX. - Residuos lquidos orgnicos. - Residuos slidos con diferente actividad, siendo altamente contaminados los procedentes de la operacin de desenvainado. De los residuos radiactivos generados en la reelaboracin, solamente la corriente gaseosa de la etapa de disolucin y el refinado de la operacin de separacin o codescontaminacin de uranio y plutonio (1 etapa del proceso PUREX), son completamente diferentes a los residuos generados tanto en otras etapas del ciclo del combustible nuclear, como en las centrales nucleares (CC. NN.). Los residuos slidos constituidos por las vainas podran compararse en cierto modo con parte de los residuos slidos del desmantelamiento de CC. NN.OFF-GAS TROCEADO OFF-GAS DISOLUCIN OFF-GAS DEPSITOS REFINADO CICLO CO-DESC SLIDOS CLARIFICACIN LAVADOS OFF-GAS PISCINA ALMACENAM. CONDENSADOS EVAPORADORES OFF-GAS CONDENSADO VAINAS Y FINOS RESINAS, FILTROS DE LIQUIDOS TBP GASTADO

FILTROS

DESCONTAM. CASCOS Y PLANTA

RES.-COMB. RESIDUOS NO - COMB.

VENTILACIN LAVADOS DISOLVENTES

ZEOLITAS

LABORATORIOS

EQUIPO ESTROPEADO CONCENTRADOS EVAPORADORES

RESIDUOS GASEOSOS

RESIDUOS LQUIDOS HLLW

RESIDUOS LQUIDOS ILLW

RESIDUOS LQUIDOS LLLW

RESIDUOS SLIDOS HLSW

RESIDUOS SLIDOS ILSW - LLSW

RESIDUOS ORGNICOS

Figura 3.- Tratamiento de combustibles irradiados (Tipo LWR): Fuentes de produccin de residuos.

IN-8

3.1.- Residuos slidos 3.2.- Residuos gaseosos. Los residuos gaseosos generados en la operacin de disolucin del UO2 con cido ntrico, estn formados por: aire, xidos de nitrgeno, vapor de agua, productos de fisin radiactivos (Kr- 85, I-129), gases nobles (xenn), tritio (agua tritiada), C-14 (en forma de CO2) y aerosoles radiactivos (emisores alfa, beta y gamma). En la prctica esta corriente gaseosa, una vez enfriada (en un condensador), lavada (en columnas de relleno) y filtrada (con filtros absolutos), para retener en gran parte los xidos de nitrgeno, iodo y aerosoles radiactivos, se descarga junto con otras corrientes gaseosas por la chimenea de la instalacin. Sin embargo, en la actualidad y para reducir la descarga de radiactividad a la atmsfera procedente de las plantas de reelaboracin, se estn desarrollando nuevas tcnicas de tratamiento. As por ejemplo, para el I-129 se han propuesto varios mtodos para retener este nucleido radiactivo, que son: Absorcin en disoluciones alcalinas. Absorcin en cido ntrico concentrado. Absorcin en una mezcla de cido ntrico y nitrato de mercrico (procedo Mercurex). Absorcin en carbn activo. Fijacin en nitrato de plata o en zeolitas impregnadas con plata. Precipitacin como PbI2..

Para el Kriptn 85 se han propuesto tcnicas para retener este nucleido radiactivo, que son: Absorcin en slidos (carbn activo) a baja temperatura. Destilacin criognica. Absorcin en lquidos orgnicos. Separacin por membranas semipermeables.

De todas estas tcnicas, la destilacin criognica ofrece las mejores perspectivas pues, adems de que su coste no es alto, permite separar los gases nobles entre s y de esta forma se puede retener el nucleido radiactivo Kr-85 y evacuar a la atmsfera el Xe no radiactivo. El Kr-85 separado puede ser almacenado en contenedores presurizados o encapsulado en forma slida, previamente absorbido en zeolitas a una determinada presin y temperatura. En lo que se refiere al Carbono-14, los problemas ambientales que presenta su evacuacin no son importantes, sin embargo su retencin presenta serios inconvenientes. Se ha propuesto como medio de retencin la formacin de carbonato clcico o carbonato brico. Pasando la corriente gaseosa a travs de lechadas de hidrxido clcico o brico respectivamente.

IN-9

Con relacin al Tritio (H-3), en las plantas de reelaboracin ste se encuentra, como agua tritiada (HTO), fundamentalmente en los condensados de evaporacin y es evacuado con los residuos lquidos de muy baja radiactividad. Una tonelada de uranio irradiado contiene aproximadamente 500 Ci de tritio que necesitarn unos 200.000 m3 de agua para su dilucin, de forma que la concentracin especfica (Ci/m3) est por debajo de la mxima admisible en el agua de bebida. Esto se puede lograr en emplazamientos cercanos al mar o muy grandes ros. Otra alternativa sera evacuarlo a la atmsfera en forma de vapor de agua, realizando una evaporacin abierta de los residuos de muy baja radiactividad que contienen tritio. Esta alternativa tambin puede presentar limitaciones, debidas a las condiciones meteorolgicas del emplazamiento y por tanto, no puede ser aceptada para todas las plantas de reelaboracin. Otra posibilidad en estudio es la retencin del tritio en los residuos lquidos de alta radiactividad que forman el refinado del ciclo de codescontaminacin de uranio y plutonio, realizando un reciclado total, tanto del cido ntrico como del agua empleados en la etapa de disolucin, utilizando despus un proceso de separacin isotpica e incorporacin en matriz slida. 3.2. Residuos lquidos de alta actividad Los residuos lquidos de alta radiactividad son los refinados del ciclo de codescontaminacin de uranio y plutonio o primera etapa PUREX y estn formados principalmente por los productos de fisin presentes en la disolucin acuosa ntrica del material del combustible irradiado. Contienen el 99,9% de los productos de fisin y casi la totalidad de los actnidos exceptuado el uranio y el plutonio. El volumen de residuos lquidos de alta radiactividad procedente de la reelaboracin, mediante un proceso PUREX normal, es de aproximadamente 5 m3 por tonelada de uranio inicial. La gestin de estos residuos constituye un ejemplo y un reto de avanzado desarrollo tecnolgico, debido a la elevada actividad especfica de los istopos en ellos contenidos, el desprendimiento de calor y la vida de las mismos, (Figura 4), que requiere su aislamiento por milenios. Estos residuos se concentran por evaporacin, con factores de concentracin variables entre 10 y 20 dependientes del tipo de combustible, enriquecimiento, grado de quemado, factores qumicos (como precipitacin de sales o compuestos insolubles al concentrar), para obtener como mnimo 0.25 m3 por tonelada de uranio inicial. Despus estos residuos lquidos de alta radiactividad se almacenan temporalmente de en espera de su tratamiento en depsitos de doble pared o multipared de acero inoxidable y de alta integridad, rodeado de hormign, (Figura 5). Para evacuar el calor producido por la desintegracin de los nucleidos radiactivos, los depsitos de almacenamiento deben estar provistos de un sistema de refrigeracin, tambin deben disponer, de un sistema de agitacin por aire para evitar el depsito de precipitados salinos que puedan crear puntos de corrosin.

IN-10

1E+13 1E+12

/t. U 3 ndic e de radio toxic idad , m

1E+11 1E+10 1E+09 1E+08 1E+07 1E+06 1E+05 1E+04 1E+03 1E+021E+00 1E+01 1E+02 1E+03 1E+04 1E+05 1E+06 1E+07 1E+08 1E+09 1E+10 1E+11

Tiempo de desintegracin, Aos Com bustible irradiado (total) Mineral de uranio necesario para fabricar la tonelada de comb. U-238 Sr-90 Pu-241 Am-241 Nb-237 U-233 Am-241 Np-239 Pu-239 U-235 Cm-242 Pu-238 U-234 Th-230 Ra-226 Residuos alto nivel (total)

Figura 4.- Decaimiento de los diferentes elementos Figura Distribuidor 4.-

RAA entrada Agua entrada

Purga aire A deposito RAA entrada Aire pulsacion reserva Vapor RAA salida Agua salida

Distribuidor

Recubrimientos

Indicador nivel

Figura 5.- Esquema de un depsito de almacenamiento de residuos radiactivos lquidos de alta radiactividad La solidificacin de los residuos de alta radiactividad es un tema que se ha venidoe investigando, desarrollando y mejorando en los ltimos 30 aos, sobre todo por parte de losIN-11

pases que han tenido o tienen en operacin o tenan previsto la construccin de plantas de reelaboracin (Francia, EE.UU y Alemania, por ej.). El objetivo es la obtencin de un producto que pueda mantener su estabilidad y por tanto, retener la actividad de los productos de fisin durante largos perodos de tiempo. Las caractersticas deseables del producto de solidificacin de estos residuos son: a) Estabilidad qumica, es decir, alta resistencia a la corrosin y baja tasa de lixiviacin para que la disolucin de los nucleidos radiactivos incorporados sea nula o muy baja. b) Estabilidad frente a la radiacin, de forma que las modificaciones de las propiedades qumicas y mecnicas por las radiaciones, debidas a la desintegracin de los nucleidos radiactivos, sean pequeas. c) Estabilidad trmica, es decir, que sean pequeas las modificaciones de sus propiedades qumicas y mecnicas dentro del intervalo de temperaturas que puedan darse por el autocalentamiento del producto, bajo las condiciones del almacenamiento. Desde un principio los estudios se enfocaron al vidrio, material que rene los requisitos antes citados. El proceso de transformacin de los residuos lquidos de alta actividad en masas vtreas se denomina vitrificacin y consta de las etapas u operaciones siguientes (Figura 6): desnitrificacin de los residuos lquidos, evaporacin, calcinacin y fundicin con los elementos que constituyen un vidrio.RESIDUOS RADIACTIVOS LQUIDOS DE RADIACTIVIDAD ALTA 100-150 m 3 DESNITRACIN

CONCENTRACIN POR EVAPORACIN 100-150 m3 CALCINACIN

VITRIFICACIN 5 m3 RESIDUO INMOVLIZADO (VIDRIO)

Figura 6.- El proceso de inmovilizacin en vidrios. (Cantidades referidas a la generacin 1000 MW/ao de electricidad. El producto calcinado se funde con los aditivos necesarios para la formacin del vidrio que solidifica durante el enfriamiento de la masa fundida. Las temperaturas requeridas oscilanIN-12

entre 1.000 y 2.000 C. Los tipos de vidrio elegidos han sido los fosfatos, silicatos y borosilicatos. Todos ellos cumplen, en mayor o menor grado con las caractersticas antes dichas. Sin embargo, en el momento actual y a escala industrial, solamente se consideran los vidrios de borosilicato. La composicin de un vidrio de este tipo vara entre los siguientes lmites: SiO2............................................................................... 35 - 49 % B2O3................................................................................. 9 - 19 % Al2O3............................................................................. 0 - 16 % Na2O.............................................................................. 9 - 17 % xidos de actnidos y productos de fisin.......................... 10 - 25 % Entre los mtodos plenamente desarrollados figuran el AVM francs y el PAMELA alemn. El mtodo de solidificacin AVM, seguido en Francia (Figura 7) para la vitrificacin de los residuos lquidos de alta radiactividad procedentes de la reelaboracin, consta de un calcinador, que es un horno rotatorio inclinado, por cuya parte superior se alimentan los lquidos. La salida del producto calcinado pasa a un horno calentado por induccin a 1.150 C al que se aaden los aditivos para lograr la vitrificacin.ADITIVOS DE CALCINACIN ADITIVOS DE VITRIFICACIN EVACUACIN A LA ATMSFERA

CONTROL ALIMENT.

LAVADOR

CONDENSADOR TRATAMIENTO DE GASES

CALCINADOR

HORNO DE FUSIN DEPSITO DE RESIDUOS LQUIDOS

DESCONTAMINACIN DE SUPERFICIESSOLDADURA DEPSITO DE ALIMENTACIN ALMACENAMIENTO DE VIDRIOS

VASIJA

ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS LQUIDOS DE ALTO NIVEL CONCENTRADOS

Figura 7.- Proceso de vitrificacin AVM. Una vez formado el vidrio cae a unos recipientes de acero inoxidable que, una vez llenos, son cerrados por soldadura de la correspondiente tapa. Despus de su descontaminacin externa, los recipientes se trasladan a instalaciones de almacenamiento temporal en seco, dotados de sistema de refrigeracin por circulacin forzada de aire.

IN-13

El proceso alemn PAMELA (Figura 8), se diferencia del proceso francs en que las tres operaciones fundamentales (evaporacin, calcinacin y fundicin del vidrio) se realizan en el mismo aparato (melter), el cual tiene dos tipos de descargas del producto vtreo fundido, una por el fondo para la obtencin de bloques de vidrio y otra por la parte lateral superior para la obtencin de pequeas esferas que despus son inmovilizadas, en el propio contenedor de almacenamiento, con plomo. Este proceso recibe el nombre de VITROMET. La compaa BELGOPROCESS en Mol (Blgica) ha utilizado este proceso PAMELA para la inmovilizacin de los residuos lquidos de alta actividad generados en las actividades de la antigua planta de reelaboracin de EUROCHEMIC.

HAW

Speiselsung 36 l/h Zuschlag 2 l/h

Rcklauf 4 l/h

Rohr des Drehrohrolens O 250 mm L 3250 mm U 30 U/min Uranusstainless steel

Zum KondensatorH2 O 4 l/h Luft

Waschen 200 l/h

Heizelmente

Glasfritte 40 kW Luft trocknen Abgas h Staub Heizmedium Inconel 601 Induktionsheizung Kalzinieren Kalzinat 20 kW

ca. 1,7 m

O 350 150 l. max

Induktiv geheizter Auslauf Kokille: O 500 mm x 1 m 180 l

Figura 8.- Proceso PAMELA Un vidrio de borosilicato es un material homogneo, isotrpico y no poroso, con buenas caractersticas de estabilidad qumica, trmica y ante la radiacin. No obstante, estos factores pueden producir a muy largo plazo un proceso de variacin de la masa vtrea (desvitrificacin) por migracin de algunos componentes y produccin de agregados cristalinos, como Zn2SiO4 y SrMo04, alterndose as la homogeneidad vtrea del conjunto y disminuyendo la resistencia del slido a la lixiviacin. Este efecto puede estar coadyuvado por procesos de separacin de fase slida y formacin de otras insolubles como RuO2, CeO2, etc. Todo ello y efecto a largo plazo de la radiacin podra producir cambios estructurales. Por todo ello y sin abandonar los trabajos desarrollados, la investigacin se dirigio posteriormente a la bsqueda de otros productos que consisten en la obtencin de cermicas,IN-14

y en la elaboracin de fases cristalinas naturales, del tipo de las contenidas en las rocas. A este ltimo proceso se denomina SYNROC y mediante el mismo el Cesio, por ejemplo, puede estar aislado por formacin polucita. Tambin es posible la inclusin de ms de un elemento en una estructura cristalina, como es el caso del apatito, para tierras raras, estroncio y probablemente actnidos. Otras especies cristalinas seleccionadas para la inclusin de otros nucleidos son la scheelita, fluorita, perovskita, espinela, etc. Cada una de estas especies naturales posee una gran estabilidad trmica (1.200 - 1.400 C), lo que, en principio, confiere un alto grado de confianza para estos compuestos que pueden obtenerse artificialmente. Los residuos de alta actividad solidificados o vitrificados y envasados en capsulas de acero inoxidable de alta integridad son almacenados temporalmente en instalaciones de almacenamiento en seco, normalmente en bvedas, para permitir el decaimiento del calor y de la actividad. El manejo de estos materiales implica medidas protectoras de blindaje y procedimientos para segurar la seguridad del personal de operacin. Su transporte, igualmente se realiza en contenedores de transporte robustos

3

SITUACIN ACTUAL Y TENDENCIAS FUTURAS

Desde el principio del desarrollo de la energa elctrica de origen nuclear y hasta los aos 70 se contemplaba como nica opcin la reelaboracin del combustible irradiado, es decir el ciclo cerrado, con la recuperacin de los elementos fisiles Todos los pases con centrales nucleares de occidente, excepto Canad, Italia y Suecia tenan plantas de tratamiento del combustible irradiado en operacin, construccin o diseo. Con el aumento de los pases que optaron por la energa nuclear para la produccin de energa elctrica, la situacin geoestratgica de la poca y los enfrentamiento entre bloques polticos, surgi la preocupacin por la proliferacin nuclear, lo que provoco el aplazamiento general e indefinido de la reelaboracin y de los reactores rpidos en tanto se adoptaran medidas para impedir la proliferacin (Ley de No Proliferacin 1974 Administracin Carter) Entre 1977 y 1980 se desarrollo un programa al amparo del Organismo Internacional de Energa Atmica de Viena OIEA con el objeto de estudiar soluciones para minimizar los riesgos de proliferacin. Uno de las tareas fue el estudio de la reelaboracin, manipulacin y reciclado del plutonio y la valoracin de de la capacidad de reelaboracin existente frente a la los costes y la capacidad de abastecimiento y suministro de uranio. Todo ello coincidi con medidas de seguridad mas restrictivas y exigentes para este tipo de instalaciones y el inicio de la disminucin de las proyecciones sobre la potencia nuclear a instalar en muchos pases (de 1000 GWe de reactores de agua ligera en los 70 -2000 se a reducido a menos de la mitad).Tampoco se avanzo en el desarrollo de reactores rpidos para el reciclado de plutonio. Adicionalmente el precio del Uranio descendio de manera significativa Como consecuencia de las incertidumbres creadas se alargo la vida de las centrales nucleares existentes y se redujo la necesidad de reelaborar el combustible irradiado a corto y medio plazoIN-15

En Europa adems de la Eurochemic de los pases de la OECE, se haba formado una sociedad URG con participacin de la BNFL (British Nuclear Fuels) COGEMA de Francia y KEWA de Alemania para la reelaboracin del los combustibles de otros pases por contratacin (Japon, Blgica, Suiza, etc)Capacidad comercial mundial de reproceso en la actualidad Combustible de reactores de agua ligera France, La Hague UK, Sellafield (THORP) Russia, Chelyabinsk (Mayak) Japan total 1600 850 400 90 2940

Otros combustible nucleares

UK, Sellafield France, Marcoule India total

1500 400 200 2100

Capacidad civil total Fuente: OECD/NEA 2000 Nuclear Energy Data, Nuclear Eng. International handbook 2002.

5040

IN-16

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS

INSTITUTO DE ESTUDIOS DE LA ENERGA

MASTER EN TECNOLOGIA NUCLEAR: FISION, FUSION Y MEDICINA NUCLEAR

CICLO ABIERTO: EL ALMACENMIENTO TEMPORAL DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO

M del Carmen Ruiz Lpez Consejo de Seguridad Nuclear 1


NDICE1.2.-

INTRODUCCIN. CARACTERISTICAS DE LOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS ALMACENAMIENTO TEMPORAL DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO. FUNCIONES Y TECNOLOGAS. EL ALMACENAMIENTO EN HMEDO. 4.1.- Caractersticas generales de las piscinas de almacenamiento. 4.2.- ltimos desarrollos para el aumento de la capacidad de las piscinas.

3.

4.-

5.-

EL ALMACENAMIENTO EN SECO. 5.1.- Silos o bvedas. 5.2.- Almacenamiento en pozos. 3.3-. Almacenamiento en contenedores. 5.3.1.- Contenedores de hormign. 5.3.2.- Contenedores metlicos para transporte y almacenamiento.

6.-

INSTALACIONES DE ALMACENAMIENTO INTERMEDIO EXISTENTES O EN CONSTRUCCIN. 6.1.-Instalacin TVO-KPA en Finlandia. 6.2.-Instalacin CLAB en Suecia. 6.3.-Almacenamiento en contenedores de las Centrales Nucleares de Surry y H.B. Robinson en EE.UU. 6.4.-Instalaciones de almacenamiento de Gorleben y Ahaus (RFA) 6.5.- Nueva poltica de Alemania

7.8.-

CRITERIOS DE SEGURIDAD. COMPORTAMIENTO DEL COMBUSTIBLE Y LAS INSTALACIONES DERANTE PERIODOS DE TIEMPO PRLONGADOS. 8.1 La investigacin y el desarrollo asociada almacenamiento temporal prolongado

9.-

SITUACIN ESPAOLA. 9.1.- Previsiones para el almacenamiento intermedio.

10.

REFERENCIAS BIBLIOGRFICAS. 2


1.

INTRODUCCIN

Los combustibles irradiados cuando son descargados del reactor tienen que ser almacenados en las piscinas existentes a este fin en el propio emplazamiento del reactor, durante un perodo de (tiempo que como mnimo puede variar entre unos meses y un ao en funcin del tipo del reactor) para permitir el decaimiento de los productos de fisin, la reduccin de la generacin de calor y de las emisiones gamma, facilitando con ello su posterior manejo y gestin. La necesidad de almacenar los combustibles irradiados por mayores perodos de tiempo, dentro del propio emplazamiento del reactor o fuera del mismo, depende fundamentalmente de la estrategia elegida para la parte final de su gestin, las disponibilidades tcnicas y la capacidad de almacenamiento disponible en cada pas. Dos son las opciones actualmente consideradas para la gestin completa del combustible irradiado, como se muestra en el esquema de la Figura 1 (1): El reproceso del combustible, con la separacin qumica y recuperacin del plutonio y el uranio no consumido, seguido del almacenamiento definitivo de los residuos radiactivos resultantes (ciclo cerrado). El almacenamiento definitivo y directo del propio combustible irradiado, convenientemente acondicionado, considerado en este caso como residuo de alta actividad, sin intencin de recuperacin (ciclo abierto).REACTOR

-

COMBUSTIBLE IRRADIADO

ALMACENAMIENTO EN EL REACTOR (AR) TRANSPORTE ALMACENAMIENTO INTERMEDIO (1 A 50 AOS) (AR) (AFR) ENCAPSULADO (ACONDICIONAMIENTO) RESIDUOS BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD

REPROCESO

ALMACENAMIENTO DEFINITIVO DIRECTO

RESIDUOS ALTA ACTIVIDAD

U

Pu

ACONDICIONAMIENTO

ACONDICIONAMIENTO (VITRIFICACIN) ALMACENAMIENTO INTERMEDIO (20 A 50 AOS) ALMACENAMIENTO DEFINITIVO

ACONDICIONAMIENTO

ALMACENAMIENTO DEFINITIVO

ALMACENAMIENTO DEFINITIVO

Figura 1.- Etapas de la gestin del combustible irradiado.

3

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS El almacenamiento temporal del combustible irradiado durante largos perodos de tiempo, tambin denominado almacenamiento intermedio permite retrasar la toma de decisin entre las dos opciones finales de reproceso o almacenamiento directo, constituye una etapa necesaria en este ltimo caso y proporciona un aumento de la capacidad de almacenamiento, que en el caso del reproceso permite la planificacin de los medios necesarios y la regulacin del ritmo de operacin. En todo caso, sea cual sea la opcin adoptada o que se adopte en cada pas, el almacenamiento temporal a largo plazo del combustible irradiado, desde un punto de vista tcnico, resulta beneficioso, ya que mayores perodos de tiempo implican un mayor enfriamiento y el decaimiento de productos de fisin significativos como el Nb-95, Zr-95, Ru-106, lo que facilita tanto el reproceso como el manejo del combustible para su almacenamiento directo (1). De este modo, los pases que han diferido su decisin, como Canad, o que como Suecia y Finlandia contemplan el almacenamiento directo del combustible irradiado como la lnea principal de su gestin, han construido o estn considerando instalaciones de almacenamiento intermedio. Pases, como Estados Unidos o la Repblica Federal de Alemania, que tienden o han optado por el reproceso, y consideran el almacenamiento directo como una alternativa, han construido o tienen previsto la construccin de instalaciones de almacenamiento. De los pases que han optado de una manera clara y nica por el reproceso, los que cuentan con capacidad de reproceso adecuada han aumentado la capacidad de almacenamiento de las piscinas en las plantas de reproceso como Francia o estn considerando la ampliacin a travs de instalaciones de almacenamiento intermedio, como el Reino Unido. Otros como Japn o Suiza que no tienen capacidad de reproceso suficiente, propia o por contratacin con otros pases, tambin han previsto la utilizacin de tcnicas de almacenamiento intermedio para disponer de la flexibilidad y capacidad de almacenamiento necesaria. Por ltimo hay pases, como Blgica, que habiendo optado por el reproceso, y dada su produccin de combustible irradiado, la capacidad de almacenamiento de sus piscinas y el rtmo de reproceso previsible no consideran necesario por el momento la construccin de instalaciones de almacenamiento intermedio.

2.

CARACTERISTICAS DE LOS COMBUSTIBLES IRRADIADOS

El combustible de las centrales nucleares de agua ligera, LWR, esta esencialmente formado por pastillas cilndricas de oxido de uranio (UO2) enriquecido en U-235 entre un 1 y un 4,3%, con una densidad de aproximadamente el 95% de la terica (10,96gr/cm3)y un tamao de grano de 2 a 4mm de dimetro. Durante la operacin del reactor, el combustible sufre una alteracin de sus propiedades fsicas, qumicas y radiolgicas, que afectan a la composicin isotpica, a la distribucin de radionucleidos y a la microestructura, y dependen, entre otros factores, del grado de enriquecimiento inicial, la temperatura de irradiacin y el grado de quemado alcanzado.

4

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS Caractersticas importantes del combustible irradiado a tener en cuenta en su gestin y en especial para su almacenamiento temporal y final son la temperatura, la emisin de calor, su actividad, la emisin de radiacin gamma y la emisin de neutrones. Una contribucin importante a estas caractersticas, durante el primer periodo de tiempo tras la extraccin del ncleo, se debe a los productos de fisin , en gran medida a los de vida corta como el Sr-90 y el Cs-137, por lo que la mayora de dichas caractersticas disminuyen con el periodo de enfriamiento, como se muestra en la fig. 1. En consecuencia el periodo de enfriamiento ser otro factor importante a considerar en el desarrollo de las diferentes etapas de la gestin del combustible irradiado. En cuanto a su estado fsico-qumico y estructural, las pastillas de combustible, que son de material cermico, sufren modificaciones como el aumento del tamao de grano, formacin de nuevas fases gaseosas y slidas y agrietamiento. Por su parte, las vainas (normalmente de aleaciones de circonio) y los materiales estructurales de los elementos combustibles (de acero e iconel), pueden sufrir durante la operacin del reactor deformaciones y deterioros e incluso fisuras. La mayora de los deterioros de las vainas se deben, fundamentalmente, a la oxidacin del circonio, que da lugar al desarrollo de pelculas de corrosin y a la formacin de hidrogeno que, a su vez, puede difundirse en la estructura de la aleacin convirtindola en un material mas frgil. Algunas de las modificaciones fisico-qumicas y estructurales sealadas pueden incrementarse con el tiempo y con las condiciones de temperatura y del medio de almacenamiento, de ah la importancia de conocer, vigilar y controlar el comportamiento de los elementos combustibles durante periodos prolongados de almacenamiento temporal

3.

EL ALMACENAMIENTO TEMPORAL DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO. FUNCIONES Y TECNOLOGIAS

El almacenamiento temporal del combustible irradiado, ya sea durante largo o corto perodo de tiempo y ya se trate de instalaciones situadas dentro del emplazamiento de los reactores, AR (at reactor), en las plantas de reproceso o fuera de unas y otras, AFR (away from reactor), (2) tiene que cumplir las mismas funciones, que son: Proporcionar una distribucin subcrtica. Proporcionar la disipacin del calor. Proporcionar el blindaje adecuado para la radiacin. Mantener la integridad de los elementos combustibles.

Existen dos tecnologas para el almacenamiento temporal del combustible irradiado, el almacenamiento en hmedo y el almacenamiento en seco. La aplicacin de uno u otro mtodo, aparte de consideraciones econmicas y de disponibilidad, est en primer trmino relacionada con 5

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS las caractersticas de un combustible especfico, tales como tipo de combustible, grado de enriquecimiento inicial, grado de quemado, tiempo de enfriamiento, temperatura, etc... y las caractersticas de cada mtodo. Gran parte de las caractersticas del combustible irradiado, en un momento dado, dependen del grado de quemado y del tiempo de enfriamiento transcurrido. En la figura 2 puede verse para un combustible (LWR), con un cierto grado de quemado, la disminucin de la temperatura, emisin de calor y radiacin con el tiempo. En general todas estas propiedades decrecen rpidamente en un perodo de 1 ao (1) (2). Figura 2.- variacin de las propiedades del combustible irradiado con el tiempo.

Temperatura (C)

400 300 200 100 0ALMACENAMIENTO Hmedo - Seco Mx. temperatura despus de un ao de enfriamiento

1 2 Tiempo (aos)

3

Generacin de calor (W/tU)

106 105 104 103 0 1 2 Tiempo (aos) 3 4

A) Disminucin de la temperatura

B) Disminucin de la emisin de calor

(Elementos combustibles LWR - Grado de quemado 27.000MWd/t. U) 102 Actividad (MCi/t. U) 101 100 10-10 1 2 3 4

Emisin gamma por t. de U

1019 1018 1017

Emisin de neutrones por t. de U

1010 109 108 107 106 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 Tiempo (aos)

10 1013 0 1 2 3 4 5 6 7 Tiempo (aos) 8 9 10

Tiempo (aos)

C) Disminucin de la actividad total D) Disminucin de la emisin de radiacin E) Variacin de la emisin de neutrones gamma

Lo habitual, sobre todo para combustibles LWR, despus de extrados del ncleo es almacenarlos en medio hmedo en las piscinas existentes a este fin en los propios reactores. Posteriormente, transcurrido un tiempo de enfriamiento (de entre unos meses a 1 ao) el combustible puede ser depositado en un almacenamiento intermedio en hmedo o en seco. El almacenamiento del combustible irradiado por cortos perodos de tiempo (1 a 5 10 aos) en el reactor o en la planta de reproceso tiene lugar en piscinas, mientras que el almacenamiento por perodos de tiempo de entre 20 y 50 aos puede tener lugar en hmedo o en seco, si bien en los ltimos aos se ha desarrollado un gran inters en el campo internacional por esta ltima tecnologa. En relacin con la terminologa para distinguir entre instalaciones de almacenamiento situadas dentro del emplazamiento de una central nuclear (AR) o fuera (AFR), conviene aclarar 6

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS que el primer trmino se usa frecuentemente tanto para las piscinas de los reactores como para instalaciones de almacenamiento a ms largo plazo ubicadas en el mismo emplazamiento y el segundo se suele aplicar tanto a las piscinas de las plantas de reproceso como a instalaciones de almacenamiento intermedio centralizadas (3). Por otra parte la sigla americana ISFSI (Independent Spent Fuel Storage Instalation) define a un complejo construido para almacenar temporalmente combustible irradiado que como mnimo tiene un ao de enfriamiento, independientemente de su ubicacin (4).

4.

EL ALMACENAMIENTO EN HMEDO

El almacenamiento del combustible irradiado bajo agua es una tecnologa ya aprobada en las piscinas de los reactores y de las plantas de reproceso. La eleccin en un principio, del agua como medio de almacenamiento se debi a su elevado coeficiente de transmisin del calor, sus buenas propiedades como blindaje de la radiacin, su transparencia, que permite la inspeccin del combustible y el control de sus movimientos, todo ello unido a su disponibilidad y economa. La experiencia cubre perodos superiores a 20 aos, sin que hayan encontrado grandes dificultades. La posicin actual en el plano internacional, avalada por la opinin de grupos expertos y organismos internacionales (1), (5), (6) y (7), es que la experiencia obtenida es extrapolable a perodos de tiempo muy superiores a 20 aos siempre y cuando se contine observando el comportamiento del combustible y se realicen ensayos para la comprobacin de su integridad.

4.1.

Caractersticas generales de las piscinas de almacenamiento

Las piscinas de almacenamiento de combustible irradiado, ya se trate de las existentes en el emplazamiento de los reactores, en las plantas de reproceso o en instalaciones de almacenamiento centralizadas, tienen caractersticas generales muy similares. Las piscinas estn construidas de hormign armado, sus paredes estn recubiertas internamente de lminas de acero inoxidable soldadas para evitar fugas y estn diseadas como estructuras de clase ssmica I. Normalmente son de forma rectangular, siendo habitual para combustibles LWR piscinas de alrededor de 10 a 13 m de profundidad, para que los elementos combustibles (de aproximadamente 4.5 m) situados verticalmente, estn cubiertos por ms de 3 m de agua, asegurando as el blindaje necesario. El tamao de las piscinas es variable, pero frecuentemente suelen tener entre 10 y 20 m de largo y 7 a 15 m de ancho (1). Las piscinas de almacenamiento de combustible irradiado existentes en las centrales nucleares tienen capacidad para almacenar el combustible que se produzca en 5 o 10 aos de operacin. Adicionalmente estas piscinas tienen que tener capacidad para albergar un ncleo completo, siendo sta una condicin imprescindible para el funcionamiento de la central. Algunas piscinas de los reactores ms modernos han sido construidas con capacidad mayor. 7

CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. OPCIONES Y TENDENCIAS La capacidad de las piscinas de las plantas de reproceso y de las piscinas de almacenamiento intermedio centralizado se establece segn las necesidades y previsiones de cada pas, y puede ser incrementada en el tiempo al ser normalmente de construccin modular. Las piscinas de almacenamiento de las centrales nucleares estn situadas dentro del propio edificio del reactor o en un edificio anexo exclusivamente dedicado a este fin, siendo esto ltimo lo ms frecuente, sobre todo en centrales construidas a partir de los aos setenta, y lo ms recomendable (6) (8). Todas las piscinas disponen de un sistema de deteccin de fugas, mediante tuberas colectoras en paredes y fondo, que van a un sumidero de recogida que produce seales de alarma en la sala de control si el nivel de agua en el mismo es superior al prefijado. Los elementos combustibles se sitan verticalmente en bastidores metlicos de aluminio o acero inoxidable diseados para mantener

el ciclo de combustible nuclear

Documents