SECCIONS
- Desmantellament
- Funcionament
- Tractament de residus del circuit primari
- Tractament d’altres efluents líquids
- Tractament d’efluents gasosos
- Tractaments de residus radioactius sòlids
- Tractament d’un desmantellament
DESMANTELLAMENT
El tancament d’una central nuclear és una etapa que tanca el cicle d’ús útil de la instal·lació i obliga a condicionar i realitzar el seguiment d’una instal·lació a un estat de seguretat, especialment radiològica.
És important definir terminis, alternatives, tecnologies, inversions i tècniques de desmantellament. Actualment i a causa de la seqüència de dates de l’inici de programes de centrals nuclears a Espanya ens estem acostant, amb pròrrogues incloses, al final de vida útil d’algunes d’aquestes instal·lacions i és necessari una planificació adequada d’aquest moment.
Els organismes competents encarregats de gestionar el desmantellament d’una Central Nuclear i condicionar els residus que d’ella se’n deriven a Espanya són el Consell de Seguretat Nuclear i ENRESA.
A nivell mundial, el procés de desmantellament ha iniciat el seu procés. A partir de la informació subministrada pel CSN, pel que fa als residus de baixa i mitjana activitat, podem resumir en la següent taula els processos ja iniciats;
| Alemanya | Suècia | EUA | ||||
| Potència i tipus de reactor | PWR | BWR | PWR | BWR | PWR | BWR |
| 1.200 MWe | 800 MWe | 900 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | |
| Residus | Volum (m3) | |||||
| Operació (25 anys) | 40.000 | 6.000-20.000 | 6.300 | 7.500 | 21.700 | 40.000 |
| Desmantellament | 16.300 | 12.400 | 7.000 | 15.000 | 15.200 | 16.300 |
| Total | 53.300 | 18.400 – 32.400 | 13.000 | 22.500 | 36.900 | 56.300 |
| Percentatge de residus de desmantellament/operació | 30% | 40%-70% | 50% | 70% | 40% | 30% |
Font: OECD Nuclear Energy Agency Report “Decomissioning of nuclear facilities: Feasibility, Needs and Costs”, París 1986
Aquest volum de residus de baixa i mitjana activitat suposa processos que permetin la disminució de volum de residu per aspectes de seguretat i econòmics. En aquests processos de concentració, els processos industrials d’evaporació i de cristal·lització juguen un paper fonamental.
En concret, a la UE hi ha de l’ordre de 95 instal·lacions nuclears grans de les quals 39 són centrals nuclears, 25 reactors no generadors d’electricitat i 32 instal·lacions nuclears en la seva majoria del cicle de combustible.
Les Centrals ubicades a Espanya estan en la seva maduresa de producció i en alguns casos s’ha procedit a la seva pròrroga de funcionament. En tot cas, estem en la perspectiva propera de processos de desmantellament que s’han de programar i estudiar, com es mostra en el gràfic adjunt:
| Central | Titular | Localització (Província) | Potència (MWe) | Tipus | Origen tecnològic | Any (*) |
| José Cabrera | UFSA (100%) | Almonacid de Zorita (Guadalajara) | 160 | PWR | EUA | 1968 |
| Garoña | Iberdrola (50%) Endesa (50%) |
Sta. María de Garoña (Burgos) | 466 | BWR | EUA | 1971 |
| Almaraz I | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Càceres) | 973,5 | PWR | EUA | 1981 |
| Almaraz II | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Càceres) | 982,6 | PWR | EUA | 1983 |
| Ascó I | FECSA (60%) ENDESA (40%) |
Ascó (Tarragona) | 973 | PWR | EUA | 1983 |
| Ascó II | FECSA (45%) ENDESA (40%) IBERDROLA (15%) |
Ascó (Tarragona) | 976 | PWR | EUA | 1985 |
| Cofrents | IBERDROLA (100%) | Cofrents (València) | 1.025,4 | BWR | EUA | 1984 |
| Vandellòs II | ENDESA (72%) IBERDROLA (28%) |
Vandellòs (Tarragona) | 1009 | PWR | EUA | 1987 |
| Trillo | UFSA (34,5%) IBERDROLA (48%) HC (15,5%) NUCLENOR (2%) |
Trillo (Guadalajara) | 1066 | PWR | ALEMANYA | 1988 |
| (*) Any de primera connexió a la xarxa. | ||||||
La finalització de l’activitat en una central nuclear de potència pot ser deguda a múltiples factors; econòmics, interès del titular, tecnològics (vida útil), raons de seguretat, etc.
El final de l’activitat d’una central nuclear no comporta la finalització del risc d’exposició a radiacions ionitzants, a causa de processos d’activació neutrònica dels materials, activitat induïda per fragments de fissió que han afectat elements com el formigó, l’acer, el circuit de refrigeració, els generadors de vapor, piscines d’emmagatzematge de combustible, els circuits de tractament químic i volumètric del primari, etc.
És necessari una planificació radiològica del procés de desmantellament. En una central nuclear es produeixen tres categories de residus: residus d’operació (baixa i mitjana activitat), residus deguts al combustible gastat (alta activitat), residus de desmantellament (baixa i mitjana activitat). La gestió de residus d’alta activitat té una especificitat i tractament propi.
Aquest article pretén centrar l’atenció en determinades operacions de desmantellament que per les seves característiques entren en el camp d’experiència de CONDORCHEM ENVITECH com són els processos d’evaporació, filtres, i tecnologia associada a la minimització de residus. El tancament d’una central nuclear suposa la retirada del servei de forma segura i la reducció de l’activitat residual a nivells que permetin el final del procés, la utilització sense restriccions de l’emplaçament i la finalització de les llicències administratives. L’OIEA (Organització Internacional de l’Energia Atòmica) defineix tres nivells en el procés de fora de servei d’una instal·lació nuclear;
- Nivell 1: Tancament sota vigilància de l’emplaçament
- Nivell 2: Utilització parcial i condicional de l’emplaçament
- Nivell 3: Utilització sense restriccions de l’emplaçament
En els processos de desmantellament d’una central nuclear es segueixen així mateix tres processos;
Procés 1: Tancament sota vigilància de la instal·lació, descàrrega del combustible gastat i dels residus radioactius d’operació.
Procés 2: Eliminació d’elements radioactius exteriors al recinte de contenció, així com d’estructures i elements convencionals, quedant emmagatzemats i segellats en el recinte de contenció, els components amb major activitat específica. L’edifici de contenció pot ser enterrat o no. L’emplaçament queda disponible per ser utilitzat amb restriccions.
Procés 3: Desmantellament total i demolició de les estructures restituint l’emplaçament a l’ús sense restriccions.
FUNCIONAMENT D’UN REACTOR NUCLEAR
Un reactor del tipus PWR (reactor d’aigua a pressió) utilitza aigua com a refrigerant del nucli del reactor. Les condicions d’operació es situen entre una pressió de 150 bar i temperatures de l’ordre de 370ºC. L’aigua del circuit primari, que refreda el nucli del reactor, està en contacte amb les vainetes de zircaloy que contenen a l’interior el combustible d’UO2, enriquit un 4% en U-235. Un cop s’inicia el procés de fissió es produeix un flux de neutrons en operació de 3.10¹³ cm-2. s-1. Aquest flux neutrònic precisa ser moderat.
Els processos de fissió del propi combustible i el flux neutrònic generen una calor que s’ha d’extreure mitjançant un refrigerant (aigua) contingut en un circuit primari. Un cop finalitzada l’activitat de la central el combustible cremat queda a l’interior de les vainetes de zircaloy.
Aquest combustible serà descarregat i emmagatzemat a les piscines de combustible de manera que es procedeixi a la seva refrigeració, control de subcriticitat amb aigua borada i controlar el procés de decaïment d’alguns dels radionúclids presents. Així mateix la transferència del combustible gastat a una piscina suposa un emmagatzematge temporal amb condicions de seguretat degut a la barrera de l’aigua.
En la composició química de l’efluent que circula en un circuit primari, com a refrigerant, d’un reactor del tipus PWR es poden distingir diferents espècies químiques;
a.- Espècies químiques provinents dels fragments de fissió. Aquests residus, que es generen en les reaccions de fissió, poden difondre per esquerdes de les vainetes de combustible i arribar al refrigerant. Són importants el Cs-137, Sr-90, I-129 entre altres. Són residus d’alta activitat.
b.- En aquest grup de residus hi ha també impureses que provenen de la construcció de la vaineta de zircaloy, que poden haver-se activat pel flux de neutrons. Es generen productes per reaccions nuclears de captura i retrocés.
c.- Espècies químiques provinents de la descendència transurànida. Aquest tipus de residus provenen dels descendents radioactius de l’urani-238 i urani-235. Dins d’aquest grup és important el Pu-239 per la seva llarga vida, 29.400 anys i la seva toxicitat. Són també residus d’alta activitat. Aquest tipus de residus, normalment retinguts a l’interior de les vainetes, poden també difondre per esquerdes i arribar al circuit primari.
d.- Productes d’activació d’elements estructurals. El circuit primari conté uns 10.000 m² de superfície d’intercanvi d’acer Inconel (75% Ni, amb impuresa principal Co-59). Aquests elements estructurals s’activen amb el flux neutrònic i produeixen isòtops de baixa i mitjana activitat que es desprenen per corrosió de l’estructura d’acer (taxa de corrosió de 2 mg/dm².mes). La presència de H2O2 possibilita la forma oxidada per a la seva posterior captura per les resines d’intercanvi. El C-14 sorgeix com a activació de l’aire (CO2) dissolt en el líquid del refrigerant. L’H-3 apareix com a activació de l’hidrogen present en l’aigua, en el LiOH (regulador de pH) i en els protons de l’àcid bòric.
En el circuit primari es poden detectar com a residus de baixa i mitjana activitat, les següents espècies, la majoria d’elles generades per captura neutrònica o activació de l’estructura:
| Radionúclid | Vida mitjana (anys) | Tipus radiació | Forma Producció |
| H-3 | 12,3 | β | Fissió;Li-6(n,α) |
| Fe-55 | 2,6 | RX | Fe-54(n,ɣ) |
| Co60 | 5,26 | β, ɣ | Co-59(n,ɣ) |
| Sr-90 | 28.1 | β | Fissió |
| Cs-137 | 30 | β,ɣ | Fissió |
| Pu-241 | 13.2 | α,ɣ | Captura n |
| Cm244 | 17.6 | α,ɣ | Captura n |
| Cr-51 | 27.7 dies | (EC)β+,ɣ | Cr-50(n,ɣ) |
| Mn-54 | 312 dies | (EC)β+,ɣ | Fe-54(n,p) |
| Co-58 | 70.8 dies | (EC)β+ | Ni-58(n,p) |
| Zn-65 | 244 dies | (EC)β+ | Zn-64(n,ɣ) |
| Cs-134 | 2,06 | β, ɣ | Cs-133(n,ɣ) |
Com a espècies d’alta activitat, que seran objecte de tractament podem destacar:
| Radionúclid | Vida mitjana (anys) | Tipus radiació | Forma Producció |
| C-14 | 5730 | β | N-14(n,p) |
| Ni-59 | 80000 | β,(EC) | Ni-58(n,ɣ) |
| Ni-63 | 92 | β | Ni-62(n,ɣ) |
| Nb-94 | 20000 | β | Nb-93(n,ɣ) |
| Tc-99 | 212000 | β, ɣ | Fissió;Mo-98(n,ɣ) |
| I-129 | 11700000 | β | Fissió |
| Cs135 | 3000000 | β, ɣ | Desc.Xe135,Fissió |
| U-235 | 710000000 | β, ɣ | Natural |
| U-238 | 4510000000 | α | Natural |
| Np-237 | 2140000 | α | U-238(n,2n) |
| Pu-238 | 86.4 | α | Np-237(n,ɣ) |
| Pu-239 | 24400 | α ,β,ɣ | U-238(n,ɣ) |
| Pu-242 | 279000 | α ,ɣ | Múltiple cap. |
| Am-241 | 458 | α ,ɣ | Desc.Am-242 |
| Am-243 | 7950 | α ,ɣ | Múltiple cap |
| Cm-243 | 32 | α ,ɣ | Múltiple cap |
En el refrigerant cal tenir en compte la presència de B-10, amb l’objectiu de moderar el flux de neutrons. Aquest element, per captura neutrònica es transforma en Li-7, estable. La major quantitat de residus de baixa i mitjana activitat es produeixen en el circuit primari. Aquests s’evacuen mitjançant un sistema de resines d’intercanvi catiónic. El LiOH com a regulador de pH i les activacions neutròniques de l’oxigen i de l’hidrogen de l’aigua.
Tractament de residus del circuit primari
D’altra banda el circuit primari d’un reactor PWR disposa d’un sistema de purificació de manera que dels 175.000 kg de
refrigerant en circulació, s’extreuen per a tractament i es deriven a un subsistema de purificació, uns 17.000 kg amb l’objectiu de tractar els elements d’activació (Co-60, Mn-54), alguns dels productes de fissió difosos a través de les vainetes (137Cs, Sr-90) i específicament recuperar i modular la concentració de bor. Tot aquest procés es duu a terme mitjançant el sistema químic i volumètric.
Tractament d’altres efluents líquids
Els principals efluents líquids objecte de tractament són:
- Desguassos d’equips.
- Desguassos de sòls.
- Escapaments controlats del circuit primari per desgasificar i purificar el circuit.
- Purga del generador de vapor.
- Processos de descontaminació, rentat i laboratoris.
Els efluents líquids de baixa i mitjana activitat es recullen en dos dipòsits
a. El de bugaderia, dutxes i aigües de rentat de descontaminació.
b. Dipòsit de desguàs de sòls, residus líquids d’alta activitat, elucions procedents de recuperacions de bor, purga de generadors de vapor.
Els efluents líquids es porten a dipòsits de control volumètric prèvia passada pels filtres i a partir de les seves característiques de conductivitat es tracten amb resines d’intercanvi iònic. Aquest procés s’inicia amb un descens de temperatura de l’efluent, i posteriorment es deriva a un sistema de resines de llit mixt, per retenir els diferents ions presents en el refrigerant.
L’activitat específica del refrigerant en el circuit primari ha de ser inferior a 37 MBq/Kg (1 μCi/g) en dosi equivalent d’I-131. El llit catiónic en la forma Li-7, fortament àcid, retingrà Co, Cs, Sr, Ni, Mn. El llit aniónic en forma iònica OH– retingrà l’iod.
Posteriorment, l’efluent és derivat a un sistema de recuperació de bor, amb l’objectiu de retenir l’espècie H2BO3²-, i moderar la concentració de bor en solució. Finalment l’efluent és derivat a un dipòsit de control volumètric on es tornarà a reintroduir en el circuit primari.
Un altre sistema de resines tractarà les purgues dels generadors de vapor, pertanyents al sistema secundari. Les resines i aigües d’elució es tracten amb evaporadors de convecció forçada per reduir el volum i concentrar els sòlids.
El condensat es porta a dipòsits de control i els gasos es tracten en dipòsits de retenció, per reduir l’hidrogen i disminuir els radioisòtops de vida curta. En els evaporadors s’aconsegueixen valors de concentració d’activitat entre 10 i 50 amb factors de descontaminació de 10⁴ i 10⁵.
Aquests sòlids concentrats es tracten amb ciment i aglomerant, i s’introdueixen en bidons de 220 litres per a la seva gestió. En tota central nuclear existeix l’ETF (Especificacions Tècniques de Funcionament), sotmès a inspecció del regulador, que marquen les restriccions operacionals de la dosi equivalent efectiva deguda al total d’efluents, aquesta és de 100 μSv/any, havent-se de distribuir entre els efluents líquids i gasosos.
En cas de descàrregues al medi ambient, segons especificacions de 10CFR20, el vessament ha de complir:
| Radionúclid | Activitat màxima del radionúclid en la descàrrega (MBq/m³) |
| Cs-137 | 0.74 |