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Introducción

En un reactor nuclear se generan diferentes tipos de residuos nucleares y convencionales. En anteriores artículos se centró la atención sobre la generación de los residuos y su tratamiento específico. En el presente artículo, el objetivo es el acondicionamiento y la inertización de los residuos de baja y media actividad.

A modo de resumen, recordemos que los residuos de alta actividad (Uranio 235, U238, Pu-239,…) se encuentran en las vainas de zircaloy presentes en el n√ļcleo del reactor. As√≠ mismo los fragmentos de fisi√≥n originados en la reacci√≥n nuclear quedan confinados en las propias vainas.

Todo este grupo de residuos, una vez haya finalizado el ciclo del combustible, son transportados a la piscina de almacenamiento donde permanecerán hasta el traslado a depositorio final, ya sea en superficie o depositorio geológico. Hay otro tipo de residuos que se generan como consecuencia de las reacciones nucleares de activación neutrónica, de captura de diferentes tipos de partículas (neutrones) o procesos de adsorción gamma.

En especial el l√≠quido refrigerante que circula por el circuito primario y que tiene la doble¬† misi√≥n de extraer la energ√≠a generada por las reacciones nucleares y refrigerar el¬† n√ļcleo del reactor donde acontecen los sucesos nucleares.

Este líquido que refrigera el reactor está constituido por sustancias específicas como:

  • √Ācido b√≥rico: Su objetivo es la adsorci√≥n de neutrones para as√≠¬† disminuir el n√ļmero de fisiones y moderar la reacci√≥n nuclear. Su concentraci√≥n oscila en funci√≥n de la actividad del n√ļcleo pero oscila entre los 1000 ‚Äď 2000 ppm.
  • Hidr√≥xido de litio: Su objetivo es controlar el pH del refrigerante para evitar procesos de corrosi√≥n.
  • Per√≥xido de hidr√≥geno: Regula el potencial de la disoluci√≥n. Favorece que los metales en disoluci√≥n permanezcan en forma i√≥nica y no originen dep√≥sitos en codos o puntos espec√≠fico del circuito.
  • Productos de corrosi√≥n: Diferentes metales que proceden de la estructura de acero del circuito primario y que por diferentes procesos de corrosi√≥n se incorporan en la disoluci√≥n del refrigerante (Co-60, Mn-54, Co-58,‚Ķ).
  • Tritio, procedente de la activaci√≥n del deuterio natural presente el el agua por efecto de los neutrones. El tritio es un emisor ő≤ y uno de los principales problemas del procesado de residuos nucleares.

Hay toda una serie de residuos operacionales que pueden contener concentraciones variables de Cs-137, Sr-90, Co-60 y que se generan en limpiezas específicas de válvulas, movimientos de combustible gastado a piscinas, limpieza de lodos, etc.

En este artículo el tratamiento de gases no se tratará por ser un apartado muy específico con problemáticas centradas en grupo de especies del yodo, gases nobles, tritio, etc. Nos centraremos en los efluentes líquidos con residuos de baja y media actividad.

Los residuos radiactivos se pueden clasificar atendiendo a distintos criterios, como por ejemplo, seg√ļn su estado f√≠sico (gaseosos, l√≠quidos y s√≥lidos, que a su vez podr√≠an clasificarse en residuos compactables, incinerables, met√°licos, etc.), seg√ļn el tipo de radiaci√≥n que emitan (alfa, beta, gamma, neutrones), el periodo de semidesintegraci√≥n (vida corta o vida larga), o su actividad espec√≠fica (actividad alta, media, y baja).¬†¬†

Atendiendo a la gestión de los residuos  radiactivos, la clasificación se centra en el nivel de actividad específica y al período de decaimiento puesto que estos dos factores condicionan el tipo de aislamiento y acondicionamiento que deben tenerse en cuenta en su almacenamiento.

El Organismo Internacional de la Energía Atómica propone una clasificación con vistas al almacenamiento definitivo de los residuos (ref. 11), cuyos criterios se resumen en la Tabla 1 y se representan esquemáticamente en la figura 2.

Como se observa, para la clasificación se consideran varios límites cuantitativos: 

  • Una dosis efectiva m√°xima para miembros del p√ļblico de 10 ¬ĶSv/a√Īo, como l√≠mite para la exenci√≥n o desclasificaci√≥n de los residuos.
  • 30 a√Īos de periodo de semidesintegraci√≥n como valor de separaci√≥n entre residuos de vida corta y vida larga.
  • Un contenido medio de 400 Bq/g y m√°ximo de 4.000 Bq/g de emisores alfa de vida larga para que el residuo deba ser considerado de vida larga.
  • Una potencia calor√≠fica superior a 2 kW/m3 para que el residuo deba ser considerado de alta actividad (tambi√©n se debe exceder el l√≠mite en emisores alfa de vida larga).
Características típicas de las distintas categorías de residuos radiactivos propuestas por el OIEA
Categoría del residuo Características típicas Sistemas de almacenamiento
Residuos exentos o desclasificados (RE) Niveles de actividad cuya liberaci√≥n no implique una dosis anual a los miembros del p√ļblico superior a 10 ¬ĶSv Sin restricciones radiol√≥gicas
Residuos de baja o media actividad (RBMA) Niveles de actividad cuya liberaci√≥n pueda implicar una dosis anual a los miembros del p√ļblico superior a 10 ¬ĶSv y que tengan una potencia t√©rmica inferior a 2 kW/m3
Residuos de baja o media actividad y vida corta (RBMA-VC) Concentración limitada de radionucleidos de vida larga (4000 Bq/g de emisores alfa de vida larga como máximo en lotes individuales, con un valor medio de 400 Bq/g en el conjunto) Sistemas de almacenamiento en superfície o sistemas geológicos
Residuos de baja o media actividad y vida larga (RBMA-VL) Concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida corta Sistemas geológicos de almacenamiento
Residuos de alta actividad (RAA) Potencia térmica superior a 2 kW/m3 y concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida corta Sistemas geológicos de almacenamiento
Tabla 1

ACONDICIONAMIENTO DE RESIDUOS NUCLEARES DE BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD

Gr√°fica 1

En referencia a los residuos que vamos a tratar en el presente articulo, residuos de baja y media actividad podemos concretar lo siguiente:

  • Residuos de actividad baja y media (RBMA) – Residuos cuya concentraci√≥n en radion√ļclidos es tal que la generaci√≥n de energ√≠a t√©rmica durante su evacuaci√≥n es suficientemente baja. Esos valores aceptables se establecen en funci√≥n del lugar de evacuaci√≥n despu√©s de una evaluaci√≥n de seguridad.
  • Residuos de vida corta (RBMA-VC) – Residuos radiactivos que contienen nucle√≠dos cuya vida media es inferior o igual a la del Cs-137 y Sr-90 (treinta a√Īos, aproximadamente) con una concentraci√≥n limitada de radion√ļclidos alfa de vida larga (limitaci√≥n de los radion√ļclidos emisores alfa a 4 000 Bq/g en lotes individuales de residuos y a una media general de 400 Bq/g en el volumen total de residuos).
  • Residuos de vida larga (RBMA-VC) – Radion√ļclidos y emisores alfa de vida larga cuya concentraci√≥n es superior a los l√≠mites aplicables a los residuos de vida corta.

 
Se ha de tener en cuenta que el sistema de clasificaci√≥n se destina a ser utilizado √ļnicamente para residuos s√≥lidos, aunque hay que se√Īalar que algunos residuos radiactivos tienen estado l√≠quido y se podr√≠an tratar como residuos de transici√≥n. Esta tipolog√≠a de residuos proviene de hospitales y actividades m√©dicas.¬†

Con relaci√≥n a nuestro pa√≠s, cabe indicar que en esencia se siguen las recomendaciones de la CE, si bien, dentro de la categor√≠a de RBMA, en Espa√Īa se est√° considerando otro grupo de residuos, los de muy baja actividad (RMBA), que contienen radion√ļclidos en concentraciones muy bajas y cuyo almacenamiento no requiere sistemas de aislamiento tan complejos como para el resto de los RBMA. Por lo tanto, esta subdivisi√≥n se aplica exclusivamente desde el punto de vista del tipo de almacenamiento requerido.

En la gesti√≥n de residuos radiactivos de baja y media actividad, se aplica el concepto de ‚ÄúBulto‚ÄĚ. Se entiende por bulto al conjunto formado por el residuo radiactivo, el agente de acondicionamiento y el embalaje que lo alberga. La pr√°ctica mayor√≠a de residuos de baja y mediana actividad se gestiona mediante los bultos. Normalmente el bulto implica un bid√≥n de 220 litros con toda una estructura de protecci√≥n y un sistema de inertizaci√≥n del propio residuo.

La cantidad en volumen y porcentaje de residuos de baja y mediana actividad que deben ser gestionados en Espa√Īa, en el √°mbito nuclear, viene indicado en la siguiente tabla. Pr√°cticamente el 92% proviene de las CCNN y su desmantelamiento.

Cantidades totales de RMBA a gestionar en Espa√Īa
CONCEPTO VOLUMEN (m3) PORCENTAJE
Operación de centrales nucleares 36.071 20,46%
Desmantelamiento de centrales nucleares 127.185 72,12%
Operación y desmantelamiento de fábrica elementos combustibles + PIMIC 1.593 0,90%
Instalaciones radiactivas y similares 4.861 2,76%
Incidentes de contaminación y otros 6.636 3,76%
Total 176.346 100,00%

 

En referencia a los residuos radiactivos¬† de baja y media actividad generados en el desmantelamiento de las centrales nucleares espa√Īolas, se han generado hasta la fecha, √ļnicamente los derivados del desmantelamiento a Nivel 2 de la central nuclear de Vandell√≥s-I, lo cual supone del orden del 20% de la generaci√≥n prevista del total que se producir√° en esta central cuando se finalice su desmantelamiento y se proceda a la correspondiente clausura.

La generación de RBMA correspondiente al desmantelamiento ya efectuado, ha alcanzado el valor de 3.400 m3 lo que apenas es el 3% del volumen previsto de gestionar en el desmantelamiento del conjunto de las centrales nucleares.

Tipologia de residuos de baja y media conductividad

RBMA-2

En función de la naturaleza de los residuos, podemos definir 7 tipologias:

  • Resinas: Suspensiones de resinas de intercambio i√≥nico que una vez agotadas, se descargan de los desmineralizadores de los sistemas de purificaci√≥n. Los sistemas de intercambio de retenci√≥n del boro, retenciones de cesio y cobalto son uno de los m√°s importantes, con objeto de limpiar los is√≥topos del refrigerante. Uno de los problemas de las resinas es su capacidad de hinchamiento. En contacto con la disoluci√≥n incorporan disolvente acuoso en su estructura y esto afecta al volumen final del residuo. Desde este punto de vista se est√°n estudiando ¬† otras opciones como los adsorbentes de is√≥topos espec√≠ficos.
  • Concentrados de evaporadores: Disoluciones de sales concentradas procedentes de evaporadores para el tratamiento de √°cido b√≥rico, y efluentes de procesos.
  • Lodos: Fangos procedentes de dep√≥sitos, precipitados, limpieza de v√≠as de comunicaci√≥n para el traslado de combustible gastado, fangos procedentes de filtros. Estos fangos, deben ser inertizados. Una de las fuentes de lodos es¬† la eliminaci√≥n de la pre-capa e insolubles de los filtros de los sistemas de purificaci√≥n del agua del reactor y de la piscina de combustible irradiado. Otros lodos que forman parte de esta corriente de residuos son los generados en el sistema de tratamiento de residuos radiactivos l√≠quidos por sedimentaci√≥n del agua almacenada en los tanques adicionales de residuos, as√≠ como, los barros procedentes de los contra-lavados del sistema de filtraci√≥n del condensado. Un ejemplo de esta producci√≥n de residuos en decantadores lo tenemos en el tratamiento de lodos procedente de la Central de Santa Maria de Garo√Īa. El procesado de los lodos actualmente existentes en los tanques decantadores¬† se llevar√° a cabo mediante fluidificaci√≥n por re-suspensi√≥n, mezclado, filtraci√≥n, secado y embidonado de los mismos. El volumen de lodos contenidos en los tanques decantadores es 300 m3 y se espera una producci√≥n de 580 bidones de 135 litros de residuos acondicionados. En los tanques adicionales de residuos existen otros 50 m3 de barros decantados que, dependiendo de la situaci√≥n operacional del sistema de tratamiento de residuos radiactivos l√≠quidos, ser√°n tambi√©n procesados.
  • Materiales compactables: Estos materiales hacen referencia a vestimenta espec√≠fica EPI‚Äôs, filtros de ventilaci√≥n, trapos, utensilios de pl√°stico.
  • S√≥lidos no compactables: herramientas, piezas met√°licas, escombros, maderas, etc.
  • Filtros de circuitos l√≠quidos: Filtros met√°licos de sistemas de proceso.
  • Residuos no operacionales o derivados de actuaciones puntuales como el tratamiento de efluentes con Sb-125.

Todos estos residuos deben ser inmovilizados y emplazados en bidones debidamente homologados. Com√ļnmente se utilizan bidones de 220 litros. Existen dos tipos de bultos que se clasifican¬† por su actividad en dos niveles 1 y 2.

Bultos de Nivel 1: Son aquellos bultos, que de forma individual y acondicionados en un contenedor de 0.22m3 no superan el valor de actividad m√°xima que se indica en el anexo de la especificaci√≥n t√©cnica¬† 031-ES-IN-0002.Los valores por bulto individual dependen de distintas configuraciones: n√ļmero de bultos por U.A., tipo de bulto y caracter√≠sticas del contenedor.

Bultos de Nivel 2: Son bultos cuya actividad es superior a la correspondiente al Nivel 1 y cuyo valor máximo de actividad no supera los límites derivados  de los valores de las unidades de acondicionamiento de Nivel 2, con la consideración debida al factor de heterogeneidad. En el anexo II de la especificación  031-ES-IN-0011. 

La siguiente tabla muestra los diferentes niveles de clasificación de los bultos:

CLASIFICACI√ďN BULTOS TIPIFICADOS
RESIDUOS L√ćQUIDOS HOMOG√ČNEOS Nivel 1 Concentrados de evaporador, resinas en polvo, lodos o mezclas incorporados a matriz de conglomerante hidr√°ulico.
Nivel 2
RESIDUOS S√ďLIDOS (HETEROG√ČNEOS U HOMOG√ČNEOS LLEVADOS A SEQUEDAD Nivel 1 Resinas de bola incorporadas a matriz de C.H.
Nivel 2
Nivel 1 Filtros de circuitos líquidos inmovilizados por medio de Conglomerante hidráulico.
Nivel 2
Nivel 1 Sólidos no compactables introducidos en contenedor(1,3m3)
Nivel 2
Nivel 1 Sólidos compactables y no compactables
Nivel 2
Nivel 1 Residuos sólidos o llevados a sequedad inmovilizados por medio de conglomerado hidráulico.
Nivel 2

Acondicionamiento de los Residuos

El acondicionamiento del residuo nuclear se produce en todas las Centrales Nucleares para el tratamiento de los  residuos anteriormente citados. Previo a un proceso de evaporación, deshidratación en el caso de las resinas de operación o resinas de descontaminación del circuito primario, se utiliza un conglomerante hidráulico (cemento o mortero) como agente de solidificación o de inmovilización para hacer una matriz homogénea y estable.

Los efluentes concentrados, las resinas agotadas y los lodos se mezclan con cemento. Este cemento debe cumplir la referencia t√©cnica A32-ES-CB-0063. Por ejemplo, seg√ļn el documento JC-LP-29 la relaci√≥n de agua/cemento en un acondicionamiento no debe superar el 0,47 y el porcentaje de resina seca por bulto no superar√° el valor del 4%.¬†¬†

En el caso de sólidos no estables, en especial determinados tipos de filtros, la inmovilización se realiza con mortero formando una envolvente que recubre al residuo y lo estabiliza. 

Los principales criterios a modo de resumen, que deben cumplir el acondicionamiento de bultos son los siguientes:

  1. Límites de actividad específica y global contenidos en las tablas incluidas en los  anexos I i II.
  2. No podr√°n tener complejantes por encima del 8%
  3. Los residuos acondicionados no deberán contener líquidos orgánicos incorporados en la matriz, por encima del 3%.
  4. Los residuos acondicionados no deberán contener substancias pirofóricas ni susceptibles de tener reacciones fuertemente exotérmicas. 
  5. Los residuos serán acondicionados mediante incorporación a matriz o mediante pared de conglomerado hidráulico.
  6. Se minimizará la existencia de huecos libres.  La tasa de llenado para bultos incorporados a matriz sólida será del 95% +/- 5%. La tasa de llenado para bultos con pared será superior o igual al 98%.
  7. El líquido libre para bultos acondicionados no superará después del fraguado el 0,5%.
  8. Con carácter general, las matrices o paredes de conglomerado hidráulico, conferirán al bulto una resistencia mecánica mínima definida por la instrucción 031-ES-IN-0011;

    8.1 Para bultos de nivel 1 inmovilizados por incorporación a matriz sólida; las matrices deberán tener una resistencia media a la compresión superior o igual a 3MPa.

    8.2 Para bultos de nivel 1 inmovilizados por pared de conglomerante hidráulico. La pared tendrá un espesor nominal de  5 cm para filtros y residuos de naturaleza dispersable y una resistencia mecánica media de 7,5MPa.

    8.3 Para bultos de nivel 2 inmovilizados por incorporación a matriz sólida, las matrices de conglomerante hidráulico tendrán un valor medio de resistencia a compresión superior o igual a 10 MPa.

    8.4 Para bultos de nivel 2 inmovilizados por pared de conglomerante hidráulico. La pared tendrá un espesor nominal de  5 cm para filtros y residuos de naturaleza dispersable y una resistencia mecánica media de 25MPa.

  9. La tasa de dosis en contacto no deber√° superar en el momento de la retirada un valor de 100mSv/h.
  10. La contaminaci√≥n superficial desprendible en el exterior de los bultos deber√° ser inferior a 4Bq/cm2 en emisores ő≤ y a 0.4 Bq/cm2 en emisores őĪ

Los ensayos a los cuales se debe someter un bulto acondicionado se resumen a continuación:

RESIDUOS S√ďLIDOS HOMOG√ČNEOS Y HETEROG√ČNEOS INMOVILIZADOS POR C.H.
ENSAYOS (Propiedades a medir) Nivel 1 Nivel 2
Ausencia de líquido libre Si Si
Espesor de la pared Si Si
Resistencia a la compresión uniaxial del C.H. Si Si
Resistencia a la tracción indirecta del C.H. No Si
Difusión radionucleidos a través material de innovación No Si
Ensayos de ciclos térmicos de la pared No Si
Difusión de tritio (para concentración > 7,4 MBq/Kg.) No Si
Ensayos de ADR (sobre bulto) Si Si

 

Aplicación concreta a un acondicionamiento de resinas

El acondicionamiento de las resinas empieza reduciendo la cantidad de agua incorporada en su estructura. Son resinas en grano asociadas a las impurezas propias del proceso de retención. Normalmente estas resinas son una mezcla de resinas catiónicas y aniónicas en una proporción de 2 partes aniónicas por una catiónica.

Físicamente es un sólido dividido con humedades del orden del 50%. El tipo de cemento que se utiliza para acondicionar estas resinas es del tipo y categoría III/B 32,5 N/SR.

El proceso se realiza mediante conglomerado hidr√°ulico. Los bidones utilizados tienen un volumen de 220 litros y un peso m√°ximo de 410Kg.

La tasa de llenado es del 95% +/- 5%. Los bidones de 220 litros est√°n dise√Īados y construidos seg√ļn la especificaci√≥n de compra de bidones de acero para residuos radiactivos y las normas UNE 36563; UNE 36051; UNE 36086 y DIN 933/125.

Las dimensiones externas máximas son de 602 mm de diámetro y 870 mm de altura sin tapa. El material de construcción es de chapa de acero al carbono  con espesores nominales de 1,25 mm en cuerpo y de 1,5 mm en tapa.

Llevan un recubrimiento interno de pintura epoxi poliamida o una imprimaci√≥n fosfocromatizable de 20 ¬Ķ y acabado esmalte epoxi de 20¬Ķ.¬†

Las características de la matriz se exponen a continuación:

Característica de la matriz Nivel 1 Nivel 1 y 2
Volumen aparente resina enrasada en agua 120 litros 90 litros
Resina 81.6 litros 61.2 litros
Agua libre 69.7 litros 81.2 litros
Cemento 164 kg 191 kg
Relación másica agua libre/Cemento 0.40-0.50 0.40-0.45

Las características radiológicas de la matriz de nivel 2 se concretan con una tasa de dosis en superficie inferior en cualquier caso a los 100mSv/h. A 1 metro del bulto, la tasa no podrá ser superior a los 10 mSv/h.

Para matrices de Nivel 1, la tasa de radiación es esperable que sea inferior a 6 mSv/h en contacto y 0,5 mSv/h a 1 m.

Finalmente se realiza un control de homogeneización radiológico donde se controla el cumplimiento de las especificaciones sobre la aceptación de los bultos primarios.

BIBLIOGRAFIA 

1.-Criterios aceptación de bultos primarios. ENRESA

2.-‚ÄúCurso sobre gesti√≥n de residuos radiactivos 2009‚ÄĚ CIEMAT. Ministerio de Ciencia e Innovaci√≥n. ISBN: 978-84-7834-603-5

3.-CSN .Sede electrónica. 

4.- V Jornadas de investigación y desarrollo tecnológico en gestión de residuos radiactivos. ISSN: 1134-380X. D.L.: M-34149-2004 Julio de 2004.

5.-‚ÄúControl del proceso de solidificaci√≥n de residuos radiactivos de baja y media actividad‚ÄĚ Guia de seguridad n¬ļ 9.1 CSN.Madrid Julio 1991.