SECCIONES
- Desmantelamiento de centrales nucleares en España
- Niveles del proceso de desmantelamiento
- Aspectos legales
- Proceso de gestión de residuos en el desmantelamiento
- Filosofia de desmantelamiento
DESMANTELAMIENTO DE CENTRALES NUCLEARES EN ESPAÑA
En un tiempo prudencialmente corto, España deberá abordar el desmantelamiento del parque nuclear tal como lo conocemos ahora. En la actualidad en España hay activas cinco centrales nucleares; Ascó( I y II) ,Almaraz (I y II), Cofrentes, Vandellós (II) y Trillo.
El proceso de desmantelamiento se está realizando, en diferentes fases en las centrales de José Cabrera (Zorita), Vandellos(I), Santa Maria de Garoña.
En el año 2021 está previsto el inicio de desmantelamiento de la CN Almaraz I, en el 2023 la CN Almaraz II y la CN Ascó I, en 2024 la CN Cofrentes, 2025 la CN Ascó II, la CN Vandellós II en 2027 y cerraría el ciclo la CN Trillo en 2028.
Este proceso de desmantelamiento implica una serie de operaciones industriales especializadas y al mismo tiempo una oportunidad de negocio para empresas especializadas en el tratamiento de residuos industriales.
Se ha de tener en cuenta que independientemente de los residuos y instalaciones que tengan una carga radiactiva elevada (residuos de alta actividad y elementos activados), habrá otra parte con elementos aptos para entrar en circuitos industriales como el ácido bórico de los sistemas auxiliares.
Un problema derivado de la caracterización radiológica de materiales candidatos a la desclasificación es la dificultad de medir concentraciones de radionúclidos para niveles de actividad muy bajos, lo que está obligando a desarrollar sistemas de medidas extremadamente sensibles. En España el emisor de la licencia de desmantelamiento es el Ministerio de Industria previo informe favorable del CSN y del Ministerio de Medioambiente siendo la autoridad del proceso de desmantelamiento ENRESA.
El tipo de estrategia de desmantelamiento tiene influencia en el volumen de residuos generados y en el tipo de residuos generados, así como en el momento en que estos deben ser gestionados.
Dejando aparte, por su especificidad e importancia el residuo de alta actividad procedente básicamente del combustible agotado, se pueden considerar los siguientes niveles de clausura:
Nivel 1: Volumen de residuos poco significativo.
Nivel 2: Gran volumen de residuos de Media y Baja actividad.
Nivel 3: Gran volumen de residuos de Media/Baja y Alta actividad procedente del material activado por el funcionamiento del reactor así como blindajes biológicos.
NIVELES DEL PROCESO DE DESMANTELAMIENTO
El proceso de desmantelamiento de una central nuclear que ha finalizado su ciclo de vida operacional se divide de forma genérica en tres etapas:
Nivel 1
Proceso de clausura bajo vigilancia de la instalación, descargado el combustible y evacuados de la central de combustible y los residuos radiactivos de operación (mothballing en término anglosajón).
Se procede a la retirada de los elementos combustibles irradiados, barras de controles y efluentes líquidos activados. Se mantiene la barrera física del circuito primario como elemento de protección. Las partes con el nivel más elevado de radiación se encuentran en la zona del núcleo del reactor.
Se mantiene este edificio bajo control de protección radiológica, y el proceso de acceso se realiza bajo control de dosimetría.
La Descarga del combustible constituye la primera actividad a realizar una vez parada definitivamente la Central. Aunque en realidad no es una actividad de desmantelamiento, condiciona a menudo a éste, en función de la existencia o no de instalaciones de reelaboración de combustible, o de almacenamiento.
En el caso de que no existan tales instalaciones, puede requerirse el almacenamiento en las piscinas de la central o en otra instalación creada a tal efecto (almacenes individualizados), hecho que puede condicionar en gran manera al desmantelamiento. Se procede al sellado de válvulas, puntos de conexión, juntas, etc.
Uno de los elementos fundamentales en esta etapa 1, es la realización de un inventario radiactivo. El conocimiento del inventario cuantitativo y del tipo de radionúclidos existentes en la instalación en el momento de la parada es fundamental para planificar la ejecución del desmantelamiento, en aspectos como:
- Clasificación radiológica de los materiales procedentes del desmantelamiento. .-Determinación de factores de descontaminación.
- Estimaciones de residuos que van a generarse.
- Estimaciones de dosis que pueden recibir los trabajadores.
- Necesidades de blindajes, etc.
El inventario radiactivo de la planta una vez retirado el combustible se divide en dos categorías:
- Radiactividad debida a la activación neutrónica en los elementos del reactor.
- Contaminación radiactiva depositada superficialmente en el interior y exterior de sistemas, que han estado en contacto con fluidos radiactivos de alta actividad.
Los principales productos de fisión de larga vida son: (CS-137 y Sr-90). El (Co-90, Fe55, Ni-59, Ni-63), son los principales constituyentes de productos de corrosión activados. En el hormigón, los radioisótopos más importantes son el Eu-152 y Eu-154 (vida media de 13 y 8,8 años).
El C-14 es un radioisótopo de vida larga (período de 5.700 años), pero la radiación beta que emite es de baja energía por lo que no constituye un riesgo de irradiación, aunque debe tenerse en cuenta para el almacenamiento de residuos.
Los estudios disponibles indican que la actividad residual total debida a la activación de componentes y estructuras del reactor es mucho más elevadas que la contaminación depositada en los sistemas, equipos y edificios exteriores al reactor.
La primera magnitud puede alcanzar un valor de 2.1017 Bq para una central de agua ligera de 1.100 MWe, inmediatamente después de la parada, mientras que la contaminación superficial puede oscilar entre 1011 y 1014 Bq.
El riesgo de irradiación por radiación ɣ y la contaminación corporal por incorporación de radionúclidos en el organismo será una de las principales preocupaciones.
En este proceso hay que tener en cuenta la vida media de los diferentes isótopos para entender que en determinados casos (isótopos de vida media), estos elementos dejaran de ser un problema radiológico.
Por ejemplo, la actividad del Co-60 se reduce una milésima parte en 50 años. Teniendo en cuenta la energía de la radiación gamma emitida por el Co-60, la presencia de actividades importantes de este isótopo, responsable en gran parte de las dosis de exposición, puede limitar de forma importante el acceso de personas a determinadas zonas de la instalación y aumentar considerablemente el volumen de residuos generados durante la operación de desmantelamiento.
A partir de los 50 años, la actividad de los isótopos de larga vida, como el Ni-63 y Nb-94 empieza a predominar, decreciendo el inventario radiactivo, muy lentamente, por lo que dilatar más allá el desmantelamiento presenta pocas ventajas desde el punto de vista de la protección radiológica.
La etapa 1 se caracteriza por un programa de inspección específico.
Nivel 2
Eliminación de elementos radiactivos, exteriores al recinto de contención, así como estructuras y elementos convencionales, quedando almacenados y sellados en el recinto de contención, los componentes con mayor actividad específica.
El edificio de contención puede enterrarse o no; el emplazamiento queda disponible para ser utilizado con restricciones (entombing, en término anglosajón).
La barrera física que constituye el circuito primario se reduce a su mínimo tamaño. Se proceden a retirar de forma paulatina y bajo control radiológico las partes más fácilmente desmontables y se controlan los sellados. Si es preciso se interpone una barrera de protección biológica.
El edificio de contención, previo estudio radiológico, puede ser eliminado parcialmente y los materiales que no presentan actividad pueden ser reutilizados. Se procede a descontaminar las zonas liberadas. La vigilancia disminuye pero se procede a chequeos periódicamente programados.
Nivel 3
Desmantelamiento, total y demolición de las estructuras, restituyendo al emplazamiento el uso sin restricciones (dismantling, en término anglosajón).
Se caracteriza por la retirada de los elementos que aún se mantienen en la zona de la central y que respecto el fondo radiactivo natural, presentan valores elevados.
Los niveles de radiación presentes deben estar autorizados. La zona debe quedar para libre uso de otras actividades industriales.
ASPECTOS LEGALES
A nivel legal se establecen los límites a partir de los cuales se fija un límite de actividad para materiales contaminados por los cuales los materiales contaminados que no tengan previsto un uso posterior no serán considerados como residuos radiactivos, y su gestión puede ser realizada de acuerdo a la normativa que les sea de aplicación.
En referencia a la normativa que regula esta actividad, el Real Decreto 783/2001, de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento sobre protección sanitaria contra las radiaciones ionizantes, en cuanto a los residuos radiactivos, establece las normas sobre su almacenamiento, sobre la evacuación de efluentes y residuos sólidos al medio ambiente (solo con autorización expresa), y fija el régimen sancionador por sus inobservancias, entre ellas las referentes a no disponer de los sistemas adecuados para el almacenamiento, tratamiento y, en su caso, evacuación de efluentes y residuos sólidos o evacuar éstos sin autorización o superando los niveles autorizados para la emisión.
En la Instrucción IS-05, de 26.02.03, del CSN, se definen los valores de exención para nucleídos según se establece en el anexo I del Real Decreto 35/2008 (RINR).
El Real Decreto 1349/2003, de 31 de octubre, sobre ordenación de las actividades de ENRESA, y su financiación compila en una sola norma toda la legislación que anteriormente había al respecto, derogando total o parcialmente la misma. Así, vuelve a establecer como cometidos de ENRESA, entre otros, los siguientes:
- Establecer sistemas para la recogida, transferencia y transporte de los residuos radiactivos.
- Tratar y acondicionar los residuos radiactivos. Búsqueda de emplazamientos, diseño, construcción y operación de las instalaciones necesarias para el almacenamiento temporal y definitivo de los residuos radiactivos.
- Gestionar las operaciones relativas al desmantelamiento y clausura de las instalaciones nucleares y radiactivas.
- Por último, establece las formas (contratos) de relación entre ENRESA y los titulares de las instalaciones nucleares y radiactivas, y también establece los mecanismos de financiación de ENRESA.
Independientemente de las referencias anteriores aunque no se trata de una norma reglamentaria, existe el “Protocolo sobre colaboración en la vigilancia radiológica de los materiales metálicos”, de noviembre de 1999, de extraordinaria importancia por lo que conlleva de regulación de instalaciones y actividades potencialmente generadoras de volúmenes de residuos radiactivos nada desdeñables en caso de incidentes.
Este protocolo va acompañado de una Resolución de Transferencia genérica a ENRESA de los materiales radiactivos que se detecten o generen para su gestión como residuos radiactivos.
En ella se establecen niveles de exención por debajo de los cuales, no es necesaria su gestión como residuos radiactivos y niveles de investigación para el caso de incidente.
PROCESO DE GESTIÓN DE RESIDUOS EN EL DESMANTELAMIENTO
El principio básico de gestión consiste en el establecimiento de unos niveles de actividad que permitan la clasificación de los materiales procedentes del desmantelamiento en unos grupos o categorías bien diferenciadas, a cada uno de los cuales se le aplicará un sistema específico de gestión.
Debido a las peculiaridades de los diferentes edificios que configuran el entorno de una Central Nuclear, se producen en el proceso de desmantelamiento una gran variedad de materiales que pueden ser objeto de posterior aprovechamiento.
El volumen de los residuos que deben ser tratados y almacenados disminuye a medida que van transcurriendo el tiempo desde el fin de la operación. Por tanto, también por el interés en la reducción del volumen de residuos radiactivos generados, puede convenir demorar determinadas etapas de desmantelamiento.
Tipología de los materiales
Atendiendo a criterios de protección radiológica los materiales que se originan en un proceso de desmantelamiento, se dividen en diferentes niveles de actividad.
Los niveles de actividad (que deben ser autorizados por el Organismo Regulador) permiten la catalogación de los materiales en los siguientes grupos:
Materiales convencionales, aquellos cuya actividad es menor que el umbral autorizado.
- Materiales metálicos de equipos y estructuras objeto de desmantelamiento. – Hormigones y escombros de zonas contaminadas.
- Cables eléctricos, conducciones metálicas, tuberías metálicas.
- Otros equipos de desmantelamiento de materiales diversos.
- Residuos derivados de los trabajos de desmantelamiento (residuos secundarios), como: Residuos tecnológicos producidos por los equipos de intervención.
Materiales débilmente contaminados susceptibles de desclasificación.
En primer lugar se determina la actividad de los diferentes elementos y se procede a su caracterización y segregación En el caso que sea preciso se procede a su descontaminación.
Una vez se ha realizado el proceso, se procede a determinar el nuevo valor de actividad y su comparación con el valor umbral. Si los valores son acordes con las prescripciones radiológicas, se desclasifican y se gestiona el residuo por métodos convencionales (libre uso o destinos autorizados).
Residuos radiactivos constituidos por el resto de materiales contaminados.
Los residuos radiactivos se someterán a procesos de caracterización radiológica y caracterización física y química. Una vez caracterizados como residuos de alta, baja o media actividad se procederá a su segregación y tratamiento específico.
Los residuos sólidos resultantes del tratamiento de efluentes líquidos y gaseosos originados por las operaciones de desmantelamiento y descontaminación, serán caracterizados y se procederá a su inertización o localización en un emplazamiento individualizado.
Los residuos radiactivos, se someterán a los procesos de: caracterización radiológica, segregación y almacenamiento (temporal), tratamiento y acondicionamiento según su naturaleza y de acuerdo con los requerimientos de aceptación del Centro de Transporte y evacuación en el Centro de Almacenamiento.
Los efluentes radiactivos (líquidos y gaseosos) que se generen durante el desmantelamiento se someterán a diversos tratamientos según su naturaleza (filtración, intercambio iónico, etc.), previo a su vertido controlado, siendo de aplicación los límites y controles autorizados para cada Instalación.
La Tabla a continuación da ejemplos de estimaciones del volumen de residuos de Baja y Media actividad generados para diversos tipos de reactores tanto en operaciones de desmantelamiento como durante la operación.
| Alemania | Suecia | EEUU | |
| Potencia Reactor PWR | 1.200 MWe | 900 MWe | 1.000 MWe |
| Residuos Operacionales (m3) | 40.000 | 6.300 | 21.700 |
| Desmantelamiento (m3) | 16.300 | 7.000 | 15.200 |
| Total (m3) | 56.300 | 13.300 | 36.900 |
( Fuente: OECD Nuclear Energy Agency Report- París 1986)
Puede estimarse que del total de chatarras metálicas resultantes de un desmantelamiento (Nivel 3) de una central de 1.000 MWe, el 50% es potencialmente reutilizable.
Asimismo, de las 180.000 t de hormigón que resultarían, unas 13.500 t estaría potencialmente contaminadas y 4.700 t potencialmente activadas.
FILOSOFIA DE DESMANTELAMIENTO
En la actualidad existen dos filosofías límite de desmantelamiento entre las cuales se pueden adoptar diferentes términos medios.
El desmantelamiento y clausura de una central nuclear supone un coste importante a la sociedad y genera unos beneficios (liberación del emplazamiento y eliminación de los riesgos potenciales inherentes) que son difícilmente cuantificables, salvo que sean apreciados como bienes escasos cuando se tenga una necesidad imperiosa de ellos.
En primer lugar existe la filosofía que se aplica en el Reino Unido.
En el Reino Unido el proceso de desmantelamiento empieza por el nivel 1 de clausura con una duración de 30 años, pasados los cuales empezará el Nivel 2 y como resultado las estructuras remanentes de la central serán “enterradas” permaneciendo así 100 años de latencia, para acometer un desmantelamiento de Nivel 3, unos 130 años después de la parada de la central.
Esta forma de tratar el problema dilata en el tiempo el problema y disminuye la carga radiológica que los operadores sufren durante el proceso de desmantelamiento, utilizando la propiedad del decaimiento radiactivo.
Se utilizaran técnicas prácticamente manuales. Las provisiones económicas de fecha de la parada serán pequeñas si se mantiene una tasa de interés real positiva.
Como inconvenientes, se puede deducir rápidamente que se hipoteca el emplazamiento durante mucho tiempo, que la gestión y almacenamiento definitivo de residuos es inexistente y que los riesgos inherentes a la instalación, aunque pequeños, permanecerán a lo largo del tiempo de latencia, así como su potencial impacto ambiental.
La otra filosofía de desmantelamiento tiene su exponente práctico en Japón.
El desmantelamiento se produce de forma prácticamente inmediata llevando el proceso a un nivel 3 de clausura. Se libera inmediatamente el emplazamiento y se elimina de forma rápida los riesgos inherentes.
En contraposición los riesgos radiológicos en el proceso de desmantelamiento son elevados. Debido al alto nivel de radiación que se produce en la parada es preciso utilizar sistemas de tele manipulación y robots en los procesos de desmantelamiento.
REFERENCIA
PONENCIAS CIEMAT. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS . MINISTERIO DE CIENCIA I INNOVACIÓN.
INSTRUCCIONES CSN
