SECCIONES
- Desmantelamiento
- Funcionamiento
- Tratamiento de residuos del circuito primario
- Tratamiento de otros efluentes líquidos
- Tratamiento de efluentes gaseosos
- Tratamientos de residuos radiactivos sólidos
- Tratamiento de un desmantelamiento
DESMANTELAMIENTO
La clausura de una central nuclear es una etapa que cierra el ciclo de uso útil de la instalación y obliga a acondicionar y realizar el seguimiento de una instalación a un estado de seguridad, especialmente radiológica.
Es importante definir plazos, alternativas, tecnologías, inversiones y técnicas de desmantelamiento. Actualmente y debido a la secuencia de fechas del inicio de programas de centrales nucleares en España nos estamos acercando, con prórrogas incluidas, al final de vida útil de algunas de estas instalaciones y es preciso una planificación adecuada de este momento.
Los organismos competentes encargados de gestionar el desmantelamiento de una Central Nuclear y acondicionar los residuos que de ella se derivan en España son el Consejo de Seguridad Nuclear y ENRESA.
A nivel mundial, el proceso de desmantelamiento ha iniciado su proceso. A partir de la información suministrada por el CSN, en cuanto a los residuos de baja y media actividad se refiere, podemos resumir en la siguiente tabla los procesos ya iniciados;
| Alemania | Suecia | EEUU | ||||
| Potencia y tipo de reactor | PWR | BWR | PWR | BWR | PWR | BWR |
| 1.200 MWe | 800 MWe | 900 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | 1.000 MWe | |
| Residuos | Volumen (m3) | |||||
| Operación (25 años) | 40.000 | 6.000-20.000 | 6.300 | 7.500 | 21.700 | 40.000 |
| Desmantelamiento | 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 |
| Porcentaje de residuos de desmantelamiento/operación | 30% | 40%-70% | 50% | 70% | 40% | 30% |
Fuente: OECD Nuclear Energy Agency Report «Decomissioning of nuclear facilities: Feasibility, Needs and Costs», París 1986
Este volumen de residuos de baja y media actividad, supone procesos que permitan la disminución de volumen de residuo por aspectos de seguridad i económicos. En estos procesos de concentración, los procesos industriales de evaporación y de cristalización juegan un papel fundamental.
En concreto, en la UE hay del orden de 95 instalaciones nucleares grandes de las cuales 39 son centrales nucleares, 25 reactores no generadores de electricidad y 32 instalaciones nucleares en su mayoría del ciclo de combustible.
Las Centrales ubicada en España están en su madurez de producción i en algunos casos se haprocedido a su prórroga de funcionamiento. En todo caso, estamos en la perspectiva cercana de procesos de desmantelamiento que se han de programar i estudiar, como se muestra en el gráfico adjunto:
| Central | Titular | Localización (Provincia) | Potencia (MWe) | Tipo | Origen tecnológico | Año (*) |
| José Cabrera | UFSA (100%) | Almonazid de Zorita (Guadalajara) | 160 | PWR | EEUU | 1968 |
| Garoña | Iberdrola (50%) Endesa (50%) |
Sta. María de Garoña (Burgos) | 466 | BWR | EEUU | 1971 |
| Almaraz I | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Cáceres) | 973,5 | PWR | EEUU | 1981 |
| Almaraz II | Iberdrola (53%) CSE (36%) UFSA (11%) |
Almaraz (Cáceres) | 982,6 | PWR | EEUU | 1983 |
| Ascó I | FECSA (60%) ENDESA (40%) |
Ascó (Tarragona) | 973 | PWR | EEUU | 1983 |
| Ascó II | FECSA (45%) ENDESA (40%) IBERDROLA (15%) |
Ascó (Tarragona) | 976 | PWR | EEUU | 1985 |
| Cofrentes | IBERDROLA (100%) | Cofrentes (Valencia) | 1.025,4 | BWR | EEUU | 1984 |
| Vandellós II | ENDESA (72%) IBERDROLA (28%) |
Vandellós (Tarragona) | 1009 | PWR | EEUU | 1987 |
| Trillo | UFSA (34,5%) IBERDROLA (48%) HC (15,5%) NUCLENOR (2%) |
Trillo (Guadalajara) | 1066 | PWR | ALEMANIA | 1988 |
| (*) Año de primera conexión a la red. | ||||||
La finalización de la actividad en una central nuclear de potencia puede ser debida a múltiples factores; económicos, interés del titular, tecnológicos (vida útil), razones de seguridad, etc.
El final de la actividad de una central nuclear no conlleva la finalización del riesgo de exposición a radiaciones ionizantes, debido a procesos de activación neutrónica de los materiales, actividad inducida por fragmentos de fisión y que han afectado a elementos como el hormigón, el acero, el circuito de refrigeración, los generadores de vapor, piscinas de almacenamiento de combustible, los circuitos de tratamiento químico y volumétrico del primario, etc.
Es preciso una planificación radiológica del proceso de desmantelamiento. En una central nuclear se producen tres categorías de residuos: residuos de operación (baja y media actividad), residuos debido al combustible gastado (alta actividad),residuos de desmantelamiento (baja y media actividad). La gestión de residuos de alta actividad tiene una especificidad y tratamiento propio.
Este artículo pretende centrar la atención en determinadas operaciones de desmantelamiento que por sus características entran el campo de experiencia de CONDORCHEM ENVITECH como son los procesos de evaporación, filtros, y tecnología asociada a la minimización de residuos. La clausura de una central nuclear supone la retirada del servicio de forma segura y la reducción de la actividad residual a niveles que permitan el final del proceso la utilización sin restricciones del emplazamiento y la finalización de las licencias administrativas. La OIEA (organización internacional de la energía atómica define tres niveles en el proceso de fuera de servicio de una instalación nuclear;
- Nivel 1: Cierre bajo vigilancia del emplazamiento
- Nivel 2: Utilización parcial y condicional del emplazamiento
- Nivel 3: Utilización sin restricciones del emplazamiento
En los procesos de desmantelamiento de una central nuclear se siguen así mismo tres procesos;
Proceso 1: Clausura bajo vigilancia de la instalación, descarga del combustible gastado y los residuos radiactivos de operación.
Proceso 2: Eliminación de elementos radiactivos exteriores al recinto de contención, así como de 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.
Proceso 3: Desmantelamiento total y demolición de las estructuras restituyendo el emplazamiento al uso sin restricciones.
FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR
Un reactor del tipo PWR (reactor de agua a presión) utiliza agua como refrigerante del núcleo del reactor. Las condiciones de operación se sitúan entre una presión de 150 bar y temperaturas del orden de 370oC. El agua del circuito primario, que refrigera el núcleo del reactor, está en contacto con las vainas de zircaloy que contienen en su interior el combustible de UO2, enriquecido un 4% en U-235. Una vez se inicia el proceso de fisión se produce un flujo de neutrones en operación de 3.1013 cm-2. s-1. Este flujo neutrónico precisa ser moderado.
Los procesos de fisión del propio combustible y el flujo neutrónico generan un calor que debe extraerse mediante un refrigerante (agua) contenido en un circuito primario. Una vez finalizada la actividad de la central el combustible quemado queda en el interior de las vainas de zircaloy.
Este combustible será descargado y almacenado en las piscinas de combustible de forma que se proceda a su refrigeración, control de subcriticidad con agua borada y controlar el proceso de decaimiento de algunos de los radio nucleídos presentes. Así mismo la trasferencia del combustible gastado a una piscina supone un almacenamiento temporal con condiciones de seguridad debido a la barrera del agua.
En la composición química del efluente que circula en un circuito primario, como refrigerante, de un reactor del tipo PWR se pueden distinguir diferentes especies químicas;
a.- Especies químicas provenientes de los fragmentos de fisión. Estos residuos, que se generan en las reacciones de fisión, pueden difundir por rendijas de las vainas de combustible y llegar al refrigerante. Son importante el Cs-137, Sr-90, I-129 entre otros. Son residuos de alta actividad.
b.-En este grupo de residuos hay también impurezas que provienen de la construcción de las vaina de zircaloy, que pueden haberse activado por el flujo de neutrones. Se generan productos por reacciones nucleares de captura y retroceso.
c.-Especies químicas provenientes de la descendencia transuránida. Este tipo de residuos provienen de los descendientes radiactivos del uranio-238 y uranio-235. Dentro de este grupo es importante el Pu-239 por su larga vida, 29400 años y su toxicidad. Son también residuos de alta actividad. Este tipo de residuos, normalmente retenidos en el interior de las vainas, pueden también difundir por rendijas y llegar al circuito primario.
d.- Productos de activación de elementos estructurales. El circuito primario contiene unos 10000m2 de superficie de intercambio de acero Inconel (75% Ni, con impureza principal Co-59). Estos elementos estructurales se activan con el flujo neutrónico y producen isótopos de baja y media actividad que se desprenden por corrosión de la estructura de acero (tasa de corrosión de 2 mg/dm2.mes). La presencia de H2O2, posibilita la forma oxidada para su posterior captura por las resinas de intercambio. El C-14 surge como activación del aire (CO2) disuelto en el líquido del refrigerante. El H-3 aparece como activación del hidrógeno presente en el agua, en el LiOH (regulador de pH) y en los protones del ácido bórico.
En el circuito primario se pueden detectar como residuos de baja y media actividad, las siguientes especies, la mayoría de ellas generadas por captura neutrónica o activación de la estructura:
| Radionúclido | Vida media (años) | Tipo radiación | Forma Producción |
| H-3 | 12,3 | β | Fisión;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 | Fisión |
| Cs-137 | 30 | β,ɣ | Fisión |
| Pu-241 | 13.2 | α,ɣ | Captura n |
| Cm244 | 17.6 | α,ɣ | Captura n |
| Cr-51 | 27.7 dias | (EC)β+,ɣ | Cr-50(n,ɣ) |
| Mn-54 | 312 dias | (EC)β+,ɣ | Fe-54(n,p) |
| Co-58 | 70.8 dias | (EC)β+ | Ni-58(n,p) |
| Zn-65 | 244 dias | (EC)β+ | Zn-64(n,ɣ) |
| Cs-134 | 2,06 | β, ɣ | Cs-133(n,ɣ) |
Como especies de alta actividad, que serán objeto de tratamiento podemos destacar:
| Radionúclido | Vida media (años) | Tipo radiación | Forma Producción |
| 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 | Fisión;Mo-98(n,ɣ) |
| I-129 | 11700000 | β | Fisión |
| Cs135 | 3000000 | β, ɣ | Desc.Xe135,Fisión |
| 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 | Multiple cap. |
| Am-241 | 458 | α ,ɣ | Desc.Am-242 |
| Am-243 | 7950 | α ,ɣ | Multiple cap |
| Cm-243 | 32 | α ,ɣ | Multiple cap |
En el refrigerante hay que tener en cuenta la presencia de B-10, con objeto de moderar el flujo de neutrones. Este elemento, por captura neutrónica se transforma en Li-7, estable. La mayor cantidad de residuos de baja y media actividad se producen en el circuito primario. Estos se evacuan mediante un sistema de resinas de intercambio catiónica. El LiOH como regulador de pH y las activaciones neutrónicas del oxígeno y del hidrógeno del agua.
Tratamiento de residuos del circuito primario
Por otra parte el circuito primario de un reactor PWR dispone de un sistema de purificación de modo que de los 175000 Kg de
refrigerante en circulación, se extraen para tratamiento y se derivan a un subsistema de purificación, unos 17000Kg con el objetivo de tratar los elementos de activación (Co-60, Mn-54), alguno de los productos de fisión difundidos a través de las vainas (137Cs, Sr-90) y específicamente recuperar y modular la concentración de boro. Todo este proceso se lleva a cabo mediante el sistema químico y volumétrico.
Tratamiento de otros efluentes líquidos
Los principales efluentes líquidos objeto de tratamiento son:
- Drenajes de equipos.
- Drenajes de suelos.
- Escapes controlados del circuito primario para desgasificar y purificar el circuito.
- Purgado del generador de vapor.
- Procesos de descontaminación, lavado y laboratorios.
Los efluentes líquidos de baja y media actividad se recogen en dos tanques
a. El de lavandería, duchas i aguas de lavado de descontaminación.
b. Tanque de drenaje de suelos, residuos líquidos de alta actividad, eluciones procedentes de recuperaciones de boro , purga de generadores de vapor.
Los efluentes líquidos se llevan a tanques de control volumétrico Previo paso por los filtros y a partir de sus características de conductividad se tratan con resinas de intercambio iónico. Este proceso se inicia con un descenso de temperatura del efluente, y posteriormente se deriva a un sistema de resinas de lecho mixto, para retener los diferentes iones presentes en el refrigerante presentes.
La actividad específica del refrigerante en el circuito primario ha de ser inferior a 37 MBq/Kg ( 1μCi/g) en dosi equivalente de I-131. El lecho catiónico en la forma Li-7, fuertemente ácido retendrá Co, Cs, Sr, Ni, Mn. El lecho aniónico en forma iónica OH – retendrá el iodo.
Posteriormente, el efluente es derivado a un sistema de recuperación de boro, con objeto de retener la especie H2BO32-, y moderar la concentración de boro en solución. Finalmente el efluente es derivado a un tanque de control volumétrico donde se volverá a reintroducir en el circuito primario.
Otro sistema de resinas tratará las purgas de los generadores de vapor, pertenecientes al sistema secundario. Las resinas y aguas de elución se tratan con evaporadores de convección forzada para reducir el volumen y concentrar los sólidos.
El condensado, se lleva a tanques de control y los gases se tratan en depósitos de retención, para reducir al hidrógeno y disminuir los radioisótopos de vida corta. En los evaporadores se alcanzan valores de concentración de actividad entre 10 y 50 con factores de descontaminación de 104 y 105.
Estos sólidos concentrados se tratan con cemento y aglomerante, y se introducen en bidones de 220 litros para su gestión. En toda central nuclear existe el ETF (Especificaciones Técnicas de Funcionamiento), sometido a inspección del regulador, que marcan las restricciones operacionales de la dosis equivalente efectiva debida al total de efluentes, esta es de 100μSV/año, debiéndose distribuir entre los efluentes liquidos y gaseosos.
En caso de descargas al medio ambiente, según especificaciones de 10CFR20, el vertido ha de cumplir:
| Radionúclido | Actividad máxima del radionúclido en la descarga (MBq/m3) |
| Cs-137 | 0.74 |
| Cs-134 | 0.33 |
| Co-60 | 1.85 |
| Mn-54 | 3.7 |
| Ce-144 | 0.37 |
| Co-58 | 3.7 |
| Sr-90 | 0.01 |
| I-131 | 0.01 |
| Gasos nobles disueltos | 7.4 |
Tratamiento de efluentes gaseosos
Los residuos gaseosos que se forman en un reactor PWR proceden:
– Purgas de vapor del primario
– Desgasificación del circuito primario
– Expansión del refrigerante cuando se calienta
– Drenajes y fugas del edificio del reactor
– Ventilación de edificios potencialmente contaminados
El tratamiento de los efluentes gaseosos se realiza con diferentes técnicas:
a.-Adsorbentes de carbón activo
Son los dispositivos más satisfactorios para retener productos de fisión gaseosos de reactores nucleares. Están constituidos por lechos estrechamente empaquetados de gránulos de carbón.
La aplicación más corriente es la retención de Iodo radiactivo tanto en forma elemental como orgánica, son también efectivos para la remoción de gases nobles. Se colocan junto con filtros de alta eficiencia e inmediatamente después de los mismos.
b.-Almacenamiento de retardo
Cuando existen radionúclidos de vida corta es conveniente retardar la emisión a la atmósfera de los efluentes gaseosos radiactivos, de modo que su actividad disminuya consiguiendo mínimas descargas de gases nobles. Con retenciones de 35-40 días se eliminan todos los isótopos del Kr y de Xe, excepto algo de Xe-133 y el Kr-85 que no se altera. Los lechos de carbón activo y los filtros HEPA constituyen zonas de retardo. También se utilizan tuberías o tanque para retrasar la emisión Almacenamiento de retardo.
c.-Filtración
Los efluentes gaseosos contienen partículas en suspensión que son demasiado finas para ser retenidas en los filtros normales, utilizándose filtros HEPA (High Efficiency Particulate Air) con una eficiencia del 99.97% para partículas menores de 0.3 micras. Para alargar su vida se instalan prefiltros (filtros normales) y separadores de humedad. El filtro HEPA es el elemento más importante en el sistema de extracción, teniendo una gran fiabilidad. Se colocan donde la concentración de partículas es mayor
Los elementos de filtración y de adsorción son puestos en bidones y gestionados como residuos radiactivos.
Tratamientos de residuos radiactivos sólidos
Los residuos sólidos pueden proceder tanto del tratamiento de efluentes líquidos como de los gaseosos (resinas, filtros, concentrados, lodos) o de procesos cuyo resultado ha sido una contaminación superficial (vestimentas, sólidos, etc) o activación de componentes en zonas de alta irradiación. El tratamiento consiste en la inmovilización y confinamiento para facilitar su transporte e impedir la migración o dispersión de radionúclidos por procesos naturales.
Los bidones de baja y media actividad deben reunir una serie de requisitos para su aceptación en un almacén definitivo. Estos requisitos establecen dos niveles de residuos Nivel 1 (baja actividad) y Nivel 2 (media actividad):
| Límite de actividad másica residuos acondicionados a Nivel 1 | |
| Actividad Alfa total (emisores de vida larga) |
1.852 |
| Actividad beta-gamma por radionucleido con período superior a cinco años (excepto tritio) | 1.854 |
| Actividad de tritio | 7.403 |
| Actividad beta-gamma total debida a emisores de período superior a cinco años | 7.404 |
| Límite de actividad másica por unidad de almacenamiento Nivel 2 | |
| H-3 | 1.006 |
| C-14 | 2.005 |
| Ni-59 | 6.304 |
| Ni-63 | 1.207 |
| Co-60 | 5.007 |
| Sr-90 | 9.104 |
| Nb-94 | 1.202 |
| Tc-99 | 1.003 |
| I-129 | 4.601 |
| Cs-137 | 3.305 |
| Total Alfa (a 300 años) | 3.703 |
| Características típicas de las distintas categorías de residuos radiactivos propuestas por el OIEA | ||
| Categoría del residuo | Características típicas | Sistemas de almacenamiento |
| 1. Residuos exentos o desclasificados (RE) | Niveles de actividad cuya liberación no implique una dosis anual a los miembros del público superior a 10 µSv | Sin restricciones radiológicas |
| 2. Residuos de baja o media actividad | Niveles de actividad cuya liberación pueda implicar una dosis anual a los miembros del público superior a 10 µSv y que tengan una potencia térmica inferior a 2 kW/m3 | Sin restricciones radiológicas |
| 2.1 Residuos de baja o media actividad (RBMA) 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 |
| 2.2 Residuos de baja o media actividad (RBMA) y vida larga (RBMA-VL) | Concentraciones de radionucleidos de vida larga superiores a las de los residuos de vida corta | Sistemas geológicos de almacenamiento |
| 3. 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 |
Ejemplo de proceso de tratamiento en un desmantelamiento
Uno de los elementos objeto de proceso en el desmantelamiento de una central nuclear és el ácido bórico. El ácido bórico se utiliza como moderador y sistema de regulación de la reactividad del reactor.
Esta moderación de la reacción nuclear se regula en el circuito primario mediante un sistema de resinas básicas. No es el único uso del ácido bórico. Con objeto prevenir un suceso en el cual el núcleo del reactor quede sin refrigerante, todas las centrales disponen de depósitos auxiliares con agua borada, que en una situación comprometida por ausencia de refrigerante, el agua auxiliar puede regular la actividad del reactor.
Hay un tercer caso, en el cual se utiliza agua borada. La refrigeración de los residuos de alta actividad en las piscinas de almacenamiento temporal. En total, un reactor del PWR dispone de unas cinco toneladas de ácido bórico a tratar. Estas disoluciones se deberán concentrar y cristalizar, previa retirada en un desmantelamiento.
Conclusión
En un período relativamente cercano, las centrales nucleares españolas deberán acometer procesos de desmantelamiento hasta situar el emplazamiento en estado seguro. Este desmantelamiento, que se desarrollará por tres niveles diferentes, precisará de tecnologías industriales que faciliten una disminución de volumen del residuo y su posterior gestión medioambiental.
Los innovados procesos de evaporación y cristalización permiten óptimas eficacias de concentración residual. Efluentes del primario y secundario, purgas procedentes de los generadores de vapor, depósitos de ácido bórico, depósitos auxiliares…hay un amplio campo de trabajo para tecnologías de tratamiento de residuos. Un campo de trabajo concreto son los efluentes procedentes del tratamiento de ácido bórico.
Bibliografia
-Curso sobre Gestión de residuos Radiactivos. Serie Ponencias. ISBN: 978-84-7834-603-5
-Actas de Inspección publicadas por el CSN.
-Referencias publicads por el CSN . REFa.- CSN/PDT/CNVA2/VA2/1005/241 SUPLEMENTO 2
