SECCIONES
- Introducción
- Propiedades del tritio
- Complejidad del tritio y sus especies en la industria nuclear
- Problemática en el tratamiento del tritio
- Procesos de separación del tritio y agua tritiada
- Conclusiones
Introducción
El presente artículo tratará sobre el tritio, sus diferentes formes de presentación en efluentes radiactivos y la presentación de diferentes tecnologias para su posible tratamiento. Tratamiento que hoy en dia es especialmente complejo en la industria nuclear. El tritio se produce en las reacciones de fisión de un reactor nuclear i puede difundirse como gas , como molécules de aguas tritiades y como los propios iones [31H]+ y [O31H]–. Un caso concreto es el tratamiento del problema del tritio en el accidente de Fukushima. La empresa que opera el tratamiento de los efluentes líquidos de Fukushima ha estado utilizando un sistema de filtrado para limpiar los miles de toneladas de agua radiactiva que cada día genera la planta como consecuencia del accidente ocasionado por el terremoto y tsunami de marzo de 2011.
Sin embargo, el tritio es el único de los isótopos radiactivos que el sistema de filtrado es incapaz de eliminar. El Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) considera que es una práctica aceptable en un contexto como este. El Ministerio de Economía, Comercio e Industria nipón solicitó ideas para el tratamiento de este agua con tritio y recibió propuestas de varias empresas y una universidad. Finalmente, el comité ha determinado que el vaciado controlado de tritio al mar costará unos 3.400 millones de yenes (27,5 millones de euros) y llevará casi siete años y medio. Cuales son las características del tritio que han llevado a adoptar como solución más plausible, su evacuación gradual al mar? Porqué es extremadamente compleja su separación por filtración? Porqué se encuentra habitualmente en las aguas del circuito primario de un reactor nuclear? En qué puntos del proceso nuclear surge la problemática del tritio?
En septiembre de 1976 el OIEA organizó una reunión de un Comité técnico sobre la separación, almacenamiento y evacuación de radionúclidos gaseosos que proceden de efluentes atmosféricos. La reunión pasó revista a la tecnología y prácticas actuales de control de las emisiones gaseosas resultantes de las actividades de reelaboración del combustible, publicándose más adelante un informe, IAEA-209. El Comité advirtió la necesidad de cooperación en la esfera de la gestión de los desechos gaseosos y recomendó que se estudiasen a fondo la tecnología y técnicas existentes de separación y almacenamiento de todos los isótopos de período largo, prestando especial atención al yodo, los gases nobles y el tritio.
A fin de dar cumplimiento a esta recomendación, el OIEA ha celebrado reuniones de expertos encargados de examinar los problemas en cuestión. En este artículo, se expondrán diferentes tipos de actuaciones propuestas para el tratamiento en particular del tritio como gas y en su forma de agua tritiada.
Propiedades del tritio
El tritio es un isótopo del hidrogeno con una masa de 3,01605g/mol y de los tres isótopos, es el único radiactivo. Su vida media es de 12,33 años, un gramo de tritio presenta una actividad de 9619Ci y se desintegra según;
13H → 23He + e– + ν + 18.6 KeV
El tritio tiene el mismo comportamiento químico que el deuterio y el protio, dado que las propiedades químicas dependen de los electrones corticales y esta es la razón de la dificultad para separarlo químicamente de otras formas isotópicas. Por otra parte es un emisor neto beta, y desde este punto de vista facilita los sistemas de protección. Hay que tener en cuenta siempre, que el riesgo de las substancias radiactivas estriba no sólo en la capacidad de irradiación externa a la persona, sino sobre todo en el momento en que una persona ingiere un producto radiactivo. Este se convierte en emisor dentro del cuerpo con la consiguiente irradiación al sistema celular, linfático óseo y en general, a todo el organismo interno. Desde este punto de vista, la introducción de tritio en el organismo por contaminación es un problema grave.
A nivel de separación industrial, los problemas de separación de las diferentes especies tritiadas vienen determinados por las cercanas temperaturas de transición líquido – gas, cuestión que obliga a largas columnas de separación y temperaturas criogénicas extremas (tabla 1).
Tabla 1.Propiedades termo-isotópicas básicas (CDTI)
Complejidad del tritio y sus especies en la industria nuclear
La problemática del tritio gas forma parte de una problemática mas compleja que engloba diferentes especies gaseosas como 85Kr, 14C, 3H y 129I. En la reelaboración del combustible nuclear la práctica que se sigue actualmente es la de verter al medio ambiente una parte significativa de 85Kr, 14C y 3H, así como una fracción menor del 129I, todos ellos productos de fisión contenidos en el combustible. Se hizo una estimación anual de emisión de estos tres nucleidos 85Kr, 3H y 129I calculando 5.108 Ci , 7.5.107Ci y 6000 Ci. En el ciclo del combustible nuclear, las plantas de reelaboración son la principal causa de las emisiones de criptón-85 y yodo-129. El carbono-14 y el tritio pueden ser emitidos en cantidades apreciables tanto por los reactores como por las plantas de reelaboración. El método de emisión y dilución seguido de la evacuación, seguido actualmente con el tritio, el criptón-85 y el carbono-14 origina una exposición de los miembros de la población que es una pequeña fracción de la variación de la radiación natural de fondo, claramente inferior a los límites prescritos por las normas de protección radiológica aceptadas internacionalmente. El criptón-85 (período de 10,76 años) es un producto gaseoso que se produce en la reacción de fisión. Inicialmente queda confinado en las barras de combustible. Por fisuras en la vaina o pequeñas grietas de corrosión el gas puede llegar a desprenderse un 1% y en parte llegar al circuito primario por disolución en el refrigerante. Durante la irradiación, mas del 99% del mismo permanece en dichos elementos de combustibles hasta que son troceados y disueltos durante la reelaboración. Finalmente el gas se desprende y debe ser tratado en los sistemas de tratamientos gaseosos. Entonces pasa por entero al sistema de gases residuales. Se emiten unos 330 000 Ci de criptón-85 por gigavatio eléctrico-año (GW(e).año) generado, en el caso de combustibles de reactores de agua ligera (LWR), y 580 000 Ci/GW(e).año, en el de los combustibles de reactores de alta temperatura refrigerados por gas (HTGR).
La diferencia entre las emisiones se debe a las distintas cantidades de criptón-85 producido por la fisión del uranio-235 y del uranio-233 utilizados respectivamente en estos dos tipos de reactores. Los reactor PWR como C.N.Ascó y C.N.Vandellós, utilizan una ligera proporción de 235U, entre un 3-4%. Para los reactores reproductores rápidos refrigerados por metal líquido (LMFBR), se estima una emisión de radiactividad comprendida entre 1,2 y 2,1 X 105Ci/GW(e).año aproximadamente. Hasta la fecha, prácticamente todo el criptón-85 procedente de la reelaboración del combustible se ha vertido en la atmósfera.
Tabla 2. OIEA vol 21. Y.V.Zabaluev
Todo el yodo-129 (período de 1,7 X 107 años) es un producto de fisión que se produce en el interior de la vaina de zircaloy y procede directamente de la reacción de fisión. Es retenido casi enteramente en el combustible hasta su disolución. La tasa de formación es aproximadamente 1,0 Ci/GW(e)año para todos los tipos de reactores (Cuadro 1). En los procesos de reelaboración del combustible donde los elementos son cortados mecánicamente, al disolverse el combustible, más del 98% del yodo pasa al sistema de gases residuales y se suelen tomar medidas para separarlo de dichos gases a fin de limitar las emisiones de yodo-131. Por ejemplo retención con carbón activo y posterior fijación con nitrato de plata en filtros específicos.
El tritio (período de 12,3 años y emisor especifico de radiación únicamente β) se forma en los combustibles nucleares principalmente por fisión ternaria, a un ritmo de 200 000 a 400 000 Ci/GW(e).año (Cuadro 1). También se origina por activación neutrónica de una serie de elementos ligeros presentes como impurezas o como componentes del combustible, refrigerante, moderador, vainas y otros materiales nucleares. En la actualidad es posible obtenerlo desde reactores de fisión ya existentes que usan agua pesada (D2O) como moderador (CANDU, por ejemplo), pues producen T(tritio) cuando el deuterio (D) captura un neutrón. El agua pesada de esos reactores debe ser “limpiada” regularmente, por lo que representan una fuente de Tritio más o menos regular, por ejemplo en Canadá. En los reactores PWR el tritio se produce por interacción el Litio-6 con los neutrones, según la reacción;
El litio-6 se utiliza en forma de LiOH con capacidad de regulación de pH en disolución. Por otra parte el boro-10, que se utiliza como adsorbente de neutrones en forma de H3BO3 y regular así la reactividad del núcleo. El boro natural contiene un 20 % de boro-10 y aproximadamente 80 % de boro-11. El boro-10 tiene una alta sección eficaz de absorción de neutrones de baja energía (térmica). La adición de ácido bórico, además del refrigerante que circula a través del reactor, ocasiona que se reduzca la probabilidad de que un neutrón pueda llegar a fisionar un àtomo de uranio. Los cambios en la concentración de ácido bórico regulan eficazmente la tasa de fisión que tiene lugar en el reactor. Este método sólo se utiliza en reactores de agua presurizada (PWR). El boro también se disuelve en las piscinas de combustible gastado que contienen barras de uranio gastado. La concentración es lo suficientemente alta para mantener la tasa de reactividad de los neutrones al mínimo. El ácido bórico se vertió sobre el reactor 4 de la instalación nuclear de Chernobyl después del accidente, para evitar que se produjera otra reacción. En general el boro-10, absorbe el neutrón formándose un estado excitado del átomo de boro -11, este evoluciona a litio(Li-7), este estado es inestable y el litio 7 se descompone en tritio y helio. El litio-6 , por absorción de neutrones genera también Li-7, evolucionando a tritio. En general los venenos neutrónicos más utilizados son parte de las fuentes de tritio.
En las fisiones ternarias aparece el tritio como consecuencia de las siguientes reacciones;
235U + n → X1 + X2 + H3
239Pu + n → X1 + X2 + H3
En los reactores tipo PWR tanto el moderador como el refrigerante operan a temperaturas y presiones elevadas, existiendo además la posibilidad de intercambio de tritio entre ambos por difusión durante la operación normal de la central y por mezcla en las paradas. La Comisión Internacional de Protección Radiológica ( ICRP ) limita la dosis para los trabajadores a un promedio, en cinco años, de 20 mSv por año. La alta contribución del tritio a la dosis total ha incentivado el estudio, desarrollo y optimización en las tecnologías para control de tritio para reactores en operación asi como para diseños avanzados.Los valores de tritio en el agua del reactor PWR estan alrededor de 330 Bq/g y los valores de I-131 alrededor de 9 Bq/g.
El tritio que se genera en las reacciones nucleares se encuentra en la forma de gas tritio [31H]2 o mayoritáriamente formando parte de la molècula de agua en la forma;
31H-OH (T-OH) ;H-O31H (H-OT); [31H]2O(T2O)
La reacción del tritio con oxigeno origina agua tritiada; T2O
2T2 + O2 → 2 T2O
Aire + T2 → T2O + T2O2 + NO + NO2
T2 + CO2 → T2O + CO
Especies químicas presentes en el medio acuoso;
H2O ; T2O ; HTO; T2O+; T3O+; OT–; T2O2
Una característica fundamental del tritio es la facilidad de intercambio con el protio, el estado de equilibrio depende de las reacciones ácido-base con las otras especies químicas en solución, siendo determinante el pH de la disolució acuosa.
Esta facilidad del tritio de intercambio con el protio, genera un problema de especial dificultat en la regeneración del ácido bórico.
En solución acuosa el H3BO3 forma el complejo tetrahidroxiborato:
H3(BO3) + 2H2O → [B(OH)4]− + H3O+ (1)
De acuerdo a esta reacción, el ácido bórico se comportaría entonces no como un ácido de Brønsted (dador de protones), sino como un ácido de Lewis que interactúa con la molécula de agua como un aceptor de aniones hidroxilos. Algunos autores (Perelygin y Chistyakov, 2006) postulan el comportamiento del ácido bórico como un ácido de Brønsted tribásico que reacciona con el agua en etapas sucesivas:
H3(BO3) + H2O → [BO(OH)2]− + H3O+ (2)
[BO(OH)2]− + H2O → [BO2(OH)]2− + H3O+
[BO2(OH)]2− + H2O → (BO3)3− + H3O+
mientras que otros describen la disociación en la forma usual de anión ácido y catión hidronio, (Nakai et al., 1988):
H3(BO3) + H2O → [H2(BO3)]− + H3O+
Por lo mencionado anteriormente se observan las discrepancias en la interpretación del origen del comportamiento acido de las soluciones de H3(BO3). Estudios de soluciones fuertemente alcalinas por espectroscopıa Raman han mostrado la existencia del complejo [B(OH)4]−, (Jolly, 1984), que sustenta la hipótesis de la reacción (1), lo que implica que el comportamiento acido es debido exclusivamente a la separación del anión hidroxilo del agua, (Housecroft y Sharpe, 2005). Para esta reacción (1) la constante acida es baja, Ka = 7.3×10−10. Para la reacción (2) la constante acida tiene el valor Ka = 5.98×10−10 en H2O y Ka = 1.83 × 10−10 en D2O, (Gold y Lowe, 1968).
En todo caso la recepción de tritio y de hidroxilo tritiado es factible en el equilibrio del ácido bórico, con lo cual se tienen moléculas de ácido bórico con tritio, generando una dificultat añadida cuando se prentende separar por evaporación el ácido bórico así como problemáticas en el tratamiento de recuperación del ácido bórico por resinas de intercambio.En la evaporación se puede obtener ácido bórico con contenido en tritio incorporado en su molécula, con los problemas de gestión que genera esta situación.
Teniendo en cuenta que por acción del flujo neutrónico el átomo de protio puede capturar un neutrón i transformarse en deuterio. El deuterio y el tritio se pueden associar formando otras diferentes estructures acuosas. Teniendo en cuenta que el isótopo de tritio es un emissor β neto con una vida de 12,3 años ,se puede presentar en cualquiera de las estructures moleculares incluida la especie gaseosa y este hecho dificulta en sumo grado cualquier tentativa de separación a nivel industrial. En septiembre de 1976 la OIEA organizó una reunión de un Comité técnico sobre la separación, almacenamiento y evacuación de radionúclidos gaseosos; en especial se propusieron sistemas de tratamiento para el tritio. Los diferentes estudios técnicos propuestos a nivel mundial para lograr un tratamiento efectivo sobre la emisión de tritio, a los efectos de reducir la dosis ocupacional y las posibles contaminaciones ambientales debido al mismo, apuntaron en general, entre otros, los siguientes objetivos;
1. Minimizar las pérdidas de agua tritiada, así como la recuperación de las mismas en estado líquido y vapor.
2.Desplazamiento de agua pesada altamente tritiada con agua pesada de bajo contenido en tritio.
Problemática en el tratamiento del tritio
En la actualidad el tritio generado en los efluentes radiactivos de las centrales nucleares, previo tratamiento de los efluentes con resinas, para eliminar especies de baja y media actividad, se almacena y es liberado bajo normativa del regulador. En España esta normativa fija la actividad debida al tritio de 100 Bq/l. Se ha de tenir en cuenta que los valores de tritio en el refrigerante pueden llegar a ordenes de 200.000 Bq/l. Cada Cuenca hidrográfica límita el vertido anual de agua tanto de refrigeración como de tipo industrial. Este hecho conduce a la disposición de almacenamiento de agua tritiada en la propia central en depósitos de hormigón y a la dosificación de la emisión.
La evolución de la actividad del tritio en los efluentes gaseosos es paralela a la que se observa en el refrigerante del reactor donde la generación de este isótopo en los reactores BWR se debe a la absorción neutrónica (veneno neutrónico de las barras de control), fisiones ternarias y activación de deuterio. Las fisiones ternarias y la activación de deuterio es prácticamente constante, así pues el aumento de la producción de tritio es debida bàsicamente a la generación de tritio dentro de las barras de control y a su difusión.
Las características químicas y físicas del tritio así como las diferentes opciones de combinación en la formación de molèculas de agua, hacen difícil, en el estado de la tècnica actual sistemes de separación Industriales a gran escala. Sin embargo, esta situación no implica que no se este desarrollando sistemas de tratamiento del tritio. Al contrario. El número de articulos y procesos experimentales para el tratamiento, la captación y el almacenamiento de especies tritiadas va en aumento. Este hecho es tambien catalizado por la construcción de prototipos de reactores de fusión.
Procesos de separación del tritio y agua tritiada
separación del tritio, teniendo en cuenta que los artículos y las pruevas de laboratorio en este tema están creciendo de forma contínua debido a la gestión de tritio en los reactores de fusión y a la gestión de las aguas tritiadas en los procesos convencionales y de desmantelamiento de las Centrales Nucleares.
a. Formación de Hidruros
El hidrógeno gas y por tanto el T2, reaccionan a elevada temperatura con metales de transición formando hidruros; escandio, ytrio, lantano, actinidos y en especial los elementos del grup del titatio y vanadio.
Tabla 3. Isotermas Hidruración presión-composición
La manera más eficiente de captar el hidrógeno para formar hidruros es con el uranio, pero por motivos relacionados con la utilización del uranio se utiliza la aleación ZrCo de forma reversible según;
Adsorción: 2ZrCo + 3T2 → 2ZrCoT3 + Q
Desorción: 2ZrCoT3 + Q → 2 ZrCo + 3T2
El problema de este compuesto es la falta de estabilidad y su descomposición tèrmica según;
2ZrCoT3 + Q → ZrCo2 + ZrX2 + + 2X2
La utilización de hidruros ofrece una posibilidad de contención del T2. Existen procesos operativos desarrollados por el profesor T.Motyka para el confinamiento del tritio (T2) con hidruros.
b. La empresa Molecular Separations, Inc (MSI) ha desarrollado la patente de un lecho de partículas que carga de manera selectiva agua tritiada como agua de hidratación a temperaturas cercanas a medio ambiente. Las pruevas se realizaron con una mezcla estándard de 126μCi tritio/ litro de agua. Se mostraron reducciones a 25 μCi tritio/ litro de agua utilizando dos columnas de 2 metros de largo en serie. Se utilizaron muestras de aguas residuales de Hanford indicando una reducción de tritio de 0,3μCi tritio/ litro de agua a 0.07μCi tritio/ litro de agua. El tritio fijado en los lechos se puede liberar con un aumento moderado de temperatura y los lechos se pueden reutilizar. Se ha propuesto un proceso de lecho móvil para tratar cantidades representativas de aguas residuales. También se ha demostrado que el sistema de separación reduce las concentraciones de tritio en agua de refrigeración a niveles que permiten su reutilización.
c. Desde hace unos años se están realizando estudios relacionados con la adsorción de tritio y el tratamientos de efluentes líquidos tritiados en el Centro Belga de Investigación Nuclear ,SCK/CEN. Inicialmente los estudios se centraron en la eliminación de tritio de los efluentes gaseosos originados en los procesos de reprocesamiento. Si se puede liberar tritio del combustible gastado antes de cualquier operación acuosa, el método de recolección más práctico es la adsorción en tamices moleculares, después de una disolución isotópica con hidrógeno y posterior transformación completa a agua tritiada. Se ha construido una unidad por SCK/CEN de adsorción por oxidación de 15 m3/h con un sistema de regeneración cerrado y con un factor de descontaminación de 1000 en las concentraciones totales de hidrógeno tritiado y de entrada de agua hasta 1000 partes por millon por unidad de volumen. SCK/CEN está desarrollando un proceso de separación de isótopos denominado ELEX basado en combinar la electrolisis del agua y intercambio de tritio entre hidrógeno y agua, siendo promovido el intercambio por un catalizador hidrofóbico. Para la electrólisis en condiciones normales, se obtuvo un factor de separación elemental de tritio de 11.6 con una desviación estándar del 6%. En lo que respecta a la capacidad de intercambio, se ha desarrollado un catalizador hidrofóbico que rinde para los caudales utilizados a presión atmosférica y a 20ºC una constante de tasa de cambio global de 9 mol/s.m3 en un reactor de lecho a goteo a contracorriente. La instalación de esta planta piloto consta de dos partes esenciales; un electrolizador de agua de 80kW y una columna de lecho de goteo de 10cm de diámetro. La velocidad de alimentación de agua tritiada es de 5 l/h, la cual contiene una fase acuosa tritiada de 3,7GBq/l de actividad en tritio.
d. Mediante la separación electrolítica bipolar múltiple de isótopos de hidrógeno por electrodos de Pd/Ag(25% Pd), se demostró la posibilidad de separar tritio y especies tritiada de diferente tipologias de efluentes. Los procesos bipolares se lograron de forma experimental mediante células en cascada individuales en las que cada electrodo bipolar era de la misma área que otros, en una disposición en serie. Los factores medidos para la separación multibipolar H-D estaban cerca de los valores medidos en las mediciones celulares de una sola etapa; para la separación H-T, la fuga entre etapas redujo el factor de separación medido. Sin embargo, en ambos casos se logró una separación de magnitud suficiente para mostrar la viabilidad de una aplicación real en la extracción de tritio de sistemas de gran volumen con una alta densidad de corriente.
e. Destilación criogénica. En esta opción debe existir un paso previo a la destilación, un proceso electrolítico que transforme el agua tritiada en moléculas de gas H2, T2 y en el caso del deuterio si lo hubiere. Estos gases se pueden almacenar en lechos de titanio. Este proceso de destilación se realiza a 24K y es uno de los métodos probados a escala industrial de enriquecimiento y separación de isótopos de hidrógeno teniendo un buen factor de separación a escala industrial. Los inconvenientes de este tipo de planta residen en el alto costo energético para mantener las temperaturas criogénicas extremas y por otro lado el alto contenido en inventario de tritio.
Conclusiones
El tritio constituye un problema en el tratamiento de los efluentes procedentes de los reactores nucleares, independientemente del tipo de reactor y en grado diverso. Los reactores posteriormente al tratamiento por resinas de las diferentes especies de baja y media actividad existentes en el refrigerante y la separación del ácido bórico, almacenan efluentes remanente con actividad de tritio. La emisión al medio viene fijada según el criterio del regulador, en España unos 100Bq/l, generando sistemas de almacenamiento de agua tritiada en las propias centrales. El volumen total de agua de refrigeración vertido anualmente por las centrales viene fijado por las cuencas hidrográficas, en función del tipo de cuenca y sus características hidrológicas. Valores limitados del orden de 50m3 a la semana pueden ser habituales. Todo este tema implica un problema de almacenamiento de agua tritiada en la propia central. En el caso del accidente de Fukushima quedo en relieve la problemática del tratamiento del tritio, optando el Ministerio de Economía, Comercio e Industria del gobierno Japonés después de diferentes estudios tècnicos, por la opción de verter de forma controlada y con el consenso de las industrias pesqueras y artesanales de la zona, una cierta cantidad de tritio cada cierto tiempo al mar. El tratamiento de tritio es objeto de estudio y aplicación industrial no sólo en las industria nuclear convencional (fisión) sino en los nuevos proyectos de reactores nucleares a fusión (ITER). En la actualidad las destilaciones criogénicas , precedidas de electrolisis que trasforman el agua tritiada en T2 y el resto de isótopos de hidrógeno, junto con el almacenamiento de los gases generando hidruros con matrices del tipo titanio, ZrCo y la más que probable utilización de nuevas membranas de separación en cascada específicas para la separación de las diferentes especies tritiadas son tecnologias escalables industrialmente para abordar el problema. En el futuro serán necesarias este tipo de tecnologias para hacer frente a la tarea de desmantelamiento y a la gestión de tritio en los reactores de fusión .
1.- M.Rodman, D Howard «Simulation Calculations for a Catalytic Exchange/Cryogenic Distillation Hydrogen Isotope Separation Process» E.I. du Pont de Nemours & Co. Savannah River Laboratory . DP-MS-84-100.
2.-R.Sherman. «Cryogenic Hydrogen Distillation for The Fusion Fuel Cycle» Fusion Technology Vol.8 Sep 1985 pp.2175-2183.
3.-D.Murdoch. «Sulzer builds tritium removal plant». Modern Power Engineering. April 1982. p30.
4.-T.Motyka “Hybrides for processing and Storing Tritium” Hydrogen Technology Section of the Savannah River Technology. WSRC. 2000. pp.187-195.
5.-W.J.Holstlander, T.E.Harrison, V.Goyette, J.M.Miller . «Recovery and Packaging of Tritium from Canadian Heavy Water Reactors». Fusion Technology Vol.8. Sep 85. pp. 2473-2477.
6.-J.M.Miller, W.T.Shmayda, S.K.Sood, D.A.Spagnolo . «Technology Developments for Improved Tritium Management» . AECL-10964. June 1994.
7.-S.K.Sood, R.A.P.Sissingh, O.K.Kveton. «Removal and Inmobilization of Tritium from Ontario Hydro’s Nuclear Generating Stations». Fusion Technology Vol.8. Sep.85.pp. 2478-2485.
8.- Y.V. Zabaluev .Gestión de los radionucleidos procedentes de efluentes gaseosos, de plantas de reelaboración.OIEA Vol. 21 nº 1
