SECCIONES

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 √ļnico de los is√≥topos radiactivos que el sistema de filtrado es incapaz de eliminar. El Organismo Internacional de la Energ√≠a At√≥mica (OIEA) considera que es una pr√°ctica aceptable en un contexto como este. El Ministerio de Econom√≠a, Comercio e Industria nip√≥n solicit√≥ ideas para el tratamiento de este agua con tritio y recibi√≥ propuestas de varias empresas y una universidad. Finalmente, el comit√© ha determinado que el vaciado controlado de tritio al mar costar√° unos 3.400 millones de yenes (27,5 millones de euros) y llevar√° casi siete a√Īos y medio. Cuales son las caracter√≠sticas del tritio que han llevado a adoptar como soluci√≥n m√°s plausible, su evacuaci√≥n gradual al mar? Porqu√© es extremadamente compleja su separaci√≥n por filtraci√≥n? Porqu√© se encuentra habitualmente en las aguas del circuito primario de un reactor nuclear? En qu√© puntos del proceso nuclear surge la problem√°tica del tritio?

En septiembre de 1976 el OIEA organiz√≥ una reuni√≥n de un Comit√© t√©cnico sobre la separaci√≥n, almacenamiento y evacuaci√≥n de radion√ļclidos gaseosos que proceden de efluentes atmosf√©ricos. La reuni√≥n pas√≥ revista a la tecnolog√≠a y pr√°cticas actuales de control de las emisiones gaseosas resultantes de las actividades de reelaboraci√≥n del combustible, public√°ndose m√°s adelante un informe, IAEA-209. El Comit√© advirti√≥ la necesidad de cooperaci√≥n en la esfera de la gesti√≥n de los desechos gaseosos y recomend√≥ que se estudiasen a fondo la tecnolog√≠a y t√©cnicas existentes de separaci√≥n y almacenamiento de todos los is√≥topos de per√≠odo largo, prestando especial atenci√≥n 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 is√≥topo del hidrogeno con una masa de 3,01605g/mol y de los tres is√≥topos, es el √ļnico radiactivo. Su vida media es de 12,33 a√Īos, un gramo de tritio presenta una actividad de 9619Ci y se desintegra seg√ļn;

13H ¬†¬†¬†¬†¬†¬†¬†‚Üí¬†¬†¬†¬†¬†¬†¬† 23He + e + őĹ + 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 separaci√≥n industrial, los problemas de separaci√≥n de las diferentes especies tritiadas vienen determinados por las cercanas temperaturas de transici√≥n l√≠quido ‚Äď gas, cuesti√≥n que obliga a largas columnas de separaci√≥n y temperaturas criog√©nicas extremas (tabla 1).

Propiedades termo-isotoŐĀpicas baŐĀsicas

          Tabla 1.Propiedades termo-isotópicas básicas (CDTI)

Complejidad del tritio y sus especies en la industria nuclear

La problem√°tica del tritio gas forma parte de una problem√°tica mas compleja que engloba diferentes especies gaseosas como 85Kr, 14C, 3H y 129I. En la reelaboraci√≥n del combustible nuclear la pr√°ctica que se sigue actualmente es la de verter al medio ambiente una parte significativa de 85Kr, 14C y 3H, as√≠ como una fracci√≥n menor del 129I, todos ellos productos de fisi√≥n contenidos en el combustible. Se hizo una estimaci√≥n anual de emisi√≥n 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 reelaboraci√≥n son la principal causa de las emisiones de cript√≥n-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 reelaboraci√≥n. El m√©todo de emisi√≥n y diluci√≥n seguido de la evacuaci√≥n, seguido actualmente con el tritio, el cript√≥n-85 y el carbono-14 origina una exposici√≥n de los miembros de la poblaci√≥n que es una peque√Īa fracci√≥n de la variaci√≥n de la radiaci√≥n natural de fondo, claramente inferior a los l√≠mites prescritos por las normas de protecci√≥n radiol√≥gica aceptadas internacionalmente. El cript√≥n-85 (per√≠odo de 10,76 a√Īos) es un producto gaseoso que se produce en la reacci√≥n de fisi√≥n. Inicialmente queda confinado en las barras de combustible. Por fisuras en la vaina o peque√Īas grietas de corrosi√≥n el gas puede llegar a desprenderse un 1% y en parte llegar al circuito primario por disoluci√≥n en el refrigerante. Durante la irradiaci√≥n, mas del 99% del mismo permanece en dichos elementos de combustibles hasta que son troceados y disueltos durante la reelaboraci√≥n. 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 cript√≥n-85 por gigavatio el√©ctrico-a√Īo (GW(e).a√Īo) generado, en el caso de combustibles de reactores de agua ligera (LWR), y 580 000 Ci/GW(e).a√Īo, 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 cript√≥n-85 producido por la fisi√≥n del uranio-235 y del uranio-233 utilizados respectivamente en estos dos tipos de reactores. Los reactor PWR como C.N.Asc√≥ y C.N.Vandell√≥s, utilizan una ligera proporci√≥n de 235U, entre un 3-4%. Para los reactores reproductores r√°pidos refrigerados por metal l√≠quido (LMFBR), se estima una emisi√≥n de radiactividad comprendida entre 1,2 y 2,1 X 105Ci/GW(e).a√Īo aproximadamente. Hasta la fecha, pr√°cticamente todo el cript√≥n-85 procedente de la reelaboraci√≥n del combustible se ha vertido en la atm√≥sfera.

fission_fuel_production_rates

Tabla 2. OIEA vol 21. Y.V.Zabaluev

Todo el yodo-129 (per√≠odo de 1,7 X 107 a√Īos) es un producto de fisi√≥n que se produce en el interior de la vaina de zircaloy y procede directamente de la reacci√≥n de fisi√≥n. Es retenido casi enteramente en el combustible hasta su disoluci√≥n. La tasa de formaci√≥n es aproximadamente 1,0 Ci/GW(e)a√Īo para todos los tipos de reactores (Cuadro 1). En los procesos de reelaboraci√≥n del combustible donde los elementos son cortados mec√°nicamente, al disolverse el combustible, m√°s 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 retenci√≥n con carb√≥n activo y posterior fijaci√≥n con nitrato de plata en filtros espec√≠ficos.

El tritio (per√≠odo de 12,3 a√Īos y emisor especifico de radiaci√≥n √ļnicamente ő≤) se forma en los combustibles nucleares principalmente por fisi√≥n ternaria, a un ritmo de 200 000 a 400 000 Ci/GW(e).a√Īo (Cuadro 1). Tambi√©n se origina por activaci√≥n neutr√≥nica 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 fisi√≥n ya existentes que usan agua pesada (D2O) como moderador (CANDU, por ejemplo), pues producen T(tritio) cuando el deuterio (D) captura un neutr√≥n. El agua pesada de esos reactores debe ser ‚Äúlimpiada‚ÄĚ regularmente, por lo que representan una fuente de Tritio m√°s o menos regular, por ejemplo en Canad√°. En los reactores PWR el tritio se produce por interacci√≥n el Litio-6 con los neutrones, seg√ļn la reacci√≥n;

 

Litio-6 con los neutrones

El litio-6 se utiliza en forma de LiOH con capacidad de regulaci√≥n de pH en disoluci√≥n. Por otra parte el boro-10, que se utiliza como adsorbente de neutrones en forma de H3BO3 y regular as√≠ la reactividad del n√ļcleo. El boro natural contiene un 20¬†% de boro-10 y aproximadamente 80¬†% de boro-11. El boro-10 tiene una alta secci√≥n eficaz de absorci√≥n de neutrones de baja energ√≠a (t√©rmica). La adici√≥n de √°cido b√≥rico, adem√°s del refrigerante que circula a trav√©s del reactor, ocasiona que se reduzca la probabilidad de que un neutr√≥n pueda llegar a fisionar un √†tomo de uranio. Los cambios en la concentraci√≥n de √°cido b√≥rico regulan eficazmente la tasa de fisi√≥n que tiene lugar en el reactor. Este m√©todo s√≥lo se utiliza en¬†reactores de agua presurizada¬†(PWR). El boro tambi√©n se disuelve en las piscinas de combustible gastado que contienen barras de uranio gastado. La concentraci√≥n es lo suficientemente alta para mantener la tasa de reactividad de los neutrones al m√≠nimo. El √°cido b√≥rico se verti√≥ sobre el reactor 4 de la instalaci√≥n nuclear de¬†Chernobyl¬†despu√©s del accidente, para evitar que se produjera otra reacci√≥n. En general el boro-10, absorbe el neutr√≥n form√°ndose un estado excitado del √°tomo 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 absorci√≥n de neutrones genera tambi√©n Li-7, evolucionando a tritio. En general los venenos neutr√≥nicos m√°s utilizados son parte de las fuentes de tritio.

Li-7

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 adem√°s la posibilidad de intercambio de tritio entre ambos por difusi√≥n durante la operaci√≥n normal de la central y por mezcla en las paradas. La Comisi√≥n Internacional de Protecci√≥n Radiol√≥gica ( ICRP ) limita la dosis para los trabajadores a un promedio, en cinco a√Īos, de 20 mSv por a√Īo. La alta contribuci√≥n del tritio a la dosis total ha incentivado el estudio, desarrollo y optimizaci√≥n en las tecnolog√≠as para control de tritio para reactores en operaci√≥n asi como para dise√Īos 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 ‚Üí 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.

fundamental del tritio

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 ‚Üí [B(OH)4]‚ąí + H3O+ (1)

De acuerdo a esta reacci√≥n, el √°cido b√≥rico se comportar√≠a entonces no como un √°cido de Br√łnsted (dador de protones), sino como un √°cido de Lewis que interact√ļa con la mol√©cula de agua como un aceptor de aniones hidroxilos. Algunos autores (Perelygin y Chistyakov, 2006) postulan el comportamiento del √°cido b√≥rico como un √°cido de Br√łnsted trib√°sico que reacciona con el agua en etapas sucesivas:

H3(BO3) + H2O ‚Üí [BO(OH)2]‚ąí + H3O+ (2)

[BO(OH)2]‚ąí + H2O ‚Üí [BO2(OH)]2‚ąí + H3O+

[BO2(OH)]2‚ąí + H2O ‚Üí (BO3)3‚ąí + H3O+

mientras que otros describen la disociación en la forma usual de anión ácido y catión hidronio, (Nakai et al., 1988):

H3(BO3) + H2O ‚Üí [H2(BO3)]‚ąí + H3O+

Por lo mencionado anteriormente se observan las discrepancias en la interpretaci√≥n del origen del comportamiento acido de las soluciones de H3(BO3). Estudios de soluciones fuertemente alcalinas por espectroscopńĪa Raman han mostrado la existencia del complejo [B(OH)4]‚ąí, (Jolly, 1984), que sustenta la hip√≥tesis de la reacci√≥n (1), lo que implica que el comportamiento acido es debido exclusivamente a la separaci√≥n del ani√≥n hidroxilo del agua, (Housecroft y Sharpe, 2005). Para esta reacci√≥n (1) la constante acida es baja, Ka = 7.3√ó10‚ąí10. Para la reacci√≥n (2) la constante acida tiene el valor Ka = 5.98√ó10‚ąí10 en H2O y Ka = 1.83 √ó 10‚ąí10 en D2O, (Gold y Lowe, 1968).

En todo caso la recepci√≥n de tritio y de hidroxilo tritiado es factible en el equilibrio del √°cido b√≥rico, con lo cual se tienen mol√©culas de √°cido b√≥rico con tritio, generando una dificultat a√Īadida cuando se prentende separar por evaporaci√≥n el √°cido b√≥rico as√≠ como problem√°ticas en el tratamiento de recuperaci√≥n del √°cido b√≥rico por resinas de intercambio.En la evaporaci√≥n se puede obtener √°cido b√≥rico con contenido en tritio incorporado en su mol√©cula, con los problemas de gesti√≥n que genera esta situaci√≥n.

Teniendo en cuenta que por acci√≥n del flujo neutr√≥nico el √°tomo de protio puede capturar un neutr√≥n i transformarse en deuterio. El deuterio y el tritio se pueden associar formando otras diferentes estructures acuosas. Teniendo en cuenta que el is√≥topo de tritio es un emissor ő≤ neto con una vida de 12,3 a√Īos ,se puede presentar en cualquiera de las estructures moleculares incluida la especie gaseosa y este hecho dificulta en sumo grado cualquier tentativa de separaci√≥n a nivel industrial. En septiembre de 1976 la OIEA organiz√≥ una reuni√≥n de un Comit√© t√©cnico sobre la separaci√≥n, almacenamiento y evacuaci√≥n de radion√ļclidos gaseosos; en especial se propusieron sistemas de tratamiento para el tritio. Los diferentes estudios t√©cnicos propuestos a nivel mundial para lograr un tratamiento efectivo sobre la emisi√≥n 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.

Problem√°tica 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 Espa√Īa 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 hidrogr√°fica l√≠mita el vertido anual de agua tanto de refrigeraci√≥n como de tipo industrial. Este hecho conduce a la disposici√≥n de almacenamiento de agua tritiada en la propia central en dep√≥sitos de hormig√≥n y a la dosificaci√≥n de la emisi√≥n.

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 caracter√≠sticas qu√≠micas y f√≠sicas del tritio as√≠ como las diferentes opciones de combinaci√≥n en la formaci√≥n de mol√®culas de agua, hacen dif√≠cil, en el estado de la t√®cnica actual sistemes de separaci√≥n Industriales a gran escala. Sin embargo, esta situaci√≥n no implica que no se este desarrollando sistemas de tratamiento del tritio. Al contrario. El n√ļmero de articulos y procesos experimentales para el tratamiento, la captaci√≥n y el almacenamiento de especies tritiadas va en aumento. Este hecho es tambien catalizado por la construcci√≥n de prototipos de reactores de fusi√≥n.

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.

FormacioŐĀn de Hidruros

Tabla 3. Isotermas Hidruración presión-composición

La manera m√°s eficiente de captar el hidr√≥geno para formar hidruros es con el uranio, pero por motivos relacionados con la utilizaci√≥n del uranio se utiliza la aleaci√≥n ZrCo de forma reversible seg√ļn;

Adsorción: 2ZrCo + 3T2 →  2ZrCoT3 + Q

Desorción:   2ZrCoT3 + Q   →  2 ZrCo +   3T2

El problema de este compuesto es la falta de estabilidad y su descomposici√≥n t√®rmica seg√ļn;

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 part√≠culas que carga de manera selectiva agua tritiada como agua de hidrataci√≥n a temperaturas cercanas a medio ambiente. Las pruevas se realizaron con una mezcla est√°ndard de 126őľCi tritio/ litro de agua. Se mostraron reducciones a 25 őľCi tritio/ litro de agua utilizando dos columnas de 2 metros de largo en serie. Se utilizaron muestras de aguas residuales de Hanford indicando una reducci√≥n de tritio de 0,3őľCi tritio/ litro de agua a 0.07őľCi 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 m√≥vil para tratar cantidades representativas de aguas residuales. Tambi√©n se ha demostrado que el sistema de separaci√≥n reduce las concentraciones de tritio en agua de refrigeraci√≥n a niveles que permiten su reutilizaci√≥n.

c. Desde hace unos a√Īos se est√°n realizando estudios relacionados con la adsorci√≥n de tritio y el tratamientos de efluentes l√≠quidos tritiados en el Centro Belga de Investigaci√≥n Nuclear ,SCK/CEN. Inicialmente los estudios se centraron en la eliminaci√≥n de tritio de los efluentes gaseosos originados en los procesos de reprocesamiento. Si se puede liberar tritio del combustible gastado antes de cualquier operaci√≥n acuosa, el m√©todo de recolecci√≥n m√°s pr√°ctico es la adsorci√≥n en tamices moleculares, despu√©s de una disoluci√≥n isot√≥pica con hidr√≥geno y posterior transformaci√≥n completa a agua tritiada. Se ha construido una unidad por SCK/CEN de adsorci√≥n por oxidaci√≥n de 15 m3/h con un sistema de regeneraci√≥n cerrado y con un factor de descontaminaci√≥n de 1000 en las concentraciones totales de hidr√≥geno tritiado y de entrada de agua hasta 1000 partes por millon por unidad de volumen. SCK/CEN est√° desarrollando un proceso de separaci√≥n de is√≥topos denominado ELEX basado en combinar la electrolisis del agua y intercambio de tritio entre hidr√≥geno y agua, siendo promovido el intercambio por un catalizador hidrof√≥bico. Para la electr√≥lisis en condiciones normales, se obtuvo un factor de separaci√≥n elemental de tritio de 11.6 con una desviaci√≥n est√°ndar del 6%. En lo que respecta a la capacidad de intercambio, se ha desarrollado un catalizador hidrof√≥bico que rinde para los caudales utilizados a presi√≥n atmosf√©rica y a 20¬ļC una constante de tasa de cambio global de 9 mol/s.m3 en un reactor de lecho a goteo a contracorriente. La instalaci√≥n 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 di√°metro. La velocidad de alimentaci√≥n 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 separaci√≥n electrol√≠tica bipolar m√ļltiple de is√≥topos de hidr√≥geno por electrodos de Pd/Ag(25% Pd), se demostr√≥ la posibilidad de separar tritio y especies tritiada de diferente tipologias de efluentes. Los procesos bipolares se lograron de forma experimental mediante c√©lulas en cascada individuales en las que cada electrodo bipolar era de la misma √°rea que otros, en una disposici√≥n en serie. Los factores medidos para la separaci√≥n multibipolar H-D estaban cerca de los valores medidos en las mediciones celulares de una sola etapa; para la separaci√≥n H-T, la fuga entre etapas redujo el factor de separaci√≥n medido. Sin embargo, en ambos casos se logr√≥ una separaci√≥n de magnitud suficiente para mostrar la viabilidad de una aplicaci√≥n real en la extracci√≥n 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 separaci√≥n del √°cido b√≥rico, almacenan efluentes remanente con actividad de tritio. La emisi√≥n al medio viene fijada seg√ļn el criterio del regulador, en Espa√Īa unos 100Bq/l, generando sistemas de almacenamiento de agua tritiada en las propias centrales. El volumen total de agua de refrigeraci√≥n vertido anualmente por las centrales viene fijado por las cuencas hidrogr√°ficas, en funci√≥n del tipo de cuenca y sus caracter√≠sticas hidrol√≥gicas. 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 problem√°tica del tratamiento del tritio, optando el Ministerio de Econom√≠a, Comercio e Industria del gobierno Japon√©s despu√©s de diferentes estudios t√®cnicos, por la opci√≥n 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 aplicaci√≥n industrial no s√≥lo en las industria nuclear convencional (fisi√≥n) sino en los nuevos proyectos de reactores nucleares a fusi√≥n (ITER). En la actualidad las destilaciones criog√©nicas , precedidas de electrolisis que trasforman el agua tritiada en T2 y el resto de is√≥topos de hidr√≥geno, junto con el almacenamiento de los gases generando hidruros con matrices del tipo titanio, ZrCo y la m√°s que probable utilizaci√≥n de nuevas membranas de separaci√≥n en cascada espec√≠ficas para la separaci√≥n de las diferentes especies tritiadas son tecnologias escalables industrialmente para abordar el problema. En el futuro ser√°n necesarias este tipo de tecnologias para hacer frente a la tarea de desmantelamiento y a la gesti√≥n de tritio en los reactores de fusi√≥n .

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