Tanto en los procesos vitales como en la propia naturaleza se producen continuamente residuos. Algunos son reprocesados y forman parte de esos propios ciclos pero otros no y no tienen otro destino que su eliminación o su confinamiento. A estos últimos es mejor denominarlos como “desechos“. La actividad humana genera también residuos y desechos. Se trata de sustancias, materiales u objetos, restos de productos naturales o de procesos de fabricación.

En nuestra sociedad hay un aumento continuo de la producción de residuos por múltiples razones; entre ellas, cabe destacar las culturales y las surgidas del rápido crecimiento demográfico y de la tecnificación e industrialización crecientes.

La sociedad es consciente de que necesita gestionar esos residuos y desechos, algunos muy nocivos, y afrontar su confinamiento seguro con el problema añadido de la inabordable dispersión con que se producen y del inmenso y creciente volumen que se genera.

La Ley española de residuos de abril de 1998, establece una única clasificación de los residuos en dos grandes grupos, urbanos y peligrosos. Sin embargo, a efectos prácticos, esta clasificación plantea problemas, dada la gran variedad de residuos que se generan. Por este motivo, las normativas específicas han venido diferenciando entre residuos urbanos, asimilables a urbanos, agrícolas y forestales, banales e inertes, industriales, tóxicos y peligrosos y sanitarios.

En España se producen al año 300 millones de toneladas de contaminantes atmosféricos, 20 millones de toneladas de residuos sólidos urbanos, 4 millones de toneladas de residuos peligrosos y 2.000 toneladas de residuos radiactivos, de los cuales, sólo 160 toneladas corresponden a combustible gastado.

La sociedad industrializada se enfrenta con un problema difícil, al tener que diseñar, acometer y conseguir una gestión adecuada para todos los residuos que se producen. Se entiende por gestión de residuos el conjunto de actividades que conducen a su reutilización, su desaparición o, en su defecto, su neutralización y evacuación a lugares localizados, garantizando la seguridad a largo plazo.

El panorama mundial de los residuos peligrosos de la industria convencional se presenta grave y preocupante, en unos países con más retraso que en otros, pero con el denominador común de grandes volúmenes y escaso control y el problema de la ubicación de los mismos.

La preocupación por los residuos se inició en Europa con la Directiva 75/442/CEE, modificada por la Directiva 91/156/CEE y la creación, por parte de la Comisión de la Unión Europea, la Dirección General XI, la cual preparó y presentó al Consejo de Europa en 1989 un documento de estrategias de gestión para todos los residuos.

A pesar de la importancia concedida por la Comisión a la política de residuos y las medidas adoptadas en los últimos veinte años, se ha podido constatar que el reciclaje y la reutilización necesitan ser impulsados. Por ello, los diferentes Programas de Acción fijan unos objetivos a largo plazo para cada uno de los diferentes ámbitos establecidos, entre los que se encuentra la gestión de los residuos, con el fin de alcanzar el “desarrollo sostenible”.

La estrategia comunitaria se centra en un concepto de tratamiento global de los residuos, englobada en lo que se ha denominado “Jerarquía de Gestión“. Esta comprende el menú de opciones que deberán adoptar quienes se ocupan de los residuos y que se ha centrado en cinco ejes principales: la prevención; la recuperación; la seguridad en los transportes; la optimización de la eliminación final; y la acción correctora.

En España la actual Ley de Residuos 10/1998 de 21 de abril supone un marco común que tiende a una aplicación homogénea de la jerarquía de gestión. En 1990 se creó la empresa pública EMGRISA (Empresa Nacional de Gestión de Residuos Industriales, S.A.) que se ocupa de gestionar el Plan Nacional de Residuos Peligrosos (químicos y otros, pero no radiactivos).

El tratamiento de los residuos radiactivos se efectúa de acuerdo con el Plan General de Residuos Radiactivos, que aprueba el Gobierno y pone en práctica la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), creada en 1984. La gestión de estos residuos está regulada por un amplio marco legal que, de manera específica, contempla todas las actividades relativas a su tratamiento.

El desarrollo tecnológico alcanzado en la gestión de los residuos radiactivos contribuye a la puesta a punto de prácticas aplicables a otros tipos de residuos, especialmente aquellos que necesitan un tratamiento a largo plazo.

La humanidad ha convivido con la radiación y los isótopos radiactivos desde la aparición de nuestra vida en la tierra, donde existían isótopos radiactivos de período de semidesintegración muy largo, como el potasio-40, el uranio-238, el uranio-235 y el torio-232, así como los isótopos resultantes de la desintegración de estos tres últimos. También el hombre ha empleado algunos isótopos radiactivos naturales, como el radio-226 en técnicas terapéuticas y el uranio-235 en los reactores nucleares.

Se considera residuo radiactivo cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por las autoridades competentes.

Los residuos radiactivos se producen en las distintas aplicaciones en las que está presente la radiactividad, a saber:

– Aplicaciones energéticas. Es el grupo más importante. El mayor volumen de residuos radiactivos se produce en las distintas etapas por las que pasa el combustible nuclear (ciclos combustibles) y en la operación y el desmantelamiento de las centrales nucleares. Todos estos residuos suponen alrededor del 95% de la producción total.

– Aplicaciones no energéticas. Derivadas de los usos de los isótopos radiactivos, fundamentalmente en actividades como investigación, medicina e industria. Este grupo se conoce como el de los “pequeños productores“, porque incluso en los países de tecnología más avanzada, donde las actividades reseñadas están muy desarrolladas, el volumen de residuos radiactivos que generan es pequeño, comparado con el originado en la producción de energía nucleoeléctrica, pudiendo afirmarse que siempre es inferior al 10%, sin que esto quiera decir que su gestión deba ser menos rigurosa.

En la Unión Europea, el volumen anual producido de residuos radiactivos a gestionar es de 37.000 m3. De esta cantidad, el 84%, es decir 31.000 m3, son residuos de baja actividad y corto período radiactivo. El resto corresponde al combustible gastado con 3.325 t y 3.000 m3 a residuos de media y alta actividad provenientes del reproceso.

Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a diversos criterios, tales como su estado físico (sólidos, líquidos y gaseosos), tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, actividad específica por unidad de masa o volumen, etc.

Desde el punto de vista de su gestión, en España los residuos radiactivos se clasifican actualmente en:

a) Residuos de baja y media actividad

– Tienen actividad específica baja por elemento radiactivo.
– No generan calor.
– Contienen radionucleidos emisores beta-gamma con períodos de semidesintegración inferiores a 30 años, lo que quiere decir que reducen su actividad a menos de la milésima parte en un período máximo de 300 años.
– Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 GBq/t (0,01 curios/tonelada en promedio).
– Se incluyen en este apartado los residuos de muy baja actividad y de muy corto período de semidesintegración y que por estas características pueden ser gestionados con criterios diferentes y menos exigentes que los genéricos definidos para este grupo.

b) Residuos de alta actividad

– Contienen radionucleidos con período de semidesintegración superior a 30 años.
– Contienen radionucleidos emisores alfa de período largo en concentraciones apreciables, por encima de 0,37 GBq/t (0,01 Ci/t).
– Generalmente desprenden calor.

No en todos los países se emplea la misma clasificación de residuos, razón por la que la Comisión de la Unión Europea ha recomendado unificar criterios, para lo cual propone la siguiente clasificación, que entró en vigor el 1 de enero de 2002.

1. Residuos radiactivos de transición. Residuos, principalmente de origen médico, que se desintegran durante el período de almacenamiento temporal, pudiendo a continuación gestionarse como residuos no radiactivos, siempre que se respeten unos valores de desclasificación.

2. Residuos de baja y media actividad. Su concentración en radionucleidos es tal que la generación de energía térmica durante su evacuación es suficientemente baja.

2.1. Residuos de vida corta. Residuos radiactivos que contienen nucleidos cuyo período medio es inferior o igual al del Cs-137 y el Sr-90 (treinta años, aproximadamente), con una concentración limitada de radionucleidos alfa de vida larga (4.000 Bq/g en lotes individuales de residuos y una media general de 400 Bq/g en el volumen total de residuos).
2.2. Residuos de vida larga. Radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los limites aplicables a los residuos de vida corta.

3. Residuos de alta actividad. Residuos con una concentración tal de radionucleidos que debe tenerse en cuenta la generación de energía térmica durante su almacenamiento y evacuación. Este tipo de residuos se obtiene principalmente del tratamiento y del acondicionamiento del combustible gastado.

Los residuos radiactivos a que dan lugar los pequeños productores provienen fundamentalmente de tres tipos de instalaciones: sanitarias, industriales y centros de investigación.

En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades es muy amplio y está en constante crecimiento.

Así, elementos radiactivos no encapsulados, normalmente en fase líquida, son utilizados para el diagnóstico mediante trazadores con Tc-99m, I-125, H-3 o C-14, o bien para el tratamiento de enfermedades del tiroides (I-131) o de la sangre (P-32). Estas actividades generan residuos radiactivos sólidos: algodones, guantes de goma, jeringuillas, etc., así como residuos radiactivos líquidos, que se clasifican como residuos de media actividad. Por otro lado, en el tratamiento de tumores se emplean fuentes encapsuladas, siendo muy frecuente el uso de Co-60. Estas fuentes, una vez retiradas, son gestionadas como residuos de media actividad.

En las instalaciones industriales se utilizan también fuentes encapsuladas. Las de menor actividad se emplean en procesos de control. Para hacer ensayos no destructivos en construcciones metálicas por gammagrafía hacen falta fuentes de mayor actividad, y en irradiadores de esterilización de material sanitario o de alimentos, son necesarias fuentes de más alta actividad (cesio-137, por ejemplo). En todos los casos estas fuentes, al final de su vida útil, son consideradas residuos de baja y media actividad.

En los centros de investigación, los residuos proceden de reactores de enseñanza e investigación, celdas calientes metalúrgicas (instalaciones auxiliares de investigación donde se realizan ensayos, manipulaciones, pruebas, etc.), plantas piloto y servicios de descontaminación. Estos residuos son de naturaleza física, química y radiactiva muy variable y pueden cubrir toda la escala de clasificación de los residuos radiactivos.

El combustible nuclear durante su estancia en el núcleo del reactor se encuentra sometido a una elevada irradiación neutrónica, transformándose su constitución a lo largo del tiempo.

En las centrales de agua ligera, modelos PWR y BWR, el combustible nuclear se ha fabricado en forma de pequeñas pastillas cilíndricas, con medidas de alrededor de 8 mm de diámetro y 11 mm de altura y se ha alojado en varillas que a su vez se montan mediante un armazón de placas de forma estructural prismática. De esta forma quedan agrupados conjuntos de cerca de 200 varillas en reactores de 1.000 MW, pero que varían según la potencia y el diseño especifico, junto con otras pocas que incluyen los elementos de control de la reacción nuclear y de medición en lo que se llama un elemento o conjunto de combustible.

Antes de la fisión nuclear o del “quemado“ del combustible, término que se utiliza a semejanza de los combustibles fósiles, se pueden caracterizar tres partes distintas en estos conjuntos de combustible:

– El propio combustible (UO2) en forma de pastillas y constituido por una matriz de uranio-238 en una proporción del 95% al 97% y que se ha enriquecido con el isótopo fisionable uranio-235 en valores del 5% al 3%.
– La varilla de combustible fabricada con una aleación de circonio y una longitud del orden de 4 metros, dato referido a dichos reactores PWR y BWR de 1.000 MW, y que aloja a esas pastillas de combustible.
– Los materiales estructurales (rejillas, tubos guía, etc.) que conforman el armazón de los mencionados “conjuntos de combustible“.

Con la irradiación, se mantiene la estructura del conjunto de combustible pero se han producido las siguientes transformaciones en el combustible. Nos referiremos a continuación a un caso específico con un enriquecimiento del uranio 235 del 3,3% (téngase en cuenta que las reacciones nucleares tienen lugar con una probabilidad asociada y no siguen leyes lineales).

a) En el combustible (UO2), del total del 3,3% de U-235, un 2% se fisiona produciendo energía y transmutándose a productos de fisión (P.F.), más ligeros, cuyos números atómicos son del orden de la mitad del de su progenitor en el caso de dos elementos producidos y que en general son emisores beta y gamma. El 0,44% se transmuta a U-236 (elemento que actúa de inhibidor de la fisión) por reacciones de captura neutrónica y el 0,86% final restante permanece sin reaccionar.

Por su parte y en lo que se refiere a la matriz de U-238 con el 96,7% del total del peso del combustible, un 1% sufre reacciones nucleares de transmutación, dando lugar a elementos pesados de la familia de los transuránicos (TRU), como son el plutonio con el 0,9%, neptunio, americio y curio, caracterizados todos ellos por ser emisores alfa.

A su vez, parte de ese plutonio generado (Pu-239) se fisiona y contribuye a la generación de energía y añade el correspondiente inventario de productos de fisión de su familia radiactiva.

La aparición del U-236, junto con los productos de fisión y los transuránicos, limitan el grado de quemado, aunque aún queden U-235 y plutonio, porque al capturar los neutrones (son venenos neutrónicos) disminuyen la población neutrónica e interrumpen la reacción de fisión en cadena. Por este motivo y por la propia pérdida de enriquecimiento es necesario periódicamente renovar el combustible en una operación que se llama recarga. Normalmente se renueva entre un tercio y un cuarto del número total de elementos que hay en el núcleo y se recolocan geográficamente todos los elementos restantes. Esta operación se hace, dependiendo del tipo de central, en ciclos de 12, 18 o 24 meses. Un reactor de 1.000 MW de potencia utiliza entre 20 y 30 t de combustible por ciclo de operación.

Los elementos retirados se conocen por combustible irradiado, gastado o quemado, y su composición es, aproximadamente, del 94,2% de U-238, 1% de transuránicos, 3,5% de productos de fisión, 0,445 de U-236 y 0,86% de U-235.

b) En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación, formados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, que son elementos radiactivos. El isótopo radiactivo más importante que se forma es el cobalto-60.

En el combustible gastado está contenida más del 99,5% de la radiactividad artificial que se genera en la producción de energía eléctrica en las centrales nucleares. Además, al mantener aquel su estructura sólida, retiene todos los elementos producidos, que además quedan retenidos por la vaina que constituye la segunda barrera de confinamiento que evita su diseminación al exterior.

Sólo la radiación gamma y la neutrónica por su alta penetración salen al exterior, pues la beta y la alfa son absorbidas. Los emisores gamma, teniendo en cuenta su período de semidesintegración y su energía, en unos 700 años habrán decaído a valores radiactivos de fondo natural.

Por otra parte, el uranio no consumido y los elementos transuránicos que son, esencialmente, emisores alfa de bajo poder de penetración (tienen las mismas características que los minerales radiactivos); desde el punto de vista de las radiaciones emitidas no constituyen riesgo tras un período de almacenamiento de 700 años, al igual que los productos de fisión. Estos elementos, por tanto, son sólo peligrosos si se liberan y encuentran camino para ser inhalados (para lo que es preciso que sean transformados en gases) o ingeridos (para lo que es preciso que entren en la cadena trófica alimentaria de vegetales, animales y personas).

Es decir, la problemática que debe resolver la gestión del almacenamiento del combustible gastado (que constituye los residuos de alta actividad), una vez transcurridos 700 años, sería análoga a la que presentan los depósitos de seguridad de residuos tóxicos como el cadmio, mercurio, etc., elementos muy tóxicos que conservan indefinidamente esta peligrosidad salvo que reaccionen químicamente.

En los comienzos de la utilización de la energía nuclear para la producción de electricidad, se consideraba indispensable realizar el tratamiento de los combustibles gastados, llamado también reelaboración o reproceso, con el fin de recuperar el U y el Pu presentes en ellos, para su posterior utilización como materiales energéticos.

A finales de los años 60 se preveía una escasez de capacidad comercial de reproceso en función de la construcción prevista de centrales nucleares, aunque la tecnología parecía relativamente simple y los costes bajos. En la década de los 70 se comprobó que el reproceso presentaba ciertas dificultades técnicas y que las normas de seguridad, cada vez más rígidas, aumentaban considerablemente los costes. Al mismo tiempo, las ofertas de servicios comerciales de reproceso se vieron seriamente afectadas por un cambio de política en Estados Unidos, al final de esta década de los 70, en lo referente al reciclado del Pu (“La no proliferación de armamento nuclear“).

A todo lo anterior hay que unir la situación del mercado del uranio y la competencia en los precios de los servicios de enriquecimiento. En la actualidad se contemplan dos opciones para la gestión del ciclo del combustible: el “ciclo abierto“ o el “ciclo cerrado“.

El “ciclo abierto“ considera al combustible gastado como residuo de radiactividad alta para su posterior gestión primero en un almacén temporal centralizado (ATT), luego sometiéndolo a la posibilidad de su separación y transmutación y muy posiblemente, al final, mediante su almacenamiento definitivo en formaciones geológicas profundas (AGP).

El “ciclo cerrado“ realiza el tratamiento de los combustibles gastados (reproceso) con el fin de recuperar el uranio y el plutonio presentes en ellos para ser utilizados como materiales energéticos.

Desde comienzos de la pasada década de los 90 se han acometido iniciativas en algunos países, principalmente Francia y Japón, consistentes en investigar y desarrollar la separación y transmutación (ST) de determinados radionucleidos de vida larga presentes en los elementos irradiados. El objetivo es disminuir el inventario radiotóxico a largo plazo de los residuos de alta actividad y, por tanto, el riesgo radiológico de su almacenamiento definitivo. A esta nueva forma de gestión de los combustibles gastados se le ha dado por llamar “ciclo cerrado avanzado“.

Estas tres opciones tienen en común dos etapas fundamentales: el almacenamiento temporal de los combustibles gastados y el posterior almacenamiento definitivo, bien sea de los propios combustibles gastados o de los residuos procedentes del reproceso actual o del avanzado.

En principio hay que decir que se recupera el uranio y el plutonio para su posterior utilización como materiales energéticos y se obtienen residuos de baja, media y alta actividad que hay que gestionar adecuadamente.

Actualmente los países que, total o parcialmente, realizan el reproceso de sus combustibles gastados, bien en sus propias instalaciones o contratando servicios del exterior, son Francia, Reino Unido, Japón, Rusia, Alemania, Bélgica, Holanda, China, India y Suiza. Solamente los dos primeros ofrecen servicios de reproceso que llevan aparejados un alto coste y la devolución del uranio y plutonio recuperados, así como de todos los residuos producidos, previamente acondicionados en diferentes tipos de contenedores.

Tras el necesario almacenamiento temporal del combustible gastado, en el reproceso se desenvainan las pastillas de uranio contenidas en las varillas del combustible gastado, para lo cual hay que cortarlas y trocearlas. Las pastillas se disuelven con una mezcla de ácido y agua, la disolución líquida resultante se trata con disolventes capaces de extraer el uranio aislado por un lado y el plutonio por otro, quedándose en la disolución ácida acuosa los productos de fisión y el resto de los actínidos.

Por tanto, la disolución acuosa contiene la mayor parte de la radiactividad artificial contenida en el combustible gastado; es un residuo líquido de alta actividad que se guarda en depósitos hasta que pasa al proceso de conversión a sólidos por vitrificación para fijar la radiactividad en un producto sólido insoluble. El producto final que queda es una cápsula hermética de acero inoxidable en cuyo interior está un vidrio insoluble que contiene la radiactividad que había en el combustible, siendo este paquete el residuo de alta actividad.

Los trozos de vainas resultantes del desenvainado son un material radiactivo por efectos de la activación y además están contaminados por su contacto con las pastillas, por lo que constituyen un residuo sólido de radiactividad media. Estos restos de vainas se introducen en bidones de acero inoxidable rellenando los huecos que quedan con cemento. El paquete obtenido es un residuo de media actividad.

Finalmente en las instalaciones de reproceso se producen residuos tecnológicos y de proceso, que son residuos de baja actividad que se cementan y empaquetan en bidones convencionales constituyendo un bulto o paquete de baja actividad.

En la reelaboración no se genera ninguna radiactividad artificial nueva, sino que se trabaja con la radiactividad presente en el combustible gastado (y la de los productos de desintegración que se van generando), distribuyéndola de forma más racional y disminuyéndola en la debida al uranio y al plutonio que se han separado. Esto permite reducir, además del volumen, el tiempo de aislamiento que ha de transcurrir para que la radiactividad de los residuos finales disminuya hasta los valores de radiación natural.

Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto, es decir, la consideración del combustible gastado como un residuo sin otro uso posterior, el combustible gastado debe gestionarse como un residuo radiactivo de alta actividad, pasando por una etapa intermedia de almacenamiento temporal, antes de su gestión final. En el caso de ciclo cerrado también se producirían residuos de larga duración tras su reproceso y debería acometerse este período temporal de almacenamiento.

En la actualidad, la decisión definitiva con respecto a la gestión del combustible gastado no está tomada, pero sí controlada. Falta el necesario consenso social y ello también impulsa a que la decisión técnica opte por una situación de espera ante las perspectivas de hallar soluciones decisivas en el campo de la transmutación. Sin embargo, no debe olvidarse que existen tecnologías y conocimientos para enterrar de forma segura ese combustible gastado, mientras en contraposición a lo anterior, otro problema de gravosa actualidad como la solución al rápido calentamiento terrestre por el efecto invernadero ni está resuelto, ni acordado, ni controlado.

Con respecto a la gestión final, hay un consenso internacional sobre la viabilidad técnica de los almacenes geológicos profundos (AGP), existiendo a este respecto un alto grado de desarrollo en muchos países, aunque los procesos de implantación están siendo más lentos de lo previsto, fundamentalmente por problemas de aceptación pública y por el hecho de existir soluciones temporales satisfactorias. Aunque son varios los países que se encuentran en fases muy avanzadas respecto al AGP (EE.UU., Francia, Alemania, Suecia, Finlandia, etc.), actualmente no hay ninguna instalación operativa a nivel industrial, a excepción de la denominada planta WIPP en Estados Unidos para residuos del programa de defensa.

Además, ahora se incorpora el criterio de hacer que las soluciones que se adopten sean reversibles atendiendo a una responsabilidad intergeneracional, pues se es consciente que el combustible gastado conserva un potencial energético muy elevado que puede ser utilizado en el futuro y también que la aparición de nuevos avances pueden resolver, más rápidamente la duración del enterramiento que se propone.

Por otra parte, se están intensificando las investigaciones citadas en separación y transmutación (ST), promovidas a través de organismos internacionales (AEN, OIEA y UE) y países como Francia y Japón, al objeto de valorar la viabilidad de este método para minimizar el volumen y radiotoxicidad de los residuos.

En lo que respecta al almacenamiento temporal, o intermedio, comienza en las propias piscinas de la central donde se descarga el combustible gastado una vez extraído del reactor, con objeto de que decaiga su radiactividad y calor residual.

Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de un cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios a la espera de su gestión final. Esta etapa de la gestión se considera resuelta a satisfacción en base a distintas técnicas como son el propio almacenamiento en piscinas, o el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras, etc.), existiendo en el mundo instalaciones independientes o centralizadas con experiencia de funcionamiento.

En España se dispone, desde el año 2002, de un almacén temporal individual (ATI) en el emplazamiento de C.N. Trillo, basado en contenedores metálicos de doble uso (transporte y almacenamiento), fabricados por la industria española, con exclusividad para el combustible gastado de esa central. La solución prevista en el VI Plan General de Residuos Radiactivos es disponer en el año 2010 de un Almacén Temporal Centralizado, ATC, para todas las centrales españolas. Esta solución se decide por ser la más adecuada desde el punto de vista económico, de seguridad y de gestión. Este almacén es un edificio de hormigón que únicamente aísla del exterior los contenedores de combustible gastado allí ubicados.

El interés por estas técnicas, cuyo objetivo básico es disminuir el inventario radiotóxico de los residuos de alta actividad y por tanto su riesgo radiológico a largo plazo, se ha reactivado en los últimos años por iniciativa de Japón y Francia, básicamente, en tanto se opta por la solución de construir un AGP o almacén definitivo de los residuos de alta actividad en formaciones geológicas. Se requerirá un gran esfuerzo económico y humano para su desarrollo y puesta en marcha, además de la colaboración internacional de todos los países que deben gestionar combustibles gastados procedentes de sus centrales nucleares.

Para cumplir el objetivo que se pretende con estas técnicas es necesario separar algunos radionucleidos con largo período de semidesintegración y alta radiotoxicidad, como son principalmente el plutonio ya recuperado en el reproceso actual y los denominados actínidos minoritarios (neptunio, americio y curio). También se ha propuesto separar algunos productos de fisión de vida larga como el tecnecio, yodo, cesio y circonio.

El objetivo de la transmutación es la transformación de ciertos radionucleidos de vida larga en otros de vida más corta o isótopos estables. La operación anterior a la transmutación es la conversión de los elementos químicos previamente separados y que contienen los isótopos radiactivos que se quieren transmutar, en formas sólidas adecuadas.

Esta operación se puede realizar por fisión o activación neutrónica. En principio los reactores actuales, tipo de agua ligera, podrían servir para esta finalidad, pero se ha demostrado que es necesario disponer de neutrones de alta energía y a poder ser con flujo elevado, por lo que los estudios se están encaminando a los reactores rápidos y a los sistemas accionados por aceleradores de partículas. Estos aceleradores emiten un haz de protones de alta energía, que al incidir sobre un metal pesado (por ejemplo plomo) producen una desintegración en varios fragmentos (espalación) y la emisión de un alto flujo de neutrones muy energéticos, con capacidad para fisionar los radionucleidos de vida larga.

Este tipo de sistemas recibe también el nombre de reactores híbridos y aunque podrían ser utilizados para producir energía eléctrica, los proyectos actualmente propuestos que están en fase de investigación en EE.UU., Francia, Suiza y Japón, están encaminados a ser utilizados únicamente como sistemas transmutadores.

Los residuos radiactivos generados en la producción de energía nucleoeléctrica se suelen agrupar siguiendo la secuencia antes y durante la operación de la central nuclear.

1. Residuos generados antes de la utilización del combustible en la central nuclear.

Contienen radiactividad únicamente natural y son los materiales de desecho:a) de la minería del uranio; b) de la separación del uranio, de los minerales extraídos, en las plantas de fabricación de concentrados (torta amarilla); c) del enriquecimiento en uranio-235 para aumentar la concentración del isótopo fisionable; y d) de la fabricación del combustible nuclear. Se comentan en otra pregunta.

2. Residuos generados en el funcionamiento de las centrales nucleares.

Ya se ha descrito antes lo referente a la fisión nuclear o “quemado“ del combustible. Además, hay otros residuos producidos al ser posible que por alguna fisura en una vaina de combustible, una pequeñísima fracción de los productos de fisión contenidos en el elemento combustible pase al agua del circuito de refrigeración. Asimismo, pueden pasar al agua los productos radiactivos formados por la activación en la superficie de los materiales estructurales que hay en el núcleo del reactor; finalmente algunas impurezas contenidas en el agua de refrigeración y sustancias empleadas en su tratamiento son activadas, dando lugar a productos radiactivos.

Por estas razones se producen en las centrales nucleares residuos de proceso y mantenimiento resultantes de la purificación del agua del circuito de refrigeración, siendo en su mayor parte residuos de baja actividad y, en algún caso, de media. Se producen del orden de 100 m3 de este tipo de residuos por año de operación en una central de 1.000 MW, conteniendo un total de actividad de 400 curios. Este volumen se ha reducido de forma muy importante en los últimos años aplicando técnicas de secado y compresión.

Por otra parte, el combustible nuclear una vez alcanzado el grado de quemado establecido, se saca del núcleo del reactor y se coloca en las piscinas de combustible gastado de la misma central nuclear, que tienen como misión su aislamiento radiobiológico, la disipación de su calor residual y su albergue provisional en espera de su posterior gestión. El agua de la piscina se contamina, y su descontaminación por filtración y absorción producen pequeñas cantidades de residuos de baja actividad.

En la minería del uranio y en la fabricación de concentrados de uranio natural se generan materiales residuales, en los que se encuentran pequeñas cantidades de uranio y de la mayor parte de los descendientes de la cadena de desintegración de éste, es decir, es radiactividad debida a radionucleidos que se encuentran en la naturaleza.

En las minas de uranio los materiales residuales sólidos están constituidos por rocas, con tan bajo contenido en uranio que no es económico su aprovechamiento (estériles de minería), los cuales se acumulan en las denominadas “escombreras“.

En la producción de concentrados, los principales materiales residuales son los restos de mineral de los que se ha separado el máximo posible de uranio (estériles de planta). Estos estériles se apilan en los llamados “diques de estériles“ que generalmente están situados dentro del recinto de la propia fábrica.

En estas etapas se produce el mayor volumen de residuos del ciclo. En el caso de la minería, dependiendo del tipo de yacimiento y del método de explotación, pueden variar entre 3 y 8 toneladas de estéril por kilogramo de uranio final obtenido. En las fábricas de concentrados, este parámetro se sitúa en valores medios en el entorno de 1 tonelada de residuos por kilogramo de uranio extraído.

Aunque es radiactividad natural la que poseen estos materiales residuales (estériles), ha sido aflorada a la superficie y concentrada en una zona. En caso de lluvia puede haber arrastres y filtraciones que contaminen las aguas superficiales y del subsuelo (por ejemplo con radio). También el viento puede ser agente de dispersión de la radiactividad, pues puede arrastrar partículas sólidas o radón, que es un radionucleido gaseoso producido en la desintegración del radio. Estos efectos se evitan llevando a cabo unas operaciones que se conocen como “acciones remediadoras“, que significan una forma de confinamiento suficiente para esta radiactividad natural.

Las operaciones consisten en rellenar las galerías de las minas de interior, o los huecos al aire libre en las minas a cielo abierto, una vez agotadas, con los escombros demás radiactividad, dejando el resto apilados en las escombreras debidamente
cubiertas con capas de tierra, que se revegetará, de tal forma que su lixiviación y erosión por los agentes atmosféricos sea mínima.

En el caso de los diques de las fábricas de concentrados, se hace una cobertura con capas sucesivas de asfalto, rocas y arcilla para impedir la acción del viento y el agua.

En ambos casos, escombreras y diques, a la vez que se realizan las operaciones de protección contra la contaminación, se estabilizan las pilas de estériles con el fin de evitar deslizamientos.

El concentrado de uranio para ser utilizado como combustible nuclear ha de ser enriquecido en el isótopo uranio-235, para lo que se pasa a hexafloruro de uranio gaseoso, del que una vez enriquecido se obtiene el óxido de uranio sólido, el cual es empleado, en una etapa posterior, para fabricar las pastillas cerámicas que se introducen en las varillas que conforman el elemento combustible.

En estas operaciones se producen pequeñas cantidades de residuos como consecuencia de la contaminación que se origina en las diferentes fases, así como fruto de los subproductos y rechazos del proceso empleado.

En ambos casos los residuos que se generan únicamente contienen radiactividad natural. Todos ellos son residuos que se acondicionan en bidones metálicos para proceder a su posterior almacenamiento.

Cuando tiene lugar la parada definitiva de una central nuclear se procede, en el plazo más breve posible, a la retirada de la central de todo el combustible gastado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas.

En el caso de los reactores de agua ligera, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento, obteniendo residuos sólidos de baja o de media actividad que se retiran de la central.

También se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para separar los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc.

El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están activados o contaminados internamente y su tratamiento como residuos radiactivos. El 85% del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

En España están en fase de desmantelamiento la central de Vandellós-I, ya con la fase 2 concluida con lo que solo queda el edifico del reactor en pie; se ha retirado el combustible gastado y se ha descontaminado el resto de la instalación y ahora comienza el de la central de José Cabrera.

Además, también están en curso los trabajos en el CIEMAT de Madrid para desmontar las instalaciones de investigación allí ubicadas. Anteriormente se habían desmantelado otros reactores de investigación y restaurado antiguas minas de uranio como La Haba en Badajoz.

El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano, interponiendo entre ellos y las personas un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque éste sea altamente improbable. Esto se llama confinamiento.

Para los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En este caso se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales.

Con independencia de los avances científicos que permitan, en el futuro, desarrollar tecnologías capaces de eliminar o disminuir la radiotoxicidad de estos residuos (como podría ser la separación y transmutación), actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final de los residuos radiactivos, es decir, para su confinamiento definitivo.

El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea entraran eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano. Para disipar este peligro, la estrategia se basa en crear una serie de barreras que preserven al combustible almacenado de la acción del tiempo:

a) Barrera Físico-Química: hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua durante largo tiempo,

b) Barrera de Ingeniería: diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes,

c) Barrera Geológica: emplazar y construir el recinto en una formación geológica, superficial o profunda de la corteza terrestre, que pueda garantizar la integridad de los residuos durante el tiempo que se requiera, a la vez que impedir o retardar su retorno a la biosfera en el caso de un fallo, altamente imprevisible, de todo el sistema de barreras.

La naturaleza proporciona una buena prueba de la viabilidad de esta estrategia de almacenamiento. A comienzos de la década de los 70, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo se habían producido en el pasado reacciones de fisión. Una conjunción de hechos, tales como una concentración extraordinariamente alta de mineral de uranio y la presencia de agua, que actuó como moderador, hizo que el conjunto funcionara como un reactor nuclear natural.

El fenómeno se inició hace 2.000 millones de años, permaneciendo intermitentemente activo durante unos 500.000 años. El resultado fue la generación de productos de fisión y transuránicos. La mayor parte de estas sustancias, así como sus descendientes, han permanecido retenidas en el mismo lugar donde fueron generadas. El ambiente geoquímico de la zona ha dificultado la migración de esos elementos radiactivos, a pesar de que las características de la geología estaban muy alejadas de las que,actualmente, se exigen para un almacenamiento de residuos radiactivos.

El transporte de las sustancias radiactivas se realiza de acuerdo con las recomendaciones establecidas por el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA). En el caso europeo, la legislación vigente es el Acuerdo Europeo para el Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera (ADR). El conjunto de medidas establecidas por la reglamentación tiene como objetivo reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y en el caso que suceda, mitigar sus efectos.

La seguridad del transporte se basa en el concepto de bulto, siendo éste el conjunto formado por el material radiactivo a transportar y el embalaje que lo confina. El grado de resistencia de este embalaje es proporcional a la actividad radiactiva que contiene y a la forma físico-química de las sustancias transportadas, atendiendo a su capacidad de dispersión. La seguridad se refuerza mediante el diseño de vehículos especialmente acondicionados.

Los conductores reciben una formación específica, tanto sobre la reglamentación aplicable como sobre las características de los materiales que transportan y sobre los procedimientos de actuación en caso de accidente.

De acuerdo con la situación geográfica de los centros productores (centrales nucleares, hospitales, industrias, centros de investigación, etc.) y de las características de los residuos a retirar, ENRESA elabora un programa en el que se establecen las fechas, horas y rutas de la retirada. Estos datos se comunican, con antelación suficiente, al Consejo de Seguridad Nuclear, al Ministerio de Industria y Energía, a la Guardia Civil, a Protección Civil, etc.

Con objeto de asegurar que se cumplen los requisitos exigidos por la reglamentación vigente y las normas internas de la empresa, ENRESA exige la implantación de sistemas de calidad según normas UNE-ISO, verificando su aplicación mediante auditorías externas (a las empresas transportistas) e internas (a su propia organización).

ENRESA, en coordinación con la Dirección General de Protección Civil, tiene establecido un Plan de Contingencias para el Transporte de Residuos Radiactivos, en el cual se tipifican los diferentes posibles incidentes o accidentes que pudieran suceder durante el transporte. Este Plan también establece las responsabilidades de las diferentes organizaciones o autoridades involucradas.

La documentación generada para organizar la expedición y el sistema informático utilizado permiten conocer, en todo momento, la naturaleza de la carga: origen de los residuos, número de contenedores, características de cada uno de ellos (contenido, datos radiológicos, etc.). De esta forma, las autoridades y organismos encargados de la seguridad disponen de toda la información que permita optimizar los medios de intervención en función de las características de los residuos transportados.

ENRESA dispone de un equipo de intervención 24 horas que se desplazaría inmediatamente al lugar del accidente, con objeto de reacondicionar los materiales dañados para poder retirarlos de la vía pública lo antes posible y, posteriormente, efectuar las labores de limpieza y descontaminación que fueran necesarias.

En el caso de los residuos de baja y media actividad, el paquete (denominado “bulto“) es un bidón metálico que contiene los residuos, generalmente inmovilizados en cemento.

Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años. La estrategia seguida para su tratamiento es el almacenamiento definitivo.

La tecnología normalmente empleada consiste en construir, en torno a los residuos, un sistema de barreras de ingeniería, ubicadas en el interior, o sobre una formación geológica estable, a la vez que adecuada para actuar como barrera en el caso de fallo de las artificiales.

En España está en funcionamiento, desde 1992, el almacenamiento de El Cabril, en Hornachuelos (Córdoba), para este tipo de residuos, construido con la tecnología francesa de barreras múltiples.

Los residuos de baja y media actividad procedentes de las centrales nucleares llegan a El Cabril acondicionados en bidones metálicos de 220 litros. Estos bidones son introducidos en contenedores de hormigón armado de forma cúbica de 2 metros de lado, inmovilizándolos mediante una lechada de cemento. Los contenedores, cuando el cemento de relleno ha fraguado, se llevan a su destino definitivo, una celda de hormigón armado con capacidad para 320 contenedores, la cual una vez llena, se sella y se cubre con una losa de hormigón armado. Cuando todas las celdas estén completas se cubrirán con sucesivas capas de arcilla y grava, siendo la capa exterior de tierra vegetal para plantar arbustos, con el fin de que la instalación quede integrada paisajísticamente en la zona.

El número de celdas existentes en El Cabril es de 28 (en dos plataformas) que están construidas sobre el terreno en una formación geológica constituida por pizarras arcillosas.

Los residuos procedentes de instalaciones radiactivas (pequeños productores) llegan a El Cabril sin acondicionar, operación que se realiza en las instalaciones allí existentes, procediéndose a partir de esta operación de la misma manera que con los residuos que tenían su origen en las centrales nucleares.

El confinamiento que se produce con este sistema es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto conviene recordar que un 70% de los residuos de baja actividad alcanza la inocuidad en unos decenios.

El Cabril tiene capacidad para almacenar unos 50.000 m3, volumen que se estima será alcanzado hacia el año 2020 y es ampliable, pues solo consiste en incorporar nuevos edificios o estructuras. En este sentido ha habido una reciente ampliación de espacio para alojar aquellos materiales radiactivos de muy baja radiactividad y que no precisan de las garantías que aportan las estructuras existentes que deben reservarse para los materiales radiactivos para los que se los ha diseñado.

Desde la celebración de la I Conferencia Internacional sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica en agosto de 1955 (Primera Conferencia de Ginebra) se han ido creando instituciones para la cooperación e intercambio de información, que han sido transcendentales en la creación de un cuerpo de doctrina para la gestión de los residuos radiactivos aceptado internacionalmente.

Las instituciones que se reseñan a continuación han participado, aunque algunas no de forma exclusiva, en actividades que han configurado una cobertura internacional.

1. El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).
2. La Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (AEN-OCDE).
3. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR).
4. La Comunidad Europea de Energía Atómica (EURATOM).
5. La Organización Mundial de la Salud (OMS).
6. La Organización Internacional del Trabajo (OIT).
7. La Organización Internacional de Normalización (ISO).
8. La Agencia Internacional de la Energía (AIE).
9. El Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).
10. El Comité de Efectos Biológicos de las Radiaciones Ionizantes (BEIR).
11. La Sociedad Internacional de Radiología (ICR).
12. La Organización Marítima Internacional (OMI).
13. El Grupo de Expertos para el Estudio de la Prevención de la Contaminación del Medio Marino (GESAMP).
14. La Asociación Nuclear Europea.
15. La Comisión Internacional de Unidades de Radiación (ICRU).

A este conjunto de órganos independientes unos de otros se debe el gran esfuerzo para la generación de una normativa básica tecnológica, de seguridad, de protección radiológica, de aspectos sociales y de ética, con proyección internacional en el tema de los residuos radiactivos.

Los Estados con programas nucleares significativos han creado entes públicos específicos para la gestión de los residuos radiactivos, o han responsabilizado de su creación al consorcio de empresas productoras de energía nucleoeléctrica, reservándose de alguna manera el seguimiento y control técnico y financiero. En España, desde un primer momento estuvo controlada la gestión de los residuos radiactivos, habiéndose encargado de esta labor el centro de investigación que se creó para la actividad nuclear, la Junta de Energía Nuclear, hoy CIEMAT, hasta la constitución de ENRESA.

La Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, ENRESA, se crea por Real Decreto 1522/1984. Es una sociedad pública, participada en un 80% por el CIEMAT y en un 20% por SEPI (antes Instituto Nacional de Industria). Su misión es gestionar los residuos radiactivos producidos en España, incluido el combustible gastado y el desmantelamiento y clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, actividades que constituyen un servicio público esencial que se reserva, en conformidad con la actual constitución, artículo 128.2, a la titularidad del Estado. Esta labor se realiza a través del Plan General de Residuos Radiactivos que esta entidad pública presenta al gobierno para su aprobación. En la actualidad está vigente el VI Plan Nacional de
Gestión de Residuos Radiactivos de fecha julio 2006.

Tal como se establece en el Real Decreto de constitución de ENRESA, los costes de las actividades derivadas de la gestión de los residuos radiactivos deben ser financiados por los generadores de dichos residuos, y tienen que cubrir los gastos que se derivan de todas las etapas de la gestión, aunque éstas se realicen después de haber terminado la vida útil de las centrales nucleares o de cualquier otra instalación generadora.

En el sector nucleoeléctrico esta financiación se hacía a través de una cuota porcentual sobre la recaudación por venta de toda la energía eléctrica que se consume en el país. Esta cuota ha sido del 0,8%. En el nuevo plan aprobado, los costes son soportados por los que producen los residuos y en el caso del combustible gastado por las centrales nucleares con una cuota de unos 20 céntimos de Euro por kWh producido.

En el caso de las instalaciones radiactivas (pequeños productores), se establece una tarifa, por la prestación del servicio, que debe ser abonada en el momento de la recogida de los residuos.

En el actual VI Plan nacional aprobado en junio de 2006, se hace un inventario de los residuos a gestionar en volumen y categorización y se determinan los costes de gestión y el procedimiento de gestión de las cuotas de los generadores de residuos, capitalizándolos en el tiempo con los ratios financieros. Además, se relacionan los programas de investigación y las colaboraciones y participaciones con organismos, empresas e instituciones internacionales que trabajan en estos campos.

Así mismo, el Plan establece el objetivo de disponer de un Almacén Temporal Centralizado (ATC) como la solución transitoria a adoptar en España para la gestión del combustible gastado de sus centrales nucleares. A este fin y para la designación del emplazamiento, se opta por la solicitud de candidaturas de ayuntamientos de toda España y por la creación de una comisión interministerial que valorará esas candidaturas desde el punto de vista técnico y de otros factores.

En definitiva, el Plan establece para España un volumen de 12.800 m3 de residuos de alta actividad, con el combustible gastado de las centrales nucleares a lo largo de su vida útil esperada y de 176.300 m3 de residuos de baja y media actividad. El coste total de esta gestión que es integral de todo el proceso hasta su almacenamiento final, es de 13.000 M€, valor 2006 y que cubre todo el período desde 1985 hasta el año 2070.