Uno de los <a href="?id=24602&amp;sec=2&amp;tipo=g" target="_blank">argumentos</a> más comúnmente, usados en contra del empleo de la energía nuclear es la inexistencia de soluciones seguras para el tratamiento de los residuos radiactivos, cuando la realidad es todo lo contrario. Es la única forma de producción de electricidad que controla y trata la totalidad de los <a href="?id=23261&amp;sec=2&amp;tipo=g" target="_blank">residuos</a> que genera. Aun más, es la actividad humana que con mayor rigor gestiona sus materiales de desecho al objeto de que no causen daño ni a las personas ni al medio ambiente.
En la década de los 60 del siglo XX la sociedad asume como valor la conservación del medio. En este contexto se desarrolla la tecnología nuclear de múltiples aplicaciones y particularmente la destinada a la obtención de electricidad, lo que conduce a la aplicación de soluciones fiables para el tratamiento de los residuos radiactivos que la actividad genera.
La producción de energía eléctrica de origen nuclear tiene su fundamento en las reacciones nucleares de fisión. Comúnmente, se emplea como fuente uranio enriquecido en el isótopo 235, el cual, en la forma de óxido de uranio, es moldeado en pastillas cerámicas e introducido en vainas de zircalo y que debidamente agrupadas constituyen el denominado elemento combustible, pieza elemental del combustible de estas centrales y que permanecerá en el interior del reactor de 3 a 6 años.
En el proceso productivo de las centrales y en las operaciones posteriores a la retirada del combustible gastado, así como en las previas a su obtención, se originan dos tipos de residuos radiactivos: de baja y media actividad y de alta actividad o combustible gastado. Este último es el que requiere especial interés, pues contiene los elementos químicos de mayor radiactividad específica y más larga vida, estando su gestión diferenciada en dos etapas: almacenamiento temporal y tratamiento definitivo.
Los residuos de baja y media actividad proceden, fundamentalmente, de la operación y desmantelamiento de las centrales nucleares. Su tratamiento, plenamente logrado, se basa en la tecnología denominada de barreras múltiples que, constituidas por materiales de ingeniería, garantizan su blindaje y aislamiento del medio durante los trescientos años que estos materiales son radiactivos.
En España para la
gestión de este tipo de desechos se dispone de una instalación industrial operativa, el almacenamiento definitivo de residuos de baja y media actividad de El Cabril. Está constituido por veintiocho celdas de hormigón armado, construidas en superficie, en las que se depositan los contenedores con los residuos debidamente acondicionados.
El combustible gastado es el resultado de la transformación sufrida por el elemento combustible, durante su estancia en el reactor, como consecuencia de las reacciones nucleares que se originan, lo que da lugar a variaciones en la composición química de los distintos componentes: combustible, vaina, y demás materiales estructurales.
En el combustible aparecen productos de fisión -estroncio 90 y cesio 137, tecnecio 99, entre otros-, y elementos transuránicos -plutonio, neptunio, americio, curio, etc.-. En la vaina y en los materiales estructurales se originan los denominados productos de activación -cobalto 60, níquel 63- generados por reacciones de captura neutrónica en algunas de las impurezas de los elementos constituyentes de los mismos. De estos radionucleidos nuevos, los que concitan mayor preocupación son los originados en el propio combustible, pues ellos portan la práctica totalidad de la radiactividad y por un periodo de tiempo más largo. La composición "prototipo" de un combustible irradiado se podría definir de la siguiente manera: UO2 96%; plutonio 1%; actínidos minoritarios 0,1 %; productos de fisión 2,9%.
El combustible gastado, una vez retirado del reactor, se deposita en la piscina de la propia central con el fin de evacuar el calor producido como consecuencia del decaimiento de la actividad radiológica. Tras un primer periodo, de un mínimo de tres años, el combustible puede ser Reprocesado o continuar en Almacenamiento Temporal.
Con el reproceso se recupera el uranio no consumido y el plutonio generado que, posteriormente, son empleados como nuevo combustible en la forma de los denominados MOX. En el proceso químico empleado en esta separación, además de los productos referidos, se obtienen el resto de los radionucleidos del material tratado que, sin discriminar son embebidos en una matriz vítrea de borosilicatos, lo que da lugar a su denominación, "vidrios", y que constituyen los residuos de alta actividad.
Son muy pocos los países que acometen esta operación, ya que es cara y compleja de realizar. España en este momento no realiza el reproceso, pero si lo hizo con todo el combustible de la central de Vandellós I y con el consumido hasta 1983 en las de Garoña y José Cabrera. Los vidrios resultantes de esta operación llegarán a España a partir del año 2010.
El combustible que no es reprocesado continúa en las piscinas de las centrales, sometido a lo que se ha denominado tratamiento temporal, etapa transitoria hasta decidir una vía definitiva para él. En esta ubicación permanecerá hasta que las piscinas se llenen o se pare la central y se proceda a su desmantelamiento. Este confinamiento, con varias décadas de experiencia en funcionamiento industrial, garantiza un correcto tratamiento. Por una parte el agua sirve de blindaje a la radiación y para retirar el calor del combustible que va decayendo con el paso del tiempo, por otra, la propia piscina y los sistemas auxiliares impiden que se produzca la fuga del agua empleada en la misma y que pudiera transportar elementos radiactivos.
La capacidad insuficiente de las piscinas, incluso después de haber ampliado al máximo sus posibilidades mediante la sustitución de los bastidores originales por configuraciones más compactas, ha llevado a recurrir tecnologías de almacenamiento en seco. El combustible gastado se transfiere de las piscinas a contenedores, en los que el blindaje y aislamiento del exterior está planamente garantizado por las diferentes estructuras metálicas que conforman el receptáculo.
Este sistema de almacenamiento temporal en seco se puede acometer de manera individual para cada una de las instalaciones, ATI (Almacén Temporal Individual), o bien conjuntamente para la totalidad de las centrales del país, ATC (Almacén Temporal Centralizado). La oportunidad de una instalación centralizada frente a una dispersión de instalaciones individualizadas se concreta en los siguientes puntos fundamentales: mejor seguridad física y mayor control de los materiales fisibles; independencia con respecto a las centrales nucleares, en lo que se refiere a su operación, desmantelamiento y futuro uso del emplazamiento; menores costes fruto del factor de escala.
En el caso de España, y para el tratamiento temporal en piscinas, se disfruta de una situación confortable ya que la mayoría de estas mantienen capacidad disponible. La única central que ha saturado su piscina ha sido la de Trillo, en el año 2002, lo que llevó a que el combustible comenzara a transferirse a contenedores metálicos de doble propósito, almacenamiento y transporte, que se van depositando en un almacén temporal individualizado para esa instalación, construido en los terrenos de la propia planta.
La central José Cabrera finalizará su operación el 30 de abril de 2006, estando prevista la construcción de su particular y específico ATI, al que se transferirá el combustible gastado de la piscina para seguidamente proceder al desmantelamiento de la instalación.
De continuarse con este sistema de tratamiento temporal, al final de la capacidad de las piscinas o de la vida útil de las centrales, se dispondrá en España de siete ATI's, los mismos que emplazamientos de este tipo de plantas, repartidos por toda la geografía nacional. Ante esta situación ENRESA, entidad responsable de la gestión de los residuos radiactivos en el país, contempla la construcción de un almacén temporal centralizado (ATC) para el conjunto del mismo. La fecha de referencia para su puesta en marcha es el 2011 y en él se depositaría el combustible gastado del total de las centrales nucleares españolas y los residuos de alta actividad obtenidos del combustible reprocesado.
El ATC, inicialmente seleccionado por ENRESA, es un almacenamiento en seco basado en la tecnología denominada de bóvedas y con objetivo de seguridad extendido a 100 años. Cada modulo de almacenamiento consta de dos bóvedas, construidas de gruesas paredes de hormigón armado, en las que se encuentran suspendidos en posición vertical los tubos metálicos (120) en los que se confinará el combustible gastado o los residuos de alta actividad. Los materiales empleados y la construcción en sí garantizan el blindaje ante las radiaciones y el aislamiento adecuado para que no se produzca la dispersión del material. La evacuación del calor, fruto del decaimiento radiactivo, se logra por un sistema de ventilación de las bóvedas por convección natural de aire. La instalación dispone de otra serie de estancias para dar los servicios necesarios al almacén, tales como área de recepción, edificio de procesos y edificio de servicios y sistemas auxiliares.
Para el tratamiento definitivo de este tipo de materiales residuales se dispone de la tecnología, ya desarrollada, de Almacenamiento Geológico Profundo (AGP) y está en fase de investigación la denominada de Separación y Transmutación (S y T).
El AGP se basa en un sistema de barreras múltiples, con la geología como último y esencial valladar. Una roca por la que no circula agua o esta es muy escasa, en la que a unos 500 metros de profundidad se alojan los elementos combustibles debidamente acondicionados en barreras de ingeniería. La misión del almacén es confinar el residuo durante un determinado número de años (más de 10.000), de tal manera que cuando los radionucleidos sean movilizados y lleguen a la biosfera no supongan ningún riesgo para las personas ni para el medio ambiente. Actualmente no existe ninguna aplicación industrial operativa, aunque sí varios proyectos muy avanzados en la UE y en EE.UU.
La S y T, tecnología en fase de investigación, se propone como objetivo transformar los actínidos minoritarios -neptunio, americio y curio- y los productos de fisión de larga vida -cesio, yodo y tecnecio- presentes en el combustible nuclear gastado, en elementos estables o radiactivos de vida corta, a la vez que se podría obtener energía y materiales valiosos para otros usos.
La etapa de separación de los diferentes radionucleidos está prácticamente lograda en laboratorio, empleándose, fundamentalmente, procesos hidrometalúrgicos y pirometalúrgicos. La fase de transmutación, basada en reacciones nucleares de fisión y de captura neutrónica, se encuentra con dificultades para avanzar en su desarrollo, se necesitan progresos tecnológicos en el campo de los aceleradores de partículas (ADS) al objeto de conseguir neutrones en calidad y cantidad adecuadas.
En España, teniendo en cuenta la actual disponibilidad de tecnologías seguras de almacenamiento temporal, se considera conveniente posponer cualquier decisión respecto a la gestión final de estos residuos, a la vez que se continua investigando en las alternativas de AGP y S-T dentro de programas internacionales, al objeto de poder ofrecer al Gobierno, en su momento, la información necesaria para la toma de decisiones y la capacidad básica para llevarlas a cabo.
Queda pues claramente puesto de manifiesto, como se afirmaba al principio, que la industria nuclear trata con rigor y eficacia los desechos que genera, es más, con los conocimientos disponibles se podría dar una solución definitiva a los residuos de alta actividad. Si esto no se ha llevado a cabo es porque ha pesado en el ánimo de la sociedad en general y de los científicos en particular la certeza de que con el tiempo los avances en el conocimiento proporcionarán nuevas luces y con ellas novedosas aplicaciones, al igual que siempre ha sucedido en el caminar de nuestra civilización.
