REVISTA DYNA ENERGÍA

Autores: D. Luis Enrique Herranz (CIEMAT) y Dª B. Yolanda Moratilla (Comité de energia IIE)

I. LA GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO EN ESPAÑA Y EL ATC

La gestión del combustible nuclear usado se ve condicionada por las características que presenta:

• La presencia de materiales energéticos altamente radiactivos implica un manejo remoto.
• Los periodos considerados de gestión ulterior largos requieren evaluaciones de seguridad para plazos de centenares o miles de años.
• La radiactividad del combustible gastado genera calor y las condiciones de enfriamiento deben ser cercanas a 1kW/elemento de combustible para su entrega al gestor.

En España, la gestión de los residuos radiactivos y del combustible gastado la lleva a cabo una entidad pública, ENRESA, siguiendo el Plan General de Residuos Radiactivos, emitido por el Ministerio de Industria.

1. Almacén Temporal Individualizado (ATI).

La primera actuación para la gestión del combustible gastado es el almacenamiento en las centrales.

2. Almacenamiento Temporal Centralizado (ATC).

El objetivo del ATC es el almacenamiento temporal de la totalidad del combustible gastado y residuos de alta actividad del parque español según está incluido en la hoja de ruta de ENRESA, el Plan General de Residuos Radiactivos.

El ATC recibirá también los residuos procedentes del reproceso del combustible nuclear gastado de Vandellós 1 (Tarragona) actualmente en Francia, que son residuos vitrificados de alta y residuos vitrificados y compactados de media.

Por otro lado, la instalación acogerá los residuos de media actividad y vida larga procedentes del interior de los reactores después de su desmantelamiento.

3. Almacenamiento Geológico Profundo

La etapa posterior al ATC es el desarrollo de un AGP. En los años 80 se hizo una búsqueda de emplazamientos mediante barrido por etapas del territorio peninsular y se avanzó significativamente hasta que fue necesario iniciar sondeos profundos, y debido a un problema de aceptación social, se detuvo.

En cuanto al diseño de AGP y evaluación asociada de seguridad se llevó a cabo durante los años 90, en tres etapas:

• Diseño conceptual y básico del AGP: Cápsulas de acero al carbono, colocadas horizontalmente en galerías paralelas con sello cálcico-bentonita
• Reforzamiento de las bases de diseño del concepto
• Optimización a través de la revisión de requisitos e incorporación resultados I+D

La optimización se estudió según tres tipos de roca: para ello se llevó a cabo dos diseños básicos y la valuación del comportamiento (granito y arcilla).GP

II. ESTRATEGIAS ALTERNATIVAS DE GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE USADO EN EL MUNDO

El ATC es clave en la política de gestión actual del combustible usado en España. No obstante, está previsto para 60 años y no pretende constituir una solución definitiva para unas materias cuya característica principal es ser radiactivo durante periodos de hasta varios milenarios.

A nivel internacional existen distintas estrategias para gestionar a largo plazo el combustible usado, según si se considera un residuo (ciclo abierto) o un recurso (ciclo cerrado). A continuación se detallan las opciones aplicadas hoy día y las vías de I+D para aprovechar el potencial energético que sigue conteniendo el combustible usado.

1. Generalidades ¿Combustible usado: recurso o residuo?

El combustible que se introduce actualmente en la mayoría de las centrales occidentales es el UOx (oxido de uranio). Fresco, se compone de uranio, compuesto de uranio-238 al 95%-97% y enriquecido en uranio-235 (la parte fisil) hasta un porcentaje comprendido entre 3 y 5%.
En el reactor, se produce la reacción de fisión: impactados por un neutrón, los átomos de uranio 235 fisionan, liberando calor por una parte y más neutrones por otra parte, que van a alimentar la reacción en cadena. El calor es utilizado para calentar agua y producir la electricidad. Pero los átomos de uranio-238 no fisionan: absorben los neutrones y se van transformando en productos de fisión, y en plutonio, que es un elemento físil.

Después de unos 3 años en el reactor, la fisión ha consumido buena parte de estos átomos fisiles, y la pérdida sólo se compensa parcialmente por la creación de plutonio. Por lo tanto, el combustible se va haciendo menos reactivo y se tiene que sustituir por combustible nuevo.

La composición exacta del combustible UOx usado depende del grado de quemado, pero se acerca a los valores siguientes (figura 9): unos 95% de uranio, 0,9% de plutonio y 4,1% de productos de fisión. El uranio contiene todavía cerca de un 1% de uranio-235 (0,9%), por encima de la proporción en uranio-235 del uranio natural (0,5-0,7%). El 4% de productos de fisión son productos con gran carga térmica, de los cuales tan solo el 1% formado por los actínidos minoritarios y el plutonio presenta mayor complejidad de operación

Si bien en el origen de la energía nuclear solo se consideraba la opción de dar una segunda vida a las materias energéticas que se extraen del combustible usado, en la actualidad, hay tres estrategias posibles para gestionarlo (Figura 10):

• Ciclo abierto: El combustible se irradia una sola vez y cuando sale del reactor se considera que ya no es útil, es decir, se considera un residuo y bien pasando por un almacenamiento temporal o no, el fin del combustible nuclear usado es el Almacén Geológico Profundo (AGP).
• Ciclo cerrado (en fase industrial): después del almacenamiento temporal, se procesa el combustible usado para reutilizar los recursos energéticos presentes tras la irradiación, y utilizarlos en reactores de agua ligera (LWR). Los RAA producidos son acondicionados mediante vitrificación para su posterior manejo y almacenamiento final.
• Ciclo cerrado avanzado (todavía en fase de desarrollo): incluye el ciclo cerrado y la separación y transmutación de los actínidos minoritarios y algunos productos de fisión para disminuir su actividad y radiotoxicidad.

Tanto el ciclo abierto como los ciclos cerrados precisan de un AGP para almacenamiento de los residuos, aunque en los ciclos cerrados disminuyen considerablemente los residuos.

2. Ciclo cerrado actual

Si nos centramos en las tecnologías existentes a escala industrial hoy día, los países dotados de la energía nuclear civil se dividen en 3 grupos:

• Finlandia y Suecia han adoptado el ciclo abierto y su estrategia es acondicionar el combustible usado para depositarlo definitivamente en un AGP cuando esté disponible.
• Francia, Japón, Reino Unido y otros han optado por el ciclo cerrado actual: reciclan los materiales recuperables y almacenaran el residuo final en el AGP.
• Otros países, incluidos España, optan por el almacenamiento temporal, antes de decidir su destino final.

En Francia, Japon y Reino Unido, se utiliza a escala industrial la tecnología PUREX, que permite valorizar el uranio y el plutonio contenidos en el combustible UOx usado (~96%), para reciclar en nuevos combustibles.

Después de un tiempo de enfriamiento, se trocea el combustible usado y mediante procesos químicos y mecánicos, se separan las materias valorizables de los productos de fisión. El Uranio procedente del reproceso, llamado Uranio Reprocesado (RepU) se puede utilizar en la fabricación de un nuevo combustible ERU y el plutonio se utiliza para la fabricación de combustible de Óxidos Mixtos (MOX).

Por otro lado, los productos de fisión se inmovilizan en una matriz de vidrio y confinan en capsulas soldadas para su almacenamiento definitivo en AGP. Los residuos finales, es decir la parte no utilizable del combustible, son esos productos de fisión vitrificados por una parte y las partes metálicas, cabezales y vainas, que se acondicionan (en hormigón o se compactan), según normas internacionales.

En Europa, a parte de Francia y Reino Unido que disponen de instalaciones dedicadas, Bélgica, Alemania, Suiza han mandado su combustible a reprocesar y tienen reactores que pueden quemar MOX (figura 12). En España, parte del combustible de Garoña, y de José Cabrera y la totalidad del combustible de Vandellos I se reprocesaron en el pasado.

3. Investigación y alternativas de gestión del combustible usado a largo plazo

La motivación para desarrollar investigación en la gestión del combustible nuclear usado se basa en:

1. Características intrínsecas ya mencionadas del combustible nuclear usado, que presenta una elevada densidad radiactiva, lo que permite su operación a distancias cortas con el blindaje adecuado, larga duración de la radiactividad y una carga térmica agresiva
2. Evolución de diseños y operación. Por un lado, nos encontramos el incremento de enriquecimiento que ha pasado de 25-30 GWd/ton en los años 70, a los 45-50 GWd/ton en la década del 2000. En cuanto a las condiciones de operación, gracias a la mejora de los diseños, los ciclos de combustible han pasado de 500 días a multiplicarlo por factor 1.5 así como una reducción en la tasa de fallos.

3.1 Identidad.

El primer objeto de la I+D es el combustible mismo: es necesario conocer las características del combustible ya que de ellas dependen las tecnologías que se desarrollan.

Para la caracterización del combustible nuclear gastado, tenemos cuatro indicadores principales:

• Composición: La composición del combustible gastado difiere de la composición del combustible no irradiado, como ya se ha comentadoPresión interna: Algunos de los productos de fusión, durante el quemado del combustible se han producido en forma gaseosa presurizando la barra y por lo tanto aumentando la presión interna.
• Cambios en la vaina: El contacto de la vaina con el refrigerante, con el agua, con el incremento del grado de quemado (ie: con el aumento del tiempo en el reactor, se degrada la vaina (Figura 13).
• Estructura: al aumentar el grado de quemado de la barra para obtener mayor energía específica se ha modificado la estructura de la pastilla formando una región periférica que se denomina "RIM" en la que los granos son de menor tamaño y mayor fragmentación, y donde la relación superficie-volumen crece significativamente y puede afectar a la liberación de gases presurizados de la vaina.

3.2 Tecnologías de ciclo cerrado avanzado.

En el ciclo cerrado avanzado, el uranio y plutonio se reprocesan, no para producir MOX y utilizarlo en centrales de agua ligera como es el caso del ciclo cerrado actual, si no en combustible para quemar en nuevos reactores, y que posteriormente se podrá reprocesar y volver a quemar tantas veces como se quiera. Por lo tanto, el ciclo cerrado avanzado se caracteriza principalmente por su sostenibilidad: se reduce significativamente la cantidad de residuo por cantidad de energía específica y su alcance temporal.

Podemos resumir los principales beneficios del ciclo cerrado avanzado en:

1. Reducción de volumen y carga térmica.
2. Reducción de la radiotoxicidad. La reducción de radiotoxicidad es considerable tan solo con la separación del plutonio (Figura 14), y en caso de separar los actínidos minoritarios de los productos de fisión y de trasmutarlos posteriormente estaríamos hablando de reducirla a tan solo cientos de años.
3. Resistencia a la proliferación de armas nucleares (SI reciclado de TRU homogéneo).
4. Extensión del horizonte temporal del recurso energético.

Los dos puntos prioritarios para el desarrollo de los ciclos cerrados avanzados en cuanto a separación, son la separación de plutonio y actínidos minoritarios y la transmutación de los actínidos minoritarios en otros isotopos de menor vida media. Las complicaciones de la separación de los actínidos minoritarios es que la química es muy compleja, y es muy parecida a la de los lantánidos también presentes en el combustible. Existen dos líneas de investigación:

• Procesos hidrometalúrgicos se basan en extraer los actínidos minoritarios mediante sistemas acuosos. Es el proceso más desarrollado y para el que existen diversas alternativas. Están basados en el proceso PUREX aunque actualmente están en desarrollo otros procesos como el DIAMEX o el SANEX. Se ha llevado a cabo varios ensayos en la instalación ATALANTE (ATelier Alpha et Laboratoires pour ANalyses, Transuraniens et Etudes de retraitement) ubicada en Marcoule (Francia). Los ensayos muestran la viabilidad de la separación en fase desarrollo.
• Procesos pirometalúrgicos se basan en extraer los actínidos minoritarios mediante sales fundidas.

La trasmutación supone retos muy importantes como el desarrollo de nuevos sistemas de generación de energía, los llamados reactores rápidos, o el desarrollo de nuevos tipos de reciclado o el desarrollo escenarios alternativos. La trasmutación es el paso siguiente a la separación del plutonio y actínidos minoritarios del resto del combustible gastado. Ahora bien, existen dos tipos de métodos de reciclado:

1. Método homogéneo: No se separan el plutonio y los actínidos minoritarios, se separan del resto de combustible gastado juntos. La principal ventaja de este método es la no proliferación al no disponer del plutonio, pero el inconveniente de que la cantidad máxima que se podría introducir en un reactor rápido sería del 2-4%.
2. Método heterogéneo: El plutonio y los actínidos minoritarios se separan y cada uno de ellos se trasmuta de manera independiente. EL principal inconveniente es la posibilidad de proliferación, pero la gran ventaja de la flexibilidad.

3.3 Escenarios de desarrollo de los ciclos avanzados.

Se plantean varios escenarios: dependiendo de la disponibilidad de reactores rápidos, se podría separar homogéneamente para producción eléctrica. La estrategia de doble capa es otra posibilidad: el plutonio separado se trasmutaría en reactores convencionales y los actínidos minoritarios se trasmutarían en sistemas subcríticos. O se plantea separar homogéneamente ambos y quemarlos posteriormente pero tan solo para la reducción de volumen.

Dentro de la evolución de la tecnología en reactores, los reactores rápidos reproductores se encuentran en la denominada Generación IV, aunque no todos los de este grupo lo son. Los reactores de Generación IV reproductores son el diseño refrigerado por sodio, el diseño refrigerado por plomo o bismuto y el diseño refrigerado por gas. Existen multitud de proyectos en el marco de la Unión Europea, principalmente se trabajará con reactores refrigerados con sodio o con plomo/bismuto.

3.4 Otros terrenos de I+D: Almacenamiento en seco

También se requiere investigación en el almacenamiento seco para poder desarrollar completamente el ciclo cerrado avanzado. Los criterios de seguridad son los mismos: control de la radiación, evacuación del calor de decaimiento, mantenimiento de subcriticidad, confinamiento del material radiactivo y recuperabilidad, que básicamente atienden a dos objetivos, seguridad de la integridad de la vaina y la composición del combustible gastado.

Por esto, es necesario conocer en este nuevo entorno la composición del combustible ya que de ella depende la criticidad, la eliminación del calor residual y los blindajes, para ello se precisa la extensión la base de datos existente y desarrollar las metodologías de análisis de seguridad.

En el año 2010 se han publicado los resultados obtenidos en los proyectos de investigación de isotopía en los que han participado CIEMAT, ENRESA, ENUSA y el CSN. Se tomó 9 muestras de barras de combustible enriquecidas al 4.5 % e irradiadas en el reactor de Vandellós II con grados de quemado de hasta 70GWd/ton. De las nueve muestras se analizaron más de 50 isotopos y con distintas técnicas experimentales se obtuvieron las composiciones. En la Figura 16 se pueden ver los datos experimentales y representados por puntos los distintos resultados obtenidos en los experimentos, y las lineas representan las estimaciones teóricas para el plutonio.

En cuanto a integridad de combustible actualmente se están analizando dos aspectos de la vaina:

1. Posible deformación por fluencia mecánica fuera de diseño,
2. Posible acumulación de hidrógeno por oxidación (hidrulación).

En la Figura 17 podemos ver un esquema de la estructura de la vaina, referenciado a temperatura de 400ºC que es a la que está referenciada la ISG-11 (Interim Staff Guidance -11 de la U.S. NRC; Comisión Reguladora de la Energía Nuclear de Estados Unidos de América).

Los ensayos para estudiar la fluencia mecánica, estudian el comportamiento y deformación de los nuevos materiales en el tiempo en función de la temperatura y el aumento de la tensión circunferencial.

Todos los desarrollos orientados al almacenamiento temporal son necesarios para predecir el comportamiento del combustible durante las décadas o centenares de años que esté almacenado.

Consideraciones finales.

La investigación sobre el ciclo de combustible irradiado es esencial para:

• Garantizar en cualquier entorno la seguridad en la gestión del combustible.
• Desarrollar opciones tecnológicamente óptimas y viables, bien como ciclo abierto y AGP o bien el ciclo cerrado avanzado y los nuevos reactores reproducibles y los nuevos sistemas subcríticos de transmutación. Los ciclos de combustible cerrados avanzados suponen grandes retos de investigación que se deben afrontar.

El almacenamiento en seco está exigiendo una extensión de las capacidades existentes, tanto analíticas como experimentales, por lo que el ATC permitirá un impulso sustancial de la investigación. La extensión temporal del ATC requerirá investigación específica, así como el transporte de combustible irradiado y por último, recordar que la necesidad de AGP no desaparece con los ciclos cerrados avanzados.