8 RAZONES irak

8/2/2019 8 RAZONES irak

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UNISCI DISCUSSION PAPERS N 10 (Enero / January 2006)

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OCHO RAZONES POR LAS QUE EL SECTOR ELCTRICO IRANPUEDE PASAR SIN LA ENERGA NUCLEAR

AUTOR:1 JAVIER DE QUINTOUNISCI / Universidad San Pablo-CEU

1. No es el momento tecnolgico para la energa nuclear

Una central nuclear transforma la energa calorfica de un combustible en energa mecnica, ysta en elctrica. El calor producido calienta el agua y la convierte en vapor directa eindirectamente. El vapor pasa por una turbina que acciona un alternador produciendo laenerga elctrica, atraviesa luego un condensador donde se convierte de nuevo en agua y,mediante bombas, este agua se vuelve a hacer pasar por la parte caliente del reactor,convirtindose de nuevo en vapor y as sucesivamente. En una central trmica convencional,el calor proviene de la combustin en la caldera de un combustible como carbn, petrleo ogas; sin embargo, en una central nuclear, el calor proviene de la reaccin en cadena que tiene

lugar en el reactor nuclear. La regulacin del calor que se produce en la fisin nuclear serealiza mediante determinados elementos de control denominados moderadores, que sirvenpara controlar adecuadamente la cantidad de neutrones emitidos en el proceso de fisin. Laforma ms utilizada para modificar la cantidad de neutrones es el sistema de las barras decontrol. Son unas barras constituidas por materiales absorbentes de neutrones(principalmente compuestos de boro y cadmio) que se introducen en el ncleo del reactor. Alintroducir estas barras disminuye la velocidad de reaccin y al sacarlas aumenta. Con estesistema se puede modificar la potencia del reactor. El calor producido en el reactor se extraemediante un refrigerante que circula alrededor del combustible y puede ser agua (ligera opesada), gas (anhdrido carbnico o helio), y otros menos habituales como aire, vapor deagua, metales lquidos o sales fundidas.

El combustible utilizado en la mayora de las centrales nucleares es el uranio. Este tienedos istopos el 238U y el 235U los cuales se dan en el uranio natural en proporciones del99,3% y del 0,7% respectivamente.

Los tipos de reactores nucleares pueden clasificarse atendiendo a varios criterios:

Segn la velocidad de los neutrones. Reactores rpidos o reactores trmicos.

1

Las opiniones expresadas en estos artculos son propias de sus autores. Estos artculos no reflejannecesariamente la opinin de UNISCI. The views expressed in these articles are those of the authors. Thesearticles do not necessarily reflect the views of UNISCI.


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Segn el combustible utilizado. Reactores con uranio natural o con uranio enriquecido enU-235.

Segn el moderador. Reactores de agua ligera, agua pesada o grafito.

Segn el refrigerante utilizado. Agua ligera o pesada, gas, etc.A continuacin veremos los dos tipos de reactores nucleares mas frecuentes que hay en

operacin:

Reactor de agua a presin (PWR): Es el ms utilizado en el mundo. Emplea comomoderador y refrigerante el agua ligera. El circuito de refrigeracin est sometido a presinpara que el agua no pase a vapor. Este agua a presin lleva el calor del ncleo del reactor a unintercambiador de calor donde se genera el vapor que mueve la turbina. En este tipo de reactorexisten dos tipos de circuitos, el primario y el secundario. Ambos son totalmenteindependientes. El combustible utilizado es xido de uranio ligeramente enriquecido que se

presenta en pastillas de 1 cm. de dimetro. Estas pastillas se introducen en un tubo deaproximadamente el mismo dimetro y varios metros de longitud. Los tubos son de zircaloy(aleacin de hierro, cromo, nquel, zirconio).

Reactor de agua en ebullicin (BWR): En este reactor, el moderador y el refrigerantetambin es el agua ligera. En este caso, el refrigerante no est sometido a tanta presin comoen el caso anterior, con lo cual se encuentra en estado de vapor. Este vapor producido en elncleo llega directamente a la turbina, sin que exista entre medias un intercambiador de calor.El combustible en este caso es xido de uranio enriquecido, introducido en el mismo tipo deelementos combustibles.

La incorporacin de nuevos grupos nucleares est estancada en los pases desarrolladosdesde hace aproximadamente dos dcadas. Esto se explica por razones diversas, entre las quecabe mencionar, los accidentes (Windscale en el Reino Unido, Three Miles Island en losEstados Unidos, Chernobyl en Ucrania), la fuerte oposicin social o las desventajaseconmicas a las que nos referiremos ms adelante.

Todo ello no prejuzga que la energa nuclear pudiera volver a vivir una segunda juventud,en un entorno de bajos tipos de inters, de disponibilidad de financiacin a largo plazo, deinternalizacin de los costes de emisin de los gases de efecto invernadero, y con una nuevatecnologa que aumente la seguridad y rebaje los tiempos de construccin, de forma quepudiera competir con otras tecnologas de generacin.

Algunos pases altamente desarrollados apuntan con timidez en esa direccin, y muyespecialmente Finlandia, pero todava no es una realidad la nueva generacin de reactorespasivos.

Cualquier construccin nuclear que los pases en vas de desarrollo pudieran acometer,por el momento ha de basarse en reactores de tecnologa tradicional. Y este es el caso de Irn,que est construyendo la planta de tecnologa rusa en Bushehr y que a diciembre de 2005estaba avanzada en un 80%2 y otra nueva (todava en el papel) en la regin de Juzistn, alsuroeste del pas.

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Debe tenerse en cuenta que, a principios de los 70, la compaa AMF instal en la Universidad de Tehern unrector experimental de 5 MW y a raz de este desarrollo se firmaron protocolos de abastecimiento de combustiblecon los EE.UU. (1974), Alemania (1976) y Francia (1977).


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Existe adems un riesgo econmico consistente en que, al instalar una tecnologa nuclearmuy madura, es posible que la vida til de la central no llegue a los 40 aos (lo que causa unperjuicio econmico), ya que las autoridades que controlan y aprueban el funcionamiento dedichas centrales dejan de considerarla segura. Casos de este estilo han ocurrido, por ejemploen Bulgaria.

2. La energa nuclear ha sido un error econmico

La mayor parte de los pases de la OCDE que en los aos 1970 y 1980 apostaron por tal tipode tecnologa cometieron un error econmico (expresado en unos enormes costes fijos muydifciles de recuperar a travs de las tarifas al consumidor), error mayor cuanto menor era eltamao de su mercado y error mayor cuanto ms fue la dispersin tecnolgica.

Efectivamente, en aquellos aos, todo los factores que podan encarecer la construccin

sucedieron: Los requerimientos de seguridad se vieron incrementados (lo que supone mayoresinversiones), los tipos de inters se encarecieron (mayores costes), la falta de financiacin encantidad y plazo llevaron a muchos pases a endeudarse en dlares, yenes u otras monedasfuertes que se revaluaron (mayores costes), los plazos de construccin se dilataron (mayorcoste de la inversin y mayor tiempo de permanencia del inmovilizado en curso)...

Algunos pases, como Espaa, cometieron el error adicional de dispersarsetecnolgicamente entre tecnologas (grafito gas, PWR, BRW, etc) y suministradores(Westinghouse, General Electric, Framatome, KWU...), sin que por ello se sentaran las basesde un desarrollo tecnolgico propio en la fabricacin de reactores (cosa que si lograronFrancia y Alemania por ejemplo) y sin que se aprovecharan economas de experiencia.

En cualquier caso, y a pesar de lo sealado en la primera razn, hoy da, la mejor opcindesde el punto de vista econmico y de rendimiento energtico son la turbinas de ciclocombinado de gas (CCGT), aunque solo sea porque en sectores en los que hay mercadoselctricos competitivos, las empresas deciden instalar este tipo de tecnologa casiexclusivamente.

3. La dependencia energtica exterior no debe ser motivo de preocupacinen Irn

A diferencia de la mayor parte de los pases de la OCDE, Irn no debiera preocuparse por ladependencia energtica exterior en dcadas, por lo que una poltica energtica muy basada enlos hidrocarburos no debiera crearle problemas.

Efectivamente Irn, como es conocido, es (y ser por muchos aos) una potenciapetrolera de primer orden. Sustenta esta afirmacin que es el segundo pas del mundo (trasArabia Saudita) por nivel de reservas probadas, totalizando 132.500 millones de barriles afinales de 2004 (lo que supone mas del 11% de las reservas del mundo), que al ritmo deproduccin actual (la capacidad actual de produccin iran esta cerca del mximo tcnico) leduraran unos 89 aos. Pero, tambin es importante resear el enorme potencial para

incrementar sus reservas en el futuro, al menos por tres motivos. Uno es que en los ltimos 20aos ha mas que duplicado su nivel de reservas (58.900 millones de barriles a final de 1984).


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Otro es que lleva dcadas de bloqueo, lo que ha implicado una aplicacin sub - ptima de losrecursos tecnolgicos y financieros disponibles en esta industria. Y finalmente que losestudios geolgicos indican indefectiblemente este potencial.

Fig. 1:3

CONCEPT QUANTITY COMENTS

Crude oil reserves million barrels % of total world

as of 31.12.2004 132.500 11,1% (2nd country in the world)

as of 31.12.1994 94.300

as of 31.12.1984 58.900

R/P ratio (2004) 88,7 years

Iranian overview

Irn tambin es el segundo pas del mundo por reservas de gas natural (tras Rusia) con27.500 bcms a finales de 2004, lo que significa ms del 15% de las reservas mundiales. Y aligual que decamos del petrleo, tambin en gas estas reservas pueden aumentar mucho y casi

se han duplicado en 20 aos (14.020 bcms a finales de 1984).

Fig. 2:4

CONCEPT QUANTITY COMENTS

Natural gas reserves bcm % of total world

as of 31.12.2004 27.500 15,3% (2nd country in the world)

as of 31.12.1994 20.760

as of 31.12.1984 14.020

R/P ratio (2004) N/A

Iranian overview

3BP Statistical Review of World Energy (2005).4Ibid.


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En sntesis, el sector elctrico iran ha venido basando el crecimiento de su demanda en elgas, como se puede observar en el grfico que figura a continuacin, lo cul ha venido siendouna buena decisin.

Fig. 3:5

4. Irn no tiene compromisos de reduccin de gases de efecto invernaderoderivados del Protocolo de Kyoto

Irn hace parte de la Convencin Marco de las Naciones Unidas para el cambio climtico,dentro del conjunto de pases no Anexo I, es decir que no tienen compromisos cuantificados yobligatorios de reduccin de emisiones de gases de efecto invernadero desde el 16 de octubre

de 1996. Ratific el Protocolo de Kyoto el pasado 22 de agosto de 2005 y esta adhesinentr en vigor el 20 de noviembre de 2005.

Al no hacer parte del Anexo I de la Directiva, frente a los mecanismos de flexibilidad delProtocolo de Kyoto, no podr participar en el comercio de derechos de emisin, pero s serreceptor de proyectos MDL.

Sus obligaciones al igual que las dems partes sin compromisos cuantificados dereduccin se limitan bsicamente a la presentacin anual del inventario de emisiones de GEIde origen antropognico, incluir dentro de sus polticas y medidas (segn sus criterios yprioridades) el cambio climtico, la lucha contra sus efectos y el control de sus emisiones; as

5IEA Energy Statistics, en http://www.iea.org/statist/index.htm.


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como constituir y nombrar la autoridad nacional designada para el MDL y los criterios deaceptacin y rechazo de los proyectos MDL.

En todo caso, y previendo que en un prximo futuro la evolucin de este tipo de acuerdosinternacionales pudiera implicar una limitacin a las emisiones de gases de efecto invernadero

en Irn, la mejor apuesta tecnolgica en materia energtica para Irn no pasa la energanuclear sino por paliar los efectos negativos de las combustiones (secuestro de CO2,combustiones limpias, etc). De alguna forma inversiones en esta lnea de I+D propiciaran unavida ms larga a la utilizacin de los hidrocarburos en el mundo, lo que redundara enbeneficio de los pases con grandes reservas.

Por otra parte, Irn no debe despreciar las posibilidades que a travs de los MDLdesarrolle energas renovables (la energa nuclear no tiene tal consideracin en el MDL), paralo que debiera abrir la generacin elctrica a la inversin extranjera, lo cual es otra cuestinque no vamos a abordar aqu.

5. El sector elctrico iran, ni siquiera sumando el de los pases vecinos,tiene tamao suficiente para justificar la amortizacin de las instalacionespara llevar a cabo el ciclo de fabricacin de combustible nuclear completo

A continuacin se describen las etapas de fabricacin de los elementos combustiblesnucleares a partir del uranio presente en la naturaleza en forma mineral.

5.1. Minera y obtencin del concentrado de uranio.

El uranio se extrae de la mina mediante tcnicas mineras superficiales (a cielo abierto) osubterrneas, dependiendo de la profundidad a la que se encuentre el cuerpo del mineral. Elmineral de uranio extrado se enva a una muela, usualmente localizada cerca de la mina. Enla muela el mineral es machacado hasta lograr una mezcla fina, la cual es sometida a unproceso de lixiviacin6 cida. En la lixiviacin del mineral de uranio con cido sulfrico(lixiviacin cida) se separa la roca del uranio, el cual queda disuelto. El uranio se recupera dela disolucin despus precipitndolo como concentrado de xido de uranio (U3O8), que seconoce con el nombre deyellowcake (aunque finalmente es de color caqui).

El concentrado de xido de uranio es el producto que se vende. Se requieren unas 200toneladas para mantener un reactor nuclear de 1000 MWe generando electricidad durante unao.

5.2. Conversin.

El uranio necesita estar en estado gaseoso para poder ser enriquecido. As, el proceso deconversin consiste en la transformacin del concentrado de xido de uranio slido (U3O8) agas hexafluoruro de uranio (UF6).

6 Tratar una sustancia compleja, como un mineral, con un disolvente adecuado para separar sus partes solublesde las insolubles.


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5.3. Enriquecimiento isotpico del uranio.

sta es la fase de mayor valor aadido del proceso de obtencin del uranio enriquecido. La

vasta mayora de los reactores nucleares en operacin requieren combustible de uranioenriquecido en el cual la proporcin de istopo U-2357 ha sido elevada del nivel natural de0,7% a alrededor del 3,5% o algo ms. El proceso de enriquecimiento elimina sobre el 85%del U-238 mediante la separacin del hexafluoruro de uranio en dos flujos: un flujo esenriquecido al nivel requerido y pasa a continuacin a la siguiente fase del ciclo delcombustible. El otro flujo es agotado en U-235: fundamentalmente es U-238, con menos deun 0,25% de U-235, por lo que, si bien se emplea para otros usos, no se utiliza ya paraproducir energa.

Las primeras plantas de enriquecimiento fueron construidas en Estados Unidos, y usabanel proceso de difusin gaseosa, pero las plantas ms modernas de Europa y Rusia utilizan el

proceso de centrifugado, el cual tiene la ventaja de utilizar mucha menos energa por unidadde enriquecimiento y pueden ser construidas en unidades ms pequeas y econmicas. Lainvestigacin apunta al enriquecimiento mediante lser, que parece ser una tecnologa nuevaprometedora.

5.4. Segunda conversin.

Tras el proceso de enriquecimiento en uranio, el gas hexafluoruro de azufre se transforma apolvo de dixido de uranio (UO2), polvo negro de apariencia metlica, que es un compuesto

ms estable qumicamente y que permite la formacin de pastillas.

5.5. Fabricacin de elementos combustibles para centrales nucleares

El uranio enriquecido y transformado a polvo de dixido de uranio (UO2)8 es transportado ala planta de fabricacin de combustible donde se prensa en pequeas pastillas.

stas se insertan en tubos finos de, normalmente, aleacin de circonio (zircalloy) o deacero inoxidable, para formar las barras de combustible.

Las barras son selladas y agrupadas en haces para su uso en el ncleo del reactor nuclear.

7 El istopo del uranio que ms fcilmente se divide (fisiona) en un reactor nuclear es el U-235, pero slo el0,7% del uranio natural es U-235. Mediante el proceso de enriquecimiento del uranio se puede incrementar elcontenido de dicho istopo. El combustible enriquecido alcanza temperaturas mucho mayores en un reactor y esms eficiente para la generacin de electricidad. El uranio contiene dos istopos: U-235 y U-238. Ambos tienenidnticas propiedades qumicas, por lo que la nica forma de separarlos es por su peso, ya que el U-238 es ms

pesado que el U-235.8 La forma ambientalmente ms limpia de convertir el hexafluoruro de uranio (UF 6)en dixido de uranio (UO2)es mezclndolo con vapor e hidrgeno en un horno.


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Fig. 4:

Se necesitan unas 25 toneladas de combustible anuales para un reactor de 1000 MWe.

Como se puede apreciar en el cuadro que figura a continuacin, el sector elctrico iran esaproximadamente la mitad que el espaol, bien lo midamos en cuanto a energa producida oen cuanto a la potencia punta demandada (en Espaa del orden de 44.000 Mw; en Irn entorno a 20.000).

Fig. 5:9

CONCEPT QU ANTITY COMENTS

Production Tw /h

2004 156 (S pain 278) No nuke (Spain: 9 groups)

1994 81

Iranian overview: electricity

Este tamao, si bien presenta escala suficiente para la existencia de unos tres o cuatrogrupos nucleares, no presenta escala suficiente para acometer el ciclo completo de fabricacinde combustible nuclear. Tampoco parece vislumbrarse que en caso de hacerlo, Irn tuvieracapacidad para exportar elementos combustibles a pases vecinos, de forma que as secompensase, aunque fuese de forma parcial la falta de escala del mercado interior.

6. Muchos pases que tienen centrales nucleares para la generacinelctrica, bien no tienen fabricacin de combustible, bien no realizan el ciclocompleto

Cabe resear que hay pases muy desarrollados que no tienen centrales nucleares para lageneracin de electricidad: Austria, Noruega, Italia, Dinamarca, Irlanda, Portugal, Grecia,Polonia...

9BP Statistical Review op. cit.


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Otros pases que si tienen, bien no fabrican elementos combustibles o bien lo hacen deforma parcial: Suiza, Holanda, Espaa...

A continuacin explicaremos que fases de la fabricacin del combustible se acometen enEspaa y que partes no.

En Espaa es la empresa ENUSA la que se encarga de la fabricacin de combustiblenuclear para alimentacin de los reactores nucleares nacionales (tambin exporta), si bien norealiza todas las etapas aunque las gestione logsticamente.

ENUSA se abastece de uranio procedente de explotaciones mineras de todo el mundo yde las compras que realiza a brokers y traders. Tambin dispone de una participacinestratgica del 10% en la Compagnie Minire dAkouta (COMINAK), empresa propietaria deuna importante mina de uranio en la Repblica del Nger. Durante aos, ENUSA cont conexplotaciones mineras propias en Saelices - Ciudad Rodrigo (Salamanca), pero en 2001 dejde producir concentrados de uranio en las mismas.

ENUSA contrata los servicios de conversin a los principales convertidores mundiales,localizados en los Estados Unidos, Canad, Francia, Rusia y Gran Bretaa y adquiere losservicios de enriquecimiento de los principales suministradores del mercado, EURODIF enFrancia (del que ENUSA es propietaria en un 11%10) en la planta de tratamiento de Tricastin,TENEX en Rusia, USEC en Estados Unidos y URENCO en Gran Bretaa, Holanda yAlemania.

En Espaa, ENUSA efecta la fabricacin de elementos combustibles en susinstalaciones de Juzbado (Salamanca), a partir de los acuerdos de licencia firmados conWestinghouse, para reactores de agua a presin (PWR), y General Electric, para reactores de

agua en ebullicin (BWR). Tambin tienen programas propios de desarrollo tecnolgico ysuministra combustible nuclear a las centrales espaolas de Almaraz (I y II), Asc (I y II),Vandells II, Jos Cabrera, Cofrentes y Garoa, y exporta a centrales nucleares de Suiza, EDFen Francia, Tractebel en Blgica, Vattenfall en Suecia y Hew en Alemania.

7. Las centrales nucleares requieren del tratamiento de los residuosnucleares y esto implica disponibilidad de tecnologa y altos costes

Se considera residuo radiactivo a cualquier material o producto de desecho que contiene o

est contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores alos establecidos por las autoridades competentes y para el cual no est previsto ningn uso.

Los residuos radiactivos se generan en la produccin de energa elctrica de origennuclear, en el desmantelamiento de instalaciones nucleares y en la utilizacin de radistoposen mltiples actividades en la industria, medicina, investigacin, etc.

La gestin de los residuos radiactivos consiste en todas las actividades administrativas ytcnicas necesarias para la manipulacin, tratamiento, acondicionamiento, transporte yalmacenamiento de los residuos radiactivos, teniendo en cuenta los mejores factoreseconmicos y de seguridad.

10 Irn tom una participacin del 10% en EURODIF en 1975.


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La solucin para proteger a las personas y al medio ambiente de las radiaciones queemiten los radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos, consiste en aislarlos de talmodo que, durante los perodos que permanezcan activos (que pueden variar desde semanas amiles de aos) stos no salgan a la biosfera por ninguno de los caminos posibles yposteriormente, a travs de las cadenas trficas, puedan llegar al ser humano.

Los residuos deben estar acondicionados en estado slido, e inmovilizados en un materialaglomerante, como cemento, asfalto, etc.

Desde el punto de vista de la gestin hay dos grandes tipos en los que se agrupan losresiduos: los de baja y media y los de alta actividad, que son completamente diferentes en sucomportamiento a largo plazo y, por tanto, su almacenamiento es radicalmente diferente:

Los residuos de baja y media actividad se caracterizan por tener actividadesespecficas moderadas y los radionucleidos que estn presentes en ellos tienenperodos de semidesintegracin menores de 30 aos. Para mantener aislados los

residuos de baja y media actividad existe un amplio consenso en las opciones dealmacenamientos en superficie con barreras de ingeniera, o subterrneos a pocaprofundidad.

Los residuos de alta actividaden un pas como Espaa, en el que no se reprocesael combustible para separar el uranio y el plutonio del resto de los productosgenerados en la fisin, son los propios elementos combustibles, que, una vezagotada su capacidad til de ser fisionados, se sacan del reactor y se almacenan enlas piscinas de la central nuclear para su enfriamiento y almacenamientoprovisional. En los pases en que se reprocesa el combustible gastado, los residuosde alta actividad son tambin los productos de fisin vitrificados y otros residuos,

que contienen emisores alfa de larga vida.

Dado que los residuos radiactivos de alta actividad mantienen durante largos perodos supeligrosidad potencial, se han considerado varios mtodos para aislarlos, siendo los msrelevantes los siguientes:

Transformacin por transmutacin, alterando el balance de partculas subatmicas,de modo que se lograse la conversin de los radionucleidos en elementos estables.Dicha transformacin puede llevarse a cabo en el denominado amplificador deenerga proyectado para aprovechar la energa procedente de la fisin otransmutacin de los actnidos.

Lanzamiento al espacio exteriormediante cohetes espaciales que los alejaran de laatmsfera terrestre.

Evacuacin en el subsuelo marino, donde se realizaran sondeos profundos paraenterrar los contenedores de residuos.

Evacuacin en los hielos polares, anclndolos mediante cables o hundindolos enla corteza terrestre mediante fusin con el hielo.

Almacenamiento enformaciones geolgicas de gran estabilidad a profundidades de

varios centenares de metros.


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Las alternativas expuestas en los apartados segundo a cuarto tienen importantesdificultades de ndole cientfica, tcnica y econmica, adems de otros inconvenientes denaturaleza jurdica, tica y de seguridad, como la no recuperabilidad de los residuos o laapropiacin por parte de los pases productores de residuos, de patrimonios comunes a lahumanidad, como los ocanos o los casquetes polares.

La alternativa expuesta en al apartado primero est siendo objeto de estudio einvestigacin a nivel internacional y se estn dedicando ambiciosos proyectos de I+D aldesarrollo de esta tcnica.

Respecto a la alternativa expuesta en el apartado ltimo, en la actualidad existe un amplioconsenso en que las opciones de almacenamientos subterrneos en formaciones geolgicas,aparecen como las alternativas ms razonables y vlidas y hacia ellas apuntan los pasesavanzados.

Cuando se da por finalizada la vida til de las instalaciones nucleares y radiactivas, se

procede a cerrarlas con carcter permanente y comienza la operacin de clausura.En las instalaciones del ciclo del combustible previas al reactor, los residuos estn

contaminados con radionucleidos naturales (uranio y sus productos de decaimiento) siendolos estriles de minera y de fabricacin de concentrados los de mayor volumen. stos sedeben estabilizar para evitar riesgos radiolgicos.

Si despus de la vida til de una central, se opta por su desmantelamiento total (lo queimplica la retirada, de todos los materiales, equipos y partes de la instalacin que contenganradiactividad por encima de los niveles aceptables, dejando el emplazamiento en condicionesseguras para un futuro uso) se originan los siguientes tipos de residuos radiactivos:

Vasijas del reactor y componentes existentes en el interior del blindaje biolgico. Sonresiduos de gran tamao, altamente activados y contaminados, que requieren, para facilitar sumanejo y transporte, reduccin de tamao en instalaciones blindadas de alta integridad con elconsiguiente control ambiental.

Componentes externos al blindaje biolgico (cambiadores de calor, bombas decirculacin, tuberas, etc.). Aunque estn menos contaminados que los anteriores, su gestines semejante.

Hormign activado y contaminado. Su demolicin da lugar a la formacin de aerosoles

radiactivos a retener mediante filtros. La mayor parte de la radiactividad se encuentra en lascapas del hormign ms prximas a las zonas radiactivas, por lo que, cuando es posible, seseparan del resto de las zonas sustancialmente inactivas, que son estructuras de tipoconvencional. Hay que tener en cuenta que una gran parte de una central nuclear (alrededordel 80%) no es radiactiva, y, tras exhaustivos controles de seguridad y medidas radiolgicas,establecidos por los Organismos Nacionales y Supranacionales, se puede proceder a suderribo, reutilizacin o evacuacin sin restriccin alguna.

Sistemas auxiliares y estructuras de edificios. Son materiales ligeramente contaminados,susceptibles de descontaminacin.

En todas las operaciones de desmantelamiento, se generan residuos secundarios (lquidosde descontaminacin, filtros de gases, etc.) que requieren un tratamiento similar a los residuosdel funcionamiento del reactor.


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En el desmantelamiento de las instalaciones de etapas posteriores al reactor se obtienenresiduos contaminados con productos de fisin y trazas de transurnidos. Presentan un altonivel de radiactividad las celdas calientes donde se efecta el proceso de reelaboracin delcombustible, as como las piscinas de almacenamiento.

La estrategia para tratar los residuos de alta actividad depende de si se ha optado por elciclo cerrado y por tanto, reproceso del combustible gastado, o por el ciclo abierto, sinreproceso.

Hay pases como Suecia, Canad, Estados Unidos y Espaa que hasta la fecha han optadopor la opcin de ciclo abierto, mientras que otros pases como Francia, Alemania y Japn hanoptado por la opcin de ciclo cerrado.

En el caso de reprocesar el combustible, es necesario gestionar como residuos de altaactividad los vitrificados derivados de dicho tratamiento, los cuales son introducidos encontenedores de acero inoxidable en cmaras de hormign refrigeradas por aire, en las propias

instalaciones de reproceso, a la espera de su evacuacin final.Existen plantas industriales de reproceso funcionando desde hace varios aos en distintos

pases, como Sellafield en el Reino Unido y La Hague en Francia.

En ambos casos, es necesario disponer de un almacenamiento temporal durante un tiempoms o menos prolongado, para dicho combustible.

El combustible gastado de las centrales nucleares se almacena, en primera instancia, enlas piscinas de las propias centrales nucleares. Dentro de las piscinas, el combustible gastadose aloja en bastidores metlicos, bajo agua, que acta como refrigerante y blindaje contra las

radiaciones. La estancia en las piscinas permite el necesario decaimiento radiactivo para suposterior manejo o traslado.

Cabe posteriormente, bien por saturacin de la piscina o porque se contemple eldesmantelamiento de la central nuclear, aplicar un sistema de almacenamiento utilizandocontenedores metlicos o bvedas, en los que se contina refrigerando el combustible,generalmente por conveccin natural.

El almacenamiento temporal del combustible gastado puede realizarse en la propiacentral o fuera de sta, de una manera centralizada. Algunos pases, como Suecia, utilizansistemas centralizados de almacenamiento en piscinas que albergan el combustible gastado de

diversos reactores.En cuanto al almacenamiento definitivo de los residuos de alta actividad, la opcin

internacional, cientfica y tecnolgicamente ms segura, consiste en su almacenamiento enformaciones geolgicas profundas, que garantizan el confinamiento de dichos residuosdurante el tiempo necesario para que su eventual retorno a la biosfera no suponga un riesgoindebido a las personas y al medio ambiente.

Los medios geolgicos considerados son: sales, granitos, arcillas, basaltos y tobasvolcnicas. La decisin de un tipo de roca u otro depende de las caractersticas geolgicas decada pas.

Actualmente existen en otros pases laboratorios subterrneos a gran profundidad, endistintos tipos de roca, que estn completando y verificando los conocimientos adquiridos


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sobre el citado concepto de evacuacin de residuos (Grimsel en Suiza, Gorleben en Alemania,Yucca Mountain en EE.UU., etc.).

En los EE.UU., desde mayo de 1998, existe una instalacin definitiva paraalmacenamiento de residuos radiactivos de alta actividad, la Waste Isolation Pilot Plant

(WIPP) en el estado de Nuevo Mjico. Esta instalacin albergar cerca de 175.000m3deresiduos transurnicos provenientes de los programas nucleares de defensa del Departamentode Energa de ese pas.

En el caso espaol, al comenzar el programa nuclear ms tarde que en otros pases(Estados Unidos, Francia, Reino Unido, etc.) el problema de la gestin de los residuos de altaactividad no es tan acuciante como en estos pases, lo que permitir disponer de opciones yacontrastadas en los mismos.

En el contexto internacional, fundamentalmente en el marco de los organismosmultilaterales, se desarrollan metodologas, conceptos y armonizacin de principios y criterios

reglamentarios en las distintas reas de la gestin de los residuos radiactivos.

8. Desde el punto de vista de la poltica tecnolgica, para Irn es un errorapostar por el desarrollo nuclear

Un pas cmo Irn debiera apostar por el desarrollo de industrias basadas en media intensidadtecnolgica, y por ello, su poltica de desarrollo tecnolgico debiera considerar que:

Dada la globalizacin de los mercados no es factible competir con la UE, EE.UU,

Japn o Rusia en segmentos de alta intensidad tecnolgica.

El mercado interior iran es demasiado pequeo para actuar como motor deldesarrollo tecnolgico.

Dados el nivel de formacin (bueno pero no excelente) y las dificultades de acceso ycomunicacin con otras instituciones tecnolgicas internacionales las dificultades enel desarrollo de la alta tecnologa es evidente.

El desarrollo teconolgico energtico iran debiera orientarse a dnde estn susventajas en recursos primarios: hidrocarburos y energa solar.

Conclusin

En vista a lo anterior, si el gobierno de Irn persevera en su intencin de desarrollar el procesode fabricacin del combustible nuclear de forma integral, solo cabe pensar que estcometiendo un error desde el punto de vista energtico y de poltica tecnolgica o que laintencin en ltima instancia es acceder al arma nuclear11, cuestin que sobrepasa el propsitode este artculo.

11 Muchos vecinos, mas o menos prximos a Irn ya tienen armas nucleares: Rusia, Israel, Pakistn, India...


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Bibliografa

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