Proyecto Fin de Carrera Ingeniería...

Equation Chapter 1 Section 1

Proyecto Fin de Carrera

Ingeniería Química

Tratamiento y Gestión de Residuos Radiactivos de

Alta Actividad

Autor: Álvaro Torrent Fernández

Tutora: Rosario Villegas Sánchez

Dep. de Ingeniería Química y Ambiental

Escuela Técnica Superior de Ingeniería

Universidad de Sevilla

Sevilla, 2015

Proyecto Fin de Carrera Ingeniería Química

Tratamiento y Gestión de Residuos Radiactivos de

Alta Actividad

Autor:

Álvaro Torrent Fernández

Tutora:

Rosario Villegas Sánchez

Profesora titular de Universidad

Dep. de Ingeniería Química y Ambiental

Escuela Técnica Superior de Ingeniería

Universidad de Sevilla

Sevilla, 2015

A mis amigos por todas esas

horas llenas de recuerdos y momentos.

A mis profesores, en especial a

Rosario Villegas, mi tutora, que aceptó tutorarme cuando planteé este proyecto permitiéndome llevarlo a cabo.

A mi familia, por darme apoyo y habiéndome permitido el cursar esta carrera a pesar del esfuerzo que les supuso. Gracias por saber esperar este momento.

Y en especial a mi tío Crescencio que aunque ya no estés has sido mi guía y mi fuerza en todo

momento.

Tratamiento y gestión de residuos radiactivos de alta actividad

Índice

6

ÍNDICE

ÍNDICE DE FIGURAS ............................................................................................................... 13

ÍNDICE DE TABLAS ................................................................................................................ 16

GLOSARIO DE TÉRMINOS ..................................................................................................... 18

INTRODUCCIÓN ...................................................................................................................... 24

OBJETIVO .................................................................................................................................. 28

1. CONCEPTOS GENERALES ............................................................................................. 30

1.1. Radiactividad ....................................................................................................... 30

1.1.1. Estabilidad nuclear .............................................................................................. 30

A. Fuerzas de interacción nucleares ............................................................................. 31

B. Energía de enlace .................................................................................................... 33

1.1.2. Ley de decaimiento radiactivo ............................................................................ 35

1.1.3. Tipos de desintegraciones radiactivas ................................................................. 37

A. Emisiones α ............................................................................................................. 37

B. Emisiones β ............................................................................................................. 38

1. Emisiones de partículas β- ................................................................................. 38

2. Emisiones de partículas β + ................................................................................ 38

C. Emisiones γ ............................................................................................................. 39

D. Captura electrónica .................................................................................................. 39

1.2. Fisión nuclear ...................................................................................................... 40

1.3. Tipos de reactores ................................................................................................ 43

A. Reactor de agua presión (PWR) .............................................................................. 44

B. Reactor de agua liguera (LWR) ............................................................................... 44

C. Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR) ....................................................... 45

D. Reactor de agua ligera avanzado (ALWR) .............................................................. 46

E. Reactores de IV generación ..................................................................................... 46

1. Reactor de gas de muy alta temperatura (HGRT) ............................................... 46


Índice

7

2. Reactor reproductor rápido de metal líquido (LBFBR) ...................................... 47

3. Otros reactores ..................................................................................................... 47

F. Reactores experimentales ........................................................................................ 47

2. RESIDUOS RADIACTIVOS ............................................................................................. 48

2.1. Clasificación de los residuos radiactivos ............................................................. 48

A. Estado físico ............................................................................................................ 48

B. Tipo de radiación emitida ........................................................................................ 48

C. Período de semidesintegración ................................................................................ 48

D. Concentración de actividad ..................................................................................... 48

E. Radiotoxicidad ........................................................................................................ 49

2.2. Origen de los residuos radiactivos....................................................................... 51

A. Actividades que generan residuos radiactivos de media y baja actividad ............... 51

B. Actividades que generan residuos radiactivos de alta actividad.............................. 52

1. Primera parte del ciclo de combustible nuclear ................................................... 52

a. Minería y producción de concentrados de uranio............................................ 53

b. Primera conversión de U3O8 a UF6 .................................................................. 54

c. Enriquecimiento .............................................................................................. 55

d. Segunda conversión de UF6 a UO2 .................................................................. 56

e. Fabricación de elementos combustibles .......................................................... 56

f. Central nuclear ................................................................................................ 57

2. Segunda parte del ciclo del combustible nuclear ................................................ 57

a. Características del combustible gastado .......................................................... 58

3. Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas ............................................... 64

3. TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA

ACTIVIDAD ............................................................................................................................... 67

3.1. Principios de gestión de residuos radiactivos .................................................................. 67

3.2. Etapas de la gestión de residuos radiactivos........................................................ 68

3.3. Opciones para la gestión y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad 69


Índice

8

3.3.1. Ciclo abierto ........................................................................................................ 69

A. Almacenamiento Temporal ..................................................................................... 69

1. Almacenamiento temporal individual en húmedo ............................................... 71

a. Almacenamiento en piscinas ........................................................................... 71

2. Almacenamiento Temporal individual en seco ................................................... 74

a. Almacenamiento en contenedores ................................................................... 74

i. Contenedores de hormigón ............................................................................. 75

ii. Contenedores metálicos .................................................................................. 76

iii. Contenedores mixtos ....................................................................................... 77

b. Almacenamiento en silos ................................................................................ 78

c. Almacenamiento en bóvedas ........................................................................... 78

3. Almacenamiento Temporal Centralizado ............................................................ 79

B. Transporte Residuos radiactivos de alta actividad .................................................. 80

1. Consideraciones Generales.................................................................................. 80

2. Tipos de bultos .................................................................................................... 84

a. Bultos tipo B.................................................................................................... 84

b. Bultos tipo C.................................................................................................... 85

c. Bultos para sustancias fisionables ................................................................... 85

d. Bultos para hexafluoruro de uranio ................................................................. 87

3. Protección basada en procedimientos de operación ............................................ 87

a. Señalización .................................................................................................... 87

b. Límite de contaminación superficial y radiación en el exterior de los medios de

transporte ................................................................................................................. 90

4. Otros aspectos ..................................................................................................... 90

C. Almacenamiento geológico profundo ..................................................................... 91

1. Barreras tecnológicas o de ingenierías ................................................................ 92

a. Forma química del residuo .............................................................................. 92

b. Cápsulas metálicas de almacenamiento .......................................................... 92


Índice

9

c. Materiales de relleno y sellado ........................................................................ 93

2. Barreras naturales ................................................................................................ 93

a. Formación geológica ....................................................................................... 93

b. Biosfera ........................................................................................................... 94

3.3.2. Ciclo cerrado. Proceso PUREX........................................................................... 95

A. Etapas del proceso PUREX ..................................................................................... 96

1. Transporte y almacenamiento temporal .............................................................. 96

2. Troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible ............. 96

3. Separación y purificación de materiales (U, Pu) ................................................. 97

4. Tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos ................................. 99

a. Residuos gaseosos ........................................................................................... 99

b. Residuos líquidos de actividad media y baja ................................................. 100

c. Residuos líquidos de alta actividad ............................................................... 100

d. Residuos sólidos ............................................................................................ 101

B. Vitrificación .......................................................................................................... 103

1. Método AVM (francés) ..................................................................................... 104

2. Método PAMELA (alemán) .............................................................................. 105

3.3.3. Ciclo cerrado avanzado ..................................................................................... 107

A. Operaciones de Separación ................................................................................... 108

1. Procesos hidrometalúrgicos ............................................................................... 108

a. Proceso PUREX extendido ........................................................................... 108

b. Proceso DIDPA ............................................................................................. 109

c. Proceso SANEX ............................................................................................ 110

d. Proceso TALSPEAK ..................................................................................... 110

e. Extracción con CYANEX 301 ...................................................................... 110

f. Proceso TRUEX ............................................................................................ 110

g. Proceso DIAMEX ......................................................................................... 111

h. Proceso TRPO ............................................................................................... 112


Índice

10

i. Proceso UREX .............................................................................................. 113

2. Procesos pirometalúrgicos ................................................................................. 115

a. Proceso de electrorefino o de ANL ............................................................... 115

b. Proceso de RIAR ........................................................................................... 116

c. Proceso de PNC ............................................................................................. 117

d. Otros procesos ............................................................................................... 118

B. Transmutación ....................................................................................................... 118

1. Reactores críticos rápidos .................................................................................. 119

2. Sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS) .................................... 119

3. Otros tipos de reactores ..................................................................................... 121

3.4. Gestión de residuos en caso de accidente .......................................................... 122

A. Accidente durante transporte terrestre ................................................................... 122

B. Vertido incontrolado en agua ................................................................................ 124

4. OPCIONES PARA REDUCIR EL VOLUMEN DE RESIDUOS A TRATAR Y

ALTERNATIVAS A SU GESTIÓN ........................................................................................ 126

A. Lanzamiento al espacio ......................................................................................... 126

B. Almacenamiento en fondo marino ........................................................................ 126

C. Almacenamiento en los casquetes polares ............................................................ 127

D. Uso de combustible alternativo ............................................................................. 127

1. Torio-232 ........................................................................................................... 127

2. Combustible MOX ............................................................................................ 128

3. Uso de compuesto de uranio y nitrógeno .......................................................... 128

E. Uso de procesos de ciclo cerrado avanzado .......................................................... 128

F. Uso de reactores de fisión alternativos .................................................................. 128

G. Uso del reactor de fusión ....................................................................................... 128

5. ANÁLISIS ECONÓMICO DE LAS OPCIONES PROPUESTAS ACTUALES Y

FUTURAS................................................................................................................................. 130

A. Ciclo abierto .......................................................................................................... 131


Índice

11

B. Ciclo cerrado ......................................................................................................... 132

C. Ciclo cerrado avanzado ......................................................................................... 133


ACTIVIDAD EN DIFERENTES PAÍSES .............................................................................. 135

A. Alemania ............................................................................................................... 135

B. Canadá ................................................................................................................... 136

C. Finlandia ................................................................................................................ 136

D. Suecia .................................................................................................................... 136

E. Corea del sur.......................................................................................................... 136

F. EEUU .................................................................................................................... 136

G. Francia ................................................................................................................... 137

H. Japón ..................................................................................................................... 137

I. Reino Unido .......................................................................................................... 137

J. Rusia ...................................................................................................................... 137

K. España ................................................................................................................... 137

7. REFERENCIAS ................................................................................................................ 139

ANEXO A ................................................................................................................................. 142

ANEXO B ................................................................................................................................. 145


Índice de figuras

13

ÍNDICE DE FIGURAS

Figura 3.1 Diagrama segré ....................................................................................................... 32

Figura 3.2 Energía de enlace por nucleón frente al número másico ........................................ 35

Figura 3.2 Gráfica de la Ley de decaimiento ........................................................................... 37

Figura 3.4 Esquema de un circuito de un reactor PWR ........................................................... 44

Figura 3.5 Esquema de un circuito de un reactor BWR ........................................................... 45

Figura 3.6 Esquema de un circuito de un reactor GCR ............................................................ 46

Figura 3.7 Esquema de un circuito de un reactor LBFBR ....................................................... 47

Figura 4.1. Primera parte del ciclo del combustible nuclear .................................................... 52

Figura 4.2 Esquema de fabricación de un elemento de combustible ....................................... 57

Figura 4.3 Composición del combustible gastado ................................................................... 58

Figura 4.4 Esquema de la generación de actínidos dentro de un reactor nuclear .................... 59

Figura 4.5 Emisión de radiactividad del combustible gastado ................................................. 62

Figura 4.6 Emisión de calor del combustible gastado .............................................................. 63

Figura 4.7 Radiotoxicidad combustible gastado ...................................................................... 63

Figura 4.7 Composición residuos radiactivos de alta actividad ............................................... 64

Figura 5.1 Corte transversal de una piscina de almacenamiento de combustible gastado ....... 73

Figura 5.2 Vista superior de una piscina de almacenamiento de combustible gastado ........... 74

Figura 5.3 Esquema y corte de un contenedor de hormigón circular ....................................... 75

Figura 5.5 Sistema multipropósito de Holtec ........................................................................... 77

Figura 5.7 Vista exterior de un almacenamiento en bóvedas ................................................... 79

Figura 5.8 vista interior de un almacenamiento en bóvedas ................................................... 79

Figura 5.10 Etiqueta característica para el transporte de sustancias fisionables ...................... 86

Figura 5.11Etiqueta categoría III para el transporte de residuos radiactivos ........................... 88

Figura 5.12 Ejemplo de un bulto correctamente marcado y etiquetado para el transporte de

residuos radiactivos .................................................................................................................. 89

Figura 5.13 Esquema y Corte de un AGP ................................................................................ 91

Figura 5.16 Cápsula universal ................................................................................................ 104

Figura 5.17 Esquema método AVM ..................................................................................... 105

Figura 5.18 Esquema proceso PAMELA ............................................................................... 106

Figura 5.19 Diagrama de Flujo del proceso DIDPA .............................................................. 109

Figura 5.20 Diagrama de flujo del proceso TRUEX ............................................................. 111


Índice de figuras

14

Figura 5.21 Diagrama de flujo del proceso DIAMEX ........................................................... 112

Figura 5.22 Diagrama de flujo del proceso UREX ................................................................ 113

Figura 5.23 Diagrama de flujo del proceso UREX+ .............................................................. 114

Figura 5.24 Esquema del proceso de electrorefino para recuperar U y Pu ............................ 116

Figura 5.25 Esquema del proceso pirometalúrguico RIAR ................................................... 117

Figura 5.26 Diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC ........................................... 118

Figura 5.27 Esquema de los elementos que componen un ADS ........................................... 120

Figura 7.1 Evolución del precio del uranio en los últimos 5 años ........................................ 130


Índice de tablas

16

ÍNDICE DE TABLAS

Tabla 3.1 Clasificación nucleidos según paridad Z-N ............................................................. 31

Tabla 3.2 Datos de la energía crítica de fisión y de la energía de enlace de diferentes isótopos

.................................................................................................................................................. 42

Tabla 4.1 Ejemplos isótopos según toxicidad .......................................................................... 49

Tabla 4.2 Composición del combustible gastado (sin contar el uranio) ................................. 60

Tabla 4.3 Forma química de los radionucleidos ..................................................................... 60

Tabla 4.4 Estado de oxidación más frecuente actínidos y productos de fisión ....................... 61

Tabla 5.1 Tipos de almacenamiento temporal ......................................................................... 71

Tabla 7.1 1Costes primera parte del ciclo del combustible nuclear ....................................... 131

Tabla 7.2 Coste unitario para el almacenamiento temporal ................................................... 131

Tabla 7.3 Datos de coste unitario en ciclo cerrado ................................................................ 133

Tabla 7.4 3Resumen de costes según ciclo ............................................................................ 134

Tabla 8.1 Gestión del combustible gastado en diferentes países ........................................... 135

Tabla A.1 Serie del torio ........................................................................................................ 142

Tabla A.2 Serie del U-238 ...................................................................................................... 143

Tabla A.3 Serie del U-235 ...................................................................................................... 143

Tabla A.4 Serie del neptunio .................................................................................................. 144

Tabla B.1 Valores Básicos de los distintos radionucleidos .................................................... 156


Glosario de términos

18

GLOSARIO DE TÉRMINOS

Concentrados: Son los productos procedentes del tratamiento de los minerales radiactivos

que presenten un contenido en uranio o torio superior al originario en la naturaleza.

Embalaje: uno o más recipientes y cualesquiera otros componentes o materiales necesarios

para que los recipientes puedan realizar las funciones de contención y otras funciones de

seguridad

Fuente de energía: Todo sistema natural, artificial o yacimiento que pueda suministrar

energía, siendo recurso energético la cantidad disponible de energía en dichas fuentes.

Isótopo: Átomos de un mismo elemento cuyos núcleos tienen una cantidad diferente de

neutrones.

Material radiactivo: Es todo aquel que contenga sustancias que emitan radiaciones

ionizantes.

Mineral radiactivo: Es un mineral que contenga uranio o torio.

Nucleido: Nombre genérico aplicado a todos los isótopos conocidos, estables e inestables,

de los elementos químicos y caracterizados por su número atómico y másico.

Nucleón: Corresponde al nombre colectivo para las partículas de neutrón y protón.

Productos o desechos radiactivos: Son los materiales radiactivos que se forman durante el

proceso de producción o utilización de combustibles nucleares o cuya radiactividad se haya

originado por la exposición a las radiaciones inherentes a dicho proceso. No se incluyen en

esta definición los isótopos radiactivos que fuera de una instalación nuclear hayan alcanzado

la etapa final de su elaboración y puedan ya utilizarse con fines científicos, médicos,

agrícolas, comerciales o industriales.

Radiaciones ionizantes: Son las radiaciones capaces de producir directa o indirectamente

iones a su paso a través de la materia.



19

Radioisótopo o Radionucleido: Son los isótopos de los elementos naturales o artificiales

que emiten radiaciones ionizantes.

Reactor nuclear: Es cualquier estructura que contenga combustibles nucleares dispuestos de

tal modo que dentro de ella pueda tener lugar un proceso automantenido de fisión nuclear

sin necesidad de una fuente adicional de neutrones.

Bulto: producto completo de la operación de embalaje, que consiste en el embalaje y su

contenido preparados para el transporte

Residuo radiactivo: Es 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 el Ministerio de

Industria y Energía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear.

Sustancias nucleares: Son los combustibles nucleares, salvo el uranio natural y el uranio

empobrecido, que por sí solos o en combinación con otras sustancias puedan producir

energía mediante un proceso automantenido de fisión nuclear fuera de un reactor nuclear

además de los productos o desechos radiactivos.

ADS: Accelerator Driven Systems

AGP: Almacenamiento Geológico Profundo

AVM: Atelier Vitrification Marcoule

ANL: Argonne National Laboratory

ATC: Almacenamiento Temporal Centralizado

ATI: Almacenamiento Temporal individualizado

ATW (por sus siglas en inglés): Transmutador de residuos



20

BWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua en ebullición

CCD-PEG: Disolvente mezcla de COSANO y PEG

CE: Captura electrónica

CG: Combustible Gastado

COSANO: Anión Cobalto bis(dicarbolido) [(C2B9H11)2Co]-

CMPO: óxido de octil-fenil-N,N,-diisobutilcarbamoylmetilfosfina

DIAMEX: DIAMide Extraction

DIDPA: Ácido di-isodecilfosfórico

DTPA: ácido dietilen-triamino-penta-acético

EURATOM: Comunidad Europea de la Energía Atómica

FR (por sus siglas en inglés): Reactor rápido

HDEHP: ácido di(2-etilhexil)fosfórico

ICRP (por sus siglas en inglés): Comisión Internacional de Protección Radiológica

LWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua liguera

MOX: Mezcla de Óxidos

NPEX: Neptunium Plutonium Extraction

OIEA ((por sus siglas en inglés): Organismo Internacional de Energía Atómica

PAMELA: Nombre de la planta donde se lleva a cabo el proceso

PEG: Polietilenglicol



21

PNC: Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation

PUREX: Plutonio Uranio Recuperación por Extracción

PWR (por sus siglas en inglés): Reactor de agua a presión

RIAR : Research Institute of Atomic Reactors

RAA: Residuo de Alta Actividad

RBA: Residuo de Baja actividad

RBBA: Residuo de muy Baja Actividad

RMA: Residuo de Media Actividad

RMBA: Residuo de Media o Baja Actividad

RR: Residuo Radiactivo

SANEX: Selective ActiNide Extraction

TBP: Fosfato de tributilo

TRUEX: TRansUranium Extraction

UOX: Óxidos de Uranio

A: Número másico

Bq: Becquerelio

e-: electrón

kg: kilogramo



22

lb: libra

MeV: Mega electronvoltio

MPa: mega pascales

mSv: milisieverts

MWd: Megavatio día

n: neutrón

p+: protón

µSv: microsieverts

�̅�: antineutrino

𝑣: neutrino

Z: Número atómico


Introducción

24

INTRODUCCIÓN

Desde el primer momento en el que un material o producto ya no puede desempeñar la función

para la cual fue diseñado, ya sea por su uso o por su desgaste debido al paso del tiempo, y se

quiera eliminar o deshacer de él, este se convierte en un residuo.

Estos residuos pueden abarcar desde un simple pañuelo de papel, hasta el combustible nuclear

usado en reactores para la obtención de energía.

Obviamente la diferencia existente entre los ejemplos anteriormente citados es notable, lo que

ofrece por tanto la fácil apreciación de que deben existir diferentes clases de residuos, donde

cada uno se catalogará y se tratará y gestionará de manera diferente.

Aunque todos los residuos tienen en común la regla de la triple R, reducir, reutilizar, reciclar,

es mucho más fácil por puro sentido común aplicar dicha regla a un pañuelo de papel o un

envase de plástico que al combustible nuclear, debido en primer lugar a la peligrosidad que

representa el tratamiento y gestión del mismo.

Dentro de los residuos radiactivos por ejemplo, existen diferentes clasificaciones, pudiendo ser

estos según se clasifiquen residuos radiactivos de baja, media o alta actividad.

Por ejemplo, los residuos de uso médico e investigación componen residuos radiactivos de baja

actividad, mientras que los residuos procedentes de reactores nucleares suponen residuos

radiactivos de alta, media y baja actividad.

Estos residuos radiactivos, debido a su especial naturaleza y peligrosidad cuentan con una

normativa y organismos que no son los mismos que en el caso de los residuos comunes o

domésticos.

En Europa la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM) es el organismo que se

encarga del establecimiento de normas de seguridad uniformes para la protección radiológica

de la población y los trabajadores, garantizar mediante los controles adecuados que el material

nuclear no será usado para ningún fin al que no esté destinado y establecer con los demás países

y organizaciones internacionales relaciones para promover la utilización pacífica de la energía

nuclear.


Introducción

25

Algunas de las normas de este organismo son la Directiva 2014/87/EURATOM (que modifica

la Directiva 2009/71/EURATOM) por la que se establece un marco comunitario para la

seguridad nuclear de las instalaciones nucleares, la Directiva 2011/70/EURATOM por la que

se establece un marco comunitario para la gestión responsable y segura del combustible nuclear

gastado y de los residuos radiactivos, o la Directiva 2006/117/EURATOM relativa a la

vigilancia y al control de los traslados de los residuos radiactivos y combustible nuclear gastado.

En España, la principal normativa que establece el régimen jurídico para el correcto desarrollo

de la energía nuclear y radiaciones ionizantes es la Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear, en ella

queda recogida desde la definición sobre que es un residuo radiactivo, quien se encarga de la

vigilancia de las instalaciones nucleares y radiactivas o de la gestión y tratamiento de los

residuos radiactivos.

También cabe destacar el Real Decreto 1836/1999 en el cual se aprueba el reglamento sobre

instalaciones nucleares y radiactivas, en el cual queda recogido desde el proceso de autorización

y organismos encargados de ello, al desmantelamiento de la instalación, así como el Real

Decreto 102/2014 por el que se establece una gestión responsable y segura del combustible

nuclear gastado y de los residuos radiactivos (este decreto incorpora al derecho español la

Directiva 2011/70/EURATOM).

Los organismos que contempla dicha normativa en lo referente a las instalaciones son el

Ministerio de Industria, Energía y Turismo y el Consejo de seguridad Nuclear (CSN en

adelante), mientras que la gestión y tratamiento de los mismos queda a cargo de Enresa.

El CSN surge tras la Ley 15/1980, este organismo es el único encargado en España en lo

referente a la seguridad nuclear y la protección radiológica, es un ente de Derecho público con

un estatuto propio, aprobado mediante el Real Decreto 1440/2010.

La misión por tanto de este ente tal y como queda recogida en la legislación vigente consiste

entre otras en proponer las reglamentaciones necesarias para garantizar la seguridad, realizar

toda clase de inspecciones, y si fuera necesario proponer toda clase de apertura de expedientes

sancionadores, es decir cualquiera que legalmente le sea atribuida en el ámbito de la seguridad

nuclear y protección radiológica.

En el caso del tratamiento y gestión de residuos, la compañía encargada de ello es Enresa, cuya

creación queda recogida en el artículo octavo de la Ley 24/2005.


Introducción

26

Enresa es una empresa pública encargada de gestionar los residuos radiactivos que se producen

en España, siendo por tanto su objetivo tratar, acondicionar y almacenar los residuos radiactivos

que se generan en cualquier punto del país, además también se ocupa del desmantelamiento de

centrales nucleares cuya vida útil ha terminado y de la restauración ambiental de minas e

instalaciones relacionadas con el uranio.

Esta empresa se rige actualmente por el 6º Plan general de residuos radiactivos, en el cual

quedan establecidas la ordenación de las actividades de Enresa y su financiación.


Objetivo

28

OBJETIVO

El objetivo del presente proyecto es dar a conocer el tratamiento y gestión de los residuos

radiactivos de alta actividad, tanto de manera genérica como viendo el modelo de gestión que

siguen diferentes países. También se pretende dar a conocer la gestión de los mismos en caso

de que exista un vertido incontrolado.

Para ello se realizará el estudio de las diferentes técnicas existentes, así como aquellas que

podrían ser una opción de futuro en la gestión y tratamiento de residuos radiactivos.

Además, para el completo entendimiento de este proyecto, y por ser necesario para el posterior

estudio teórico, se explicarán los diferentes motivos por los que un elemento es radiactivo, los

orígenes y clasificación de los residuos radiactivos, así como la reacción nuclear de fisión que

se da en los reactores nucleares de una central nuclear, lugar donde se producen más del 80%

de los residuos radiactivos de alta actividad, además de realizar un breve análisis económico de

las diferentes opciones propuestas.


Conceptos generales-Radiactividad

30

1. CONCEPTOS GENERALES

1.1. Radiactividad

Tal y como se ha visto en el apartado de definiciones, los residuos radiactivos contienen o están

contaminados con radionucleidos, es decir tienen isótopos radiactivos por lo que emiten

radiación.

La radiación consiste en una emisión de energía en forma de ondas electromagnéticas o

partículas subatómicas a través del vacío o de un medio material.

Existen diversos tipos de radiación como puede ser la radiación térmica, radiación

electromagnética, radiación solar o radiación nuclear.

En el caso de estudio de este proyecto se centrará la atención en la radiación nuclear.

Cuando un nucleido es inestable se le llama radionucleido y tiende a convertirse en estable

mediante transformaciones nucleares (desintegración radiactiva).

Del orden de la tercera parte de los elementos tienen isótopos naturales radiactivos (también

existe la radiación artificial o inducida, producida cuando se bombardean ciertos núcleos

estables con partículas apropiadas) entre ellos todos los de Z>83.

Esta radiactividad se aprovecha para la obtención de energía nuclear, usos medicinales o

aplicaciones industriales, que serán las fuentes de origen de los residuos radiactivos, tal y como

se estudiará más adelante.

Las reacciones nucleares son procesos de combinación o transformación, que se dan cuando un

núcleo reacciona con otro núcleo, una partícula elemental o un fotón para producir uno o más

núcleos diferentes, pudiendo ser endotérmicas o exotérmicas.

Existen varios tipos de reacciones nucleares, aunque de ellas las que más interesan son las de

fisión y fusión.

1.1.1. Estabilidad nuclear

Esta puede explicarse de dos modos, mediante las fuerzas de interacción nucleares o bien por

medio de la energía de enlace.



31

A. Fuerzas de interacción nucleares

Existen nucleidos estables (aunque estos son una minoría) y nucleidos que son inestables (son

la gran mayoría), por eso solo se encuentran en la naturaleza los nucleidos estables ya que los

inestables se desintegrarán siguiendo la ley de decaimiento radiactivo (esta será explicada en

detalle más adelante).

Para que el núcleo sea estable se requiere algún tipo de atracción que dé lugar a una fuerza de

unión entre los protones que supere la fuerza de repulsión eléctrica de sus cargas. Esta fuerza

es la interacción nuclear fuerte.

La consecuencia de estabilidad que estas fuerzas confieren a los núcleos son las siguientes:

Dentro de la relación de protones y neutrones que hay en un núcleo para su estabilidad,

existen una serie de números llamados números mágicos que son: 2, 8, 20, 50, 82, 126

correspondientes a capas nucleares completas. Un núcleo que cuenta con ese número de

protones o neutrones (o ambos) será estable.

Si se tiene en cuenta la paridad entre Z y N, tal y como se observa en la tabla 3.1 se puede

ver que existe un mayor número de núcleos estables para número par de protones y

neutrones y la más escasa la que corresponde al Z y N impar.

Clasificación de nucleidos de acuerdo con la paridad

Z N A Número

Par Par Par 166

Par Impar Impar 57

Impar Par Impar 53

Impar Impar Par 8

Tabla 3.1 Clasificación nucleidos según paridad Z-N



32

Todo nucleido con una relación de N/Z comprendida entre 1 (para los más ligeros, donde

hasta Z=20 tienen la misma relación de protones y neutrones) y 1.5 (los más pesados) es

estable, siendo el último elemento con algún isótopo estable el Bismuto con Z=83.

La mayor presencia de neutrones en nucleidos estables con Z>20 apunta a que a medida que

crece el número de protones van aumentando las fuerzas de repulsión electrostática, lo que

requiere un aumento de partículas neutras, sensibles a la interacción fuerte, que aportan fuerzas

de unión entre ellas.

En la figura 3.1 (diagrama de Segré), se representa el número de protones (Z), frente al número

de neutrones; se puede observar como hasta Z=20 aproximadamente, los nucleidos estables se

distribuyen a lo largo de la bisectriz del cuadrante (Z=N). A partir de ahí la estabilidad implica

una mayor proporción de neutrones.

Figura 3.1 Diagrama segré



33

Por ejemplo los nucleidos inestables situados en la zona azul tenderán a la estabilidad mediante

procesos que hagan disminuir el número de neutrones, mientras que los situados en la zona

naranja por el contrario sufrirán procesos de pérdidas de protones (estos dos tipos de emisiones

son las que se conocen como 𝛽+ y 𝛽−).

También se podrán dar procesos de fisión espontánea, así como de emisiones alfa, o procesos

de captura electrónica. (Estos procesos serán explicados en detalle en el apartado de tipos de

desintegraciones radiactivas, salvo la fisión espontánea que se verá en el apartado de fisión

nuclear).

B. Energía de enlace

Si se mide la variación entre la suma de la masa de los protones y neutrones cuando están

separados y su masa cuando están juntos formando el núcleo, se puede obtener la energía de

enlace entre ellos. La diferencia de masa que se obtiene se llama defecto másico.

𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜 < 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛

∆𝑚 = [ 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛 ]– 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜

Donde: 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜: Masa del núclido.

Z: Número atómico (del núclido a calcular).

A: Número másico (del núclido a calcular).

mp: Masa de un protón.

mn: Masa de un neutrón.

∆𝑚: Defecto másico.

Teniendo en cuenta la equivalencia que existe entre la masa y la energía, según la ecuación de

Einstein:



34

𝐸 = ∆𝑚𝑐2

Donde: E: Energía.

c: Constante velocidad de la luz.

Al igual que con las masas, si se considera por separado la energía de los componentes del

núcleo y la del núcleo formado se puede comprobar que este tiene menor energía que la de las

partículas por separado.

Esta diferencia de energía se conoce como energía de enlace, que es la que se desprende al

formarse un núcleo, deduciendo fácilmente además, que esta es la energía que se debe aportar

a un núcleo para romperlo en sus partículas constituyentes.

𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜 < 𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛

𝐸𝑒𝑛𝑙𝑎𝑐𝑒 = ∆𝑚𝑐2 = ([𝑍𝑚𝑝 + (𝐴 − 𝑍)𝑚𝑛] − 𝑀𝑛ú𝑐𝑙𝑖𝑑𝑜)𝑐2

Si se divide ahora esta energía de enlace entre el número de nucleones (Eenlace/A), se obtiene la

energía de enlace por nucleón, que permite comparar la estabilidad de núcleos distintos. Cuanto

mayor sea, más estable será el núcleo.

Tal y como se observa en la figura 3.2, la energía de enlace aumenta hasta el Hierro-56 el más

estable de los elementos, con un valor de Eenlace/A de 8,8 MeV/nucleón. Además se puede

observar que Eenlace/A decrece a partir de cierto valor debido al corto alcance de las fuerzas

nucleares y a las repulsiones de Coulomb entre los protones del núcleo.

Esta disminución provoca que haya procesos energéticamente favorables donde dos o más

núcleos con A muy pequeña se combinan para formar un núcleo más grande que tendrá una

energía de enlace por nucleón mayor (procesos de fusión), mientras que por otro lado habrá

núcleos con una A grande pero muy inestables, en el que un núcleo con A grande se divide en



35

dos núcleos con A intermedia (procesos de fisión), debido a que los núcleos con A intermedia

son más estables que un núcleo con A grande.

Figura 3.2 Energía de enlace por nucleón frente al número másico

1.1.2. Ley de decaimiento radiactivo

Tal y como se ha mencionado antes, cuando un nucleido es inestable, y trata de conseguir una

configuración estable emite radiactividad.

Debido a esto los núcleos radiactivos se van degradando, hasta transformarse en otros más

estables. Este proceso es el que recibe el nombre de decaimiento radiactivo.

Este decaimiento radiactivo viene dado por:

𝑉 = −𝑑𝑁

𝑑𝑡= 𝜆𝑁



36

Resolviendo la integral quedaría:

𝑁 = 𝑁𝑜𝑒−𝜆𝑡

Donde: 𝜆: Es la constante de desintegración.

No: Número de nucleidos inicialmente presentes.

N: Número de nucleidos presentes transcurrido un tiempo t.

t: Tiempo transcurrido.

La velocidad de desintegración de una sustancia radiactiva se denomina actividad (A) y se

puede calcular derivando la expresión de la ley del decaimiento radiactivo respecto del tiempo.

Como es imposible saber cuándo se va desintegrar un núcleo determinado, se calcula el periodo

de semidesintegración, es decir el tiempo que tardan en desintegrarse la mitad de los núcleos

presentes.

Este concepto no debe confundirse con el de vida media, aunque no obstante ambos están

relacionados. Para calcular el período de semidesintegración de cualquier radioisótopo basta

con la siguiente ecuación:

𝑡12

= 𝜏 ∗ 𝑙𝑛2

Donde: t1/2: es el período de semidesintegración.

𝜏: es la vida media que se puede expresar como 1/λ.

En la figura 3.2 se muestra una gráfica de la Ley de decaimiento.



37

Figura 3.2 Gráfica de la Ley de decaimiento

1.1.3. Tipos de desintegraciones radiactivas

Durante el decaimiento radiactivo, algunas de las desintegraciones radiactivas que se distinguen

son:

A. Emisiones α

Las partículas α están compuesta por dos neutrones y dos protones, es decir son núcleos de

helio.

Esta emisión por tanto conduce a un átomo cuyo número atómico será Z=Z-2 y cuyo número

másico será A=A-4

A modo de ejemplo:

𝑈 → 𝐻𝑒24 + 𝑇ℎ92

238



38

B. Emisiones 𝜷

Existen dos posibilidades de emisión 𝛽:

1. Emisiones de partículas 𝛽−

La emisión de partículas beta se da cuando la relación entre el número de protones y neutrones

es mayor que la de estabilidad, por lo que tenderán a ella perdiendo neutrones.

Que un núcleo pueda emitir partículas negativas es posible debido a:

𝑛 → 𝑝+ + 𝛽− + �̅�

Por lo tanto esta emisión conduce a un átomo cuyo número atómico será igual a Z+1 pero cuyo

número másico no varía.

Estas partículas 𝛽− tienen una masa igual a la de un electrón y su carga es la misma.

A modo de ejemplo:

𝐶 → 𝑁714 + 𝛽−

614 + �̅�

2. Emisiones de partículas 𝛽+

Se da cuando la relación entre el número de protones y neutrones es menor que la de estabilidad,

por lo que tenderán a ella perdiendo protones.

La transformación nuclear que posibilita la emisión de positrones es:



39

𝑝+ → 𝑛 + 𝛽+ + 𝑣

La emisión 𝛽+, conduce a un átomo cuyo número atómico será igual a Z-1 pero cuyo número

másico no varía.

Las partículas 𝛽+ tienen una masa igual a la de un electrón pero su carga es positiva.

𝑀𝑔 → 𝑁𝑎1123 + 𝛽+

1223 + 𝑣

C. Emisiones γ

Es un tipo de radiación electromagnética en la que se emiten fotones. Estos se producen por

desexcitación de un nucleón de un nivel a otro de menor energía mediante la emisión de rayos

gamma.

𝐶𝑜∗ → 𝐶𝑂2760 + 𝑟𝑎𝑦𝑜𝑠 𝛾27

60

D. Captura electrónica

En este tipo de desintegración un núcleo captura uno de sus electrones orbitales cuando hay

exceso de protones respecto a la línea de estabilidad.

Como resultado se obtiene un nucleido de igual número másico pero de un número atómico

inferior en una unidad emitiendo además energía (rayos X).

𝐹𝑒 + 𝑒− → 𝑀𝑛2555 + 𝑅𝑎𝑦𝑜𝑠 𝑋26

55 + 𝑣


Conceptos generales-Fisión nuclear

40

1.2.Fisión nuclear

La fisión es una reacción en la cual un núcleo pesado es capaz de dividirse en dos o más núcleos

pequeños del mismo orden de magnitud, con gran desprendimiento de energía, además se

liberan algunos subproductos como neutrones libres, fotones y otros fragmentos como

partículas alfa y beta.

La diferencia entre la fisión espontánea y la inducida, es que la fisión espontánea es un proceso

por el cual ciertos radionucleidos (se da en átomos cuya relación Z2/A ≥ 47,8) sufren fisión para

buscar estabilidad , aunque es un proceso que se da en un porcentaje en torno a 1,48 x 10-5%,

siendo el mayor para el Cf-257 con un 3,09%.de probabilidad (estos núcleos que no sufren

fisión espontánea buscarán su estabilidad mediante otros tipos de decaimiento radiactivos,

como se ha visto anteriormente).

En cuanto a la fisión inducida el proceso que ocurre es igual al de la fisión espontánea con la

diferencia de que en este caso se realiza por medio un neutrón incidente que proporcione la

energía suficiente para que se rompa el núcleo (figura 3.3), debido a que al chocar el neutrón el

núcleo captura esta partícula formándose un núcleo excitado y altamente inestable que se

romperá en dos fragmentos.

Figura 3.3 Esquema de una fisión nuclear inducida

El mayor problema que presenta la fisión tanto inducida como espontánea es que se produce

una reacción en cadena, es decir en una fisión se liberan 2 neutrones (el orden puede variar



41

entre 2-3 neutrones, aunque la probabilidad de que se liberen 3 es baja) que se duplican en cada

generación, es decir en 24 generaciones se tendrían aproximadamente 1.7 x 107 fisiones, debido

a que los nuevos neutrones liberados provocan una nueva fisión.

En conclusión aunque la fisión inducida y la fisión espontánea ocurren de igual forma, en una

central nuclear se trabaja con fisión inducida, para asegurarse de que la probabilidad de que

ocurra el proceso de fisión sea del 100%.

Además para evitar que ocurra una reacción en cadena descontrolada, el número de neutrones

se controla mediante elementos de control (estos se verán en el apartado de tipos de reactores

nucleares).

En las centrales para que se produzca la fisión inducida, es necesario tal y como se ha visto que

un neutrón incida sobre un núcleo y este se divida como consecuencia de ello, es decir se debe

vencer la energía de enlace de los nucleones constituyentes.

La energía mínima que se debe superar para que ocurra esto se llama energía crítica de fisión

que será la que deba aportar el neutrón.

Cuando el neutrón es absorbido el núcleo compuesto (núcleo original más el neutrón absorbido)

resultante se encuentra en un estado excitado con una energía igual a la energía cinética del

neutrón incidente más la energía de enlace del neutrón al núcleo.

Si la energía del núcleo compuesto excitado es mayor que la energía crítica se producirá la

fisión de dicho núcleo. No obstante, hay veces en las que la energía de enlace del neutrón

absorbido es por sí sola mayor que la energía crítica de fisión por lo que no será necesario que

el neutrón aporte también su energía cinética para que se produzca la fisión, es decir bastará

solo con la captura del neutrón sin necesidad de aportar más energía.

Estos elementos en los que no es necesario que el neutrón tenga energía cinética para que se

lleve a cabo la fisión se llaman elementos fisibles, sin embargo cuando si es necesario este

aporte el elemento será fisionable (son llamados materiales fértiles) pero no fisible.

En la tabla 3.2 se recogen algunos ejemplos de energía crítica de fisión y energía de enlace del

último neutrón para ZA (aquellos elementos en los cuales no aparece dicha energía es porque

esta no es relevante para dichos núcleos debido a que no se pueden formar por la absorción de

neutrones por el núcleo ZA-1).



42

Isótopos Energía Crítica de fisión

(MeV)

Energía enlace

(MeV)

Th-232 5,9 -

Th-233 6,5 5,1

U-233 5,5 -

U-234 4,6 6,6

U-235 5,75 -

U-236 5,3 6,4

U-238 5,85 -

U-239 5,5 4,9

Pu-239 5,5 -

Pu-240 4 6,4

Tabla 3.2 Datos de la energía crítica de fisión y de la energía de enlace de diferentes isótopos

Un ejemplo de lo descrito anteriormente seria que la energía de enlace del U-236 es de 6,4 MeV

mientras que su energía crítica de fisión es de 5,3 MeV, por lo que cuando un neutrón sin energía

cinética es absorbido por el U-235 se produce un núcleo compuesto de U-236 con 1,1 MeV más

de energía respecto a la energía crítica de fisión por lo que esta ocurre inmediatamente (aunque

el elementos fisible es el U-235 el elemento que realmente fisiona es el U-236).

Sin embargo para el caso del U-239 la energía de enlace es de 4,9 MeV y su energía crítica de

fisión es de 5,5 MeV, por lo que cuando un neutrón sin energía cinética es absorbido por el U-

238 el núcleo compuesto resultante no tendrá energía suficiente para fisionar, por lo que el

neutrón deberá aportar mediante su energía cinética una energía mayor a 0,6 MeV para que

pueda ocurrir la fisión.

En un reactor nuclear se usan elementos fisibles como combustible, especialmente el U-235 y

el Pu-239, siendo el U-235 el único elemento fisible que se encuentra en la naturaleza (el uranio

se encuentra aproximadamente en una composición del orden del 99,27% de uranio-238, 0,7%

de U-235 y el resto de U-234), no obstante aunque el U-238 no sea considerado un elemento

fisible es de suma importancia ya que de él se obtiene por fisión y posterior decaimiento beta

el Pu-239.


Conceptos generales-Tipos de reactores

43

1.3.Tipos de reactores

Tal y como se ha comentado en el apartado anterior, la fisión inducida y controlada se realiza

en centrales nucleares y más específicamente es llevada a cabo en un reactores nucleares.

Es importante el análisis y entendimiento del funcionamiento de un reactor nuclear así como de

los diferentes tipos de reactores ya que de estos son los residuos que se obtendrán y que

posteriormente se tratarán así como la aplicación de algunas tecnologías para su tratamiento.

Un reactor nuclear es una instalación en la cual se puede llevar a cabo mediante el uso de

material fisionable el inicio, control y mantenimiento estable de una reacción en cadena de

fisión, extrayendo calor y produciendo los productos correspondientes.

El control de la reacción en cadena se consigue haciendo que solo un neutrón provoque una

nueva fisión, para lo que se usan diferentes métodos.

En primer lugar mediante el uso de barras de control insertadas en el reactor que contienen

núcleos no fisionables, y que además permiten controlar el arranque y parada del reactor y en

segundo lugar mediante moderadores, que suelen ser barras de 𝐶812 en forma de grafito o con

agua pesada.

La misión de los moderadores es la de reducir la velocidad de los neutrones al valor más bajo

posible, de modo que sus longitudes de onda de Broglie sean lo más largas posibles, ya que esta

es la que limita su sección transversal para captura, debido a las propiedades ondulatorias de

los neutrones.

Los reactores se pueden clasificar principalmente en dos:

Reactores de fusión: Reactores que aprovechan la energía de la fusión nuclear (estos

reactores aún están en desarrollo ya que aunque se ha conseguido controlar una reacción

aún no se ha conseguido que sea energéticamente rentable)

Reactores de fisión: Reactores que aprovechan la energía térmica que se produce en las

reacciones de fisión.

Dentro de los reactores de fisión se distinguen los siguientes tipos:



44

A. Reactor de agua presión (PWR)

Este tipo de reactor es el más utilizado en el mundo. Como combustible se utiliza dióxido de

uranio cerámico ligeramente enriquecido, el moderador y el refrigerante es agua ligera a presión

de manera que se evite la ebullición.

En estos reactores la energía generada se transporta mediante el agua de refrigeración que

circula a gran presión, lo que permite que se evapore sin llegar al punto de ebullición, hasta un

intercambiador de calor en donde el calor se cede al agua de un circuito secundario que genera

vapor y mueve una turbina para producir energía.

Destacar que los reactores navales son de este tipo pero más compactos, además existe un tipo

especial de este reactor denominado CANDU, que utiliza UO2 ligeramente enriquecido (no

alcanza ni el 2% de enriquecimiento) como combustible y dos sistemas separados con agua

pesada como moderador y refrigerante.

Figura 3.4 Esquema de un circuito de un reactor PWR

B. Reactor de agua liguera (LWR)

Es el segundo tipo de reactor más usado, siendo dentro de esta categoría el reactor de agua en

ebullición (BWR) el empleado.



45

Como combustible se emplea dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido y agua ligera

como refrigerante y moderador.

En este tipo de reactor el calor se usa para hervir agua, y el vapor producido mueve una turbina

que genera energía.

Figura 3.5 Esquema de un circuito de un reactor BWR

C. Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR)

Este tipo de reactor utiliza uranio natural metálico como combustible, que es introducido en

unos tubos de magnesio llamados magnox. El moderador usado es el grafito y el refrigerante es

gas, anhídrido carbónico. Un circuito secundario de agua produce vapor a alta y baja presión,

trabajando a temperaturas relativamente altas.



46

Figura 3.6 Esquema de un circuito de un reactor GCR

Existe una modalidad diferente al anterior en el que se usa combustible cerámico en vez de

metálico, se trabaja a mayor temperatura, y se usa como refrigerante helio.

D. Reactor de agua ligera avanzado (ALWR)

Se basa en los modelos PWR y BWR, pero sustituyen los enfoques de los sistemas de seguridad,

dejando de lado los sistemas eléctricos y enfocándose en sistemas pasivos como es el uso de la

fuerza de la gravedad o la circulación natural para refrigerar, aumentando así la seguridad.

Siendo los que se están construyendo actualmente.

E. Reactores de IV generación

Son reactores cuya introducción comercial se estima para el 2030, se espera que sean más

seguros y produzcan menos residuos (reciclado de plutonio y resto de actínidos), operarán a

mayor temperatura que los actuales, destacando de estos:

1. Reactor de gas de muy alta temperatura (HGRT)

Se usa como combustible uranio altamente enriquecido, grafito como moderador y helio como

refrigerante.



47

2. Reactor reproductor rápido de metal líquido (LBFBR)

Se usa uranio altamente enriquecido, no utiliza moderador y emplea el sodio como refrigerante

transfiriéndose el calor a un circuito intermedio también de sodio para generar calor. El nombre

de reproductor proviene debido a que es capaz de crear más material fisionable del que

consume, esto se debe a que cuenta con una zona fértil en la que los neutrones que escapan de

la zona fisil inciden sobre el U-238 produciendo Pu-239.

Figura 3.7 Esquema de un circuito de un reactor LBFBR

3. Otros reactores

En este grupo se pueden englobar a los que son refrigerados por plomo líquido, sales fundidas,

o por agua supercrítica.

F. Reactores experimentales

Se utilizan para experimentar con materiales o como fuentes neutrónicas de alta densidad,

existen multitud de ellos según la aplicación que vayan a tener.


Residuos radiactivos-Clasificación de los residuos radiactivos

48

2. RESIDUOS RADIACTIVOS

2.1.Clasificación de los residuos radiactivos

Los residuos radiactivos pueden ser clasificados atendiendo a diversos factores:

A. Estado físico

Este criterio es muy importante, ya que afecta al distinto tratamiento o acondicionamiento que

reciben según sean sólidos, líquidos o gaseosos.

B. Tipo de radiación emitida

Los radionucleidos contenidos en los residuos radiactivos pueden desintegrarse de diferentes

formas, dando lugar a emisión de diferentes partículas o rayos. Desde este punto de vista los

residuos se clasifican en emisores alfa, beta y gamma tal y como se ha visto en el apartado de

tipos de desintegraciones radiactivas.

Las emisiones α se pueden detener con una hoja de papel, para las 𝛽, en sus dos tipos, bastará

con una lámina de aluminio, mientras que para las emisiones γ, debido a que es la más energética

que existe, para detenerla es necesario contar con una barrera de plomo de un determinado

espesor.

C. Período de semidesintegración

Es el tiempo necesario para que la actividad de un radionucleido se reduzca a la mitad.

Según el periodo se semidesintegración los radionucleidos pueden clasificarse en residuos

radiactivos de vida corta, si su periodo es inferior a 30 años o residuos radiactivos de vida larga

si este es superior a 30 años.

D. Concentración de actividad

Se pueden clasificar por la concentración de actividad por unidad de masa o volumen de

material radiactivo (actividad específica).

La actividad de un radionucleido se define como el número de transformaciones nucleares

espontáneas que se suceden en el mismo en la unidad de tiempo, siendo esta unidad de medida

el becquerelio, que corresponde a una desintegración por segundo.



49

En general un residuo radiactivo contendrá varios radionucleidos, cada uno de ellos con una

concentración de actividad diferente. Para cada uno de ellos hay establecidos unos valores a

partir de los cuales se considerará de alta actividad o baja.

E. Radiotoxicidad

Es una propiedad de los residuos radiactivos que define su peligrosidad desde el punto de vista

biológico. Esta engloba diversos parámetros como el tipo de radiación, el periodo de

semidesintegración, la velocidad a la que es expulsado del organismo por los procesos

orgánicos y si tiende a fijarse en tejidos u órganos.

En la Tabla 4.1, se recogen algunos ejemplos representativos de la clasificación en 4 grupos de

los radionucleidos, según su grado de radiotoxicidad por unidad de actividad, tal y como

recomiendan la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), como el Organismo

Internacional de Energía Atómica (OIEA), y el EURATOM

Grupo A

Alta toxicidad

Grupo B

Media-Alta toxicidad

Grupo C

Media-Baja toxicidad

Grupo D

Baja toxicidad

266Ra 90Sr 32P 3H

239Pu 125I 198Au 51Cr

241Am 126I 99Mb 99Tc

131I U (natural)

Tabla 4.1 Ejemplos isótopos según toxicidad

La clasificación más aceptada internacionalmente es la propuesta por la OEIA que desde el

punto de vista de la gestión, atiende a criterios de actividad específica y período de

semidesintegración.

Residuos radiactivos de transición, que presentan un periodo de semidesintegración muy

corto, cuya gestión básica consiste en el almacenamiento para decaimiento.

Residuos de baja o media actividad de vida corta (RBMA-VC), que contienen nucleidos

cuya vida media es inferior o igual a la del Cesio-137 y Estroncio-90, con una concentración

limitada de radionucleidos alfa de vida larga (400 Bq/g).



50

Residuos de baja o media actividad de vida larga (RBMA-VL), conteniendo los

radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los límites

aplicables a los residuos de vida corta.

Residuos de alta actividad (RAA) que contienen radionucleidos superiores a los residuos de

vida corta y una potencia térmica superior a los 2 kW/m3.

En España, y desde el punto de vista de su gestión los residuos radiactivos se clasifican:

1. Residuos de muy baja actividad (RBBA) y baja y media actividad (RBMA) :

No generan calor.

Contienen radionucleidos emisores 𝛽-γ con períodos de semidesintegración inferiores a 30

años, y con actividades que tras un período máximo de 300 años en el almacenamiento

definitivo resultan inocuas.

Su contenido en emisores α debe ser inferior a 370 Bq/g.

Un residuo de muy baja actividad sería si su vida máxima no supera los 60 años, mientras que

un residuo que cumpliese estas características pero con un tiempo de semidesintegración

superior a 30 años se consideraría de muy baja, media o baja actividad pero de vida larga,

variando así su gestión.

2. Residuos de alta actividad (RAA):

Contienen radionucleidos emisores alfa de vida larga en concentraciones por encima de los

370 Bq/g.

Pueden desprender calor.

Los radionucleidos contenidos en residuos de alta actividad tienen un período de

semidesintegración superior a 30 años, llegando algunos a alcanzar decenas de miles de años.


Residuos radiactivos-Origen de los residuos radiactivos

51

2.2.Origen de los residuos radiactivos

El origen de los residuos radiactivos es muy diverso y se genera en varias actividades, que son

la producción de energía eléctrica de origen nuclear, aplicaciones de los radioisótopos en la

medicina, industria e investigación, clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, y otras

industrias que utilizan materias primas que contienen radionucleidos de origen natural.

De todas estas actividades la que más residuos genera es la referente a la producción de energía

eléctrica de origen nuclear.

En primer lugar se verán las actividades que generan residuos radiactivos de baja y media

actividad, y a continuación, por ser el objeto de estudio de este proyecto se revisarán con mayor

detalle las actividades que generan los residuos radiactivos de alta actividad.

A. Actividades que generan residuos radiactivos de media y baja actividad

Las actividades que generan principalmente residuos radiactivos de baja y media actividad son

las del campo de la medicina, industria o investigación. Las centrales nucleares también generan

residuos radiactivos de baja y media, pero a diferencia del resto de actividades para residuos de

baja y media actividad, estos son recogidos y tratados en las mismas.

En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico

y tratamiento de enfermedades genera los residuos radiactivos. Estos pueden provenir de

fuentes encapsuladas, como es el uso del Co-60, que se emplea en el tratamiento de tumores y

genera residuos sólidos cuando hay que cambiarlas, o fuentes no encapsuladas.

En este último grupo están los que emplean elementos radiactivos en estado líquido, usado para

fines como el diagnóstico mediante trazadores (como por ejemplo Tc-99 o I-131), tratamiento

de enfermedades de la sangre (P-32) o investigación; y los residuos sólidos contaminados,

como algodones, guantes, o jeringuillas.

En las aplicaciones industriales se emplean fuentes encapsuladas para realizar mediciones de

nivel en depósitos o humedad en zonas donde es difícil el acceso, y también se usan fuentes

encapsuladas de radiación gamma para ensayos no destructivos (gammagrafía

fundamentalmente) que son de mayor actividad que las anteriores.



52

En cuanto a los centros de investigación nuclear, los residuos proceden de reactores de

enseñanza, plantas pilotos, etc. Estos suele tener una naturaleza muy variable debido a la

cantidad de isótopos que se usan y la gran variedad de procesos que se llevan a cabo.

B. Actividades que generan residuos radiactivos de alta actividad

Los residuos de alta actividad son muy diversos, ya que abarcan todo el ciclo del combustible

nuclear desde la explotación y beneficio del uranio hasta la utilización del combustible en

centrales nucleares y sus posteriores clausura y desmantelamiento.

Aunque muchos de los residuos generados son de media actividad, su tratamiento es diferente

debido a que son de vida larga.

1. Primera parte del ciclo de combustible nuclear

El uranio es la materia prima a la hora de fabricar el combustible nuclear, dado que en la

mayoría de los reactores nucleares actuales se usa como dióxido de uranio en forma de pastillas

que son las que irán dentro de las barras de combustible formando así el elemento combustible.

El conjunto de operaciones que van desde la extracción del mineral hasta su carga como

combustible en una central se denomina “primera parte del ciclo de combustible nuclear”.

En la figura 4.1 se pueden observar los diferentes procesos que ocurren en esta primera parte

del ciclo.

Figura 4.1. Primera parte del ciclo del combustible nuclear



53

a. Minería y producción de concentrados de uranio

Los minerales de uranio son numerosos, pudiendo encontrarse en forma primaria, refractario o

incluso de forma oxidada. Solo se explotan aquellos yacimientos en los que se estiman

cantidades elevadas, pues son los únicos rentables.

La existencia del mineral se observa por la existencia de gas radón producto de la desintegración

del uranio, siendo el mineral más rico en uranio la pechblenda.

La minería del uranio puede ser subterránea, aunque tienen un mayor impacto radiológico en

los trabajadores pero menor impacto ambiental o bien mediante explotación a cielo abierto,

aunque esto genera los problemas de escape de gas radón y polvo ligeramente radiactivo que

puede causar contaminación.

El otro método que se sigue es mediante lixiviación in situ, que es muy usado en EEUU y Países

de Europa del Este. Este método consistente en introducir soluciones acuosas en los pozos que

capturan los iones de uranio y que se enriquecen en el contenido de este ión, para luego proceder

a su extracción mediante bombeo.

Este método sin embargo presenta riesgos de contaminación de acuíferos adyacentes.

La minería del uranio genera grandes volúmenes de residuos, la mayor parte están constituidos

por parte de la roca extraída, con muy bajo contenido en uranio.

A la hora de tratar los residuos generados en esta fase se debe tener en cuenta que aunque la

radiactividad es baja, debido a que su inventario es grande y que sus características no han

cambiado respecto a las condiciones naturales previas a la explotación, la dispersión o emisión

podría ocasionar graves problemas de contaminación ambiental.

Por ejemplo las aguas procedentes de acuíferos de la mina y las aguas pluviales que han estado

en contacto con material radiactivo han de ser tratadas previamente, debido a que son muy

ácidas y contienen concentraciones de uranio, radón y radio no apropiadas para la incorporación

a los cauces públicos.

Tras extraer el mineral de uranio de la mina para evitar tener que tratar grandes cantidades de

material en el proceso de fabricación de combustibles, se realizan una serie de procesos físico-

químicos de manera que se obtenga un producto con una concentración en uranio superior al

65%.



54

Esto proceso se realiza en 6 etapas, en primer lugar se prepara el mineral reduciendo su tamaño

de manera que sea más fácil trabajar con el mismo en los procesos químicos posteriores. Esta

preparación se realiza mediante trituración y molienda, aunque también si es necesario se puede

llevar a cabo una tostación del material para eliminar indeseables y facilitar su disolución.

A continuación se lleva a cabo la solubilización del uranio (o lixiviación) bien en medio ácido

(con sulfúrico diluido) o bien en medio alcalino (con disoluciones acuosas de carbonatos). La

diferencia a la hora de elegir un método u otro dependerá de las consideraciones químicas y

económicas, componentes de la ganga, etc.

En tercer lugar se efectúa la separación solido-líquido, en donde se separa la pulpa obtenida del

proceso anterior, obteniendo una parte fértil donde se encuentra el uranio disuelto. Esta

operación de separación se realiza mediante sistemas de decantadores a contracorriente y

mediante el uso de floculantes.

Tras la separación solido-líquido se realiza una concentración y purificación parcial mediante

intercambio iónico y extracción con disolventes orgánicos para luego pasar al proceso de

precipitación y secado.

El precipitado se obtiene mediante el uso de amoniaco o sosa cáustica, según el método de

lixiviación usado. La pasta creada se seca y se obtiene finalmente un producto solido llamado

“yellow cake” (U3O8).

Finalmente la torta obtenida se guarda en envases de plástico y que irán dentro de bidones de

acero.

En esta parte se obtienen residuos líquidos como es el agua de infiltración, así como los

rechazos del mineral que forman los residuos sólidos.

b. Primera conversión de U3O8 a UF6

En esta parte del proceso se lleva en primer lugar una purificación de la “yellow cake” para

obtener nitrato de uranilo puro UO2 (NO3)2 que será usado para la elaboración de hexafluoruro

de uranio (UF6).

Esta elaboración puede realizarse por dos vías, la húmeda, y la seca, siendo la última de ellas

la más común.



55

La vía seca consiste en diversas fases que son: evaporación del nitrato de uranilo, calcinación

del compuesto para obtener UO3 que posteriormente se reducirá a UO2 y en último lugar se le

realizan dos procesos de fluoruración para obtener UF6.

La vía húmeda consiste en la precipitación de diuranato amónico U2O7 (NH4)2, a partir del

nitrato de uranilo. Luego este precipitado se descompone mediante calcinación para obtener

UO3, a continuación el proceso sigue igual que para la vía seca.

En esta parte se generan residuos líquidos y gaseosos, siendo el más peligroso el hexafluoruro

de uranio por sus características corrosivas.

c. Enriquecimiento

Debido a que el U-235 se encuentra en porcentajes no superiores al 0,7%, es necesario llevar a

cabo el enriquecimiento del mismo a partir del UF6 que se ha obtenido del proceso de

conversión anterior.

Los métodos de enriquecimiento más usados son:

Difusión gaseosa: Se basa en las velocidades de difusión de las moléculas de un gas a través

de una barrera porosa. El gas que pase en primer lugar será algo más rico en el isótopo

ligero, mientras que el gas restante contendrá mayor proporción del isótopo pesado. Es

necesaria una difusión en cascada, hasta obtener el enriquecimiento deseado. Es el método

más usado.

Ultracentrifugación: Consiste en que si se centrifuga un gas o vapor que contiene especies

moleculares de masa distinta, la fuerza centrífuga producirá una separación parcial,

moviéndose las moléculas más pesadas hacia la periferia y tendiendo las más ligeras a

permanecer próximas en el centro. Para aumentar el efecto de separación se puede introducir

un gradiente térmico.

Separación por toberas: Se basa en la expansión de un chorro gaseoso supersónico, a la

salida de una tobera, de manera que las líneas de corriente que contienen la fracción más

pesada son menos desviadas que las que contienen la fracción más ligera.

El enriquecimiento puede variar en función del uso que vaya a tener distinguiendo 3 grados:

uranio ligeramente enriquecido con un enriquecimiento que oscila entre el 0,9%-2% usado en



56

los reactores tipo CANDU, uranio altamente enriquecido con un enriquecimiento mayor al 20%

y se emplea para armas nucleares cuya concentración alcanza el 85% pudiendo exceder el 90%

para los reactores nucleares de barcos o submarinos y uranio de bajo enriquecimiento cuyo

enriquecimiento es inferior al 20% y es empleado para los reactores de agua ligera con

concentraciones no superiores al 5% o en reactores de investigación con un enriquecimiento

del 12% pudiendo llegar al 20%.

En esta parte del proceso se generan efluentes radiactivos gaseosos y líquidos.

d. Segunda conversión de UF6 a UO2

Para poder fabricar las pastillas de UO2 que se usarán para la fabricación del combustible

nuclear, es necesario primero la conversión química del UF6 a UO2. Este puede darse también

por dos vías, la húmeda y la seca.

En el caso de la vía húmeda se basa en procesos de hidrólisis del UF6 y la precipitación del UO2

de las disoluciones acuosas resultantes.

En los procesos por vía seca el UF6 es descompuesto y reducido por vapor e hidrógeno,

precipitando directamente el UO2 en polvo sólido.

Este polvo se somete a un proceso de prensado y sinterizado para obtener las pastillas de UO2,

con una compacidad superior al 90% pero sin llegar al 100% a fin de dejar huecos para los

productos de fisión que se generen duran el proceso de fisión en el reactor.

e. Fabricación de elementos combustibles

Una vez obtenidas las pastillas cilíndricas, estas constituirán las unidades menores de

combustible nuclear, siendo su función primaria la de proveer de una fuente de energía térmica

por medio de una reacción nuclear controlada.

Estas pastillas irán introducidas en una vaina formando una barra o varilla que conforma la

primera línea de seguridad en una central nuclear, debiendo estas garantizar la estanqueidad del

combustible a lo largo de toda su vida útil.

La agrupación de estas barras, que según el tipo de reactor y el combustible usado pueden variar

su disposición final (generalmente se agrupan formando un cilindro o un rectángulo) formarán

el elemento combustible, cuya función principal es generar calor y transferirlo al refrigerante

que pasa alrededor del mismo.



57

En la figura 4.2 se observar un esquema de lo descrito anteriormente.

Figura 4.2 Esquema de fabricación de un elemento de combustible

f. Central nuclear

En esta parte es donde se lleva a cabo el uso del combustible tras todo el proceso realizado

desde su extracción hasta su fabricación.

Es el que constituye la última parte de la primera parte del ciclo del combustible nuclear.

En esta parte del proceso aparecen los productos de fisión y elementos transuránidos, además

se generan gran cantidad de residuos sólidos, líquidos y gaseosos.

2. Segunda parte del ciclo del combustible nuclear

En esta parte están incluidas todas las operaciones a las que es sometido el combustible que se

encuentra en el reactor hasta su aislamiento definitivo.

En la actualidad existen tres técnicas de gestión del combustible gastado, el ciclo abierto

(almacenamiento definitivo), ciclo cerrado (envío a una planta de reprocesamiento) y ciclo

cerrado avanzado (separación y transmutación).



58

Debido a las diferencias existentes en cada técnica de gestión los residuos producidos serán

muy diferentes, por lo que se le dedicará un capítulo para estudiará con más detalle esta

cuestión, ya que es el objeto principal de estudio de este proyecto, debido a que abarca toda la

gestión y tratamiento de los residuos radiactivos de alta actividad.

a. Características del combustible gastado

Dado que la casi totalidad de los residuos de alta actividad corresponden al combustible gastado

o a residuos generados en procesos para su reutilización, a continuación se va a ver sus

características y propiedades debido a que es el que presenta el mayor problema a la hora de

gestionarlo.

El combustible nuclear gastado está compuesto por uranio e isótopos estables y radiactivos

(figura 4.3), cuya composición dependerá del grado de quemado (energía térmica producida

durante su estancia en el núcleo del reactor y medida en MWd/toneladasU y enriquecimiento

del mismo, variando esta además con el tiempo debido a la desintegración de los isótopos

radiactivos.

Los isótopos presentes en el combustible son actínidos, productos de fisión y productos de

activación.

Figura 4.3 Composición del combustible gastado

Los actínidos más comunes son los transuránidos neptunio, americio, curio y plutonio, aunque

el más abundante de ellos será el uranio tanto antes como después de su irradiación, estos



59

actínidos se generan de diferentes formas; en la figura 4.4, se muestra un esquema de la

generación de estos en un reactor nuclear.

Figura 4.4 Esquema de la generación de actínidos dentro de un reactor nuclear

En cuanto a los productos de fisión, estos se generan por la fisión del U-235 y constituyen más

del 99% de la radiactividad del combustible nuclear gastado. No obstante, del total de los

productos de fisión, transcurridos 5 años desde su descarga solo el 20% serán radiactivos.

Los productos de activación son los que se generan por medio de captura electrónica en los

materiales estructurales y las vainas que contienen al combustible, la cantidad de estos es muy

pequeña.



60

En las tablas 4.2, 4.3 y 4.4, se muestra una composición más detallada del combustible gastado

sin contar el uranio, es decir dentro del 5% de elementos que componía el combustible gastado

que porcentaje representa cada uno de los grupos de la tabla periódica, la forma química de los

radionucleidos y el estado de oxidación más frecuente de los actínidos y productos de fisión.

Composición del combustible gastado (sin contar el uranio)

Grupos Elementos

Alcalinos (7%) H, Rb, Cs

Alcalinotérreos (6%) Sr, Ba

Lantánidos (6%) Y, La, Ce, Pm, Pr, Sm, Nd, Eu, Gd, To, Ds

Metales nobles y otros (10%) Ag, Cd, Sn, Sb, Pd, In, Ru, Rh

Anfígenos (1%) Se, Te

Halógenos (13%) Br, I

Gases nobles (13%) Xe, Kr

Actínidos (20%) Pu, Np, Am

Varios (18%) Zr, Mo, Tc

Tabla 4.2 Composición del combustible gastado (sin contar el uranio)

Forma química de los radionucleidos

Gases y elementos volátiles Kr, Xe, Br, I

Precipitados metálicos Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te

Fases oxidadas precipitadas Rb, Cs, Ba, Zr, Nb, Mo, Te

Óxidos disueltos en la matriz del

combustible

Sr, Zr, Nb, Y, La, Ce, Pr, Nd, Pm, S, En

Tabla 4.3 Forma química de los radionucleidos



61

Estado de oxidación Elemento

-1 Br, I

0 Kr, Xe, Mo, Tc, Ru, Rh,

Pd, Ag, Cd, In, Sr, Sb, Te

1 Cs, Rb

II Sr, Ba

III Am, Cm

IV U, Pu, Np, Zr, Mo, Te

V Nb

VI Mo

Tabla 4.4 Estado de oxidación más frecuente actínidos y productos de fisión

En el combustible gastado son por tanto los isótopos radiactivos los que marcan el perfil de la

evolución temporal de la actividad, potencia térmica y radiotoxicidad como consecuencia de su

decaimiento radiactivo.

Esta decaimiento radiactivo se produce en cada elemento inestable hasta llegar a un isótopo

estable, mediante decaimiento gamma, beta o alfa, aunque también se pueden dar casos de

fisión espontanea, captura electrónica o emisión de neutrones libres (tal y como se vio en el

apartado de estabilidad nuclear).

Por ejemplo, de los productos de activación el Zr-93 y Nb-94 sufren un decaimiento beta a Nb-

93 y Mo-94 respectivamente, que son isótopos estables. El Ni-59 mediante captura electrónica

pasa a Co-59 que es estable.

Otros elementos, generalmente los transuránidos, en su desintegración siguen las llamadas

cadenas naturales, es decir cadenas radiactivas de elementos hasta que alcanzan uno estable, se

llaman naturales debido a que estos existen en la tierra desde su formación.

Estas cadenas son 4, la del Th-232 (4n), U-238 (4n+2) y 235 (4n+3) y la del Np-237 (4n+1);

aunque este último sea artificial, inicialmente si se encontraba en la corteza terrestre.

Estas cadenas se recogen en unas tablas en las que muestra el tipo de desintegración radiactiva

que siguen, el período de semidesintegración, la energía desprendida y el producto que se

obtiene. En el Anexo A se muestran estas 4 cadenas.



62

En el caso de la radiactividad (figura 4.5) durante aproximadamente los primeros 500 años es

consecuencia de los productos de fisión que emitirán radiación beta y gamma, tras esto serán

los transuránidos los que proporcionen la mayor fuente de radiactividad debido generalmente a

las emisiones alfa. Tras más de 10000 años esta se deberá al uranio, neptunio, plutonio y sus

productos de desintegración así como los productos de fisión de vida larga (Tc-99, I-129 y Cs-

135).

Figura 4.5 Emisión de radiactividad del combustible gastado

En cuanto a la potencia térmica residual (figura 4.6) esta va casi de la mano de la radiactividad,

siendo el cesio y estroncio (productos de fisión) en los primeros 50 años los responsables de

esta para luego ser el Am-241 el que genera casi toda esta debido a la desintegración del Pu-

241 siendo por último el Pu-239 y 240 de donde provenga fundamentalmente.



63

Figura 4.6 Emisión de calor del combustible gastado

En cuanto a la radiotoxicidad la mayoría de los productos de fisión buscan la estabilidad

mediante desintegraciones del tipo beta mientras que los transuránidos inicialmente lo hacen

mediante desintegraciones tipo alfa, por lo que inicialmente aunque la radiotoxicidad total se

aproxime a la de los productos de fisión está al cabo de unos 100 años se irá aproximando a la

de los elementos transuránidos (figura 4.7) debido a que la radiotoxicidad de los emisores alfa

es mayor que las de emisores beta, siendo por tanto el estroncio y cesio los responsables de esta

en los primeros 100 años para luego ser el neptunio, plutonio, curio y americio los principales

contribuyentes.

Figura 4.7 Radiotoxicidad combustible gastado



64

3. Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas

Una vez que se considera que la vida útil de una instalación ha finalizado se procede al cese de

la actividad y posterior desmantelamiento.

En las instalaciones del ciclo del combustible previas al reactor, se tienen residuos

contaminados con radionúclidos naturales siendo necesario estabilizarlos para evitar riesgos

radiológicos.

Mientras que en una central nuclear en primer lugar se debe almacenar el combustible gastado

en una zona adecuada y retirar todos los residuos generados durante la operación del reactor. A

continuación se sellaran todas las partes donde existen niveles altos de radiactividad además de

retirar todas las partes que puedan ser fácilmente desmanteladas.

En último lugar se separará todo el material radiactivo que supere los niveles de aceptación

establecidos por la autoridad competente.

En el desmantelamiento de instalaciones de etapas posteriores al reactor es decir centros de

almacenamiento temporal o instalaciones donde se realiza el reprocesado del combustible se

obtienen residuos de alto nivel de radiactividad.

En la figura 4.7 se puede apreciar un gráfico en el cual queda recogido los diferentes residuos

radiactivos de alta actividad generados incluyendo también algunos residuos de media actividad

que por sus características deben ser tratados como residuos de alta actividad.

Figura 4.7 Composición residuos radiactivos de alta actividad



65

En el gráfico se aprecia como sobre el 80% de los residuos de alta actividad generados

corresponden al combustible gastado en reactores PWR y BWR, un 8% corresponde al

desmantelamiento de las centrales nucleares, sobre el 6% a vitrificados o residuos procedentes

de las industrias de reprocesado de combustible y el resto corresponde a residuos que por sus

características deben ser tratados igual que los de alta actividad al no poder ser almacenados en

instalaciones de media o baja actividad.

En último lugar y aunque no se haya hablado de ellos en este apartado ni aparezcan en el gráfico,

también se deben tener en cuenta los residuos generados por la industria militar, si bien aunque

estos no suponen un alto porcentaje cuentan con residuos altamente radiactivos, provenientes

del funcionamiento de los reactores nucleares en barcos, y composición de las armas, así como

algunos otros de baja y media actividad, cuya gestión y almacenamiento se hacen separados de

los correspondientes al ciclo del combustible nuclear debido al riesgo y las características que

presentan.

En España por ejemplo los residuos radiactivos que se producen actualmente, así como los que

se podrían generar en un futuro son:

Operación de las centrales nucleares (se producen RAA y RBMA).

Desmantelamiento de las centrales nucleares (se producen RBBA y RBMA).

Operación de la fábrica de elementos combustibles de Juzbado (se producen RBMA).

Desmantelamiento de la fábrica de elementos combustibles de Juzbado (se producen

RBMA).

Residuos generados en el Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y

Tecnológicas (Ciemat) (se producen RBBA y RBMA).

Desmantelamiento de reactores e instalaciones de investigación (se producen RBMA).

Aplicación de los radioisótopos a la medicina, industria, agricultura e investigación (se

producen RBMA).



66

Incidentes producidos ocasionalmente (pueden ser RAA y RBMA).

Operación de las propias instalaciones de almacenamiento (actualmente RBMA y en un

futuro RAA).

Reprocesado en el extranjero del combustible gastado procedente de centrales nucleares

españolas (se producen RAA y RBMA).


Tratamiento y gestión de residuos RAA

67

3. TRATAMIENTO Y GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS DE ALTA ACTIVIDAD

3.1. Principios de gestión de residuos radiactivos

El objetivo principal a la hora de tratar los residuos radiactivos es proteger la salud humana y

el medioambiente de manera que tanto actualmente como en el futuro no existan problemas.

Para que esto se pudiera llevar a cabo, se aprobó en 1995 por medio del OIEA una serie de

principios básicos que se resumen a continuación:

Los residuos se gestionarán de manera que quede asegurado un nivel aceptable de

protección de la salud para los seres humanos, así como un nivel aceptable de protección

del medio ambiente.

A la hora de la gestión se tendrá en cuenta los posibles efectos de los residuos radiactivos

sobre los seres humanos y el medio ambiente más allá de las fronteras nacionales.

Se debe asegurar que los residuos radiactivos no generen carga alguna a las generaciones

futuras, así como que el impacto en su salud no sea superior a los niveles de protección

actualmente considerados aceptables.

Los residuos radiactivos se gestionarán en un marco legal nacional apropiado que incluya

una clara asignación de responsabilidades y contemple funciones reguladoras

independientes.

La generación de residuos radiactivos se mantendrá al nivel mínimo que sea prácticamente

posible.

La dependencia que existe entre la generación de las diferentes actividades necesarias para

la gestión de los residuos radiactivos se tendrá en cuenta de forma apropiada.

La seguridad de las instalaciones utilizadas para la gestión de los residuos radiactivos deberá

garantizarse de forma apropiada durante toda su vida, durante la fase de explotación y



68

durante la fase postoperacional, para lo que es necesario realizar la evaluación de la

seguridad y del impacto radiológico en el largo plazo.

3.2. Etapas de la gestión de residuos radiactivos

Toda gestión de residuos radiactivos tiene por objeto una serie de etapas:

Minimización: Consiste en reducir los residuos radiactivos en cantidad y actividad a un nivel

tan bajo como sea posible. Englobando la reducción en la fuente, el reciclado y la

optimización de la gestión del residuo.

Tratamiento previo: En esta etapa se pueden segregar corrientes de residuos, para su

reciclado dentro del proceso o para su evacuación como desechos no radiactivos ordinarios.

Tratamiento: Incluye las operaciones cuya finalidad es lograr mayor seguridad modificando

las características de los residuos ( reducción de volumen, extracción de radionucleidos o

modificación de la composición).

Acondicionamiento: Son las operaciones realizadas con el fin de dar a los residuos una

forma adecuada para su manipulación, transporte, almacenamiento y evacuación. El

tratamiento y acondicionamiento suelen llevarse a cabo de manera muy relacionada.

Almacenamiento Temporal: Es la etapa intermedia de la gestión, en esta se proporciona a

los residuos radiactivos el confinamiento, vigilancia y protección durante un tiempo

limitado.

Transporte: Desplazamiento de los residuos fuera de la instalación generadora hacia otra

instalación u otra etapa de la gestión.

Evacuación: Etapa final de la gestión de residuos radiactivos. Consiste en la colocación de

los mismos en un almacén definitivo con garantías de seguridad razonables, sin intención

de recuperarlos o someterlos a vigilancia a largo plazo.



69

3.3. Opciones para la gestión y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad

3.3.1. Ciclo abierto

Se entiende por ciclo abierto aquel en el que no se prevé la utilización de los elementos

combustibles gastados por lo que se considera todo el combustible gastado como el residuo a

gestionar.

Las etapas que componen este proceso son un almacenamiento temporal por un período que

puede oscilar desde los 50 años hasta los 100, y un almacenamiento definitivo en un

almacenamiento geológico profundo (AGP).

En primer lugar se extrae el combustible gastado del reactor y se introduce en una piscina, tras

un primer periodo de enfriamiento, se puede optar por otras vías de almacenamiento temporal.

Una vez que han disminuido considerablemente el calor desprendido y los niveles de radiación,

este se transporta a un AGP donde permanecerá protegido y sin riesgos para el medioambiente

ni las personas para siempre.

A. Almacenamiento Temporal

En esta etapa el combustible gastado es almacenado temporalmente durante un periodo de

tiempo indefinido (hasta que la actividad de los reactivos caigan a niveles adecuados para su

almacenamiento definitivo) si se opta por la vía de ciclo abierto, o por un corto período de

tiempo, si se sigue la vía de ciclo cerrado o ciclo cerrado avanzado.

El objetivo del almacenamiento temporal no es otro que garantizar la seguridad nuclear y

protección radiológica, de manera que no se puedan dar riesgos inaceptables ni para la salud ni

para el medioambiente.

De esta manera, todo almacenamiento temporal está sujeto a unas funciones esenciales de

seguridad:

Garantizar una configuración subcrítica, de manera que no se pueda producir una reacción

de fisión autosostenida.



70

Facilitar la disipación del calor de desintegración de los productos reactivos del combustible

gastado.

Proporcionar un blindaje contra la radiación gamma.

Garantizar que sea posible recuperar tanto el combustible gastado como los RAA

almacenados, asegurando su conservación del estado e integridad física durante toda la vida

de la instalación.

Aun independientemente de la vía por la que se opte, existen dos tipos de almacenamiento

temporal, que puede ser en húmedo (se usa agua) o en seco (se usa un gas inerte o aire).

Inicialmente tras extraer el combustible gastado siempre se usa el almacenamiento en húmedo,

debido a que se disipa el calor mucho más rápido.

Tras esto se puede optar por continuar con el almacenamiento en húmedo o bien optar por el

seco, siendo este último más recomendable para el medio/largo plazo; debido al bajo coste, el

enfriamiento se realiza por convección natural, y que además no generan residuos secundarios

durante su tiempo de operación.

Ambos se suelen realizar en la misma central por medio del almacenamiento temporal

individualizado (ATI) que es capaz de almacenar los residuos de la misma. Aunque lo más

viable económicamente y desde el punto de la seguridad, es el almacenamiento temporal

centralizado, que consiste en los mismos métodos que los ATI, pero pudiendo almacenar los

residuos de todas las centrales del país o una gran mayoría de ellas.

En la tabla 5.1 se presenta un cuadro con las opciones disponibles para el almacenamiento

temporal del combustible gastado y de los RAA.



71

Tipos de almacenamiento temporal

Húmedo

Piscinas

Seco

Contenedores

Silos

Bóvedas

Tabla 5.1 Tipos de almacenamiento temporal

1. Almacenamiento temporal individual en húmedo

a. Almacenamiento en piscinas

Este tipo de almacenamiento está totalmente desarrollado y se lleva a cabo tanto en centrales

nucleares como en centrales de reprocesamiento.

Consiste en la introducción para el almacenamiento de los elementos combustibles en una

piscina de agua mediante el uso de grúas que extraen los elementos combustibles del reactor y

los colocan dentro de las piscinas en bastidores de acero inoxidable o aluminio.

El empleo del agua como método para almacenamiento se debe a que disipa muy bien el calor,

es un buen blindaje frente a las radiaciones emitidas y al ser transparente permite un gran control

e inspección del combustible gastado, además de su manejabilidad.

Las piscinas suelen ser de hormigón armado de diseño sísmico, con las paredes recubiertas

interiormente de acero inoxidable.

La forma suele ser rectangular aunque de dimensiones variables, generalmente entre los 10 y

los 13 metros, siendo obligatorio una profundidad mínima de 3 metros de agua por encima de

las barras de combustible que miden en torno a los 4,5 metros (que se alojan verticalmente de

acuerdo al primer criterio de seguridad mencionado anteriormente) para garantizar el blindaje

que proporciona el agua. La forma que presentan generalmente es rectangular.

La capacidad de estas es variable, debido a que las centrales diseñadas para el reprocesado del

combustible no tenían que albergarlo durante toda la vida útil de la planta, no obstante la

capacidad mínima exigida para el funcionamiento de una central es que se pueda introducir

todo el combustible del reactor en caso de tener que vaciar la vasija.



72

No obstante existen diversas soluciones que permiten una mejor utilización del espacio de

aquellas piscinas que tenían una capacidad limitada, si no es posible ampliar la actual o construir

una nueva.

Por ejemplo mediante el re-racking, que consiste en cambiar los bastidores iniciales por otros

con absorbentes neutrónicos a base de compuesto de boro, de manera que se puede ampliar la

capacidad de almacenamiento mientras se mantienen las condiciones subcríticas.

Otra opción es el burn-up credit que asume que como el elemento combustible, una vez

irradiado tiene menor grado de enriquecimiento necesita menor distancia entre bastidores así

como materiales absorbentes.

Como última opción está el doublé tiering, es decir el almacenamiento de doble capa o doble

apilado de los elementos combustibles.

En último lugar cualquier piscina de almacenamiento temporal debe contar obligatoriamente

con:

Sistemas de detección de fugas en los combustibles gastados que avisen a la sala de control.

Sistemas de refrigeración del agua mediante recirculación por medio de intercambiadores

de calor para mantener una temperatura por debajo de los 50 ºC.

Sistema de purificación del agua mediante el uso de resinas de intercambio iónico a fin de

poder limitar la cantidad de productos radiactivos en el agua y mantener su pH y

composición química dentro de límites aceptables.

Sistema de barrido superficial para recoger polvo y partículas suspendidas.

Sistemas de filtración y ventilación del aire del edificio donde se aloja de manera que este

esté en depresión con el exterior.

Sistemas de vigilancia y control de las condiciones del agua, es decir nivel, temperatura,

pH, conductividad, composición química y radiológica.



73

Sistemas de vigilancia y control de las condiciones del edificio en el que se encuentra, es

decir nivel de radiación y contaminación del aire del edifico.

Sistemas de alarma en caso de desviaciones de los parámetros de seguridad.

Sistemas de manejo, almacenamiento e inspección del combustible.

En la figura 5.1 se puede ver un esquema de una piscina de almacenamiento con algunos de los

elementos que la componen y en la figura 5.2 la imagen de una piscina de almacenamiento

estándar.

Figura 5.1 Corte transversal de una piscina de almacenamiento de combustible gastado



74

Figura 5.2 Vista superior de una piscina de almacenamiento de combustible gastado

2. Almacenamiento Temporal individual en seco

a. Almacenamiento en contenedores

Entre las diferentes tecnologías de almacenamiento en seco, el almacenamiento en

contenedores presenta varias alternativas, según los materiales usados y su finalidad.

Se pueden encontrar contenedores de hormigón, metálicos, o mixtos que sean solo para

almacenamiento, o que sean para almacenamiento-transporte o almacenamiento-transporte-

almacenamiento definitivo.

Aunque independientemente de los materiales y su finalidad se deben seguir cumpliendo las

funciones esenciales de seguridad mencionadas al principio.

La refrigeración es pasiva, siendo por tanto la disipación del calor por conducción y convección

natural. Además permite colocar los contenedores tanto en el interior de edificios como al aire

libre.



75

Generalmente el material usado en los contenedores depende de su finalidad, siendo los de

hormigón usados para almacenamiento, los metálicos para almacenamiento y transporte y los

de metal hormigón para almacenamiento-transporte-almacenamiento definitivo.

i. Contenedores de hormigón

Son estructuras de hormigón armado de gran espesor con tapas también de hormigón armado

para completar la función de blindaje, además cuentan con un hueco en su interior para el

almacenamiento revestido por una lámina metálica.

En este hueco es donde se encuentra el bastidor para alojar los elementos combustibles, estando

contenidos en una cápsula sellada, permitiendo así que cuando se vaya a cambiar el contendor

para realizar otra función como la de transporte o almacenamiento definitivo solo hay que

extraer la cápsula.

La disipación del calor se consigue por convección natural del aire a través del contenedor o

por conducción si el contenedor es no ventilado.

Su forma suele ser circular, aunque los últimos diseños son de forma rectangular, lo que permite

una mayor capacidad de almacenamiento en menos espacio.

En la figura 5.3 se puede observar un ejemplo de un contenedor de hormigón circular.

Figura 5.3 Esquema y corte de un contenedor de hormigón circular



76

ii. Contenedores metálicos

Son contenedores con forma circular, de acero inoxidable o acero al carbono con un bastidor

en su interior para alojar los elementos combustibles.

La pared tiene el espesor necesario a fin de garantizar el blindaje necesario, contando con varias

capas como acero inoxidable, plomo y polímeros con absorbente neutrónico.

En su exterior cuentan con dispositivos que permiten su manejo, así como varias penetraciones

con tapas atornilladas, que permiten el drenaje, venteo y vigilancia de la atmósfera interior que

se rellena de helio.

La disipación del calor tiene lugar por radiación térmica y conducción a través del bastidor y

las paredes. Aunque existe la posibilidad de contar con aletas tanto interna como externamente

para ayudar a la disipación del calor.

La ventaja de este tipo de contenedores es que el combustible se carga en la misma piscina y,

tras su almacenamiento temporal, se puede realizar el transporte del envase a su

almacenamiento definitivo sin necesidad de realizar un nuevo cambio de envase.

En la figura 5.4 se presenta un ejemplo de un contenedor metálico.

Figura 5.4 Esquema y corte de un contenedor metálico



77

iii. Contenedores mixtos

Estos contenedores están constituidos por una cápsula que aloja el bastidor con los elementos

combustibles y diferentes envolturas apropiadas para cada función (almacenamiento temporal,

transporte, almacenamiento definitivo).

El más representativo es el desarrollado por Holtec (EE.UU.), donde la cápsula multipropósito

(MPC) está diseñada como una vasija a presión rellena de helio, dentro de la cual se encuentra

el bastidor para almacenar el combustible.

En este sistema la cápsula MPC se puede insertar en el contenedor HI-STORM

(almacenamiento temporal de hormigón), en el HI-TRAC (transferencia) o en el HI-STAR

(almacenamiento temporal, transporte y almacenamiento final).

En la figura 5.5 se presenta un esquema de lo expuesto anteriormente.

Figura 5.5 Sistema multipropósito de Holtec



78

b. Almacenamiento en silos

Consiste en estructuras monolíticas de hormigón de construcción modular, normalmente fijas

y ubicadas en la superficie, que presentan cavidades en las cuales se alojan las cápsulas

metálicas de combustible selladas, estas cavidades pueden ser tanto horizontales como

verticales.

De esta manera el hormigón proporciona el blindaje y el soporte estructural, mientras que la

cápsula metálica asegura la contención necesaria.

La transmisión de calor tiene lugar mediante circulación de aire por convección natural.

c. Almacenamiento en bóvedas

Son instalaciones en las que se almacenan elementos combustibles en tubos metálicos, o bien

en horizontal o en vertical, en la que el enfriamiento se lleva a cabo por la circulación del aire

por tiro natural que luego es expulsado a través de chimeneas.

La protección y el blindaje lo proporciona la propia estructura de hormigón y las tapas de las

bóvedas.

Estas instalaciones cuentan con una zona de recepción, otra de acondicionamiento y una última

que es la de almacenamiento que se puede construir de forma modular.

En las figuras 5.6, 5.7 y 5.8, se muestra un esquema, una vista externa y otra interna de una

instalación de este tipo.

Figura 5.6 Esquema y corte de un almacenamiento en bóvedas



79

Figura 5.7 Vista exterior de un almacenamiento en bóvedas

Figura 5.8 vista interior de un almacenamiento en bóvedas

3. Almacenamiento Temporal Centralizado

El almacenamiento temporal centralizado (ATC) del combustible gastado ofrece ventajas sobre

el almacenamiento individual de estos en cada central, tanto como en la flexibilidad, el control,

la independencia con respecto a la operación de centrales, así como la reducción del número de

instalaciones.

Estos almacenes pueden optar por cualquiera de los métodos de almacenamiento expuestos

anteriormente, siendo la elección de estos en función de factores como la capacidad total de la



80

instalación, la entrada anual de material, la madurez y experiencia previa del sistema de

almacenamiento, el tiempo necesario de implantación, costes, percepción pública, etc.

Por ejemplo en España el ATC que se tiene pensado construir sería de tipo almacenamiento en

bóvedas (figura 5.9).

Figura 5.9 Esquema y corte del ATC de España correspondiente a un almacenamiento en bóvedas

El único inconveniente que presentan los ATC es que conllevan el transporte de los residuos de

alta actividad hasta el lugar donde se encuentra el almacén.

B. Transporte Residuos radiactivos de alta actividad

1. Consideraciones Generales

El transporte de los residuos radiactivos puede ser necesario para su almacenamiento temporal

bien porque la instalación no se encuentre dentro de la propia central nuclear o bien porque su



81

destino tras el almacenamiento inicial en una piscina sea su almacenamiento temporal en un

ATC.

También puede ser necesario realizar el transporte de los mismo para su almacenamiento

definitivo en un AGP, así como para llevarlos a instalaciones donde se reprocese el combustible

gastado o el simple transporte del combustible para usarlo en las centrales.

A continuación se van a ver las consideraciones tanto generales como particulares de los bultos

que transportarán los residuos así como los límites que se establecen para el contenido de los

mismos, dado que en el apartado anterior se vio el tipo de contenedor apto para el transporte de

residuos radiactivos de alta actividad.

El transporte de los residuos radiactivos se puede realizar por carretera, ferrocarril, transporte

marítimo o aéreo, todo ello según las recomendaciones establecidas por el Organismo

Internacional de la Energía Atómica. En el caso europeo, la legislación vigente es el Acuerdo

europeo para el transporte de mercancías peligrosas por carretera (ADR), el reglamento relativo

al transporte internacional de mercancías peligrosas por ferrocarril (RID), las instrucciones

técnicas (TI) para el transporte de mercancías peligrosas por vía aérea de la Organización

Internacional de Aviación Civil (OACI) y el Código Marítimo Internacional sobre el transporte

de mercancías peligrosas por vía marítima (OMDG) de la Organización Marítima Internacional

(OMI).

Independientemente del tipo de transporte a realizar existen una serie de requisitos que se deben

conseguir cuando se realiza el mismo:

La contención de los materiales por los embalajes, evitando así su dispersión y su posible

incorporación a las personas.

Control de la radiación emitida por los bultos.

La reducción de la dosis a los trabajadores y el público a través de adecuados

procedimientos operacionales.

Existen exenciones a la hora de realizar el transporte de material radiactivo en función de un

valor de actividad total por remesa y un valor de actividad específica para cada radionucleido.



82

No obstante, como se estudia el transporte de residuos radiactivos de alta actividad esos valores

son superados ampliamente.

Según las características de los residuos el embalaje debe ser capaz de soportar condiciones de

transporte cada vez más duras.

Condiciones de transporte rutinarias: Transporte en sí, sin ninguna incidencia.

Condiciones de transporte normales: pueden ocurrir pequeñas incidencias como caídas o

golpes.

Condiciones de accidente durante el transporte: Situaciones con incidencia graves de tipo

mecánico y térmico.

Según estas condiciones existen 5 tipos de bulto (exceptuados, industrial, tipo A, tipo B tipo C)

que son los usados para el transporte de material radiactivo cada uno con unos criterios

específicos. Existen, además, criterios adicionales si las sustancias que se transportan pueden

ser fisionables o muy corrosivas como el caso del hexafluoruro de uranio.

Para el caso de los residuos radiactivos se consideran condiciones de accidente durante el

transporte debido a las graves consecuencias que se originarían en caso de rotura o destrucción

del embalaje.

El contenido de los bultos queda limitado en función de dos valores de la actividad (A1 y A2)

definido para cada radionucléido mediante el procedimiento denominado “sistema Q”, teniendo

en cuenta que la dosis efectiva que recibirá una persona que está junto a un bulto de transporte

que ha sufrido un accidente no debe ser superior a 50 mSv, la dosis recibida por cada uno de

los órganos no debe ser superior a 0,5 Sv (para el cristalino 0,15 Sv) y que es improbable que

una persona permanezca a 1 metro del bulto más de 30 minutos.

Estos valores A1 y A2 representan respectivamente la actividad máxima cuando el material

radiactivo se encuentra encapsulado en forma especial siendo difícilmente dispersable, y la

actividad máxima cuando el material no está encapsulado de forma especial (En el Anexo B se

muestran las tablas correspondientes a estos valores).



83

Cuando se habla de material encapsulado de forma especial se hace referencia a un material

radiactivo solido no dispersable o a una cápsula sellada que contenga el material radiactivo, es

decir que el material radiactivo posee una alta integridad física y aunque en caso de accidente

saliera fuera de la capsula sería muy improbable que existiera riesgo de contaminación.

La condición de material encapsulado de forma especial debe ser demostrada mediante una

serie de ensayos: un ensayo de impacto (caída de la capsula desde 9 metros), uno de percusión

(la muestra se golpea con una barra de acero), uno de flexión, uno térmico (se calienta a 800º

durante 10 minutos) y uno de lixiviación. Con esto se busca que la cápsula no se rompa ni

fracture, se funda o disperse y que además la actividad en el agua tras el ensayo de lixiviación

no supere 2 kBq.

En lo que refiere a los residuos radiactivos de alta actividad, teniendo en cuenta los criterios de

accidente y la relación de actividad máxima de los bultos, se usarán bultos tipo B o C pudiendo

ser estos además bultos para sustancias fisionables o para el transporte del hexafluoruro de

uranio.

Aunque cada tipo de bulto tiene una serie de requisitos mínimos, estos se van volviendo más

restrictivos según aumenta la categoría del tipo de bulto usado siendo por tanto comunes para

los bultos tipos B y C:

Que sean de fácil sujeción y manipulación en los medios de transporte.

Que no fallen los enganches al usar medio elevadores.

Que sean fácilmente descontaminables.

La superficie del bulto no puede retener agua.

Se debe evitar la compatibilidad físico-química entre los materiales y el contenido.

Deben soportar reducciones de presión extrema (en el caso de transporte aéreo).

Deben estar convenientemente señalizados.



84

Deben soportar una caída libre desde un máximo de 1,2 metros para transporte de sólidos o

de 9 metros para transporte de líquidos o gases.

Los bultos tienen que poder apilarse y soportar un peso 5 veces el suyo durante 24 horas.

Han de soportar el impacto de una barra de 6 kg desde 1 metros de altura para transporte de

sólidos o de 1,7 metros para transporte de líquidos o gases.

En caso de transportar líquidos los embalajes han de contener suficiente material absorbente

como para absorber hasta el doble de volumen de líquido.

Si el transporte es de uso exclusivo (transporte realizado para un solo expedidor encargado

de todas las operaciones) los niveles de radiación no podrán superar los 10 mSv/h en

cualquier punto de la superficie exterior del blindaje, mientras que si no se transporta bajo

uso exclusivo la radiación no podrá exceder de 2 mSv/h en cualquier punto de la superficie

exterior y 0,1 mSv/h a un metro de la misma.

2. Tipos de bultos

a. Bultos tipo B

Se utilizan para transportar grandes actividades de material radiactivo con actividades

superiores a A1 o A2 además de materiales de baja actividad específica u objetos contaminados

superficialmente en los que el contenido de radiación a 3 metros de distancia de los materiales

u objetos sin blindaje sea superior a 10 mSv/h.

El límite para estos bultos no viene definido en la reglamentación, si no en el certificado de

aprobación que precisan, que recogerá un valor máximo de actividad en función del diseño del

bulto, no obstante si se van a transportar por vía aérea su contenido queda limitado a el valor

más bajo entre 3000A1 o 100000A2, si el material está en forma especial y 3000A2 para el resto

de materiales.

Además de los criterios expuestos anteriormente, este tipo de bulto debe soportar un rango de

temperaturas ambientales extremas, que durante su transporte normal la perdida de contenido



85

no exceda a 10-6A2 por hora, y en caso de accidente soportar una caída libre desde 9 metros,

que no exista perforación si cae sobre una barra a más de 1 metro de altura, que aguante a 800ºC

durante 30 min, que no sufra aplastamiento si le cae encima una plancha de 500 kg desde 9

metros (esta condición solo se exigirá si el bulto es de peso y densidad bajos), además de

soportar una inmersión en agua entre 15 y 200 metros.

Se considerará adecuado si tras todos los ensayos realizados no se produce una salida de

material superior a A2 por semana y el nivel de radiación máximo a un metro del bulto no es

mayor a 10 mSv/h.

Existen dos tipos de bulto tipo B, el B (U) que solo precisa de autorización del país donde se

ha diseñado y el B (M) que precisan de la autorización de todos los países por los que circule

debido a que se desvía de algunos de los criterios exigidos.

b. Bultos tipo C

Se emplean para el transporte aéreo y están destinados a contener principalmente el plutonio

procedente del reprocesado del combustible irradiado, los combustibles con óxidos mixtos y

fuentes de muy alta actividad.

Estos bultos, debido a que son empleados en el transporte aéreo, deben ser sometidos a unos

ensayos adicionales para garantizar la contención del material radiactivo en caso de accidente

aéreo.

Estos ensayos adicionales son: un ensayo térmico igual que el de los bultos tipo B pero de 60

min de duración, un ensayo en inmersión en agua a 200 metros de profundidad, y un ensayo de

impacto a una velocidad de 90 m/s sobre un blanco indeformable.

De esta manera se busca que el diseño del embalaje de un bulto tipo C sea similar a los de tipo

B, pero con unos materiales y espesores que den mayor resistencia mecánica y un sistema de

cierre que aseguré mejor la contención en caso de accidente aéreo.

c. Bultos para sustancias fisionables

En el caso de que los materiales que se transporten presenten un riesgo de fisión, se establecen

disposiciones adicionales. Por lo tanto un bulto que transporte material fisionable será a su vez

Industrial, A, B o C según su contenido.



86

Los materiales que se consideran fisionables en las condiciones en las que se realiza el

transporte son el U-233, U-235, Pu-239, Pu-241 o cualquier combinación de ellos.

No se tendrá en cuenta como fisionable el uranio natural ni el uranio empobrecido no irradiado

o irradiado en centrales térmicas. Tampoco se considerará material fisionable aquellas remesas

cuyas cantidades o concentraciones sean tan bajas que no se alcancen la situación de criticidad

aún en caso de accidente o acumulación de varios bultos de las mismas características.

El contenido estará limitado a lo que indique cada tipo de bulto, teniendo que cumplir los

requisitos que se indican para cada tipo (junto a los mínimos) además de demostrarse que

permanece subcrítico tras los ensayos en los que se simulan tanto condiciones normales como

de accidente, así como de accidente aéreo.

Para saber si permanece subcrítico se realiza un estudio de seguridad respecto a la criticidad.

Para cada diseño el estudio de seguridad de criticidad determinará el índice de seguridad

respecto a la criticidad (ISC) mediante la expresión ISC=50/N, donde N será el número de

bultos considerando que se mantienen subcríticos 5N bultos no dañados y 2N dañados, siendo

este número una relación del riesgo que existe de que ocurra criticidad.

De manera que si el transporte fuese por carretera la suma de los ISC de los bultos está limitada

a 100 en caso de uso exclusivo y a 50 en caso contrario. Además debe de ir acompañado de una

etiqueta característica (figura 5.10).

Figura 5.10 Etiqueta característica para el transporte de sustancias fisionables



87

d. Bultos para hexafluoruro de uranio

Debido al carácter corrosivo que presenta este material radiactivo, según su actividad específica

se determinará si es necesario un bulto exceptuado, industrial, A, B o C, teniendo en cuanta que

si además se supera un determinado valor se le aplicarán los requisitos para bultos de material

fisionable.

El transporte de esta sustancia se realiza en estado sólido a presión inferior a la atmosférica

aunque su carga y descarga se realice en estado líquido o gaseoso. Además deben cumplir la

norma ISO 7195 sobre embalajes de UF6, superar ensayos de presión interna, superar ensayos

de caída para condiciones normales de transporte, superar un ensayo térmico para condiciones

de accidente y no disponer de dispositivos de alivio de presión.

3. Protección basada en procedimientos de operación

a. Señalización

Además del uso del bulto adecuado existen otras forma de limitar la radiación sufrida por los

trabajadores es con una correcta señalización de los vehículos y del bulto advirtiendo de los

peligros de radiación.

Dentro de la señalización se diferencia entre etiquetado y marcado, siendo el primero una

clasificación basada en el riesgo de irradiación externa y el segundo una indicación que informa

acerca del diseño, riesgo, origen y destino del bulto.

Dentro del etiquetado se diferencian 3 categorías, I-Blanca, II-Amarilla y III-Amarilla, siendo

la primera de ellas la que presenta menor riesgo de irradiación y la última la que más.

Estas categorías se calculan según la intensidad de radiación máxima en cualquier punto de la

superficie del bulto, así como del índice de transporte que es un valor que representa el nivel

de radiación máxima a un metro del bulto y que además coincide con la intensidad de dosis en

µSv/h.

Siempre se elegirá la categoría más restrictiva si los valores de intensidad de radiación e índice

de transporte no coinciden, y en caso de que se superase el valor de categoría III solo se

permitirá el transporte si es de uso exclusivo.



88

Las condiciones para cada categoría son:

Categoría I-Blanca: La intensidad de dosis en superficie no puede sobrepasar los 0,005

mSv/h y el índice de transporte debe ser 0 (se considera 0 hasta un máximo de 0,05).

Categoría II-Amarilla: La intensidad de dosis en superficie debe ser superior a 0,005 mSv/h

e inferior o igual a 0,5 mSv/h, además el índice de transporte deberá ser superior a 0 e

inferior o igual a 1.

Categoría III-Amarilla: La intensidad de dosis en superficie debe ser superior a 0. 5 mSv/h

e inferior o igual a 2 mSv/h además el índice de transporte deberá ser superior a 1 e inferior

o igual a 10.

En la figura 5.11 se puede observar un ejemplo de etiqueta categoría III-Amarilla.

Todas las etiquetas deben ir en dos lados opuestos, además presentan el mismo diseño que la

de la figura de ejemplo, siendo estas de forma romboidal dividida en dos mitades, donde en la

superior se indica la categoría blanca o amarilla por medio del color del fondo, y sobre este en

negro el símbolo de radiactivo. Mientras en la zona inferior se recoge información del elemento

que se transporta, la categoría a la que pertenece (radiactivo I, II o III), el contenido, la actividad

así como el índice de transporte (esto solo es obligatorio en las categorías amarillas) y el número

7 que indica la clase de mercancía peligrosa.

Figura 5.11Etiqueta categoría III para el transporte de residuos radiactivos



89

En cuanto al marcado de los bultos, esto corresponde a la identificación del expedidor y/o

destinatario, el tipo de bulto, el código VRI del país de origen del diseño, nombre del fabricante

u otra identificación del embalaje, peso bruto admisible del bulto si es superior a 50 kg, la marca

de identificación asignada al diseño y el número de Naciones Unidas precedido de “UN” con

la descripción de la materia correspondiente, de manera que se sepa el contenido rápidamente

en caso de emergencia.

En la figura 5.12 se puede observar lo descrito anteriormente

Figura 5.12 Ejemplo de un bulto correctamente marcado y etiquetado para el transporte de residuos

radiactivos

En cuanto a los vehículos de carretera, estos deberán ir etiquetados con la misma etiqueta que

se ve en la figura 5.10 a ambos lados y en la parte trasera del vehículo, manteniendo igual la

parte superior (irá siempre en amarillo) y en la inferior solo irá la palabra radiactivo y el número

7, además para indicar que transporta mercancía peligrosa contará con un panel naranja en la

parte posterior y anterior del mismo.



90

b. Límite de contaminación superficial y radiación en el exterior de los medios de transporte

Otra forma de limitar la radiación recibida durante el transporte de los mismos es mediante

límites de la contaminación superficial y la radiación en el exterior de los medios de transporte.

En primer lugar la reglamentación aplicable al transporte define contaminación como la

presencia de una sustancia radiactiva sobre una superficie en cantidades superiores a 0,4 Bq/cm2

para emisores beta, gamma o alfa de baja toxicidad y 0,04 Bq/cm2 para el resto de emisores

alfa.

De esta manera se establece que para disminuir el riesgo el límite de contaminación superficial

desprendible en la superficie externa tanto, de los bultos como de los medios de transporte, no

debe exceder los 4 Bq/cm2 para emisores beta, gamma o alfa de baja toxicidad y 0,4 Bq/cm2

para el resto de emisores alfa. El límite para la contaminación superficial fija no debe superar

un nivel de radiación de 5 µSv/h.

Para los medios de transporte no deben superarse niveles de radiación a 2 mSv/h en cualquier

punto de la superficie exterior y de 0,1 mSv/h a 2 metros de la superficie. No obstante si el

transporte es de uso exclusivo y se realiza por carretera o ferrocarril el límite se establece en 10

mSv/h si estos cuentan con un recinto cerrado para evitar la entrada de personas ajenas al

transporte y los bultos están sujetos en su interior sin cambiar de posición durante su transporte.

Para el conductor del vehículo se aplicará los principios de optimización y limitación de dosis

anual definido en la reglamentación sobre protección contra las radiaciones ionizantes.

4. Otros aspectos

A la hora de realizar el transporte si este se realiza por varios países será necesaria una

aprobación multilateral, mientras que si se realiza en el mismo país será unilateral, aunque no

en todos los casos se precisa de esta aprobación, esto dependerá de los tipos de bulto (para los

que se usan con residuos de alta actividad, B y C, que además pueden contener material

fisionable será necesaria) así como bultos que contengan como mínimo 0,1 kg de UF6.

También será necesario contar con un programa de protección radiológica (PPR) para el

transporte de material radiactivo, de manera que queden establecidos las medidas y controles a

aplicar a las actividades.



91

C. Almacenamiento geológico profundo

Tras el almacenamiento temporal de los RAA e independientemente de la vía escogida su etapa

final es el almacenamiento definitivo, bien de aquellos residuos de los que ya no se ha podido

obtener un uso alternativo o bien porque se ha decidido que el total de estos no van a ser usados.

La opción del AGP es considerada como la más segura y viable para la gestión final de los

residuos radiactivos de alta actividad y larga vida basada en el concepto de barreras múltiples.

Este concepto consiste en que entre el residuo y la biosfera se dispone un sistema pasivo de

barreras tanto tecnológicas como naturales, de manera que se garantiza que el tiempo de transito

de cualquier radionucleido a través de las mismas sea tan grande que nunca llegue al exterior,

considerando para ello cualquier situación razonable de funcionamiento que pudiese darse tanto

actualmente como en un futuro.

Como se ha mencionado antes se pueden distinguir dos tipos de barreras, naturales y

tecnológicas (figura 5.13). Las barreras naturales son como su propio nombre indica las que se

encuentran de forma natural en el lugar donde se decidirá colocar el AGP y por tanto la

interacción del hombre solo se ve reflejada a la hora de seleccionarlas para que junto con las

barreras tecnológicas cumplan los requisitos requeridos de protección. Por otro lado las barreras

tecnológicas se diseñan, construyen y colocan considerando el sistema elegido para almacenar

y las barreras naturales que se encuentren en el emplazamiento. Por ello estas barreras

tecnológicas deberán tener en cuenta la presión y temperatura así como la radiación que reciben

en cada una de las fases del funcionamiento a largo plazo del lugar de emplazamiento.

Figura 5.13 Esquema y Corte de un AGP



92

En el interior de un AGP el almacenamiento de los RAA puede realizarse disponiendo los

contenedores de manera vertical u horizontal, en galerías o pozos, que tienen su acceso desde

las galerías de infraestructura.

En el diseño y operación del mismo debe contemplarse también las etapas pre-operacionales

como las de post-clausura.

1. Barreras tecnológicas o de ingenierías

Las barreras tecnológicas están compuestas por la propia forma química del residuo, las

cápsulas metálicas de almacenamiento y los materiales de relleno y sellado. Las funciones y

características de estos componentes de la barrera tecnológica son aislar el almacenamiento del

agua que pueda proceder de la barrera geológica, suministrar una protección mecánica frente a

seísmos así como retardar al máximo la salida de los radionucleidos almacenados.

a. Forma química del residuo

Bien el combustible gastado o bien los RAA ya vitrificados constituyen esta primera barrera de

protección. La característica de esta barrera es que es de tipo físico-químico y por lo tanto se

fundamente en la resistencia a la corrosión e insolubilidad frente a las condiciones que se dan

en el lugar de almacenamiento (si este está bien seleccionado y las barreras artificiales bien

diseñadas y construidas).

b. Cápsulas metálicas de almacenamiento

Estas cápsulas deben cumplir unas características específicas como es que no deben ser

perforadas por la corrosión durante un periodo de tiempo, comprendido entre 1000 y 100000

años, dependiendo del tipo de material que se use. Además el tiempo de enfriamiento de los

combustibles gastados en el almacén temporal no debe ser inferior a los 20 años antes de ser

colocados en un AGP, no pudiendo superarse en el exterior de la cápsula una temperatura mayor

a 100ºC, para que se garantice la estabilidad de la bentonita que rodeará a la cápsula.

La dosis máxima que se puede registrar en la superficie exterior de la cápsula debe ser inferior

a 500 mSv/h, además la cápsula una vez cargada debe ser subcrítica aun estando llena de agua,

también debe poder soportar cargas de 7MPa debido a la presión del agua y 10 MPa debido a

la presión por hinchamiento de la bentonita.



93

Los materiales con los que se pueden construir estas cápsulas son metales nobles y materiales

cerámicos, titanio, aleaciones de titanio, aceros inoxidables, aceros con bajo contenido en

carbón o cobre.

c. Materiales de relleno y sellado

Esta barrera suele estar constituida por arcilla compactada, en especial bentonita, que se coloca

rodeando las cápsulas y en contacto con la formación geológica.

Los requisitos que debe cumplir esta barrera es garantizar un acceso mínimo de agua al resto

de las barreras de ingeniería sellando para ello cualquier fractura o fisura que se hubiese

generado durante la excavación, retener posibles escapes que pudieran ocurrir en las cápsulas

y permitir que se disipe adecuadamente el calor generado por los residuos.

En el caso del agua, si esta llegase a las cápsulas, la bentonita se encargará de estabilizar y

homogeneizar la composición química de esa agua.

Además esta barrera debe ser capaz de resistir todas las tensiones mecánicas que procedan de

las barreras geológicas, siendo así la primera línea de defensa para la integridad de la cápsula y

debe retardar el transporte de los radionucleidos que puedan liberarse de la fuente.

Si el AGP se encontrase en una formación salina se emplearía como material de relleno y

sellado sal compactada.

2. Barreras naturales

Los componentes de estas barreras naturales son tanto la geosfera, es decir las formaciones

geológicas donde se ubica el emplazamiento así como las aguas y gases que contiene, como la

biosfera, considerando esta como el conjunto de ecosistemas que recibirían el impacto del

emplazamiento.

a. Formación geológica

El papel de la barrera geológica (la geosfera) es uno de los factores más importantes, siendo

por tanto el proceso de selección y caracterización fundamental, dado que influirá en el

funcionamiento de las otras barreras, pero además es la que garantizará la seguridad del

emplazamiento a largo plazo.



94

Los requisitos que debe aportar esta barrera son proteger al conjunto de barreras tecnológicas

asegurando su estabilidad físico-química, hidráulica, mecánica y geoquímica, debe también

asegurar un flujo de agua lento y estable en el lugar de almacenamiento y retardar al máximo

la migración de los radionucleidos entre el lugar de almacenamiento y la biosfera.

Además debe permitir la viabilidad constructiva y operatoria del emplazamiento y asegurar que

no se produzcan intrusión en el mismo de personas.

Por ello estas formaciones deben de ser de profundidad y extensión suficiente para cumplir

dichos requisitos, además de estar situadas en un lugar donde exista una actividad sísmica baja

y haya estabilidad tectónica, y que su complejidad estructural no sea elevada y exista

homogeneidad litológica y que se pueda presentar su funcionamiento mediante modelos

numéricos.

En cuanto a los materiales litológicos más considerados son granitos, sales y arcillas debido a

las características que presentan cada uno desde el punto de vista de la permeabilidad,

conducción térmica, capacidad de retención, etc.

b. Biosfera

Es el receptor final de los radionucleidos que hayan podido liberarse tras atravesar todas las

barreras interpuestas.

Por tanto a la hora de gestionar dichos residuos es muy importante conocer ciertos aspectos de

la biosfera, como es el comportamiento de los radionucleidos en esta así como los mecanismos

de transferencia que pudieran darse.

Por ello es necesario establecer un análisis a largo plazo, teniendo en cuenta factores como

pueden ser el cambio climático o los hábitos alimenticios, y desarrollar modelos numéricos que

permitan cuantificar el comportamiento de estos radionucleidos hasta que afectasen al hombre.



95

3.3.2. Ciclo cerrado. Proceso PUREX

Se entiende por ciclo cerrado aquel en el que el combustible gastado se considera como como

un recurso y no como un residuo y por tanto se persigue la reutilización de los materiales

fisionables que contiene.

Las etapas que componen el ciclo cerrado son una primera de almacenamiento temporal aunque

no durante un tiempo tan extenso como el del ciclo abierto, reprocesamiento del combustible,

fabricación de combustible MOX y almacenamiento definitivo.

En primer lugar se lleva a cabo el almacenamiento temporal del combustible en las piscinas de

almacenamiento tras extraerlo del reactor, aunque no por un periodo de tiempo tan extenso

como el del ciclo abierto.

A continuación se lleva a cabo el reprocesado de los combustibles de óxido de uranio (UOX),

de manera que se recuperan, separan y purifican el uranio y plutonio que contiene para poder

reciclarlos posteriormente.

Este proceso se lleva a cabo mediante un proceso desarrollado en Estados Unidos conocido

como: Plutonio Uranio Recuperación por EXtracción (PUREX), que fue adaptado

internacionalmente para reprocesar combustibles tipo UO2 o U-metálico.

El proceso PUREX consta de 4 etapas principales que son: transporte y almacenamiento

temporal, troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible, separación y

purificación de materiales (U, Pu) y una etapa final de tratamiento y acondicionamiento de

residuos radiactivos.

En la figura 5.14, se puede ver un diagrama de flujo del proceso PUREX.



96

Figura 5.14 Diagrama de flujo del proceso PUREX

A. Etapas del proceso PUREX

1. Transporte y almacenamiento temporal

El combustible UO2 gastado llega a las plantas de reprocesamiento con las medidas de

seguridad adecuadas tal y como se vio en el apartado de transporte de RAA.

Tras la recepción de este se descarga en las piscinas de almacenamiento de la instalación de

reprocesado que cumplen las mismas características que las de almacenamiento temporal, salvo

que estas tienen capacidad para varias miles de toneladas de uranio.

2. Troceado de los elementos combustibles y disolución del combustible

Las pastillas de combustible se encuentra en el interior de las varillas o barras de combustible

que forman el elemento combustible, por lo que en primer lugar se llevará a cabo el troceado

de estas en piezas de 5 cm, pudiendo llevarse a cabo este proceso de diferentes formas:

dividiendo el total del elemento combustible por medio de cizalla, cortando las cabezas del

elemento combustible y fraccionando todas las varillas juntas o bien cortando la parte superior

e inferior del elemento combustible y separando las barras de combustible para luego trocearlas

una a una.



97

Independientemente del modo elegido será necesario contar con un sistema de tratamiento de

gases off gas para recoger y tratar los gases que se desprenden durante la operación.

A continuación una vez concluido el troceado se lleva a cabo el proceso de disolución del UOX

gastado empleando ácido nítrico concentrado en un disolvedor que cumple los requisitos de

seguridad desde el punto de vista de criticidad nuclear.

Este proceso se puede realizar o bien de forma continua o bien mediante cargas, dependiendo

la elección de uno u otro método del tamaño o capacidad de la planta de reprocesado.

Se debe tener cuidado a la hora de realizar dicha operación debido a que se desprenden gases

de óxido de nitrógeno y la mayor parte de los productos de fisión volátiles y semivolátiles, por

lo que será necesario contar con un sistema de tratamiento de gases formado por columnas de

lavado y filtros absolutos a fin de evitar el escape de estos gases y partículas radiactivas y

tóxicas. Además se debe de analizar y controlar cualquier corriente de gas antes de emitirla a la

atmósfera junto con el aire de ventilación de la planta para que no se produzcan riesgos

medioambientales o sobre las personas debido al carácter de estas partículas y gases.

Por último la solución acuoso-nítrica procedente de este proceso de disolución y que contiene

uranio, plutonio, actínidos minoritarios y la mayor parte de productos de fisión, debe ser

clarificada en centrifugadoras para así poder separar los productos insolubles (la mayor parte

de los metales nobles, Ru, Rh, Pd) así como los elementos que contenían las pastillas de UOX

que fueron troceados previamente.

3. Separación y purificación de materiales (U, Pu)

Tras el proceso de disolución se obtiene nitrato de uranilo UO2 (NO3)2 y nitrato de plutonio Pu

(NO3)4, que se someterán a un proceso de extracción selectiva (también llamado

codescontaminación) usando un éster del ácido fosfórico, el fosfato de tributilo (C4H9)3 PO4 o

TBP en su forma abreviada.

De esta manera se consiguen como principales productos de la separación UO2 (NO3)2-2TBP y

Pu (NO3)4-2TBP que son solubles en disolventes orgánicos como queroseno, y quedando por

tanto en la fase acuoso-nítrica (y constituyendo por tanto los residuos líquidos de alta actividad)

los actínidos minoritarios (Np, Am, Cm), la mayor parte de los productos de fisión y una muy

pequeña cantidad de uranio y plutonio (aproximadamente un 0,1%).



98

Los equipos que se utilizan en esta etapa son fundamentalmente mezcladores-sedimentadores

y columnas pulsadas, aunque también es posible usar extractores centrífugos para evitar así la

degradación radiactiva del disolvente. No obstante la tendencia actual está siendo de utilizar

columnas pulsadas únicamente para la separación y usar los mezcladores-sedimentadores para

la purificación de los materiales.

Para separar el Pu del U presente en la fase orgánica, es decir el Pu (NO3)4-2TBP, se usa un

reductor químico como el sulfamato ferroso, el nitrato uranoso o el nitrato ferroso además de

estabilizadores del medio reductor como hidracina o hidroxilamina, obteniendo de esta manera

una fase acuosa de plutonio trivalente Pu (NO3)3, que no será extraído por el TBP.

El resto de la fase orgánica es decir el UO2 (NO3)2-2TBP, se mezcla con agua acidulada para

obtener una fase acuosa de nitrato de uranilo UO2 (NO3)2.

Una vez que se tienen ambos productos por separado, el uranio y el plutonio, será necesario

descontaminarlos de algunos productos de fisión y de activación de manera que se alcancen los

niveles exigidos para su posible manejo y utilización.

Para ello se llevan a cabo dos ciclos de descontaminación tanto para el uranio como para el

plutonio con extracción con disolventes utilizando TBP como agente de extracción.

Tras esto se obtiene uranio en forma de disolución concentrada como nitrato de uranilo UO2

(NO3)2 y plutonio en forma de disolución concentrada como nitrato de plutonio Pu (NO3)3.

El nitrato de uranilo obtenido podrá ser enviado, tras convertirlo en hexafluoruro de uranio UF6,

a la planta de enriquecimiento para poder reutilizarlo como combustible nuclear, tal y como se

vio en el apartado origen de los residuos radiactivos.

Solo presenta una pequeña diferencia y es que, al tener presencia de U-236, será necesario que

las nuevas pastillas de combustible tengan un mayor grado de enriquecimiento para poder

mantener las mismas características que el combustible generado a partir del uranio procedente

de la minería.

En cuanto al plutonio se emplea sustituyendo en parte al uranio ligeramente enriquecido en el

isótopo U-235 tanto para reactores del tipo térmico como los LWR como en reactores rápidos

(FR), siendo mucho más efectivo en estos últimos.



99

La forma en la que es utilizado es en una mezcla de óxidos de uranio y plutonio llamada óxidos

mixtos o mezclados (MOX).

Para obtener MOX en primer lugar es necesario precipitar el nitrato de plutonio que se obtuvo

del proceso de separación a oxalato de plutonio. Cuando se obtiene el precipitado se filtra y

lava para luego proceder al secado y calcinación a 600 ºC de manera que se obtenga oxido de

plutonio (PuO2) en polvo.

Una vez obtenido oxido de plutonio en polvo se mezcla en la proporción adecuada con óxido

de uranio en polvo para obtener así el MOX y a continuación proceder a fabricar las pastillas

de combustible para formar un nuevo elemento combustible.

4. Tratamiento y acondicionamiento de residuos radiactivos

El último paso en el reprocesado es el tratamiento y acondicionamiento de los residuos

radiactivos producidos confinándolos en una matriz sólida no lixiviable.

Durante este proceso de reprocesado se generan gran variedad de residuos gaseosos, líquidos y

sólidos con la característica de que todos son radiactivos en mayor o menor medida.

A continuación se verá en detalle el tratamiento de cada una de estas:

a. Residuos gaseosos

Los residuos gaseosos se generan en la operación de troceado y disolución del combustible

gastado. Estos están formados por aire, óxidos de nitrógeno, vapor de agua, productos de fisión

radiactivos (Kr-85 y I-129), gases no radiactivos (helio y xenón), tritio (agua tritiada), C-14 en

forma de CO2 y aerosoles radiactivos (emisores alfa, beta y gamma)

En primer lugar se lleva a cabo el enfriamiento de la corriente mediante agua que condensa y

vuelve al disolvedor, a continuación es necesario llevar a cabo la oxidación de los óxidos de

nitrógeno que serán absorbidos posteriormente por el agua en una columna de relleno (pudiendo

así recuperar el ácido nítrico para volver a ser usado).

Tras esto se realizará un lavado en una columna de platos con una solución alcalina de manera

que se retiene casi todo el C-14 como el I-129, mezclando luego esta solución con el agua

tritiada procedente del tratamiento de los residuos líquidos de baja actividad generados.



100

La corriente gaseosa que queda tras pasar por la columna de platos es filtrada mediante dos

baterías de filtros absolutos de muy alta eficacia (>99,99%) con un filtro de ceolitas entre ambas

además para retener los aerosoles radiactivos y el yodo remanente (este mediante la ceolita).

Por último la corriente gaseosa ya acondicionada (aunque no libre de elementos radiactivos al

100%) puede ser expulsada a la atmósfera (por medio de una chimenea de 100 metros de altura)

tras ser diluida con el aire procedente de la ventilación de todos los edificios de la instalación.

Actualmente se han propuesto diversas técnicas que permitan reducir la descarga de

radiactividad a la atmósfera; por ejemplo para el I-129 absorción con carbón activo que

permitiría una alta eficacia de retención o para el Kr-85 destilación criogénica, que además de

no tener un coste elevado, permite separar gases nobles entre sí permitiendo por tanto expulsar

el Xe a la atmósfera sin que vaya acompañado del Kr-85, que es el único gas noble radiactivo

procedente del troceado y disolución del combustible gastado, ya que si no sería evacuado junto

al Xe a la atmósfera. Para el C-14 se propone la absorción con lechada de hidróxido bárico.

b. Residuos líquidos de actividad media y baja

Actualmente se lleva a cabo una nueva gestión de este tipo de residuos que consiste en

concentrarlos por evaporación y luego mezclar el concentrado con los residuos líquidos de alta

actividad para vitrificarlos mientras que el destilado puede ser expulsado al mar previo control

del cumplimiento de la normativa vigente.

c. Residuos líquidos de alta actividad

Los residuos líquidos de alta actividad son los refinados del ciclo de extracción del proceso y

están formados principalmente por los productos de fisión, actínidos minoritarios y las mínimas

pérdidas de uranio y plutonio.

Estos residuos presentan características de elevada actividad específica así como las de una

considerable radiotoxicidad.

En primer lugar se concentran estos residuos por evaporación con factores de concentración

que pueden ir desde 10 hasta 20 dependiendo del tipo de combustible, enriquecimiento, grado

de quemado o factores químicos.

Después se almacenan temporalmente por un período de duración variable, aunque se

consideran satisfactorios períodos de algunos decenios. El almacenamiento de estos residuos



101

de muy alta actividad se realiza en depósitos de doble pared de acero inoxidable y de alta

integridad, que además deben contar con un sistema de refrigeración para evacuar el calor

producido y con un sistema de agitación por aire para evitar la formación de precipitados.

Para llevar a cabo la última etapa de este ciclo, almacenamiento definitivo, es necesario

solidificar o incluir en matrices sólidas dichos residuos (se realiza el proceso de vitrificación,

que será explicado en detalle más adelante), de manera que el producto resultante obtenga una

serie de características, como estabilidad química, frente a la radiación y térmica, además de

tener un volumen final lo menor posible y una superficie pequeña a fin de reducir el contacto

con agentes de lixiviación del entorno del AGP.

d. Residuos sólidos

Estos son muy parecidos a los que se obtienen del desmantelamiento de las centrales nucleares.

Se pueden agrupar en 2 categorías, residuos tecnológicos y residuos estructurales.

Los primeros de ellos, los tecnológicos engloban una gran variedad que van desde el papel o el

cartón hasta filtros de ventilación, es decir todos aquellos elementos que se generan durante las

distintas operaciones que se llevan a cabo en las instalaciones de reprocesamiento incluyendo

las de mantenimiento.

Las características de estos residuos son diferentes según el lugar donde se hayan producido,

aunque su tratamiento se realiza de todos modos inmovilizándolos en cemento, siendo opcional

la utilización de aditivos, dentro de contenedores de diversos tamaños y luego pueden ser

llevados a centros de almacenamiento junto con residuos de baja o media actividad.

Los residuos estructurales son los constituidos por las vainas y tubos guías que contenían a las

pastillas de combustible, los cabezales así como las rejillas del elemento combustible que fueron

troceados y separados en la etapa de disolución.

Estos residuos estructurales serán tratados como residuos de media actividad, inmovilizados en

contenedores de acero inoxidable mediante cemento y almacenados en un AGP.

Actualmente se está aplicando un nuevo método que consiste en acondicionar ambos tipos de

residuos (tecnológicos y estructurales) supercompactados en la misma cápsula que se emplea

para los residuos de alta actividad vitrificados. De esta manera se consigue reducir el volumen

de residuos sólidos acondicionados.



102

En la figura 5.15, se puede observar un esquema de lo expuesto anteriormente.

Figura 5.15 Corrientes de productos recuperados, residuos y efluentes producidos en el proceso PUREX

Se debe tener en cuenta que en las plantas de reprocesado debido a que se trabajan con

materiales altamente radiactivo y tóxicos es necesario contar con una protección radiológica

adecuada, aplicando el concepto de multibarrera de manera que los equipos de la planta

formaran la primera barrera de contención y las celdas calientes blindadas donde se alojan serán

la segunda barrera.

Además se deben tener en cuenta diferentes situaciones de cara a la seguridad como puede ser

que ocurra un caso de que no se den condiciones de subcriticidad, así como llevar un control

exhaustivo del material presente para evitar que pueda ocurrir robo o desviación del mismo con

la intención de construir armas nucleares. No obstante esto último es común a cualquier parte

del ciclo del combustible nuclear y para ello existen varios acuerdos internacionales que se

aplican a los materiales nucleares dentro del ciclo del combustible (salvaguardias del OIEA y

EURATOM y tratados de No-proliferación).



103

B. Vitrificación

La vitrificación es un proceso mediante el cual se busca obtener un producto que pueda

mantener su estabilidad y por tanto retener la actividad de los productos de fisión durante largos

períodos de tiempo.

La importancia de este proceso radica en que todos los residuos líquidos de alta actividad

cuando van a ser almacenados definitivamente deben estar vitrificados para reducir cualquier

riesgo.

Por tanto las características deseables del producto de solidificación de estos residuos son:

Estabilidad química, es decir que tengan una alta resistencia a la corrosión y baja tasa de

lixiviación.

Estabilidad frente a la radiación, de manera que no sufra modificaciones químicas y

mecánicas por las radiaciones de la desintegración de los radionucleidos.

Estabilidad térmica, de manera que no sufra modificaciones químicas y mecánicas dentro

del intervalo de temperaturas durante el almacenamiento del residuo.

Todo proceso de vitrificación consta de una serie de operaciones que consiste en:

desnitrificación de los residuos líquidos, evaporación y concentración, secado y calcinación,

todo ello en un rango de temperaturas que oscilará entre los 1000ºC y los 2000ºC

Tras esto el producto calcinado se funde con los aditivos necesarios para la formación del vidrio

que solidifica durante el enfriamiento de la masa fundida.

Los tipos de vidrio elegidos han sido los fosfatos, silicatos y borosilicatos, aunque actualmente

solo se consideran en la escala industrial los borosilicatos, que dan origen a un material

homogéneo, isotrópico y no poroso, que presenta además las características deseables.

La composición de un vidrio de este tipo puede variar según ciertos límites, por ejemplo el

contenido en SiO2 varía entre el 35-49%, el de B2O3 va desde el 9-19%, para el Na2O 9-17%,

para el Al2O3 0-16% y los óxidos de actínidos y productos de fisión van desde el 10-25%.

Los métodos plenamente desarrollados son el AVM francés y el PAMELA alemán.



104

1. Método AVM (francés)

En primer lugar se realiza una mezcla de las corrientes de refinado del primer ciclo de

extracción, que contienen los productos de fisión, actínidos minoritarios y las mínimas perdidas

que hubiese de U y Pu, con soluciones alcalinas procedentes del lavado de los disolventes

orgánicos, los finos producidos en la disolución del combustible gastado y los concentrados de

los refinados de los ciclos de purificación del U y Pu. Tras la mezcla de corrientes se realiza un

ajuste de las concentraciones de la solución a calcinar mediante la adicción de nitrato de

aluminio y otros aditivos.

Posteriormente se realiza la calcinación de la solución en un horno rotatorio, siendo los gases

producidos tratados por un procedimiento semejante al utilizado para los gases procedentes de

la disolución del UO2 irradiado.

Una vez que se tiene el producto calcinado (la mayoría en forma de óxidos), se descarga por

gravedad en el horno de vitrificación, que trabajará a una temperatura aproximada a los 1200ºC,

al que se le alimenta con SiO2 y B2O3 (vidrio de borosilicato).

En último lugar la mezcla fundida se descarga en una cápsula, conocida como cápsula universal,

de acero inoxidable (figura 5.16) y una vez solidificada se cierra mediante una tapa soldada por

arco de plasma.

Figura 5.16 Cápsula universal

En la figura 5.17 se puede observar un esquema del proceso anteriormente descrito.



105

Figura 5.17 Esquema método AVM

2. Método PAMELA (alemán)

Este método consiste en un proceso de una sola etapa, es decir las operaciones de evaporación,

calcinación y fundición del vidrio se realizan en un horno de fusión cerámico.

Para ello se alimenta el caudal líquido con la solución de los productos de fisión bien de manera

conjunta o separada del vidrio al horno de fusión en donde se darán las 3 etapas

simultáneamente.

Esto se produce debido al calentamiento Joule, dado que una corriente eléctrica pasa por los

electros que están sumergidos en el vidrio fundido y así cualquier material nuevo que llegue se

funde.

Tras esto se realiza la descarga del vidrio mediante un tubo de fondo, al cual se le elevará la

temperatura mediante dos circuitos de calentamiento colocados en dicho tubo gracias a los cual



106

se podrá controlar el flujo de vidrio saliente desconectando simplemente uno de los dos sistemas

de calentamiento.

En cuanto a los gases producidos siguen un sistema de tratamiento semejante al de los gases

producidos en la disolución del UO2 irradiado. (La figura 5.18 muestra un esquema del proceso

descrito).

Figura 5.18 Esquema proceso PAMELA

Aunque este método se sigue usando, actualmente se está investigando otros procesos como es

la obtención de cerámicas, debido a que con los borosilicatos en un muy largo plazo puede

ocurrir un proceso de desvitrificación debido a la migración de algunos componentes y la

producción de agregados cristalinos alterando así la homogeneidad vítrea del conjunto y

disminuyendo la resistencia del sólido a la lixiviación.

También es posible para tratar los residuos realizar otros procesos de

estabilización/solidificación como es el tratamiento con aditivos orgánicos como la

macroencapsulación o la polimerización.



107

3.3.3. Ciclo cerrado avanzado

Este ciclo que está aún en desarrollo e investigación (aunque algunas técnicas sí están

disponibles), sigue los mismos pasos que el ciclo cerrado, con la salvedad de que este contempla

la posibilidad, además de reprocesar el combustible, de la separación y transmutación de los

transuránidos (Np, Am, Cm) y los productos de fisión de vida larga.

La transmutación es la operación por la que un isótopo radiactivo de vida larga se transforma

en uno de vida corta, generando energía en el proceso debido a que esta operación se llevaría a

cabo en reactores de fisión fundamentalmente.

Las etapas que serían necesarias para llevar a cabo este proceso serían: almacenamiento

temporal en primer lugar, a continuación reprocesado avanzado, fabricación de nuevo

combustible, reprocesado de combustibles procedentes de la transmutación y almacenamiento

definitivo.

El reprocesado avanzado se debe a que para este proceso sería necesaria una separación más

avanzada respecto a la del proceso actual debido a que será necesario separar del combustible

irradiado los actínidos (U, Pu, Np, Am y Cm siendo estos 3 últimos los considerados actínidos

minoritarios) y algunos productos de fisión (Sr-90, Cs-137, Tc-99, Sn-126, I-129, Cs-135 y Se-

79) disminuyendo así el período de actividad del combustible gastado, aunque si se consiguiera

una separación y transmutación del 100% de estos, el periodo de tiempo que tardarían en igualar

la actividad del uranio natural sería solo de 1000 años.

Luego se podría llevar a cabo la transmutación de los radionucleidos de vida larga.

Para la separación avanzada en primer lugar el U, Pu y Np-237 se separarían en el proceso

PUREX, siendo el U y Pu reciclados y transmutados y el Np-237 separado de estos y

transmutado. Mientras que el resto de actínidos tanto el Am-241 como el Cm-242 y 244 serían

separados entre sí y luego transmutados por medio de neutrones rápidos.

En cuanto a los productos de activación presentes como el C-14 y el Cl-36 no es recomendable

llevar a cabo el proceso de transmutación con estos debido a que el C-14 tiene una baja sección

eficaz de captura de neutrones y el Cl-36 tendría rendimientos muy bajos.

Entre los productos de fisión, el Se-79 es muy difícil de separar de los residuos líquidos de alta

actividad e igual ocurre con el Sn-126. El Sr-90 y el Cs-137 se podrían separar por métodos



108

químico, para luego usar el Sr-90 en otras fuentes de energía como generadores nucleares

auxiliares (para naves espaciales o balizas de navegación) o el Cs-137 en medidores de

humedad y densidad. Esta separación además permite bajar la potencia calorífica de los RAA

vitrificados durante los primeros 200 años.

El Tc-99 al igual que el I-129 se podrían separar y transmutar pero serían necesarios varios

ciclos de irradiación.

Por último aunque existen métodos de separación del Cs-135 de los residuos líquidos de alta

actividad, el tener que separarlo de los isótopos Cs-133 y Cs-134 para evitar la formación de

Cs-135 en el reactor, hace que no sea factible.

Por lo tanto a modo resumen los elementos que sí se podrían separar de los residuos líquidos

de alta actividad serían el Np, Am, Cm, Sr, Cs, I y Tc.

A. Operaciones de Separación

Las operaciones de separación o partición consisten en un conjunto de operaciones químicas y

metalúrgicas que han sido desarrolladas a escala de laboratorio y algunas a escala de planta

piloto, que se basan en las propiedades químicas y físicas de los isótopos a separar.

Existen dos métodos, los acuosos o hidrometalúrgicos y los no acuosos o pirometalúrgicos.

1. Procesos hidrometalúrgicos

Se basan en extracciones más o menos selectivas con disolventes orgánicos, similares al

concepto del proceso PUREX.

a. Proceso PUREX extendido

Usando el proceso PUREX actual con ligeras modificaciones químicas se puede extraer el Np

junto con el U y el Pu.

La extracción del Np se consigue extrayéndolo mediante el TBP cuando se tiene el Np como

ión hexavalente, Np (VI), en forma de nitratos, con rendimientos de extracción semejantes a

los del U y Pu (99% de recuperación), por lo que para ello será necesario cambiarlo respecto a

su estado inicial ya que se encuentra parcialmente como Np (V).



109

Para oxidar el Np (V) a Np (VI) es necesario ácido nitroso, por lo que las ligeras modificaciones

químicas que se le hacen al proceso son adicionar nitrito sódico durante la etapa de disolución

y aumentar la concentración de ácido nítrico durante la etapa de extracción.

Por las mismas razones que las del Np es posible separar el Tc en este proceso como

pertecneciato (TcO4)-1.

b. Proceso DIDPA

Consiste en la separación de los actínidos respecto a los demás elementos mediante DIDPA.

De esta manera se consigue que los actínidos trivalentes, tetravalentes y hexavalentes como el

Np (V), que se reducirá a Np (IV) rápidamente, sean extraídos desde una disolución de ácido

nítrico diluido mediante DIDPA mezclado con TBP.

En la figura 5.19 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso DIDPA.

Figura 5.19 Diagrama de Flujo del proceso DIDPA



110

c. Proceso SANEX

Consiste en la extracción selectiva de actínidos (SANEX por sus siglas en inglés), son procesos

basados en que los compuestos ligandos que presentan átomos donadores débiles en sus

moléculas (N o S) extraen selectivamente elementos actínidos frente a elementos lantánidos,

por ejemplo en Francia se está desarrollando un proceso basado en la triazinilpiridinas (BTP).

d. Proceso TALSPEAK

Fue desarrollado por EEUU y es considerado como un proceso de referencia para la separación

de elementos actínidos y lantánidos trivalentes.

Los elementos presentes en el residuo líquido de alta actividad son extraídos mediante HDEHP

para luego extraer los actínidos trivalentes mediante una disolución acuosa que contiene DTPA

y un ácido hidroxicarboxílico.

Los elementos lantánidos pueden ser separados a una fase acuosa mediante ácido nítrico.

e. Extracción con CYANEX 301

Se ha desarrollado en china con excelentes resultados en la separación del americio de los

lantánidos. Se basa en la utilización de ácido 2, 4, 4-trimetilpentil ditiofosfina (Cyanex 301).

f. Proceso TRUEX

Este proceso fue diseñado para separar elementos transuránidos a partir de disoluciones

concentradas de ácido nítrico o clorhídrico procedentes del reprocesado del combustible

gastado.

El proceso se basa en añadir un segundo agente de extracción, el CMPO, en combinación con

el TBP convirtiendo así el proceso PUREX en el proceso TRUEX, pudiendo así extraer los

metales transuránidos Am y Cm.

En la figura 5.20 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso TRUEX.



111

Figura 5.20 Diagrama de flujo del proceso TRUEX

g. Proceso DIAMEX

Desarrollado en Europa, usa un disolvente de la familia de las diamidas en donde se separan

los elementos transuránidos de los residuos líquidos de alta actividad que se obtienen del

proceso PUREX.

En la figura 5.21 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso DIAMEX.



112

Figura 5.21 Diagrama de flujo del proceso DIAMEX

h. Proceso TRPO

Fue desarrollado en china y se basa en una mezcla de óxidos de tri-alquilfosfato (TRPO)

disueltos en un hidrocarburo alifático.

A concentraciones altas de ácido nítrico los lantánidos y actínidos trivalentes tienen baja

afinidad por la mezcla de TRPO por lo que podrán ser extraídos posteriormente de la fase

orgánica mediante una disolución de ácido nítrico.

Las ventajas de este proceso son su miscibilidad con el TBP así como su elevada capacidad de

carga. Aunque luego para los actínidos se requerirán etapas de separación adicionales como en

los procesos TRUEX y DIDPA.



113

i. Proceso UREX

Proceso de extracción de uranio (UREX por sus siglas en inglés) que permite separar el 99,9%

de uranio y más del 95% del tecnecio de los demás productos de fisión y actínidos.

Esto se consigue adicionando ácido acetohidroxámico (AHA) a la corriente de lavado posterior

a la etapa de extracción. Este compuesto forma complejos estables con Pu (IV) y Np (IV)

además de reducir el Np (VI) a Np (V) evitando así que se extraigan con el TBP.

Una vez que se han separado el U, el Tc y el I, el resto se trata por medio de los métodos

pirometalúrgicos para poder recuperar el resto de actínidos y el Pu.

En la figura 5.22 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso UREX.

Figura 5.22 Diagrama de flujo del proceso UREX

Existen modificaciones a este proceso como es el proceso UREX+ que consiste en cinco

procesos de extracción consecutivos que separan los distintos elementos presentes en el



114

combustible gastado. El U y el Tc se recuperan mediante el proceso UREX con purezas mayores

al 99%, el Cs y Sr son recuperados con un disolvente mezcla de COSANO y CCD-PEG.

EL Pu y el Np se obtienen mediante el proceso NPEX en el que se utiliza TBP como agente

extractante, por último se realiza el proceso TRUEX para separar actínidos minoritarios de

tierras raras y luego se separan selectivamente estos actínidos minoritarios mediante el proceso

Cyanex-301.

En la figura 5.23 se ve un esquema del diagrama de flujo del proceso UREX+.

Figura 5.23 Diagrama de flujo del proceso UREX+



115

2. Procesos pirometalúrgicos

La gran diferencia respecto a los procesos hidrometalúrgicos es que en estos no debe existir

agua en ninguna etapa.

Estos procesos actualmente no tienen un uso significativo, no obstante han sido investigados y

desarrollados y el motivo de que no estén implantados se debe a que actualmente los lugares

que reprocesan ya tienen plantas PUREX construidas. La demanda real de estos procesos

llegaría por medio de la implantación de los reactores de IV generación.

a. Proceso de electrorefino o de ANL

Este método fue desarrollado en EUU en Argonne National Laboratory (ANL) para tratar el

combustible (era una aleación de U-Pu-Zr) de un reactor experimental. Más tarde se añadiría

este método al proyecto ATW, donde se llevó a cabo el estudio de un transmutador de residuos

en donde en un primer lugar se separaba el uranio por el proceso UREX y a continuación se

usaba el método pirometalúrguico para realizar el resto de separaciones.

La esencia de este y casi todos los procesos pirometalúrgicos consiste en trocear el combustible

en piezas pequeñas para luego colocarlas en una cesta metálica. Esta a su vez es colocada en

una celda electrolítica que contiene una mezcla de sales fundidas a una temperatura que puede

variar entre los 700 K y los 800 K.

Con esto se consigue que el uranio del combustible sea electrotransportado a un cátodo metálico

en donde se depositará en forma pura y que el Pu y el Am junto con algunos productos de fisión

se acumulen en la sal fundida.

Tras esto se retira el cátodo metálico con el uranio y se fundirá para eliminar cualquier resto de

sal obteniendo lingotes metálicos como forma final, y se sustituye por uno de cadmio fundido

que recogerá el Pu, Am y el resto de uranio, además de pequeñas cantidades de productos de

fisión (lantánidos).El resto de productos de fisión que no hayan sido recogidos en el cátodo, es

decir que no se encuentren disueltos en la sal fundida se recogerán como sólidos en la cesta

anódica, mientras que el Pu y el Am serán separados del Cd mediante técnicas reductivas.

Se debe tener en cuenta que debido a la acumulación de los productos de fisión en la sal fundida,

esto provoca un aumento de temperatura debido a la desintegración de estos, será necesario



116

tratar dicha sal para separar los elementos transuránidos remanentes y parte de los productos de

fisión para que dicha sal pueda ser reciclada.

En la figura 5.24 se ve un esquema de este proceso.

Figura 5.24 Esquema del proceso de electrorefino para recuperar U y Pu

b. Proceso de RIAR

Rusia también ha desarrollado un método de reprocesamiento pirometalúrguico llamado RIAR,

basado en los combustibles UOX y MOX, pudiendo ser realizado de dos maneras, o bien

separando el UO2 y el PuO2 o mediante la co-deposición del UO2 y del PuO2.

Este método presenta diferencias respecto al anterior aunque sigue el mismo concepto. En

primer lugar el combustible troceado se disuelve en un baño salino mediante una operación de

cloración, en un crisol de pirografito. Luego se realiza una electrólisis para que solo el uranio

se deposite en un cátodo de grafito, de manera que el Pu se precipita luego de la mezcla salina

mediante una corriente de aire con Cl2.

En una última etapa se realiza una electrólisis adicional para depositar en el cátodo el U residual

que se encuentre en la sal fundida.



117

En la figura 5.25, se ve de forma esquemática las etapas que componen dicho método.

Figura 5.25 Esquema del proceso pirometalúrguico RIAR

c. Proceso de PNC

Este proceso fue realizado en Japón por el PNC (Power reactor and nuclear fuel development

corporation) y consiste en la separación de los productos de fisión mediante un tratamiento a

elevada temperatura de los residuos líquidos de alta actividad calcinándolos primero a 700ºC y

luego a 900ºC, para volatilizar el Cs, en atmósfera inerte.

Después de la sublimación se eleva la temperatura a 1800ºC para separar la mayoría de metales

nobles y de transición del resto de los óxidos de los productos de fisión y transuránidos en forma

de una aleación fundida.

En la figura 5.26 se ve el diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC.



118

Figura 5.26 Diagrama de flujo del proceso propuesto por PNC

d. Otros procesos

La Unión Europea ha llevado a cabo investigaciones a través del proyecto integrado

EUROPART donde se han realizado el estudio de diferentes técnicas para mejorar la separación

mediante el estudio de propiedades básicas termodinámicas de actínidos y lantánidos en medios

salinos fluoruros y cloruros.

B. Transmutación

El objetivo de la transmutación dentro de la gestión del combustible gastado y los residuos de

alta actividad es transformar radionucleidos de vida larga en otros de vida corta a fin de

conseguir que estos no presenten riesgo en unos cuantos cientos de años.

Esta transformación se puede realizar por bombardeo de partículas elementales, generalmente

neutrones, debido a que cuando estos chocan contra un núcleo puede producirse un rebote o

penetrar en el interior del mismo siendo en este último caso cuando el núcleo en el que ha

penetrado el neutrón adquiere un exceso de energía que será liberada expulsando partículas y

radiación, emitiendo solamente radiación o dividiéndose en núcleos más pequeños (reacción de

fisión).



119

Para llevar a cabo la transmutación de los elementos deseados se han estudiado 2 modos, bien

en forma homogénea donde los actínidos minoritarios son diluidos en el combustible de los

reactores o en forma heterogénea mediante varillas o blancos de irradiación que contienen los

actínidos minoritarios o los productos de fisión.

Actualmente hay propuestos 3 sistemas transmutadores para los actínidos minoritarios, los

reactores críticos rápidos, los sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS) y otros

tipos de reactores.

1. Reactores críticos rápidos

Se ha demostrado ya que los reactores rápidos existentes pueden usarse para eliminar plutonio

sin grandes problemas lo que además permitiría reducir el contenido de U-238 en el combustible

óxido usado.

Gracias al uso del Pu se puede introducir una pequeña proporción de actínidos minoritarios

(entre el 2,5% y el 5%) junto al Pu de forma que al final se obtiene la reducción de estos

actínidos minoritarios y del Pu.

El inconveniente de este sistema es que no se podría llevar a cabo el reciclado de los MOX en

reactores de agua ligera debido a que los transuránidos que procederían del reciclado de este

combustible al aumentar la relación actínidos minoritarios/Pu, harían que no se alcanzaran

condiciones de operación aceptables degradando demasiado los parámetros de seguridad.

No obstante si se usase el reactor rápido refrigerado por sodio, como se vio en el apartado tipo

de reactores, con algunas modificaciones se podría llevar a cabo el proceso. Para ello se deben

colocar en las zonas que rodean al núcleo activo, que sería de Pu con un grado de

enriquecimiento del 15%, barras compuestas por óxidos de uranio empobrecido y actínidos

minoritarios (el enriquecimiento en actínidos minoritarios de estas barras sería sobre el 10%

aunque los casos más optimistas llegan hasta un 40%). De esta manera se tendría como

resultado una transmutación en forma heterogénea dentro de la tecnología estándar y

consiguiendo como resultado fracciones de transmutación en torno al 40% al cabo de 11 años.

2. Sistemas subcríticos accionados por acelerador (ADS)

Son sistemas multiplicativos subcríticos en donde la potencia viene dada por una fuente intensa

de neutrones que es externa. Dicha fuente se consigue haciendo que protones con una energía



120

necesaria que es dada por medio de un acelerador reaccionen con un blanco de metal pesado

liberando así neutrones.

La reacción que se da se llama reacción nuclear de espalación, y ocurre cuando un haz de

protones de alta energía incide sobre un material de elevado número másico generando muchos

neutrones por protón, así como otras partículas (En la figura 5.27 se muestra un esquema de los

elementos que componen un ADS).

Figura 5.27 Esquema de los elementos que componen un ADS

Los neutrones que se han creado se mezclan con el combustible que contiene los elementos

transuránidos a eliminar, produciéndose una cadena de fisión de los elementos transuránidos y

convirtiéndolos en productos de fisión que cambiarán tanto la composición como las

propiedades del combustible obligando a cambiar cada cierto tiempo el combustible para

reprocesarlo y volver a fabricar combustible nuevo, además durante este proceso se irá

generando energía y nuevos neutrones.

Cabe mencionar que debido a que se trabaja en condiciones subcríticas para que no se produzca

una reacción en cadena y se descontrole el proceso es necesario subministrar los neutrones

externamente para poder mantener la potencia en un nivel constante.

Dentro de este tipo de reactores mediante los proyectos PDS-XADS y EUROTRAN se han

investigado diferentes modelos:

Sistema ADS refrigerado por eutéctico Pb-Bi fundido.



121

Sistema ADS refrigerado por gas (helio).

3. Otros tipos de reactores

Dentro de esta categoría estaría el quemado del plutonio en LWR mediante la modificación de

los MOX que se usan para los PWR, consiguiendo por tanto limitar las cantidades de plutonio

almacenadas.

Otros tipos de reactores que podrían ser usados para transmutar son los reactores que tienen un

alto grado de quemado y refrigeración por helio, lo que permitiría transmutar los transuránidos

que proviniesen de los LWR, también se podrían usar reactores de sales fundidas para la

transmutación de los transuránidos.

En cuanto a los productos de fisión la transmutación del Tc-99 y del I-129 se realiza mediante

reacciones de captura electrónica, que son reacciones en las cuales un neutrón libre colisiona

con un núcleo atómico sin producir fisión y formando un nuevo núcleo y liberando energía. El

nuevo núcleo podrá sufrir desintegración beta para conseguir mayor estabilidad.

Para el caso del Tc-99 se ha propuesto el uso de tecnecio metálico como material más apropiado,

ya que permite alcanzar trazas de transmutación de hasta el 15% generando Ru estable, aunque

en experimentos realizados en los reactores críticos rápidos se han podido obtener de hasta el

20%.

En cuanto al I-129, se ha estudiado la transmutación de diferentes compuestos de este que

presentan un buen comportamiento frente a las altas temperaturas que se generan, no obstante

actualmente no es aconsejable su transmutación debido a los costes que tendría.

Aunque en este punto se haya visto el tratamiento y gestión de los residuos de alta actividad se

ha referido muchas veces al combustible gastado como si este fuera el único residuo a tratar (a

fin de cuenta este supone casi el 80% de los residuos de alta actividad), las técnicas propuestas

también se emplean para la gestión de los residuos de alta actividad que no sea combustible

gastado, estos se tratan según su naturaleza tal y como queda recogido en el tratamiento de los

residuos generados en el ciclo cerrado, que aunque es referente a los residuos generados en esa

parte del tratamiento del combustible gastado, el modo de proceder para el tratamiento de los

RAA generados en otros procesos es igual.



122

3.4. Gestión de residuos en caso de accidente

Cuando se habla de accidente en el ámbito de la energía nuclear se consideran aquellos sucesos

que emiten un determinado nivel de radiación susceptible de perjudicar a la salud pública.

Estos accidentes se pueden clasificar según la escala INES (International Nuclear Events Scale),

la cual va de 1 a 7 aumentando según la gravedad. Los 3 primeros rangos corresponden la

categoría a incidentes y los 4 últimos a categoría de accidente.

En esta escala se incluyen tanto los accidentes radiactivos como los nucleares, es decir están

incluidos tanto la avería en un reactor como el vertido de una fuente de radiación a un rio.

Aunque el lugar más común donde puedan ocurrir los accidentes es en una central nuclear estos

también pueden ocurrir en centros de investigación, durante el transporte del material, o en

plantas de tratamiento del ciclo del combustible entre otros.

En este caso se va a ver con un poco de detalle la actuación frente a vertidos incontrolados o

contaminación de aguas o derrame durante el transporte.

A. Accidente durante transporte terrestre

Si ocurre un accidente durante el transporte de los materiales radiactivos en un primer lugar se

lleva a cabo una fase de aislamiento en la cual se espera la llegada de ayuda teniendo que ser

mínimo el tiempo de duración de esta fase. A continuación se realiza una segunda fase, que

corresponde a la de asistencia, en la que se incluye desde el salvamento y medidas de protección

a la recuperación y limpieza del residuo y el entorno.

Independientemente del tipo de residuo que se transporte existen una serie de normas a cumplir,

como es el tipo de protección personal que debe contar con guantes, botas y traje completo con

protectores de cabeza y además en caso de incendio, o en el transporte de hexafluoruro de

uranio, se deben usar equipos de respiración autónomos.

Cuando ocurre un accidente durante el transporte de material radiactivo puede darse el caso de

que ocurra el derrame de la sustancia que se transporta. En los casos de sustancias radiactivas

tanto fisionables como no fisionables, se deben cubrir los bultos dañados y los materiales

dispersados con plásticos u otros materiales, además de no tocar las sustancias y si se han

introducido en una corriente de agua o alcantarilla se debe informar a la autoridad responsable.



123

En caso de que la fuga fuese líquida se debe absorber el líquido con arena, tierra o cualquier

material apropiado para dicho fin.

Si durante el accidente se origina un incendio se debe extinguir con el agente adecuado, aunque

generalmente se podrá emplear agua, siempre se deben fabricar diques de contención para evitar

escorrentías además de no usar nunca agua directamente sobre los bultos.

Tras las asistencias médicas oportunas (pues estas siempre serán prioritarias frente a cualquier

problema radiológico), los bultos no dañados serán agrupados a una distancia mínima de 6

metros.

En cuenta a los residuos, aquellos que han sufrido el derrame deberán ser recogidos con el

material o equipo adecuado que permita operar con total seguridad para introducirlos en nuevos

bultos de transporte.

Los nuevos residuos generados, como el plástico usado para cubrir el derrame o la arena

absorbente en caso de que fuesen residuos líquidos, serán almacenados en contenedores de

transporte adecuados a sus características y tratados como tal; en caso de baja-media actividad

serán llevados a una planta adecuada donde permanecerán hasta que puedan ser incinerados y

posteriormente almacenadas dichas cenizas.

En caso de que fuesen de alta actividad (aunque es muy improbable) se llevarán a un

almacenamiento temporal hasta que decaiga su actividad y puedan ser almacenados

definitivamente.

Por último, en este tipo de accidentes se podría dar el caso de que el suelo que ha estado en

contacto con los residuos derramados también sea necesario aislarlo y tratarlo

convenientemente mediante técnicas de estabilización y solidificación. Será necesario un

estudio para minimizar el impacto ambiental generado del tratamiento del mismo y proceder a

una rápida actuación.

El hexafluoruro de uranio necesita una gestión diferente debido a su alto carácter corrosivo y a

la posibilidad de contener material fisionable. En caso de fuga se debe reducir la nube de vapor

con agua pulverizada y usar dióxido de carbono sólido para congelar la fuga en su origen.

También se deben usar diques de contención para evitar escorrentías, ya que se deben usar

abundantes cantidades de agua en los contenedores expuestos en caso de incendio incluso



124

después de haberlos apagado. (Si no se puede apagar se debe salir de la zona afectada y dejar

que ardan).

El material usado y contaminado durante la intervención se tratará debidamente según sus

características.

B. Vertido incontrolado en agua

Esto puede ocurrir o bien durante un accidente aéreo (si fuese en el mar, en caso contrario se

debe operar como los accidentes para transporte terrestre) o transporte marítimo que provoque

que los bultos acaben en el mar, con la posibilidad de derrame o bien por un accidente de otra

característica que acabe contaminando el agua cercana.

En caso de que el accidente sea aéreo en el agua o marítimo se ha de recuperar el bulto o los

bultos accidentados lo más rápido posible, dado que cuanto más tiempo permanezcan en el agua

mayor riesgo de contaminación, que se verá incrementado exponencialmente en caso de

derrame.

Si se ha producido derrame, tras recuperar los bultos y avisar a las autoridades encargadas, lo

máximo que se puede realizar es un estudio de las corrientes marítimas de la zona para ver la

dispersión y lugares afectados por el mismo, realizando un estudio anual para ver la evolución

de estas zonas.

No obstante si el vertido fuese en aguas no marítimas, debido a un fallo durante una parte del

proceso del ciclo del combustible nuclear o como consecuencia derivada de otro accidente (por

ejemplo contaminación de aguas por el derrame durante un accidente de transporte terrestre),

se debe aislar el agua contaminada para poder tratarla y evitar que el vertido llegue al mar.

Por ejemplo una forma de tratar esta agua para poder limpiar aguas radiactivas es el uso de

grafeno.

Esto se consigue debido a que el grafeno es el material que más isótopos radiactivos puede

atraer y “cazar”, es decir actúa como acumulador de la radiactividad por lo que una vez lanzado

al agua contaminada solo será necesario dejar que atraiga los isótopos.

Tras esto se traslada a centros de almacenamiento donde tras un período de tiempo será

incinerado y las cenizas almacenadas también por seguridad.



125

Este método es el que actualmente permite conseguir una eficacia 60 veces mayor respecto a

las técnicas actuales, además de ser el que se está empleando para limpiar el agua contaminada

de la central de Fukushima.

También podría ocurrir un fallo en los sistemas que regulan el agua de refrigeración o

tratamiento en las plantas nucleares o centros de gestión de residuos, por lo que siempre se

deberá aislar el agua contaminada si es posible para proceder a su tratamiento por las mejores

técnicas disponibles, como por ejemplo el proceso que sirve para separar y eliminar productos

de fisión o los residuos líquidos de alta actividad.


Opciones para reducir el volumen de residuos a tratar y alternativas a su gestión

126

4. OPCIONES PARA REDUCIR EL VOLUMEN DE RESIDUOS A TRATAR Y

ALTERNATIVAS A SU GESTIÓN

Dentro de la gestión y el tratamiento de residuos radiactivos el estudio y desarrollo de nuevas

técnicas que permitan una mejora en los procesos de gestión y tratamiento de los mismos es

algo de total actualidad.

A continuación se van a resaltar diferentes opciones que permitirían alcanzar dichos objetivos

analizando un poco sus características.

A. Lanzamiento al espacio

Fue una solución investigada y propuesta por científicos rusos, que solucionaba totalmente el

problema del tratamiento y gestión de los residuos radiactivos dado que una vez puestos en

órbita al espacio exterior no habría que preocuparse nunca más de ellos. La idea se descartó por

motivos económicos entre otros, pero uno de los más importantes fue que no se podía garantizar

una fiabilidad del 100% en un lanzamiento.

Por tanto cargar un cohete con material nuclear y que el aparato pudiera explotar en pleno

vuelo o despegue o fallar en su ascenso y estrellarse dejando liberados los residuos en este

último caso o incluso que pudiera producirse una explosión nuclear ocasionada por la explosión

del mismo provoca que este método no sea seguro.

B. Almacenamiento en fondo marino

Una opción sería verter los residuos aprovechando las fosas marianas, aplicando en cierto modo

el concepto que se usa actualmente para AGP.

No obstante las actuales leyes prohíben cualquier vertido de residuos radiactivo que no cumplan

con estas, lo que junto a los problemas medioambientales y sociales que se generarían hace que

se deseche actualmente. Hay que destacar que esta práctica si se llevó a cabo antiguamente pero

por los problemas mencionados antes se ha dejado de usar, siendo el problema actual el estudio

de esos vertidos por los riesgos de fuga que pudiesen tener.



127

C. Almacenamiento en los casquetes polares

Al igual que el almacenamiento en fondo marino, la idea sería colocar los residuos bajo los

casquetes polares de manera que el calor generado por estos derritiera el hielo hasta que

acabasen confinados a gran profundidad.

Los problemas que presenta esta opción son los mismos que la otra, con el añadido además que

cuando se estudió dicha opción, el efecto del cambio climático no se tenía presente y si bien

que ocurra el deshielo del polo sur (lugar donde se almacenarían debido a su espesor de

aproximadamente 2100 metros) es algo prácticamente imposible por ahora, no sería

conveniente contribuir a ello.

D. Uso de combustible alternativo

Se han llevado a cabo investigaciones con diferentes tipos de combustible lo que permitiría

reducir la cantidad de residuos generados.

1. Torio-232

Este elemento de la serie de los actínidos se encuentra en estado natural en ciertos minerales,

estimándose una cantidad mundial de unas 12 millones de toneladas.

El empleo del torio vendría fundamentado en primer lugar debido a su abundancia en

comparación con el uranio además de que todo el extraído sería potencialmente usable en

comparación con el 0,7% de uranio natural que hay actualmente en reactores.

Para poder usarlo sería necesario usar reactores rápidos para transformarlo en U-233 que sí sería

fisionable, lo que provocaría menor cantidad de plutonio así como de elementos transuránicos,

además el U-233 es más efectivo que el U-235 y el Pu-239.

Este proceso presenta algunas desventajas: debido a la transformación del Th-233 se forma Ra-

228 que es un emisor de alta actividad aunque de baja vida media (2 años aproximadamente);

alto coste a la hora de producir el U-233 debido a su alta radiactividad y las operaciones para

separación del U-233 y el U-232 para que el ciclo no fuese difícil de manejar.

Países como India, EEUU, Canadá o Rusia están llevando a cabo investigaciones acerca de su

utilización.



128

2. Combustible MOX

Se basaría en el empleo de combustibles tipo MOX tal y como se vio en el capítulo de gestión

y tratamiento de residuos radiactivos de alta actividad, ciclo cerrado.

3. Uso de compuesto de uranio y nitrógeno

Se ha llevado a cabo una investigación en EEUU en la cual se ha fabricado un compuesto de

uranio y nitrógeno de manera que cuando interactúa con la luz se genera nitruro de uranio.

Esto permitiría desarrollar formas alternativas a los procesos actuales de producción de energía

nuclear.

E. Uso de procesos de ciclo cerrado avanzado

Tal y como se vio en el capítulo anterior el desarrollo de las técnicas que permitan el ciclo

cerrado avanzado darían lugar a una disminución en el volumen de residuos generados.

El inconveniente sería que los residuos generados y tratados producirían a su vez más residuos

teniéndolos que tratar, por lo que aún queda por desarrollar y avanzar en este proceso.

F. Uso de reactores de fisión alternativos

Tal y como se vio en el capítulo anterior para el empleo del ciclo cerrado avanzado es necesario

llevar a cabo el avance y mejora en los reactores de IV generación lo que permitiría la

disminución de los residuos generados.

G. Uso del reactor de fusión

Está considerado como el futuro de la energía nuclear dado que si se llevase a cabo el desarrollo

completo del mismo sería de generación de energía limpia.

El funcionamiento de un reactor de fusión consiste en que dos átomos ligeros unan sus núcleos

para dar un átomo con un núcleo mayor liberando energía proveniente de la fuerza nuclear

fuerte que unía al núcleo.

Para ello en primer lugar se debe vencer la fuerza de repulsión que ejercen los protones de dos

núcleos, para ello se debe hacer que choquen a gran velocidad y elevando la temperatura del

reactor entre 100 y 150 millones de grados.



129

A estas temperaturas se obtiene plasma, y se debe evitar que este choque contra las paredes del

reactor, por lo que se usan campos electromagnéticos, surgiendo así el reactor Tokamak que

fue desarrollado en Rusia.

Este reactor consiste en una cámara toroidal, donde se trabaja a temperaturas de 150 millones

de grados y baja presión.

La ventaja de estos reactores es que en caso de accidente no se genera reacción en cadena,

siendo por tanto el control de la alimentación lo que determina su funcionamiento dando así

garantías de gran seguridad.

Para llevar a cabo la fusión se usa deuterio y tritio que da lugar a un átomo de helio. El tritio se

podría obtener fusionando litio del que se obtendría helio y tritio mientras que el deuterio se

obtiene del hidrogeno del agua.

Otra ventaja del reactor de fusión es que la única radiactividad del proceso sería consecuencia

de la presencia de tritio, que es un gas radiactivo, por lo que al ser producido en el propio reactor

a partir de la fusión del litio, se evitaría el transporte de material radiactivo y los únicos

elementos contaminados serían las propias paredes del reactor, que además estas dejarían de

estarlo en unos 50 años.

Además se podría conseguir que fuese una fuente de energía totalmente limpia eliminado los

neutrones que se produjesen en la reacción de fusión revistiendo las paredes del reactor de

material absorbente, como por ejemplo litio, eliminando así los neutrones y produciendo a su

vez tritio. No obstante los residuos generados serán infinitamente menores y de menor

peligrosidad que los del reactor de fisión.

Otra forma de obtener energía sin la generación de residuos sería usando como combustible

para la fusión deuterio y helio que generaría protones en vez de neutrones, y estos son más

fáciles de controlar mediante los campos electromagnéticos.

A la hora de elegir por una propuesta u otra en la gestión y tratamiento de los residuos

radiactivos el factor económico juega uno de los papeles más importantes.


Análisis económico de las opciones propuestas actuales y futuras

130

5. ANÁLISIS ECONÓMICO DE LAS OPCIONES PROPUESTAS ACTUALES Y

FUTURAS

A la hora de elegir una propuesta u otra en la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos

el factor económico juega uno de los papeles más importantes.

A continuación se van a analizar las diferentes propuestas consideradas en este proyecto

buscando la forma actual y futura más viable desde el punto de vista del tratamiento de los

residuos radiactivos de alta actividad.

En primer lugar se debe saber el precio del uranio durante toda la primera parte del ciclo del

combustible nuclear, desde su extracción hasta que llega a una central nuclear listo para ser

usado.

En la figura 7.1, se puede apreciar la evolución del precio del uranio a lo largo de los últimos 5

años; se puede observar como en el 2010 alcanzó un pico máximo y luego ha ido sufriendo

variaciones hasta alcanzar un valor más o menos estable en el 2015 en torno a los 32,5€/lb es

decir unos 72,22 €/kg.

Figura 7.1 Evolución del precio del uranio en los últimos 5 años



131

En la tabla 7.1 se puede observar el precio tanto en Europa como EEUU durante el mes de

Octubre del 2015 de los procesos concernientes a la primera parte del ciclo del combustible.

EEUU

(Precios en $)

EUROPA

(Precios en €)

Precio U3O8 (lb) 36,50 33,01

Precio U3O8 (kg) 81,11 73,35

Conversión uranio (kgU) 7,00 6,78

Enriquecimiento Uranio (kg U) 102,37 93,04

Fabricación combustible (kg U) 162,00 156,08

Tabla 7.1 1Costes primera parte del ciclo del combustible nuclear

Una vez que el uranio se consume en el reactor comienza la segunda parte del ciclo del

combustible nuclear, de manera que según el proceso de gestión escogido de los que se han

visto se tendrán unos u otros costes.

A. Ciclo abierto

En el caso del ciclo abierto, el almacenamiento temporal puede realizarse en seco o piscina, tras

el paso por la piscina de almacenamiento de la central. En la tabla 7.2 se muestran datos del año

2003 (estos no has sufrido gran variación) respecto a los costes según el tipo de almacenamiento

calculados por diferentes entidades.

De los datos presentes se puede concluir que el coste medio de almacenamiento ronda entre los

100 y 200 €/kgU de CG.

Tecnología Instalación Coste unitario (€2003/kg U CG)

Seco ATC 164

Piscina Laboratorio 120

Seco Genérica 180

Piscina Genérica 106

Seco Genérica 135

Tabla 7.2 Coste unitario para el almacenamiento temporal



132

En cuanto al almacenamiento definitivo, en los costes que se obtuvieron en el 2003 (figura 7.2)

se ha tenido en cuenta tanto el almacenamiento como el encapsulado del combustible gastado

(este coste puede variar según el país desde el 18% en EEUU hasta el 30% en Suecia). Para ello

se ha tenido en cuenta los datos de los diferentes programas de AGP, como son los de Suecia,

Finlandia o EEUU.

2 Coste

unitario de la gestión final del combustible

En los datos se puede ver como el precio oscila desde los 300 a los 600 €/kg de CG, siendo la

variación de los precios debido a el concepto de diseño del almacenamiento o el tipo de roca

elegida para albergar el almacén, mientras que el coste de encapsulado depende las condiciones

exigidas a la cápsula, lo que variará el material empleado, su espesor o el diseño.

Por lo tanto si se escoge la opción del ciclo abierto tendría un coste unitario aproximado de 820

€/kg de CG siendo su coste total de 2600 €/kg de CG (para calcularlo se ha tenido en cuenta

que los valores de almacenamiento temporal y definitivo no han cambiado en este tiempo

además del VAN).

Para el cálculo del coste total se ha tenido en cuenta que para obtener un 1 kg de UOX se

necesita unos 10 kg de mineral de uranio de los cuales 9.98 kg son convertidos y enriquecidos.

B. Ciclo cerrado

En cuanto al ciclo cerrado el combustible al ser reprocesado podrá ser usado de nuevo tanto en

reactores de agua ligera como en reactores rápidos.



133

Por tanto los residuos aquí generados serán los RAA que se produzcan durante el reprocesado

del CG y el propio CG que no puede volver a ser usado.

Además en los costes se debe tener en cuenta el precio de la fabricación de los nuevos elementos

combustibles procedentes del reprocesado.

En la tabla 7.3, se muestran los costes unitarios correspondientes al ciclo cerrado.

Ciclo del combustible (2ª parte)

Coste

Unitario

(€/kg CG)

Reprocesado UOX 750

Fabricación MOX 1100

Almacenamiento RAA generados 150

Almacenamiento MOX generados tras su nuevo uso 150

Almacenamiento definitivo 350

Tabla 7.3 Datos de coste unitario en ciclo cerrado

El coste unitario total es de 2800€/kg de CG si se usan reactores de agua ligera para los MOX,

si se opta por usar reactores rápidos el precio disminuye hasta los 2600€/kg de CG.

Por tanto tras calcular el valor neto aproximado para el caso de los reactores de agua ligera el

valor neto actual es 3010 €/kg CG, mientras que para los reactores rápidos es de 2800 €/kg de

CG (Para calcularlo se ha tenido en cuenta que los valores de almacenamiento temporal y

definitivo no han cambiado en este tiempo además del VAN).

Para el cálculo del coste total se ha tenido en cuenta que de 1 kg de UOX se obtienen 0,93 kg

de uranio reprocesado y 0,0114 kg de plutonio de los cuales al mezclarlo con el uranio

empobrecido (0,12 kg) se producen 0,125 kg de MOX, también se producen en el proceso del

ciclo cerrado 0,975 kg de RAA.

C. Ciclo cerrado avanzado

Debido a que no está implementado a escala industrial el conocer los costes exactos de este

proceso se hace complicado, pudiendo solamente aproximarlos a gracias a las experiencias

obtenidas en laboratorios.



134

No obstante los estudios destacan que la opción no será viable hasta que solo el coste de la

gestión final del combustible gastado en el caso del ciclo abierto supere los 3000€/kg.

En la tabla 7.4, se presenta un resumen del coste total para cada uno de los casos anteriores.

Ciclo

abierto

Ciclo cerrado

Ciclo cerrado

avanzado

LWR FR

Coste total (€/kg) 2600 3010 2800 Sin determinar

Tabla 7.4 3Resumen de costes según ciclo

De los siguientes análisis se extrae la conclusión de que actualmente el ciclo abierto representa

la mejor opción en lo que a costes se refiere, no obstante se deben tener en cuenta diversos

factores, como es que en cada país se pueden aplicar impuestos diferentes al almacenamiento

de residuos radiactivos de alta actividad. Esto podría hacer que, al aumentar el volumen de los

mismos, no compense dicha opción y sea mejor el método del ciclo cerrado dado que se

disminuye el volumen de residuos generados.

El ciclo cerrado avanzado, con una investigación y desarrollo adecuado de todos los procesos

necesarios para llevarlo a cabo, permitiría que la energía nuclear fuese una fuente de energía

sostenible reduciendo en gran cantidad los residuos generados y obteniendo más energía, lo que

posibilitaría a la larga abaratar los costes.

En cuanto al resto de tecnologías, en el caso del reactor de fusión su coste principal sería el de

la construcción del mismo, pues como se mencionó anteriormente con un grado alto de

desarrollo sería autosostenible además de ser una fuente de energía limpia.

En el caso del torio ocurre igual que con el ciclo cerrado, habiendo solamente estimaciones

debido a que no se ha llevado el uso a escala industrial del mismo.

No obstante, aunque las implicaciones económicas son siempre muy importantes a la hora de

elegir los procesos, las implicaciones sociales también tienen una gran influencia en los mismos

pudiendo incluso llegarse a cancelar un proyecto viable económicamente por estas.


Tratamiento y gestión de residuos RAA en diferentes países

135


ACTIVIDAD EN DIFERENTES PAÍSES

Como último capítulo de este proyecto se verán de manera breve los diferentes emplazamientos

de los que disponen algunos países para la gestión del combustible gastado a noviembre del

2015, además en la tabla 8.1 se puede ver las diferentes opciones de gestión del combustible

gastado.

País Opción de gestión

Canadá Ciclo abierto

Finlandia Ciclo abierto

Francia Ciclo cerrado

Alemania Ciclo abierto (actualmente)

Japón Ciclo cerrado

Rusia Reprocesado parcial

Corea

del Sur

Almacenamiento temporal

(sin decisión para el futuro)

Suecia Ciclo abierto

Reino

Unido

Reprocesado

(sin decisión para el futuro)

EEUU Ciclo abierto

España Ciclo abierto

Tabla 8.1 Gestión del combustible gastado en diferentes países

Se puede destacar que la tendencia general de muchos países es incrementar las plantas de

reprocesado y reciclado de plutonio, buscando un aprovechamiento total de los MOX.

A. Alemania

El almacenamiento temporal se realiza en las propias centrales debido a la prohibición de

transportar los residuos de las mismas a almacenamientos centralizados, usando los existentes

para almacenar el combustible reprocesado de otros países.

En cuanto al AGP aún no está determinada la disposición final.



136

En el 2011 Alemania anunció un plan, sin cláusula de revisión, de manera que el cierre de sus

últimas centrales nucleares sea en el año 2022, buscando así renunciar a la energía nuclear para

ese año.

B. Canadá

El combustible gastado se almacena en piscinas o en seco en las propias centrales nucleares,

mientras que se estudia un emplazamiento para el AGP, que sería monitorizado además de

poder recuperarlo si fuese posible, permitiendo así tener abierta la vía del reprocesado.

C. Finlandia

Está en construcción el AGP de Onkalo, mientras que el almacenamiento temporal se realiza

en laboratorios subterráneos.

D. Suecia

Usa como ATC un almacenamiento en el subsuelo, además se encuentra en proceso de

construcción de un AGP.

E. Corea del sur

No dispone de planes para la gestión del combustible nuclear, estando las piscinas de las

centrales próximas a llenarse, y la opción de construir un almacén temporal centralizado ha sido

descartada debido a la fuerte oposición pública.

Ha intentado desarrollar el reprocesado para extraer plutonio y usarlo en reactores rápidos, pero

la comunidad internacional se lo ha impedido.

Se espera que construya un ATC y una planta de reprocesado pronto, de manera que se reduzca

el área necesaria para construir un AGP como el de Suecia.

F. EEUU

La mayoría del combustible se encuentra en almacenado en las piscinas o en seco en las propias

centrales nucleares, mientras que el combustible procedente de los reactores navales están

almacenados en el Idaho National Laboratory.

Inició el AGP para residuos procedentes de instalaciones nucleares en Yucca Mountain, pero

en 2010 se canceló el proyecto y ahora está en desmantelamiento, mientras se estudia un nuevo



137

emplazamiento. Aun así cuenta con el único AGP en funcionamiento del mundo aunque solo

es destinado como uso para el almacenamiento de los residuos militares de EEUU.

G. Francia

El almacenamiento temporal se lleva a cabo en dos almacenes, el de Cadarache y el Centro de

reprocesado de La Hague, además se lleva a cabo el reprocesamiento del combustible en tres

plantas.

Se está llevando a cabo el estudio para la construcción de un AGP.

H. Japón

La política de Japón se basa en el reprocesado del combustible, usando el MOX en unos 18

reactores.

El combustible actualmente se almacena en las piscinas y en el centro de almacenamiento de

residuos de alta actividad de Rokkasho.

Además se están llevando a cabo estudios para la construcción de un AGP.

I. Reino Unido

Cuenta con un almacenamiento temporal en las instalaciones de Sellafield, además de la

construcción de nuevos almacenes que se encuentran en desarrollo.

Actualmente no todo su combustible es reprocesado aunque esta fuese su intención desde un

inicio.

Se están desarrollando planes para la construcción de un AGP.

J. Rusia

Cuenta con dos centros de ATC, mientras que su estrategia es el reprocesado del combustible.

Actualmente cuenta con una planta de reprocesado y planea construir otra más para el 2035.

K. España

Actualmente España sigue la vía del ciclo abierto, almacenando los residuos radiactivos en las

piscinas de las propias centrales, y una vez que se procede al desmantelamiento de la instalación



138

al carecer de un ATC para los residuos de alta actividad los envía a Francia o Reino Unido

donde son almacenados hasta que expira el acuerdo.

Para evitar el coste de mandar los residuos de alta actividad fuera se decidió construir un ATC,

teniendo listo el terreno y todos los estudios concluidos para comenzar su construcción, sin

embargo, actualmente está paralizada debido a diversos problemas, lo que está generando un

sobrecoste por los residuos de alta actividad que se encontraban almacenados en el extranjero

y deberían ser devueltos ya.

En cuanto a la construcción de un AGP se han realizado propuestas en diversas zonas pero sin

que haya prosperado ninguna hasta la fecha.


Referencias

139

7. REFERENCIAS

[1] R. Lamarsh, John (2001). Introduction to nuclear engineering (third edition), Chapter 2 and

3. EEUU, editorial Prentice Hall.

[2] Álvaro Rodríguez, José Antonio Gago. “La gestión temporal del combustible gastado y de

los residuos de alta actividad en el mundo”. Revista Estratos . Volumen 26. 2005.

[3] Enresa. Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (6º PGRR).

[4] OIEA. Clasificación de los residuos radiactivos . Colección Seguridad nº 111-G-1.1. 1994.

[5] Información variada de la web: www.energía-nuclear-net.

[6] Artículo periodístico de EL Mundo: El óxido de grafeno producido en Yecla (Murcia)

limpiará la radioactividad de Fukushima.

[7] Información variada de la web: foronuclear.org.

[8] Enresa. Publicación técnica 02/2006. Separación de elementos transuránicos y algunos

productos de fisión presentes en los combustibles nucleares irradiados.

[9] Enresa. El almacenamiento geológico profundo de los residuos radiactivos de alta actividad.

Principios básicos y tecnología.

[10] OIEA. Boletín 4/1989 sobre el proceso AVM y el proceso PAMELA.

[11] Directiva 2011/70/EURATOM por la que se establece un marco comunitario para la

gestión responsable y segura del combustible nuclear gastado y de los residuos radiactivos.

[12] Directiva 2006/117/EURATOM relativa a la vigilancia y al control de los traslados de los

residuos radiactivos y combustible nuclear gastado.

[13] Ley 25/1964 sobre Energía Nuclear, donde queda recogida desde la definición sobre que

es un residuo radiactivo, quien se encarga de la vigilancia de las instalaciones nucleares y

radiactivas o de la gestión y tratamiento de los residuos radiactivos.

[14] Decreto 102/2014 por el que se establece una gestión responsable y segura del combustible

nuclear gastado y de los residuos radiactivos.


Referencias

140

[15] Apuntes de la asignatura de gestión y tratamientos de residuos de la escuela técnica

superior de ingeniería de Sevilla.

[16] Enresa. “Separación y Transmutación de radionucleidos de vida larga”. Revista Estratos.

[17] Intenational nuclear societies council. Current issues in nuclear energy radioctive waste.

Agust 2002.

[18] Reglamento para el transporte seguro de materiales radiactivos. Edición de 2005. TS-R-1.

Colección de normas de seguridad. Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).

Viena 2010.

[19] Enresa. Publicación técnica 01/2008. Transmutación de elementos transuránicos presentes

en combustibles irradiados.

[20] Diversa información en la web: enresa.es.

[21] Diversa información en la web: csn.es.

[22] Foro nuclear. Publicación boletín. Resultados nucleares de 2014 y perspectivas para 2015.

[23] W.E. Burcham (1974). Física nuclar. Editorial Reverté.

[24] Diversa información de la web: enusa.es.

[25] Información del precio del uranio en la web: Indexmundi.com.

[26] Diversa información de la web del ministerio de industria, energía y turismo de España:

minetur.gob.es.

[27] Ilustre Colegio Oficial de Físicos “Origen y gestión de residuos radiactivos” (2000).

[28] Gestión de residuos radiactivos: Situación, Análisis y perspectiva. Volumen 1. Fundación

para estudios sobre la Energía. 2007.

[29] OIEA. Safety Series No. 111-F. Principles of Radioactive Waste Management Safety

Fundamentals. Viena 1995.

[30] Acuerdo europeo relativo al transporte internacional de mercancías peligrosas por carretera

(ADR). Edición 2007.


Anexo A

142

ANEXO A

Serie del torio

Radionucleido Modo de

desintegración

Periodo de

semidesintegración

Energía

desprendida

(MeV)

Producto de

desintegración

Th 232 α 1,405·1010 a 4,081 Ra 228

Ra 228 β- 5,75 a 0,046 Ac 228

Ac 228 β- 6,25 h 2,124 Th 228

Th 228 α 1,9116 a 5,520 Ra 224

Ra 224 α 3,6319 d 5,789 Rn 220

Rn 220 α 55,6 s 6,404 Po 216

Po 216 α 0,145 s 6,906 Pb 212

Pb 212 β- 10,64 h 0,570 Bi 212

Bi 212 β- 64.06%

α 35.94%

60,55 min 2,252

6.208

Po 212

Tl 208

Po 212 α 299 ns 8,955 Pb 208

Tl 208 β- 3,053 min 4,999 Pb 208

Pb 208 . estable . .

Tabla A.1 Serie del torio

Serie del uranio-238


desintegración

Periodo de

semidesintegración

Energía

desprendida

(MeV)

Producto de

desintegración

U 238 α 4.468·109 a 4,270 Th 234

Th 234 β- 24,10 d 0,273 Pa 234

Pa 234 β- 6,70 h 2,197 U 234

U 234 α 245500 a 4,859 Th 230

Th 230 α 75380 a 4,770 Ra 226

Ra 226 α 1602 a 4,871 Rn 222

Rn 222 α 3,8235 d 5,590 Po 218

Po 218 α 99.98 %

β- 0.02 %

3,10 min 6,115

0,265

Pb 214

At 218

At 218 α 99.90 %

β- 0.10 %

1,5 s 6.874

2.883

Bi 214

Rn 218

Rn 218 α 35 ms 7.263 Po 214

Pb 214 β- 26.8 min 1.024 Bi 214

https://es.wikipedia.org/wiki/Talio


Anexo A

143


desintegración

Periodo de

semidesintegración

Energía

desprendida

(MeV)

Producto de

desintegración

Bi 214 β- 99.98 %

α 0.02 %

19.9 min 3.272

5.617

Po 214

Tl 210

Po 214 α 0.1643 ms 7.883 Pb 210

Tl 210 β- 1.30 min 5.484 Pb 210

Pb 210 β- 22.3 a 0.064 Bi 210

Bi 210 β- 99.99987%

α 0.00013%

5.013 d 1.426

5.982

Po 210

Tl 206

Po 210 α 138.376 d 5.407 Pb 206

Tl 206 β- 4.199 min 1.533 Pb 206

Pb 206 - estable - -

Tabla A.2 Serie del U-238

Serie del uranio-235


desintegración

Periodo de

semidesintegración

Energía

desprendida

(MeV)

Producto de

desintegración

Pu 239 α 2.41·104 a 5.244 U 235

U 235 α 7.04·108 a 4.678 Th 231

Th 231 β- 25.52 h 0.391 Pa 231

Pa 231 α 32760 a 5.150 Ac 227

Ac 227 β- 98.62%

α 1.38%

21.772 a 0.045

5.042

Th 227

Fr 223

Th 227 α 18.68 d 6.147 Ra 223

Fr 223 β- 22.00 min 1.149 Ra 223

Ra 223 α 11.43 d 5.979 Rn 219

Rn 219 α 3.96 s 6.946 Po 215

Po 215 α 99.99977%

β- 0.00023%

1.781 ms 7.527

0.715

Pb 211

At 215

At 215 α 0.1 ms 8.178 Bi 211

Pb 211 β- 36.1 m 1.367 Bi 211

Bi 211 α 99.724%

β- 0.276%

2.14 min 6.751

0.575

Tl 207

Po 211

Po 211 α 516 ms 7.595 Pb 207

Tl 207 β- 4.77 min 1.418 Pb 207

Pb 207 . estable . .

Tabla A.3 Serie del U-235


Anexo A

144

Serie del neptunio


desintegración

Periodo de

semidesintegración

Energía

desprendida

(MeV)

Producto de

desinte

gración

Pu 241 β- 14,4 a 0,021 Am 241

Am 241 α 432,7 a 5,638 Np 237

Np 237 α 2,14·106 a 4,959 Pa 233

Pa 233 β- 27,0 d 0,571 U 233

U 233 α 1,592·105 a 4,909 Th 229

Th 229 α 7.54·104 a 5.168 Ra 225

Ra 225 β- 14,9 d 0,36 Ac 225

Ac 225 α 10,0 d 5,935 Fr 221

Fr 221 α 4,8 m 6,3 At 217

At 217 α 32 ms 7,0 Bi 213

Bi 213 α 46.5 m 5,87 Tl 209

Tl 209 β- 2.2 min 3,99 Pb 209

Pb 209 β- 3,25 h 0,644 Bi 209

Bi 209 α 1,9·1019 a 3,14 Tl 205

Tl 205 . estable . .

Tabla A.4 Serie del neptunio


Anexo B

145

ANEXO B

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Actinio (89)

Ac-255 8 x 10-1 6 x 10-3 1 x 101 1 x 104

Ac-227 9 x 10-1 9 x 10-5 1 x 10-1 1 x 103

Ac-228 6 x 10-1 5 x 10-1 1 x 10-1 1 x 10-1

Plata (47)

Ag-105 2 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 106

Ag-108 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Ag110 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Ag-111 2 x 100 6 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Aluminio (13)

Al-26 1 x 10-1 1 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Americio (95)

Am-241 1 x 101 1 x 10-3 1 x 100 1 x 104

Am-242 1 x 101 1 x 10-3 1 x 100 1 x 104

Am-243 5 x 100 1 x 10-3 1 x 100 1 x 103

Argón (18)

Ar-37 4 x 101 4 x 101 1 x 106 1 x 108

Ar-39 4 x 101 2 x 101 1 x 107 1 x 104

Ar-41 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 102 1 x 109

Arsénico (33)

As-72 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 105

As-73 4 x 101 4 x 101 1 x 103 1 x 107

As-74 1 x 100 9 x 10-1 1 x 103 1 x 106

As-76 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 102 1 x 105

As-77 2 x 101 7 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Astato (89)

At-211 2 x 101 5 x 10-1 1 x 103 1 x 107

Oro (90)

Au-193 7 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 107

Au-194 1 x 100 1 x 100 1 x 101 1 x 106

Au-195 1 x 101 6 x 100 1 x 102 1 x 107

Au-198 1 x 100 6 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Au-199 1 x 101 6 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Bario (56)

Ba-131 2 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 106

Ba-133 3 x 100 3 x 100 1 x 102 1 x 106

Ba-140 5 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Berilio (4)

Be-7 2 x 101 2 x 101 1 x 103 1 x 107


Anexo B

146

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Be-10 4 x 101 6 x 10-1 1 x 104 1 x 106

Bismuto (83)

Bi-205 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Bi-206 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Bi-207 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Bi-210 1 x 100 6 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Bi-212 7 x 10-1 6 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Berquelio (97)

Bk-247 8 x 100 8 x 10-4 1 x 100 1 x 104

Bk-249 4 x 101 3 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Bromo (35)

Br-76 2 x 10-1 2 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Br-77 2 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 106

Br-82 2 x 10-1 2 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Carbono (6)

C-11 2 x 100 2 x 10-1 1 x 101 1 x 106

C-14 2 x 101 2 x 100 1 x 104 1 x 107

Calcio (20)

Ca-41 Sin limite Sin limite 1 x 105 1 x 107

Ca-45 4 x 101 1 x 100 1 x 104 1 x 107

Ca-47 3 x 100 3 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Cadmio (48)

Cd-109 3 x 101 2 x 100 1 x 104 1 x 106

Cd-113 4 x 101 5 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Cd-115 3 x 100 4 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Cerio (58)

Ce-139 7 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 106

Ce-141 2 x 101 6 x 10-1 1 x 102 1 x 107

Ce-143 9 x 10-1 6 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Ce-144 2 x 10-1 2 x 10-1 1 x 102 1 x 105

Californio (98)

Cf-248 4 x 101 6 x 10-3 1 x 101 1 x 104

Cf-249 3 x 100 8 x 10-4 1 x 100 1 x 103

Cf-250 2 x 101 2 x 10-3 1 x 101 1 x 104

Cf-251 7 x 100 7 x 10-4 1 x 100 1 x 103

Cf-252 1 x 10-1 3 x 10-3 1 x 101 1 x 104

Cf-253 4 x 101 4 x 10-2 1 x 102 1 x 105

Cf-254 1 x 10-3 1 x 10-3 1 x 100 1 x 103

Cloro (17)

Cl-36 1 x 101 6 x 10-1 1 x 104 1 x 106

Cl-38 2 x 10-1 2 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Curio (96)


Anexo B

147

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Cm-240 4 x 101 2 x 10-2 1 x 102 1 x 105

Cm-241 2 x 100 1 x 100 1 x 102 1 x 106

Cm-242 4 x 101 1 x 10-2 1 x 102 1 x 105

Cm-243 9 x 100 1 x 10-3 1 x 100 1 x 104

Cm-244 2 x 101 2 x 10-3 1 x 101 1 x 104

Cm-245 9 x 100 9 x 10-4 1 x 100 1 x 103

Cm246 9 x 100 9 x 10-4 1 x 100 1 x 103

Cm-247 3 x 100 1 x 10-3 1 x 100 1 x 104

Cm-248 2 x 10-2 3 x 10-4 1 x 100 1 x 103

Cobalto (27)

Co-55 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Co-56 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Co-57 1 x 101 1 x 101 1 x 102 1 x 106

Co-58 1 x 100 1 x 100 1 x 101 1 x 106

Co-60 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Cromo (24)

Cr-51 3 x 101 3 x 101 1 x 103 1 x 107

Cesio (55)

Cs-129 4 x 100 4 x 100 1 x 102 1 x 105

Cs-131 3 x 101 3 x 101 1 x 103 1 x 106

Cs-132 1 x 100 1 x 100 1 x 101 1 x 105

Cs-134 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 104

Cs-135 4 x 101 1 x 100 1 x 104 1 x 107

Cs-136 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Cs-137 2 x 100 6 x 10-1 1 x 101 1 x 104

Cobre (29)

Cu-64 6 x 100 1 x 100 1 x 102 1 x 106

Cu-67 1 x 101 7 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Disprosio (66)

Dy-159 2 x 101 2 x 101 1 x 103 1 x 107

Dy-165 9 x 10-1 6 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Dy-166 9 x 10-1 3 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Erbio (68)

Er-169 4 x 101 1 x 100 1 x 104 1 x 107

Er-171 8 x 10-1 5 x 10-1 1 x 102 1 x 106

Europio (63)

Eu-147 2 x 100 2 x 100 1 x 102 1 x 106

Eu-148 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Eu-149 2 x 101 2 x 101 1 x 102 1 x 107

Eu-150 (periodo corto) 2 x 100 7 x 10-1 1 x 103 1 x 106

Eu-150 (periodo largo) 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Eu-152 1 x 100 1 x 100 1 x 101 1 x 106


Anexo B

148

Eu-154 9 x 10-1 6 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Eu-155 2 x 101 3 x 100 1 x 102 1 x 107

Eu-156 7 x 10-1 7 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Flúor (9)

F-18 1 x 100 6 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Hierro (26)

Fe-52 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Fe-55 4 x 101 4 x 101 1 x 104 1 x 106

Fe-59 9 x 10-1 9 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Fe-60 4 x 101 2 x 10-1 1 x 102 1 x 105

Galio (31)

Ga-67 7 x 100 3 x 100 1 x 102 1 x 106

Ga-68 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Ga-72 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 105

Gadolinio (64)

Gd-146 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101 1 x 106

Gd-148 2 x 101 2 x 10-3

1 x 101 1 x 104

Gd-153 1 x 101 9 x 100

1 x 102 1 x 107

Gd-159 3 x 100 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Germanio (32)

Ge-68 5 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101

1 x 105

Ge-71 4 x 101 4 x 101

1 x 104 1 x 108

Ge-77 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Hafnio (72)

Hf-172 6 x 10-1 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Hf-175 3 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

Hf-181 2 x 100 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Hf-182 Sin limite Sin limite 1 x 102 1 x 106

Mercurio (80)

Hg-194 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Hg-195 3 x 100 7 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Hg-197 2 x 101 1 x 101

1 x 102 1 x 107

Hg-203 5 x 100 1 x 100

1 x 102 1 x 105

Holmio (67)

Ho-166 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 103 1 x 105

Yodo (53)

I-123 6 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 107

I-124 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

I-125 2 x 101 3 x 100

1 x 103 1 x 106

I-126 2 x 100 1 x 100

1 x 102 1 x 106

I-129 Sin limite Sin limite 1 x 102 1 x 105

I-131 3 x 100 3 x 10-1

1 x 102 1 x 106

I-132 4 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

I-133 7 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 106

I-134 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

I-135 6 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Indio (49)


Anexo B

149

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

In-111 3 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

In-113 4 x 100 2 x 100

1 x 102 1 x 106

In-114 1 x 101 5 x 10-1

1 x 102 1 x 106

In-115 7 x 100 1 x 100

1 x 102 1 x 106

Iridio (77)

Ir-189 1 x 101 1 x 101

1 x 102 1 x 107

Ir-190 7 x 10-1 7 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Ir-192 1 x 100 6 x 10-1

1 x 101 1 x 104

Ir-194 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Potasio (19)

K-40 9 x 10-1 9 x 10-1

1 x 102 1 x 106

K-42 2 x 10-1 2 x 10-1

1 x 102 1 x 106

K-43 7 x 10-1 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Kriptón (36)

Kr-79 4 x 100 2 x 100

1 x 103 1 x 105

Kr-81 4 x 101 4 x 101

1 x 104 1 x 107

Kr-85 1 x 101 1 x 101

1 x 105 1 x 104

Kr-87 2 x 10-1 2 x 10-1

1 x 102 1 x 109

Lantano (57)

La-137 3 x 101 6 x 100

1 x 103 1 x 107

La-140 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Lutecio (71)

Lu-172 6 x 10-1 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Lu-173 8 x 100 8 x 100

1 x 102 1 x 107

Lu-174 9 x 100 9 x 100

1 x 102 1 x 107

Lu-177 3 x 101 7 x 10-1

1 x 103 1 x 107

Magnesio (12)

Mg-28 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Manganeso (25)

Mn-52 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Mn-53 Sin limite Sin limite 1 x 104 1 x 109

Mn-54 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Mn-56 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Molibdeno (42)

Mo-93 4 x 101 2 x 101

1 x 103 1 x 109

Mo-99 1 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Nitrógeno (7)

N-13 9 x 10-1 6 x 10-1

1 x 102 1 x 109

Sodio (11)

Na-22 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Na-24 2 x 10-1 2 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Niobio (41)


Anexo B

150

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Nb-93 4 x 101 3 x 101

1 x 104 1 x 107

Nb-94 7 x 10-1 7 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Nb-95 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Nb-97 9 x 10-1 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Neodimio (60)

Nd-147 6 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Nd-149 6 x 10-1 5 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Níquel (28)

Ni-59 Sin limite Sin limite 1 x 104 1 x 108

Ni-63 4 x 101 3 x 101

1 x 105 1 x 108

Ni-65 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Neptunio (93)

Np-235 4 x 101 4 x 101

1 x 103 1 x 107

Np-236 (periodo corto) 2 x 101 2 x 100

1 x 103 1 x 107

Np-236 (periodo largo) 9 x 100 2 x 10-2

1 x 102 1 x 105

Np-237 2 x 101 2 x 10-3

1 x 100 1 x 103

Np-239 7 x 100 4 x 10-1

1 x 102 1 x 107

Osmio (76)

Os-185 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Os-191 1 x 101 2 x 100

1 x 102 1 x 107

Os-193 2 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Os-194 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Fósforo (15)

P-32 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 103 1 x 105

P-33 4 x 101 1 x 100

1 x 105 1 x 108

Protactinio (91)

Pa-230 2 x 10-1 7 x 10-2

1 x 101 1 x 106

Pa-231 4 x 10-1 4 x 10-4

1 x 100 1 x 103

Pa-233 5 x 10-1 7 x 10-1

1 x 102 1 x 107

Plomo (82)

Pb-201 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Pb-202 4 x 101 2 x 101

1 x 103 1 x 106

Pb-203 4 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

Pb-205 Sin limite Sin limite 1 x 104 1 x 107

Pb-210 1 x 100 5 x 10-2

1 x 101 1 x 104

Pb-212 7 x 10-1 2 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Paladio (46)

Pd-103 4 x 101 4 x 101

1 x 103 1 x 108

Pd-107 Sin limite Sin limite 1 x 105 1 x 108

Pd-109 2 x 100 5 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Prometio (61)

Pm-143 3 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106


Anexo B

151

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Pm-144 7 x 10-1 7 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Pm-145 3 x 101 1 x 101

1 x 103 1 x 107

Pm-147 4 x 101 2 x 100

1 x 104 1 x 107

Pm-148 8 x 10-1 7 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Pm-149 2 x 100 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Pm-151 2 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Polonio (84)

Po-210 4 x 101 2 x 10-2

1 x 101 1 x 104

Praseodimio (59)

Pr-142 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Pr-143 3 x 100 6 x 10-1

1 x 104 1 x 106

Platino (78)

Pt-188 1 x 100 8 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Pt-191 4 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

Pt-193 4 x 101 4 x 101

1 x 104 1 x 107

Pt-195 1 x 101 5 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Pt-197 2 x 101 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Plutonio (94)

Pu-236 3 x 101 3 x 10-3

1 x 101 1 x 104

Pu-237 2 x 101 2 x 101

1 x 103 1 x 107

Pu-238 1 x 101 1 x 10-3

1 x 100 1 x 104

Pu-239 1 x 101 1 x 10-3

1 x 100 1 x 104

Pu2-40 1 x 101 1 x 10-3

1 x 100 1 x 103

Pu-241 4 x 101 6 x 10-2

1 x 102 1 x 105

Pu-242 1 x 101 1 x 10-3

1 x 100 1 x 104

Pu-244 4 x 10-1 1 x 10-3

1 x 100 1 x 104

Radio (88)

Ra-223 4 x 10-1 7 x 10-3

1 x 102 1 x 105

Ra-224 4 x 10-1 2 x 10-2

1 x 101 1 x 105

Ra-225 2 x 10-1 4 x 10-3

1 x 102 1 x 105

Ra-226 2 x 10-1 3 x 10-3

1 x 101 1 x 104

Ra-228 6 x 10-1 2 x 10-2

1 x 101 1 x 105

Rubidio (37)

Rb-81 2 x 100 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Rb-83 2 x 100 5 x 100

1 x 102 1 x 106

Rb-84 1 x 100 5 x 100

1 x 101 1 x 106

Rb-86 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Rb-87 Sin limite Sin limite 1 x 104 1 x 107

Rb (nat) Sin limite Sin limite 1 x 104 1 x 107

Renio (75)

Re-184 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 105

Re-186 2 x 100 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106


Anexo B

152

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Re-187 Sin limite Sin limite 1 x 106 1 x 109

Re-188 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Re-189 3 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Re (nat) Sin limite Sin limite 1 x 106 1 x 100

Rodio (45)

Rh-99 2 x 100 2 x 100

1 x 101 1 x 106

Rh-101 4 x 100 3 x 101

1 x 102 1 x 107

Rh-102 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Rh-103 4 x 101 4 x 101

1 x 104 1 x 108

Rh-105 1 x 101 8 x 10-1

1 x 102 1 x 107

Radón (86)

Rn-222 3 x 10-1 4 x 10-3

1 x 101 1 x 108

Rutenio (84)

Ru-97 5 x 100 5 x 100

1 x 102 1 x 107

Ru-103 2 x 100 2 x 100

1 x 102 1 x 106

Ru-105 1 x 100 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Ru-106 2 x 10-1 2 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Azufre (16)

S-35 4 x 101 3 x 100

1 x 105 1 x 108

Antimonio (51)

Sb-122 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 102 1 x 104

Sb-124 6 x 10-1 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Sb-125 2 x 100 1 x 100

1 x 102 1 x 106

Sb-126 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Escandio (21)

Sc-44 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Sc-46 5 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Sc-47 1 x 101 7 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Sc-48 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Selenio (34)

Se-75 3 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

Se-79 4 x 101 2 x 100

1 x 104 1 x 107

Silicio (49)

Si-31 6 x 10-1 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Si-32 4 x 101 5 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Samario (62)

Sm-145 1 x 101 1 x 101

1 x 102 1 x 107

Sm-147 Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 104

Sm-151 4 x 101 1 x 101

1 x 104 1 x 108

Sm-153 9 x 100 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Estaño (50)

Sn-113 4 x 100 2 x 100

1 x 103 1 x 107


Anexo B

153

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Sn-117 7 x 100 4 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Sn-119 4 x 101 3 x 101

1 x 103 1 x 107

Sn-121 4 x 101 9 x 10-1

1 x 103 1 x 107

Sn-123 8 x 10-1 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Sn-125 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Sn-126 6 x 10-1 4 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Estroncio (38)

Sr-82 2 x 10-1 2 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Sr-85 2 x 100 2 x 100

1 x 102 1 x 106

Sr-87 3 x 100 3 x 100

1 x 102 1 x 106

Sr-89 6 x 10-1 6 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Sr-90 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 102 1 x 104

Sr-91 3 x 10-1 3 x 10-1

1 x 101 1 x 105

Sr-92 1 x 100 3 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Tritio (1)

T (H-3) 4 x 101 4 x 101

1 x 106 1 x 109

Tantalio (73)

Ta-178 (periodo largo) 1 x 100 8 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Ta-179 3 x 101 3 x 101

1 x 103 1 x 107

Ta-182 9 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 104

Terbio (65)

Tb-157 4 x 101 4 x 101

1 x 104 1 x 107

Tb-158 1 x 100 1 x 100

1 x 101 1 x 106

Tb-160 1 x 100 6 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Tecnecio (43)

Tc-95 2 x 100 2 x 100

1 x 101 1 x 106

Tc-96 4 x 10-1 4 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Tc-97 Sin limite Sin limite 1 x 103 1 x 108

Tc-98 8 x 10-1 9 x 10-1

1 x 104 1 x 107

Tc-99 4 x 101 4 x 100

1 x 102 1 x 107

Telurio (52)

Te-121 2 x 100 2 x 100

1 x 101 1 x 106

Te-123 8 x 100 2 x 100

1 x 101 1 x 107

Te-125 2 x 101 9 x 10-1

1 x 103 1 x 107

Te-127 2 x 101 7 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Te-129 7 x 10-1 6 x 10-1

1 x 102 1 x 106

Te-131 7 x 10-1 5 x 10-1

1 x 101 1 x 106

Te-132 5 x 10-1 4 x 10-1

1 x 102 1 x 107

Torio (90)

Th-227 1 x 101 5 x 10-3

1 x 101 1 x 104

Th-228 5 x 10-1 1 x 10-3

1 x 100 1 x 104

Th-229 5 x 100 5 x 10-4

1 x 100 1 x 103


Anexo B

154

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Th-230 1 x 101 1 x 10-3 1 x 100

1 x 104

Th-231 4 x 101 2 x 10-2 1 x 103

1 x 107

Th-232 Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 104

Th-234 3 x 10-1 3 x 10-1 1 x 103

1 x 105

Th (nat) Sin limite Sin limite 1 x 100 1 x 103

Titanio (22)

Ti-44 5 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101

1 x 105

Talio (81)

T1-200 9 x 10-1 9 x 10-1 1 x 101

1 x 106

T1-201 1 x 101 4 x 100 1 x 102

1 x 106

T1-202 2 x 100 2 x 100 1 x 102

1 x 106

T1-204 1 x 101 7 x 10-1 1 x 104

1 x 104

Tulio (69)

Tm-167 7 x 100 8 x 10-1 1 x 102

1 x 106

Tm-170 3 x 100 6 x 10-1 1 x 103

1 x 106

Tm-171 4 x 101 4 x 101 1 x 104

1 x 108

Uranio (92)

U-230 (absorción

pulmonar rápida)

4 x 101 1 x 10-1 1 x 101

1 x 105

U-230 (absorción

pulmonar media)

4 x 101 4 x 10-3 1 x 101

1 x 104

U-230 (absorción

pulmonar lenta)

3 x 101 3 x 10-3 1 x 101

1 x 104

U-232 (absorción

pulmonar rápida)

4 x 101 1 x 10-2 1 x 100

1 x 103

U-232 (absorción

pulmonar media)

4 x 101 7 x 10-3 1 x 101

1 x 104

U-232 (absorción

pulmonar lenta)

1 x 101 1 x 10-3 1 x 101

1 x 104

U-233 (absorción

pulmonar rápida)

4 x 101 9 x 10-2 1 x 101

1 x 104

U-233 (absorción

pulmonar media)

4 x 101 2 x 10-2 1 x 102

1 x 105

U-233 (absorción

pulmonar lenta)

4 x 101 6 x 10-3 1 x 101

1 x 105

U-234 (absorción

pulmonar rápida)

4 x 101 9 x 10-2 1 x 102

1 x 104

U-234 (absorción

pulmonar media)

4 x 101 2 x 10-2 1 x 101

1 x 105

U-234 (absorción

pulmonar lenta)

4 x 101 6 x 10-3 1 x 101

1 x 105


Anexo B

155

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

U-235 (todos los tipos

de absorción pulmonar)

Sin limite Sin limite 1 x 101 1 x 104

U-236 (absorción

pulmonar rápida)


U-236 (absorción

pulmonar media)

4 x 101 2 x 10-2 1 x 102

1 x 105

U-236 (absorción

pulmonar lenta)

4 x 101 6 x 10-3 1 x 101

1 x 104

U-238 (todos los tipos

de absorción pulmonar)


U (nat) Sin limite Sin limite 1 x 100 1 x 103

U (enriquecido 20% o

menos)


U (empobrecido) Sin limite Sin limite 1 x 100 1 x 103

Vanadio (23)

V-48 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101 1 x 105

V-49 4 x 101 4 x 101 1 x 104 1 x 107

Tungsteno (74)

W-178 9 x 100 5 x 100

1 x 101 1 x 106

W-181 3 x 101 3 x 101

1 x 103 1 x 107

W-185 4 x 101 8 x 10-1 1 x 104

1 x 107

W-187 2 x 100 6 x 10-1 1 x 102

1 x 106

W-188 4 x 10-1 3 x 10-1 1 x 102

1 x 105

Xenón (54)

Xe-122 4 x 10-1 4x 10-1 1 x 102

1 x 109

Xe-123 2 x 100 7x 10-1 1 x 102

1 x 109

Xe-127 4 x 100 2 x 100 1 x 103

1 x 105

Xe-131 4 x 101 5 x 10-1

1 x 101 1 x 101

Xe-133 2 x 101 1 x 101

1 x 103 1 x 104

Xe-135 3 x 100 2 x 100

1 x 103 1 x 1010

Itrio (39)

Y-87 1x 100 5 x 100 1 x 101

1 x 106

Y-88 4 x 10-1 5 x 10-1 1 x 101

1 x 106

Y-90 3 x 10-1 5 x 10-1

1 x 103 1 x 105

Y-91 6 x 10-1 5 x 10-1

1 x 103 1 x 106

Y-92 2 x 10-1 5 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Y-93 3 x 10-1 5 x 10-1

1 x 102 1 x 105

Iterbio (70)

Yb-169 4 x 100 1 x 100

1 x 102 1 x 107

Yb-175 3 x 101 9 x 10-1

1 x 103 1 x 107

Cinc (30)

Zn-65 2 x 100 2 x 100 1 x 101

1 x 106


Anexo B

156

Tabla B.1 Valores Básicos de los distintos radionucleidos

Radionucleido

(número atómico)

A1

(TBq)

A2

(TBq)

Concentración de

actividad para

material exento

(Bq/g)

Límite de

actividad para

una remesa exenta

(Bq)

Zn-69 3 x 100 6 x 10-1

1 x 104 1 x 106

Circonio (40)

Zr-88 3 x 100 3 x 100 1 x 102

1 x 106

Zr-93 Sin limite Sin limite 1 x 103 1 x 107

Zr-95 2 x 100 8 x 10-1 1 x 101

1 x 106

Zr-97 4 x 10-1 4 x 10-1 1 x 101

1 x 105

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