MESA DE DILOGO SOBRE LA EVOLUCIN DE LA ENERGA NUCLEAR EN ESPAA rea temtica 1: Estrategia para la ges

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MESA DE DIÁLOGO SOBRE LA EVOLUCIÓN DE LA ENERGÍA
NUCLEAR EN ESPAÑAÁrea temática 1 Estrategia
para la gestión de los residuos radiactivos de
alta actividadLA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS DE
ALTA ACTIVIDAD EN LOS PAÍSES DE LA OCDE LUIS
E. ECHÁVARRIDirector General OCDE /
NEAMinisterio de Industria, Turismo y
Comercio, Madrid, 18 de Enero de 2006
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Consideraciones previas

• En países con energía nuclear, la mayoría de los
  residuos radioactivos procede de las
  instalaciones del ciclo de combustible y, en
  concreto, de la operación de las centrales.
• El combustible irradiado contiene más del 99 de
  la radioactividad presente en todos los residuos
  generados.
• Una tonelada de combustible de uranio enriquecido
  al 3.5 y con un grado de quemado de 33.000
  MWD/tU se ha convertido, a los tres años de su
  descarga del reactor, en
• Uranio 956 kg.
• Plutonio 9,7 kg.
• Actínidos minoritarios 0,78 kg.
• Productos de fisión 34,3 kg.
• Hay también cantidades de metales activados
  radiactivamente, puesto que el combustible está
  cargado en vainas metálicas (que dan lugar a
  productos de activación).

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El combustible nuclear antes de su utilización
Pastilla de combustible fabricada con uranio
enriquecido.
No existe riesgo radiológico significativo antes
de la utilización en el reactor. El uranio tiene
solo toxicidad química.
4
Ciclo abierto variación en el tiempo de la
radiactividad del combustible una vez utilizado
(ejemplo canadiense)
16
10
Tras emplazamiento
Antes del emplazamiento

• La utilización del combustible genera
  radiactividad.
• Los PF dominan durante los primeros 500 años.
• Los actínidos dominan después.
• La radiactividad decrece de manera importante en
  el tiempo, hasta niveles próximos al del uranio
  natural.
• Estos niveles hacen necesaria la utilización de
  blindajes.

en alojamiento definitivo
(Enfriamiento y Almacenamiento Temporal)
Emplazamiento
14
10
Total
12
10
Actínidos minoritarios Uranio y Plutonio
Radioactividad (Bq / kg U)
10
10
Productos de fisión (PF)
8
10
Uranio Natural y
sus productos de desintegración
Productos de activación
6
10
en el Zircaloy
1,000,000
0.1
1
10
100
1,000
10,000
100,000
0.01
Tiempo desde la extraccion del reactor (años)
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Ciclo con reprocesado posibilidad de reciclado
de U y PuDesde el combustible usado a los
residuos vitrificados
95 uranio residual en peso del
combustible 1 plutonio 0,1
actínidos minoritarios 3,6 productos de
fisión y activación de vida corta 0,3
productos de fisión y activación de vida larga

Residuos de alta actividad (HLW) (4 en
peso) PF, PA y actínidos min.
Elementos reciclables (96 en peso de
combustible) Uranio y Plutonio para la producción
de combustibles tipo óxido mixto (MOX)

Materiales estructurales activados (residuos de
actividad intermedia y vida larga)
6
Residuos de alta vitrificados (HLW)
96 de la radioactividad del combustible usado
da lugar a residuos HLW que se vitrifican 4 da
lugar a residuos de media actividad y vida larga
Colada de vidrio
7
Ejemplo japonés Contenedor con residuos HLW
vitrificados a 1 m de la pared el cálculo para
combustible usado da resultados muy similares A
tiempo cero, se necesita la protección de 1,5 m
de hormigón. Compárese con los aprox. 500 m de
protección que ofrece una barrera geológica.
8
Ejemplo japonés Al cabo de 10.000 años (y hasta
1 millón de años), se necesita la protección de
0,6 m de hormigón. Con o sin reprocesado, es
necesario el blindaje.
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Dosis interna variación temporal de la
radio-toxicidad intrínseca por ingestión(Ejemplo
suizo 5 reactores x 60 años (192 GWA(e)) 4412
t de combustible usadode las que 1195 t son
reprocesadas y generan HLW vitrificados ILW)
292 t
3217 t
Sustancias muy tóxicas
pero NO muy alejadas de escenarios que se
encuentran en la naturaleza
Todo el inventario se supone ingerido.
3100 t
Puede esta radio-toxicidad alcanzar a la
biosfera?
10
Protección ofrecida por un AGPDistribución
temporal y espacial de la radiotoxicidad en un
AGP en arcilla (Ejemplo suizo, residuos HLW)

• Suponiendo destrucción del contenedor de acero a
  los 10,000 años
• Casi toda la radio- toxicidad queda confinada en
  unos metros alrededor del emplazamiento del AGP.
• El AGP no ofrece protección total para algunos
  radio-nucleidos (129I principalmente), que pueden
  ser detectados fuera del AGP, con impacto
  radiológico despreciable.

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Impacto radiológico del combustible usado en un
AGP Evolución temporal de la tasa de emisión a
la biosfera
0.3 mSv/a (ICRP)
El AGP no ofrece protección total para algunos
radio-nucleidos (129I principalmente), que pueden
ser detectados fuera del AGP, con impacto
radiológico despreciable.
(Ejemplo suizo, combustible usado, AGP en
formación arcillosa)
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Impacto radiológico de los residuos HLW en un
AGPEvolución temporal de la tasa de emisión a
la biosfera
0.3 mSv/a (ICRP)
Sólo los productos de fisión 129I y 79Se escapan
hacia la formación geológica y lo hacen a tiempos
muy largos y con impacto radiológico cero.
Parte del yodo procede de las vainas y otra parte
ya ha sido descargada al medioambiente en la
planta de reprocesado.
(Ejemplo suizo, residuos HLW, AGP en formación
arcillosa)
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Impacto radiologico de los residuos de actividad
media y vida larga en un AGP Evolución temporal
de la tasa de emisión a la biosfera
0.3 mSv/a (ICRP)
El impacto radiológico es sensible a la forma
física y a la naturaleza química de los residuos.
(Ejemplo suizo, residuos AM/VL, AGP en formación
arcillosa)
14
84 du volume des déchets stockés définitivement
Inventario de residuos actuales y esperados del
parque nuclear francés.
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Reversibilidad y Posibilidad de Recuperación

• Ya en los años 70 se planteó la cuestión de la
  posibilidad de recuperar los residuos una vez
  éstos han sido alojados. Este tema técnico fue
  retomado en los años 90.
• También en los 90 se introdujo el concepto de
  desarrollo por etapas, que conlleva mayor
  flexibilidad y conduce al concepto político de
  reversibilidad en la toma de decisiones.
• Ambos conceptos (técnico y político) han de ser
  combinados.
• Los diseños de AGP más recientes están basados
  en la posibilidad de recuperación (Suiza, USA,
  Finlandia, Suecia) o en la reversibilidad
  (Francia, Canadá).

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Transporte

• Se contabilizan ya 40 - 50 años de experiencia
  en el transporte de materiales radiactivos de
  todo tipo y nivel de actividad, incluso por aire.
• Son de aplicación las Convenciones y Normas
  internacionales (OIEA). En particular, los
  contenedores están diseñados para todo tipo de
  residuos y pueden resistir incidentes muy
  severos.
• No se ha registrado en países de la OCDE ningún
  incidente significativo.
• El transporte es todavía un tema que sensibiliza
  a la opinión públíca y que tiene que ser
  gestionado también politicamente.

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ID Ciclos avanzados Separación y Transmutación
(I)
Reciclado (ej PUREX)
Combustible MOX
Nuevos Combustibles
Separación
I D

• Transmutación en
• Reactores con espectro de neutrones rápidos
• Sistemas tipo ADS

Separación
Residuos con 129I, 36Cl, 79Se etc.
Residuos con 129I, 36Cl, 79Se más otros productos
de fisión y actínidos minoritarios
236U
Almacenamiento (ej. AGP)
(Ejemplo francés, combustible UO2 usado a 60
GWD/t)
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ID Ciclos avanzados Separación y Transmutación
(y II)

• Posibilidad de generar energía incinerando los
  actínidos minoritarios.
• Reducción (factor 100) del inventario
  radio-tóxico a medio y largo plazo.
• Reducción proporcional del volumen de los
  residuos HLW, pero incremento (factor 2) del
  volumen de los residuos de actividad baja e
  intermedia y vida larga (procedentes de las
  nuevas instalaciones del ciclo de combustible).
• Impacto sobre el diseño de los AGP (consecuencia
  de la reducción del calor generado) dependiendo
  de la eficiencia en las técnicas químicas de
  separación, puede llegar a un factor 3 de
  reducción de volumen.
• No se eliminan ni la necesidad de un
  alojamiento final para los residuos, ni los
  radio-nucleidos mas móviles (129I, 79Se, 99Tc,
  etc.).

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El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos
de OCDE/NEA (I)

• Programa técnico
• Desarrollo de métodos y tecnología para la
  demostración de la seguridad a largo plazo del
  almacenamiento geológico de residuos.
• Peer reviews (revisiones por pares) de las
  demostraciones de seguridad preparadas en
  diferentes paises USA, Francia, Bélgica, Suiza,
  Japón, Suecia, Canadá, Reino Unido. Esas
  revisiones por pares hechas a veces como ayuda
  a Agencias Reguladoras - han confirmado la gran
  capacidad de los conceptos de almacenamiento
  geológico para confinar de manera segura la
  radio-toxicidad.

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El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos
de OCDE/NEA (II)

• Asesoramiento en temas de política y de
  reglamentación
• Temas relacionados con la ética.
• El concepto de seguridad y la práctica
  regulatoria.
• Temas relacionados al concepto de reversibilidad
  de toma de decisiones y a la posibilidad de
  recuperación de los residuos ya alojados.
• Iniciativas de diálogo entre actores
  institucionales y actores sociales Encuentros
  nacionales en Finlandia, Canadá, Bélgica,
  Alemania, España.

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El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos
de OCDE/NEA (III)

• Observaciones y Posiciones adoptadas por el RWMC
  sobre la gestión final de residuos
• El alojamiento de los residuos en instalaciones
  construidas especialmente en formaciones
  geológicas profundas está siendo investigado por
  casi todos los países en tanto que opción válida.
  Se considera una etapa final de la gestión de
  residuos que proporciona protección física y
  seguridad de forma sostenible y no condiciona la
  necesidad de vigilancia, mantenimiento o control
  institucional.
• A nivel internacional, el alojamiento geológico
  profundo se considera técnicamente posible,
  aceptable desde los puntos de vista ético y
  medio-ambiental y asimismo aceptable desde una
  perspectiva legal internacional (Convención de la
  OIEA).
• El alojamiento geológico profundo también
  satisface los principios de que quienes generan
  los residuos deben de proporcionar los medios
  adecuados para su gestión y de que las soluciones
  de gestión empleadas no deben resultar en cargas
  indebidas para las generaciones futuras y deben
  de generar impactos que razonablemente no sean
  mayores que los que soporta la generación actual.
• El alojamiento geológico profundo representa la
  conclusión de cualquier estrategia de gestión de
  residuos de actividad alta o media y vida larga.
  Aun cuando no vaya a ser puesto en práctica de
  forma inmediata, se ha de continuar con la
  investigación y la financiación en este campo.

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El Comité para Gestión de Residuos Radioactivos
de OCDE/NEA (y IV)

• Los Programas se extienden durante décadas y
  comprenden diversas fases en las que los
  almacenamientos (tanto temporales como en
  formaciones geológicas profundas) entran en
  juego.
• Dada esta extensión temporal, en lo posible, las
  opciones existentes han de coordinarse de manera
  flexible a fin de adaptarse a las circunstancias
  cambiantes.
• Tal flexibilidad para incorporar nuevas
  soluciones científicas y técnicas no debe excluir
  o servir de base para posponer la toma de
  decisiones.
• Una estrategia por fases posibilita
  adicionalmente la aceptación por el público y el
  debate político.

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Programas para el Almacenamiento de Residuos
RadiactivosUna posible evolución temporal
1950 2015 Almacenamiento Industrial 2015
2025 Almacenamiento Industrial
Almacenamiento a Largo Plazo 2025 2040
Almacenamiento Industrial Almacenamiento
a Largo Plazo Almacenamiento
geológico profundo 2040
Almacenamiento Industrial Almacenamiento a
Largo Plazo Almacenamiento geológico
profundo Separación y Transmutación
24
Políticas sobre gestión de residuos a largo plazo
en países miembros de la OCDE/NEA
25
Instalaciones existentes para almacenamiento de
combustible usado y residuos de vida larga en
países de la OCDE (I)
(cont.)
26
Instalaciones existentes para almacenamiento de
combustible usado y residuos de vida larga en
países de la OCDE (II)
(cont.)
27
Instalaciones existentes para almacenamiento de
combustible usado y residuos de vida larga en
países de la OCDE (y III)
28
Situación Internacional Políticas (I)
AGP almacenamiento geológico profundo AT(C)
almacenamiento temporal (centralizado)
(cont.)
29
Situación Internacional Políticas (y II)
AGP almacenamiento geológico profundo AT(C)
almacenamiento temporal (centralizado)
30
Conclusiones
Los residuos de media y alta actividad y vida
larga han de ser almacenados de manera segura
durante, al menos, decenas de miles de años.La
solución técnica de referencia es el
almacenamiento en capas geológicas profundas que
presenten la estabilidad necesaria y con barreras
de ingeniería apropiadas.El problema tiene una
componente política y social muy importante.
Desde el punto de vista técnico no hay
dificultades insuperables para la construcción de
un AGP.Se impone la adopción de una estrategia
de gestión por etapas en la cual los almacenes
temporales son importantes permiten ganar
tiempo ofreciendo flexibilidad adicional así
como la continuación de la ID y el diálogo entre
todos los actores institucionales y sociales.