La mort d'una central nuclear:

Desmantellament i residus radioactius

Treball de recerca 2006

Presentació

Al començar aquest treball, teníem bastant clar que volíem tractar el tema de l'energia nuclear. Com que hi havia previstos plans per al tancament de centrals, vam decidir parlar sobre un tema sobre el qual no se'n sap gaire, i al mateix temps que està agafant una rellevància molt important: Què passa quan una central nuclear para el seu funcionament?

Al principi crèiem que només hauríem de parlar sobre el desmantellament en sí, és a dir, el que li passa a la instal·lació un cop deixa de funcionar. Però a mesura que vam anar avançant sobre el treball, ens vam adonar de que era necessari parlar sobre la gestió dels residus radioactius.

Aquest treball, doncs, explica els processos que es segueixen un cop una central nuclear es clausura, tant amb els residus radioactius com amb la instal·lació al complet.

La introducció inclou aspectes, que si ben bé no pertanyen exclusivament al desmantellament, ens han sembla importants per al posterior desenvolupament del treball.

Els objectius finals d'aquest treball són:

• Com es fa el desmantellament d'una central nuclear?

• A on van a parar tots els residus generats?

• Quines mesures de seguretat es prenen?

• Quina és la situació al nostre estat?

• Una referència: Vandellòs I.

Agraïments

.

.

.

.

.

.

.

.

.

..

.

.

Índex

1. Introducció

1.1. Dependència de l'energia nuclear

S'entén per energia la capacitat per a produir treball. Aquest treball tant pot ser en forma de moviment, de llum o de calor.

L'energia és necessària per a tota activitat que vulguem fer; tot el que ens envolta funciona gràcies a l'energia: indústries, serveis, transports, electrodomèstics, calefaccions, la il·luminació de casa nostra i de les ciutats, etc. En definitiva, l'energia és imprescindible en qualsevol societat, ja sigui una tribu indígena de l'Àfrica o una ciutat com ara Nova York.

La dependència que tenim de l'energia va ascendint com més desenvolupada està una societat. Cal destacar que el 80% que se'n produeix a tot el mon és utilitzada per només un 20% d'aquest, i aquest 20% és format per els territoris més desenvolupats; principalment Amèrica del Nord i l'Europa occidental, encara que a Àsia també hi ha un consum important, sobretot a Xina i al Japó, on la superpoblació i el desenvolupament que hi ha en aquests països fa que la demanda mundial sigui elevada.(v. § 102, 103)

És per aquest motiu, per aquesta dependència, que necessitem tenir unes centrals que siguin capaces de garantir-nos un subministrament continu i eficaç, que abasteixi a tota la demanda que hi ha. Però no ens hem de limitar a una única forma de producció de corrent elèctric, la forma d'energia més popular entre nosaltres, i la que utilitzem més freqüentment, sinó que totes les opcions energètiques són necessàries, i no se n'hauria d'excloure cap, ja que les tecnologies tradicionals són les que aporten seguretat en el subministrament i estabilitat al sistema elèctric.

L'opció de l'energia nuclear és la més estesa, ja que com avantatges té:

No emet gasos contaminants, i ajuda a mantenir el compromís amb el Protocol de Kioto (v. § 104).

És una energia barata, el KWh té un preu força baix en comparació a les altres opcions (v. Taula 1.1).

Subministrament continu, no depèn de factors climatològics com moltes energies renovables.

Ara bé, també té uns inconvenients:

Gran inversió inicial i alts costos de desmantellament en finalitzar la seva vida útil.

Genera residus radioactius, que actualment la majoria (els de baixa i mitjana activitat) ja tenen un pla establert de tractament altament considerat.

Gran impacte en el medi en cas d'accident (encara que, amb les mesures de seguretat actuals, és gairebé impossible que en passi un).

No està acceptada per la població.

1.1.1. Comparació dels costs de producció d'electricitat en diversos tipus de plantes

Taula 1.1: Comparació del rendiment econòmic

Origen: (v. § 82)

Tal i com es pot observar en la gràfica de la dreta, el cost de producció d'electricitat, quan aquesta és d'origen nuclear, és molt més barat que el d'altres opcions energètiques. També es pot observar que, tot i que el cost del capital és elevat enfront les altres, després, el preu del combustible és molt més reduït, exceptuant, és clar, el cas de l'energia eòlica.

Degut a aquesta diferència de preu cada vegada més països s'apunten a produir l'energia en centrals nuclears.

1.1.2. Producció d'energia a Espanya, França, Alemanya, Itàlia i Regne Unit

Taula 1.2: Producció interior d'energia primària a Espanya

Origen: (v. § 82)

Més d'un 50% de la producció interior d'energia primària prové de les centrals nuclears, això ens indica que, apart de ser molt dependents de l'energia, ho som principalment de l'energia d'origen nuclear. Aquesta producció tan gran ve de la mà de les 9 Centrals que tenim a Espanya: La central José Cabrera i la central Trillo I, a Guadalajara; Santa María de Garoña, a Burgos; Almaraz I i Almaraz II, ambdues a Càceres; Ascó I, Ascó II i Vandellòs, a Tarragona; i, finalment, Cofrentes, a València; que produïren 14994 KTep (milers de tones equivalents de petroli, unitat d'energia equivalent a 11,63 MWh).

S'ha d'observar a la gràfica que cada vegada cremem menys carbó al nostre país, i que aprofitem més les energies alternatives (eòlica, solar, etc.) que estan englobades dintre del grup “Restant”.

En el cas de França, la dependència que tenen sobre l'energia nuclear és molt més elevada que a Espanya, tal i com es mostra en la següent taula:

Taula 1.3: Producció d'energia primària a França

Origen: (v. § 82)

Allà tenen en marxa 59 reactors, que produeixen al voltant del 90% de l'energia produïda a França.

Taula 1.4: Producció d'energia primària a Itàlia

Origen: (v. § 82)

D'altra banda, podem observar com Itàlia està en contra de l'ús d'energia nuclear per això allà no hi tenen cap reactor en funcionament, i gairebé tota l'energia que produeixen arriba de la mà del gas natural1.

Finalment, observarem la taula 1.5 del Regne Unit.

Taula 1.5: Producció d'energia primària al Regne Unit

Origen:

En aquest país, en fan poc ús de les centrals nuclears, ja que el seu ús ronda el 10%, més aviat utilitzen petroli, i la crema de gas natural va en augment al mateix moment que la crema de petroli descendeix.

Malauradament, no s'han pogut trobar dades sobre la producció d'energia primària a Estats Units per a poder-ne fer una comparació.

1.2. La Central Nuclear

1.2.1. Definició

Entenem per central nuclear, com a una central termoelèctrica en què la font d'energia tèrmica s'obté de la fissió dels àtoms d'urani o de plutoni. (v.§ 8)

1.2.2. Disposició

Una central nuclear està constituïda per una sèrie d'edificis on es troben les instal·lacions principals. Aquests edificis són (v.§ 8, 35 i dades proporcionades per ENRESA):

• Edifici de contenció:

En el seu interior trobem el reactor nuclear i els equips associats que continguin material radioactiu. És una estructura de formigó armat o pretensat amb una cúpula hemisfèrica a la part superior, l'estanquitat de la qual, està garantida per una capa d'acer carbonitzat.

En alguns casos, per motius de seguretat, la zona de manipulació del combustible també es troba en aquest edifici per evitar possibles radiacions a l'exterior i tenir una major eficàcia en el recanvi del combustible nuclear. L'arquitectura de l'estructura ha d'estar dissenyada per a suportar; tan el propi pes, com càrregues accidentals com podrien ser terratrèmols o altres fenòmens naturals.

L'edifici de contenció pot tenir una diferent estructura depenen del tipus de central nuclear que sigui, a continuació hi ha una explicació de cada cas, però l'explicació de les característiques de cada central es pot trobar més endavant.

Una central nuclear d'aigua en ebullició: Dins l'edifici de contenció s'hi troba: el reactor, les canonades d'aigua d'alimentació, les bombes que permeten que circuli l'aigua i el condensador.

Una central nuclear d'aigua a pressió: A l'interior de l'edifici hi trobem: el reactor, els generadors de vapor, les bombes de refrigeració de vapor i una bomba a pressió. Cadascuna de les bombes, bombeja a un del parell de circuits que es troben dintre d'aquesta estructura.

• Edifici de combustible:

Serveix per emmagatzemar el combustible ja gastat i el que encara està per fer servir. Els ja utilitzats, es dipositen en piscines d'aigua on s'estan fins que no arribi el moment de ser traslladats cap a un recinte d'emmagatzematge definitiu, i en algunes centrals, roman dins l'edifici de contenció.

Donat que, en aquest edifici s'hi dipositen materials d'alta radioactivitat, les normes de precaució i seguretat són semblants a l'edifici de contenció. Molt sovint, els dos edificis estan comunicats entre si per permetre el pas de materials radioactius d'un edifici a in altre sense abandonar la zona de seguretat.

• Edifici de turbines:

Aquest edifici conté: el o els grups de turbines-alternadors, els reescalfadors i separadors d'humitat, els condensadors i els sistemes d'aigua alimentació dels generadors de vapor.

Proporcionada per ENRESA

• Edifici auxiliar:

En aquest edifici es troben la majoria de sistemes d'emergència i de seguretat per si hi hagués una fallada del reactor. Alguns d'aquests són: els sistemes auxiliars de recarrega i d'arrancada del reactor, i els sistemes de tractament químic i volumètric de l'aigua de refrigeració del reactor.

• Edifici elèctric:

S'hi localitzen els sistemes elèctrics, les cabines de potència, els centres de control de motors i la Sala de Control. Que és el centre neuràlgic de la central i és des d'on es controlen tots els sistemes de la central. La sala de control ofereix en cada moment la situació de la central a través d'ordinadors, pannells, enregistradors i pantalles als operadors.

• Sistemes auxiliars elèctrics:

Per motius de seguretat cada central disposa d'un edifici generador d'energia elèctrica, obtinguda a través de motors dièsel, que alimentarien als propis equips de la central en cas que aquests no en poguessin obtenir de la xarxa elèctrica o de la pròpia energia generada per la central.

• Altres edificis:

Són aquells on es duen a terme activitats d'oficina de laboratoris i tallers, així com una zona destinada al parc elèctric convencional.

• Sistemes de refrigeració exterior:

Aquests sistemes són necessaris per aconseguir la condensació del vapor procedent de la turbina.

Existeixen dos tipus de circuits de refrigeració (dades proporcionades per ENRESA):

Circuit obert:

Els condensadors de vapor s'alimenten directament del mar, d'un riu o d'algun punt d'aigua pròxim. Quan s'ha acabat la refrigeració, l'aigua es retorna al medi d'on s'ha extret.

Circuit tancat:

L'aigua que ha de passat pel condensador es porta cap a unes torres de refrigeració, on es refreda, i torna a comença el circuit de refrigeració. En aquest tipus de circuit, es gasta molta menys aigua, ja que només s'agafa la necessària per reemplaçar la que ha estat evaporada a les torres de refrigeració.

Les torres de refrigeració es poden diferenciar per el seu tipus de funcionament.

• Torres de refrigeració de ventilació natural:

L'aigua cau polvoritzada des de dalt de la torre, i es refreda per la corrent d'aire ascendent que es produeix, de forma natural, per l'interior de la torre. L'aire penetra per la base de la torre, aprofitant la diferència de temperatures entre la part superior i inferior de l'estructura.

Proporcionada per ENRESA

• Torres de refrigeració de ventilació forçada:

L'única particularitat d'aquests tipus de torres, es que moviment de fluids està provocat per l'impuls de bateries elèctriques.

1.2.3. La caixa del reactor.

Un reactor nuclear és la part més important d'una central nuclear i on es produeix la reacció nuclear de fissió.

Característiques i elements (v.§ 8, 35, 92 i dades proporcionades per ENRESA)

• Combustible:

A Espanya, el combustible normalment emprat és l'urani lleugerament enriquit, d'un tres a un cinc per cent. Es troben en forma de pastilles amb un recobriment ceràmic. Aquests cartutxos s'introdueixen en recipients metàl·lics que formaran l'estructura dels elements de combustible que hi ha al nucli.

• Moderador:

Normalment s'utilitza el grafit, aigua o aigua pesada. Aquestes substàncies frenen els neutrons produïts en la fissió fins a una velocitat en que siguin capaços de produir una nova fissió. Aquest fet dona a lloc a una reacció en cadena controlada.

• Barres de control:

Són unes barres amb capacitat de capturar neutrons. Poden parar la reacció si s'introdueixen totalment en el nucli del reactor. En cas d'emergència poden entrar en menys de cinc segons.

El material que s'utilitza és un aliatge de plata, indi i cadmi.

• Nucli del reactor:

És on es produeix la reacció , on s'allotgen els elements de combustible i les barres de control. Tot això està envoltat per el moderador.

• Refrigerant:

S'utilitzen com a refrigerant en estat fluid l'anhídrid carbònic, l'aigua i l'aigua pesant. Circula per l'interior del nucli al costat dels elements de combustible, i la seva missió es extreure tota la calor del nucli.

1.2.4. Com funciona?

En una central nuclear es transforma l'energia alliberada pel combustible, urani o plutoni, en energia mecànica i posteriorment en elèctrica.

L'escalfor produïda per la fissió nuclear, permet que l'aigua s'evapori. Aquest vapor acciona una turbina que porta acoblat un alternador.

1.2.5. Tipus de centrals

Actualment, les centrals nuclears més comuns, és poden dividir en dos tipus diferenciant el tipus de circuit amb que es transmet la calor.

Centrals d'aigua a pressió (PWR)

En aquest tipus, hi ha tres circuits d'aigua aïllats entre si: el circuit primari, que es troba en contacte amb el combustible. El circuit secundari, o circuit d'aigua vapor, i el circuit d'aire refrigerador exterior, en contacte amb el medi ambient.

El nucli del reactor es troba dins l'edifici de contenció, per on circula l'aigua a pressió, que actua tant de moderador com de refrigerant, i que porta l'energia produïda en el nucli cap a un intercanviador de calor que es troba a menys pressió que la caixa del reactor.

L'aigua circula gràcies a unes bombes que l'impulsen cap al nucli del reactor on s'escalfa i es manté a la pressió adequada.

El vapor que es genera, alimenta el grup turbina-alternador que transforma l'energia mecànica en elèctrica. Finalment, s'envia aquesta energia produïda cap al parc de transformació i d'aquí, a la xarxa elèctrica.

La pressió mitjana a l'interior de nucli es de 150 atmosferes i la temperatura de 320ºC.

La condensació del vapor es duu a terme a través del circuit de refrigeració exterior ( en un riu, en un llac, en una torre de refrigeració, etc.) de maneta que el vapor circula per l'exterior dels tubs del condensador es condensa al refredar-se i s'envia altre xop al generador de vapor.

En aquest tipus de reactor, les barres de control estan situades a la part superior de la caixa i s'insereixen per gravetat.

Imatge 1.4. Disposició general d'una central nuclear.

Origen: (v.§ 101)

Centrals d'aigua en ebullició (BWR)

Hi ha dos circuits d'aigua independents entre si: El primer es el circuit aigua-vapor, que entra en contacte amb el combustible, i el segon, és el circuit de refrigeració exterior que està en contacte amb la natura.

L'energia calorífica produïda per la fissió fa bullir l'aigua de la caixa del reactor, que s'utilitza alhora de moderador. En aquest punt, es vaporitza l'aigua que es enviada a passar el filtre d'humitat, a través de separadors d'humitat. El vapor sec acciona la turbina que mou l'alternador. Seguidament el vapor, passarà al condensador d'on en sortirà aigua que s'escalfarà a una temperatura adequada i es bombejarà de nou cap a la caixa del reactor.

En aquest tipus de reactor, les barres de control es troben a la part inferior de la caixa i s'injecten per mitjà d'un sistema hidràulic accionat pel refrigerant.

Els reactors tipus BWR tenen una perillositat d'escapaments d'irradiacions cap a l'exterior més elevada, per què tan sols tenen dos circuits i el vapor que mou la turbina esta contaminat.

Imatge 1.5. Disposició general d'una central nuclear.

Origen: (v.§ 101)

El seu percentatge es molt menor comparant amb els PWR, amb un 50% aquests últims i un 25% els BWR.

La resta de centrals nuclears tenen instal·lats diferents tipus de reactors que ja no solen utilitzar-se i no val la pena mencionar. Amb tot, cal dir, que a Espanya podíem trobar un tipus de reactor que no correspon a cap d'aquests, el de la central nuclear de Vandellòs I amb un reactor de grafit-gas, les característiques d'aquest tipus de reactor s'expliquen en l'apartat dedicat al desmantellament de la central.

1.3. Seguretat en les centrals nuclears

A Espanya és el “Consejo de Seguridad Nuclear” (CSN), empresa estatal, qui s'encarrega de la seguretat en el tema de l'energia nuclear; a la seva plana web declaren que la seva missió és la de protegir a treballadors, a la població i al medi ambient de els efectes nocius de les radiacions ionitzants, tot aconseguint que les instal·lacions nuclears i radioactives siguin portades per els titulars de forma segura, i establint les mesures de prevenció i correcció en front a emergències radiològiques, sigui quin sigui el seu origen (v. § 68).

Quan hi ha emergències aquestes s'han de notificar al SALEM (Sala d'Emergències del CSN) i s'ha de seguir tot un protocol establert pel CSN, que és qui té assignades funcions relacionades amb el control dels Plans d'Emergència Interiors (PEI) i Exteriors (PEE).

1.3.1. Escala internacional de successos nuclears (INES)

Taula 1.3: Escala INES

Origen: (v § 68 i font pròpia)

La Escala internacional de successos nuclears, INES (International Nuclear Event Scale) es un sistema creat, i posat en funcionament per l'Organisme Internacional de l'Energia Atòmica (OIEA) i per l'AEN, que és l'Agència per l'Energia Nuclear. La seva principal utilitat és com a mitjà per a catalogar els accidents que tenen lloc en instal·lacions nuclears. Com bé es pot observar en el gràfic de la dreta, està dividida en tres grups generals i seguidament en vuit nivells; dels quals 7 formen part de l'escala.

Quan un succés rep la catalogació d'una desviació, no hi ha cap possibilitat de danys provocats per les instal·lacions nuclears, però a partir de les simples desviacions, vénen els incidents, que ja comencen a adquirir més importància.

En el cas del primer nivell, les anomalies, acostumen a tenir tant poca importància que són considerats com a desviacions per sota de l'escala. En les centrals nuclears espanyoles s'han produït 26 anomalies d'aquest nivell des de que es va implantar aquest sistema, l'any 1990. Errors humans, procediments inadequats o també problemes amb l'equip són considerats anomalies.

En el segon nivell, que segueix essent un incident, es considera que hi ha hagut un error que ha vulnerat els sistemes de seguretat, però que tot i així, la resta dels sistemes de defensa encara estan perfectament preparats per a afrontar qualsevol altre tipus d'incident. És considerat un incident de segon nivell quan un treballador és exposat a una dosis més alta de la permesa en un any i també en el cas de que hi hagi contaminació radioactiva en llocs que no n'hi hauria d'haver, o que no es tenia previst. Un exemple d'aquest tipus d'incident el tenim l'any 1992, a la central nuclear de Trillo (Guadalajara), la qual tenia errors en el disseny de la mateixa, ja que quatre sensors del nivell d'aigua del sistema de refrigeració estaven mal connectats, i això provocava que les senyals mostrades a la sala de control no es corresponguessin amb les reals d'aquell moment.

Quan el succés és catalogat d'incident de nivell tres, incident important, pot ser per diversos motius. Es pot haver produït una petita fuita a l'exterior de radioactivitat, i la persona del públic més afectada hagi rebut dosis de l'ordre de dècimes de mil·lisievert; o una fuita ja més gran a l'interior de l'emplaçament o haver exposat a un treballador a una dosi suficient com per haver-li causat problemes més o menys greus per a la salut. Un altre motiu, a vegades acompanyat per els anteriorment anomenats, és en el cas de que s'hagin perdut totes o la gran majoria de capes de seguretat; i aquest és el cas de l'incident produït a la central nuclear de Vandellòs I, el 19 d'octubre de l'any 1989, quan es va cremar una de les turbines a causa de l'oli lubricant, i a partir d'aquí van anar succeint altres problemes que van deixar la central sense cap capa de seguretat, encara que per sort no hi va haver cap fuita de radioactivitat, ni cap treballador va sofrir dosis més elevades de les normals. Per aquest motiu va ser clausurada, ja que els costs que comprenien reparar i actualitzar els sistemes de defensa antiquats de la central, no serien compensats amb la producció posterior degut a la poca vida útil que li restava a la central; i partir d'aquí es va procedir amb el seu desmantellament.

Quan arribem al nivell quatre, s'ha de tenir en compte que ja s'està dintre del grup d'accidents, i per tant el succés adquireix més importància. Aquest accident, anomenat “Accident sense risc significatiu fora de l'emplaçament” (Accident without significant off-site risk, en la versió oficial anglesa (v. § 68)) és catalogat així quan hi ha hagut una petita fuita al exterior, i la persona més afectada fora de l'emplaçament hagi rebut dosis de l'ordre d'alguns mil·lisieverts, (en el cas del tercer nivell aquesta dosis és de algunes dècimes de mil·lisieverts) i tot i així el més probable seria que no es prenguessin mesures de protecció fora la central, exceptuant el cas dels aliments, que si haguessin rebut radiacions, se'ls sotmetria a un control. Però els possibles efectes ocasionats a l'interior de la central poden ser greus danys al reactor, o a altres instal·lacions, i en el cas dels treballadors, el accident es considera de quart nivell en el cas de que les dosis que hagi rebut el treballador siguin tan altes que li poguessin provocar la mort en molt poc temps. Segons el CSN, hi ha hagut tres accidents catalogats amb aquest nivell: a la planta de Windscale, al Regne Unit l'any 1973; a Saint Laurent, a França l'any 1980; i a Buenos Aires, l'any 1983.

El nivell cinc, el segon dintre del grup dels accidents, a diferència del quart que és catalogat com a accident SENSE risc significatiu fora l'emplaçament, es cataloga com a “Accident amb risc fora de l'emplaçament”, per tant es pot deduir que es produeix una fuita ja considerable al exterior. Aquesta fuita de material radioactiu, el més probable és que obligui a posar en pràctica de forma parcial les contramesures pertinents a fi de minimitzar aquet impacte a l'exterior de la central. La central ha sofert greus danys, com ara en una gran part del nucli del reactor, o un altre accident crític, per exemple un incendi, o una explosió que hagi provocat grans fuites de material radioactiu dins de la instal·lació.

En el nivell quart dèiem que un dels requisits per a ser catalogat com a tal, és que un o més treballadors hagin rebut unes dosis suficients de radioactivitat com per tindre moltes probabilitats de morir en un termini molt curt de temps; doncs bé, en aquest nivell, ja no es té en compte la mort d'un treballador per ser catalogat de nivell 5, és a dir, el fet de que es mori un treballador no és suficient per a dictaminar que l'accident es de nivell 5, sinó que es necessiten altres fets més importants.

Com a exemples d'aquest tipus d'accidents en tenim dos: a Windscale, al Regne Unit l'any 1957, i a Three Mile Island, als Estats Units d'Amèrica l'any 1979.

El nivell sisè, que es el tercer més greu dins del grup dels accidents, és etiquetat com a accident important. A diferència del nivell cinquè, en què les contramesures s'apliquen de forma parcial, en aquest, el més probable és que ja s'hagin d'aplicar en tota la seva plenitud, lògicament per minimitzar els efectes que pugui tenir en contra la salut del públic. L'alliberació de material radioactiu en aquest cas a l'exterior pot ser entre 10 i 100 vegades superior a una fuita que fos catalogada dintre del cinquè nivell. Els danys provocats dintre de l'emplaçament ja no es tenen en compte, ja que es considera molt més important la gran fuita a l'exterior; el mateix cas que en el nivell cinquè i els seus treballadors.

Com a accident d'exemple del nivell sisè ens podem fixar en la planta de reelaboració de Kyshtym, a l'antiga URSS o a l'actual Rússia el 29 de setembre de l'any 1957; on una explosió provocada pel sistema de refrigeració, va desencadenar una gran fuita de material radioactiu. Aquest accident va provocar que 800 km2 de superfície quedessin inutilitzables, tot i que actualment es tornen a fer servir. A més el govern fa fer tot el possible per amagar-ne l'existència.

L'accident més greu i important en tots els sentits és el de nivell 7, o també anomenat “Accident greu” (Major accident en la versió oficial). En aquest punt, es produeix una alliberació de una gran part del material radioactiu d'una instal·lació important, com ara el nucli d'un reactor. Aquesta alliberació està clar que posaria en funcionament tots els plans de contramesures, encara que segurament es provocarien uns danys gairebé impossibles de reparar. Un accident d'aquesta magnitud provocaria problemes greus per a la salut de tothom que hi estigues a una distància relativament llunyana, a més efectes retardats per a la salut de la gent en un radi molt gran, i finalment conseqüències importants a llarg termini per a la naturalesa.

El cas d'exemple d'aquest nivell és el accident nuclear més conegut al món: A la central nuclear de Chernobyl, el 26 d'abril de l'any 1986 a l'antiga URSS i actual Ucraïna. L'explosió de l'accident va ser provocada per el hidrogen resident al nucli del quart reactor de la planta nuclear de Lenin degut a un sobreescalfament del mateix reactor, durant una simulació en el cas de que hi hagués un tall en el subministrament elèctric. Al següent mapa es pot observar les zones més afectades per aquest sinistre.

Tots aquests accidents, ordenats des dels més inofensius fins als més dramàtics són una bona eina per valorar-los. S'ha d'observar que l'últim accident, en el que es van produir fuites de material radioactiu va ser justament el cas de Chernobyl, i que mai més se n'han produït, per tant els accident estan datats en força anys enrere; això significa que cada vegada les mesures de seguretat augmenten i conseqüentment decauen els accidents.

Tota la informació aquí exposada ha estat extreta de la plana web del CSN (v. § 68) i de l'enciclopèdia Wikipèdia (v. § 104)

1.4. Radioactivitat

1.4.1. Definició

La radioactivitat és la propietat que tenen alguns àtoms de desintegrar-se; és a dir, un nucleid es descomposa en un altre més estable que ell, i al mateix temps emet una radiació. El “nucleid fill” pot no ser estable, i aleshores es descomposa en un tercer, el qual pot continuar el procés fins a arribar a un nucleid estable. Es diu que els successius nucleids d'un conjunt de desintegracions forma una sèrie radioactiva o família radioactiva. Aquest procés de desintegració pot ser espontani, o pot ser provocat artificialment.

Son radioactius tots els isòtops dels elements amb nombre atòmic igual o major a 84 (el primer d'ells és el Poloni).

1.4.2. Magnituds i unitats radiològiques

Hi han tres magnituds radiològiques. Són l'activitat, la dosis absorbida i la dosis equivalent:

• L'activitat: S'utilitza per saber la intensitat amb que un material radioactiu es desintegra. Expressa el nombre de desintegracions que tenen lloc a un material radioactiu durant la unitat de temps. La unitat en el SI és el Becquerel (Bq), i és l'activitat de un material que experimenta una desintegració per segon. Aquest nom es deu a Henri Becquerel, descobridor del fenomen de la radioactivitat (v. § 6).

• La dosis absorbida (o simplement dosi ): S'empara per estudiar les accions d'una radiació sobre un objecte sotmès a ella. Indica l'energia que transfereix la radiació a la unitat de massa del material irradiat. La unitat en el SI és el Gray (Gy), que és la dosis de radiació que transfereix una energia de 1 joule a 1 quilogram de material irradiat (v. § 6).

• La dosis equivalent: Els efectes biològics que té una radiació no només depenen de la dosis absorbida, sinó també del tipus de radiació. La dosis equivalent és el producte de la dosis absorbida per un factor de ponderació diferent per a cada radiació. Aquest factor és 1 per a les radiacions X, gamma i beta; entre 5 i 20 per la de neutrons, 5 per la de protons i 20 per a la radiació alfa i altres partícules amb varies càrregues. La unitat en el SI és el Sievert (Sv), i es defineix com la dosis absorbida de qualsevol radiació que produeix els mateixos efectes biològics que 1 Gy de radiació gamma (v. § 6).

1.4.3. Tipus de radiacions radioactives

Quan Rutherford va estudiar el fenomen de la radioactivitat, va descobrir que una desintegració radioactiva podia ser de tres classes: alfa, beta o gamma; avui en dia, també s'ha de considerar l'emissió de neutrons.

• Radiació alfa (): Està formada per nuclis de l'isòtop 4 de l'heli, és a dir, està constituïda per una radiació corpuscular, en la que cada corpuscle està format per dos protons i dos neutrons. Això significa que té una massa atòmica de 4 unitats i una càrrega elèctrica de 2 unitats positives. Aquests protons i neutrons formaven part de el nucli que s'ha desintegrat (v. § 42).

• Radiació beta (): Està constituïda per electrons, el que significa que també és de naturalesa corpuscular, en la que cada corpuscle té una massa atòmica aproximada de 1/1800, aproximadament, i una càrrega de 1 unitat negativa. A diferència de la radiació alfa, l'electró emergent no existia, , sinó que procedeix de la transformació d'un neutró en un protó, que queda dins del nucli, i l'electró, que es ejectat. Posteriorment, es va descobrir la radiació beta positiva, que és semblant a la beta, però amb càrrega positiva, és a dir, està formada per positrons, procedents de la transformació d'un protó en un neutró (v. § 42).

• Radiació gamma (): És un radiació de naturalesa electromagnètica, semblant a la llum ordinària o a la radiació X, però amb una longitud d'ona molt menor. És, per tant, de naturalesa ondulatòria, sense massa en repòs i sense càrrega. Aquesta radiació no existia en el nucli, sinó que es energia que s'emet com a conseqüència d'un ajustament energètic en el nucli (v. § 42).

• Radiació de neutrons: En la fissió espontània, així com en la fissió induïda, i en altres radiacions nuclears, es produeix una radiació de neutrons, formada per neutrons, amb massa de 1 unitat de massa atòmica i sense càrrega (v. § 42).

Imatge 1.6: Tipus de radiacions radioactives.

Origen: (v. § 105)

1.4.5. Radiacions ionitzants

El terme radiació s'utilitza per a nomenar la energia electromagnètica o les partícules materials que es propaguen per l'espai.

Determinades radiacions són capaces de produir partícules carregades (ions) al seu pas per la matèria, pel que reben el nom de radiacions ionitzants. Hi ha dos grans tipus de radiacions ionitzants, les radiacions directament ionitzants, que estan formades partícules carregades que posseeixen suficient energia cinètica per a produir ions en la seva col·lisió amb els àtoms que es troben al seu pas; i les radiacions indirectament ionitzants, les quals estan formades per partícules que no estan carregades, però que dins la matèria poden arribar a alliberar partícules directament ionitzants. Les principals radiacions directament ionitzants són les radiacions alfa i beta. Les radiacions de neutrons, les gamma i els raigs X són indirectament ionitzants.

1.4.6. Radiacions ionitzants a les que està exposat l'ésser humà

Les persones estem contínuament exposades a radiacions ionitzants. La gran majoria d'aquestes radiacions és d'origen natural, sense que l'home hagi intervingut en la seva producció. Exactament, un 88% de la radiació a la que està exposat l'ésser humà és d'origen natural. L'altre 12% està constituït per radiacions provocades per l'home. És a dir, l'home sempre ha viscut amb un fons radioactiu natural. Dins aquest fons radioactiu natural, es poden distingir tres grans grups d'emissió:

La radiació còsmica: Està originada pels processos nuclears que tenen lloc a l'exterior de la terra. L'exposició a aquest tipus de radiació varia segons l'altura, ja que l'atmosfera absorbeix parcialment aquestes radiacions. Aquest tipus de radiacions constitueix un 15% del total al que l'home està exposat (v. § 65).

La radiació terrestre: És la radiació emesa per les substàncies radioactives que hi ha a l'escorça terrestre. L'exposició a aquest tipus de radiació varia segons el punt de la Terra on hom es trobi, ja que la distribució dels elements químics no és uniforme. També s'ha d'afegir la radiació produïda pel radó que inhalem al respirar, producte de la desintegració del radi i el tori. En general, la radiació terrestre representa un 56% de la radiació total a la que està exposat l'home (v. § 65).

La radiació alimentària i de l'home: La radiació dels isòtops radioactius continguts en els aliments que l'ésser humà ingereix i dins d'ell mateix, com ara el Potassi-40 o el Carboni-14. Aquest tipus de radiacions forma el 17% restant que completa el 88% procedent del fons radioactiu natural (v. § 65).

Les causes artificial de radiació ionitzant són: les exploracions radiològiques amb objectius mèdics, les esferes lluminoses dels rellotges, la televisió en color, els viatges en avió (la proximitat a les radiacions còsmiques és menor), les restes radioactives que hi ha a l'atmosfera a causa de les explosions nuclears que van tenir lloc al passat, les emissions de les centrals tèrmiques de carbó (els seus fums contenen isòtops radioactius) i les instal·lacions nuclears.

Dins d'aquestes causes, la principal font de radiació està formada per les exploracions radiològiques, que en països desenvolupats és un 11.7% de la radiació total a la que està exposat l'ésser humà. Tots els avenços tecnològics de l'home que provoca emissions radioactives (televisió en color, busques o esferes lluminoses dels rellotges, viatges en avió...) és un 0.2% de la radiació que rep l'ésser humà. Finalment, el 0.1% restant prové de les centrals nuclears. Cal destacar que sobre la majoria de la població la dosis és gairebé nul·la, i que sobre el personal que treballa a una central nuclear, la dosis és molt petita i sempre controlada.

1.4.6. Perillositat de les radiacions ionitzants

Les radiacions es poden utilitzar per a produir un efecte beneficiós en les persones; és el cas de les radiacions X i les gamma, que s'utilitzen amb efectes curatius en el tractament de tumors en la tècnica denominada radioteràpia. També en medicina s'utilitzen per a fer diagnòstics (els raigs X en radiologia i els isòtops radioactius en medicina nuclear). Les radiacions ionitzants tenen moltes aplicacions industrials. Es poden utilitzar per a conèixer l'estructura interna dels materials, per a detectar fugues, per a mesurar la humitat d'un terreny a l'hora de construir una carretera... També s'utilitza per a la generació de energia elèctrica, utilitzant la reacció en cadena. Altres aplicacions de la radioactivitat no perjudicials per a les persones es troben en l'agricultura (per obtenir cultius de gran qualitat, per a comprovar el grau d'absorció d'abonament de les plantes, per a combatre plagues...), en l'alimentació (esterilització i prolongació del període de conservació d'alguns aliments), en l'arqueologia (datació exacta dels jaciments i dels objectes d'interès arqueològic per mitjà d'isòtops radioactius d'origen natural), en la conservació d'obres d'art (conservació i verificació de la seva autenticitat), en la geologia (comportament d'aigües subterrànies), i en la investigació (els isòtops radioactius s'utilitzen per assajar, a petita escala, el comportament d'un procés que posteriorment es podrà aplicar a gran escala. També per a l'experimentació “in vitro” de pràctiques que posteriorment es podran utilitzar “in vivo”).

Ara bé, les radiacions poden produir danys o implicar riscos per als sers vius, encara que també s'ha de matisar que els efectes produïts per les radiacions depenen de les dosis rebudes (V. Taula 1.). Amb dosis molt altes es produeix la mort de l'individu, en dosis altes es produeixen lesions greus (com més alta la dosis, més greu la lesió), i les dosis baixes no produeixen un dany, sinó que fan augmentar la possibilitat de que s'origini el dany, en funció de la dosis rebuda. Per això, i exceptuant els casos en que la radiació s'utilitza per a produir un efecte beneficiós, la reglamentació considera que les radiacions són extremadament perilloses i tothom s'ha de protegir enfront d'elles.

Taula 1.4: Perillositat radiacions ionitzants en funció de la dosis equivalent.

Origen: (v. § 106)

Quantitat	Definició
0-25 REM	Dosis baixes. No hi ha efectes observables, però augmenten la possibilitat de que s'origini algun dany.
25-100 REM	Dosis mig-altes. Hi ha efectes observables, es comencen a produir lesions.
100-500 REM	Dosis altes. Es creen lesions importants, sobretot a la medul·la òssia.
Més de 500 REM	Dosis molt altes. Greus trastorns gastrointestinals, es destrueix la medul·la òssia. Es produeix la mort de l'individu en qüestió de dies o setmanes.

1.4.7. Efectes biològics i classificació de les radiacions ionitzants

Els efectes biològics que produeix l'exposició a una radiació ionitzant són diversos a conseqüència de l'absorció de l'energia de la radiació per l'ésser viu. Els canvis produïts es poden estudiar a nivell cel·lular, a nivell d'òrgan o teixit, i a nivell de l'organisme.

• A nivell cel·lular: Es produeixen ionitzacions i excitacions, amb formació de ions lliures, que formen reaccions químiques, les quals creen alteracions en el funcionament de la cèl·lula. Aquestes alteracions poden produir errors en la reproducció cel·lular o retardar-la, i fins i tot la mort cel·lular. La sensibilitat de les cèl·lules enfront de les radiacions varia molt segons el tipus de cèl·lula i el moment del cicle cel·lular.

• A nivell d'òrgan o teixit: Els efectes radiològics que hi ha en un òrgan o en un teixit estan en relació amb el tipus de cèl·lules que formen aquell òrgan o teixit.

• A nivell de l'organisme: Els efectes biològics dependran de la importància que tingui l'òrgan o el teixit irradiat en el seu funcionament fisiològic. Es denominen òrgans crítics aquells que es veuen més afectats per la radiació, i donen lloc a conseqüències més greus. Els principals òrgans crítics són: la medul·la òssia, l'intestí prim, i les gònades, on es produeixen les gàmetes.

Els efectes biològics de les radiacions ionitzants es poden classificar de moltes maneres. Els tres criteris més utilitzats són la relació causa-efecte entre la radiació rebuda i els danys rebuts, la relació temporal entre el moment en que té lloc la irradiació i el temps que tarden a sorgir les lesions, i finalment l'aparició dels efectes en el individu que rep la radiació o en els seus descendents.

• Relació causa-efecte: Amb aquest criteri els efectes es classifiquen en causals (o determinístics) i aleatoris (o estocàstics). En els efectes causals, la gravetat de les lesions es més gran quan més gran és la dosis rebuda, i per sota una dosis mínima no hi ha lesions. Generalment, aquests efectes estan produïts per dosis altes de radiació que afecten als teixits més sensibles a la radiació (òrgans crítics). En els efectes aleatoris, la probabilitat de que ocorri l'efecte biològic depèn de la dosis i de l'individu, i no de la gravetat de la dosis. Són efectes que apareixien només en algun o alguns dels individus que estan exposats a la radiació, però no a tots. Aquests efectes, de caire estadístic, no tenen una dosis mínima, per tant, una dosis mínima podria produir lesions importants si actués en una part important de la cèl·lula com pot ser l'ADN, ocasionant una alteració greu. Els efectes aleatoris, en cas de produir-se, són sempre greus, i poden comportar la aparició de tumors malignes, com ara leucèmia, càncer de pulmó... i alteracions genètiques com ara anomalies hereditàries.

• Relació temporal: Els efectes es classifiquen en immediats, els quals es manifesten entre unes quantes hores i unes setmanes després de haver estat exposat a la radiació, i en diferits, en els que els efectes es manifesten alguns anys després d'haver estat exposat a la radiació.

• Individu-descendència: En aquest cas, els efectes es classifiquen en somàtics, quan els danys es produeixen en l'individu que a rebut la radiació; i en genètics, quan les lesions es troben a les cèl·lules reproductores de l'individu i pot ocasionar alteracions en la seva descendència.

1.4.8. Protecció radiològica

La protecció radiològica és una disciplina que té com a finalitat la protecció de les persones i del medi ambient contra els riscos derivats de la utilització de fonts radioactives, tant naturals com artificials en activitats mèdiques, industrials, de investigació o agrícoles.

Els tres principis bàsics elaborats per la Comissió Internacional de Protecció Radiològica (CIPR) són:

Justificació: tota exposició a radiacions ionitzants deu estar justificada, és a dir, que el benefici que aporti té que ser superior al risc d'exposar-se a ella [65].

Optimització: es segueix el criteri “ALARA” (As Low As Reasonably Achievable), segons el qual totes les radiacions ionitzants es deuen mantenir tan baixes com raonablement sigui possible, tenint en comte factors socials i econòmics [65].

Limitació de la dosis individual: La dosis de radiació que pot rebre qualssevol individu no pot superar uns valors establerts com a límits legals, la qual cosa garanteix la protecció del públic en general i del personal professional exposat [65].

Quan es parla de protecció radiològica, s'ha de diferenciar entre la contaminació radioactiva i la irradiació. La contaminació radioactiva és la presència no desitjada de substàncies radioactives en la superfície o en l'interior d'un cos o un organisme. La irradiació és l'acció de sotmetre a alguna cosa o a algú a les radiacions ionitzants. Una persona irradiada per una font radioactiva patirà els efectes de la radiació sempre i quan estigui a prop de la font radioactiva, però només allunyant-se el que sigui necessari, pararà la irradiació. En canvia, un individu que estigui radioactivament contaminat continuarà sent irradiat mentre que la substància radioactiva no sigui eliminada del seu cosa, i l'individu podrà actuar com a font de contaminació o irradiació d'altres individus.

Per a protegir-nos de una font d'irradiació, fan falta tres factors:

• Distància: quan més lluny s'està de la font, menys irradiació es sofreix.

• Temps: La persona sotmesa a la irradiació ha d'estar-hi el mínim temps possible, i el temps que ha estat sotmès a la radiació ha d'estar controlat.

• Blindatge: Ja que no sempre és possible la combinació distància i el temps d'exposició, la protecció s'aconsegueix interposat una barrera entre la font i l'individu.

Arreu del món hi ha molts organismes que regulen i controlen la utilització de substàncies radioactives. El CIPR és l'organisme que està acceptat arreu del món pel prestigi i la fermesa dels seus consells. D'ell depenen quatre comitès:

• L'Organisme Internacional d'Energia Atòmica (OIEA), creat per la ONU, i que té camps d'aplicació molt amplis en l'energia nuclear, com ara la investigació, control sobre materials fissionables o la protecció radiològica.

• L'Agència d'Energia Nuclear (NEA), que va ser creada per l'Organització de Cooperació i Desenvolupament Econòmic (OCDE, i que té quatre grans camps d'aplicació: ciències i tècniques nuclears, desenvolupament tecnològic, seguretat nuclear i protecció radiològica i gestió de residus.

• La Comunitat Europea d'Energia Nuclear (EURATOM), que estableix una normativa sobre protecció radiològica que és exigida a tots els països de la Unió Europea.

• Altres organismes que formulen recomanacions sobre protecció radiològica, com l'Organització Mundial de la Salut (OMS), l' Organització Internacional del Treball (OIT) o el Comitè Científic de les Nacions Unides per a l'estudi de les Radiacions Atòmiques (UNESCAR).

A Espanya, en el 1980, el Parlament va crear un organisme, independent de l'Administració de l'Estat, en el sentit polític i administratiu, el qual el seu principal objectiu fos vetllar per la seguretat nuclear i la protecció radiològica de les persones i del medi ambient. És el “Consejo de Seguridad Nuclear” , també conegut com CSN.

1.4.9. Descontaminació radiològica

A conseqüència d'un accident o d'una explosió nuclear, pot produir-se la irradiació i la contaminació de persones. Per això, hi ha una sèrie d'actuacions planificades (v. § 42).

En primer lloc, s'ha de veure si la persona necessita primers auxilis. Si es dóna el cas, aquests tindran prioritat sobre les mesures de descontaminació.

A l'hora de descontaminar, és molt important intentar saber quins són els radionucleids contaminats així com les seves formes físiques i químiques, ja que això facilitarà l'actuació del personal sanitari.

En cas de contaminació externa (irradiació), el mètode que es segueix està destinat a eliminar qualssevol partícula radioactiva i evitar que s'incorpori a l'organisme a través de ferides, orificis naturals o inhalació. Les mesures consisteixen en treure la roba i guardar-la en bosses de plàstic; una dutxa amb aigua tèbia i sabó neutre, en cas de que la contaminació sigui difusa, o una simple rentada de les zones contaminades, en cas de que es redueixi a àrees definides. La rentada s'efectua tantes vegades com sigui necessària, controlant amb un detector que la descontaminació sigui la més perfecte possible. En cas d'haver-hi ferides, i per a evitar la incorporació dels agents contaminants a través de vasos limfàtics i sanguinis, es convenient la compressió de les venes pròximes a les ferides i rentar-les amb sèrum fisiològic, aplicant antisèptics i apòsits estèrils.

En cas de que la contaminació sigui interna, les mesures són bastant més complicades, i estan en relació amb les característiques metabòliques i capacitat difusora del radioisòtop, els seves característiques físiques, i la via d'entrada i l'afecció especial per determinats òrgans. Per exemple, el iode radioactiu accedeix a la tiroides, el cesi al múscul...Les primeres mesures que es prenen tendeixen a afavorir l'eliminació de radionucleids, i per tant, la persona contaminada ha de prendre molts líquids, laxants suaus, fluïdificants bronquials, etc., així com els medicaments convenients per a formar enllaços químics amb els radionucleids, o per a evitar que els òrgans crítics els captin.

2. Gestió de residus radioactius

2.1. Definició

Un residu radioactiu és qualsevol material o deixalla, per al qual no hi ha previst cap ús, que conté o està contaminat amb radionucleids en concentracions o nivells d'activitat superiors als establerts per les autoritats competents ( a Espanya, el Ministeri d'Indústria i Energia, amb un informe previ del CSN ) (v. § 65).

2.2. Criteris de classificació i classificació de residus radioactius

Hi ha molts tipus de residus radioactius. Alguns dels criteris més importants per a classificar-los són:

• L'estat físic: Segons aquest criteri, els residus poden ser sòlids, líquids o gasosos. Aquest criteri és important a l'hora de tractar els residus, ja que segons l'est<t físic en el que estiguin, rebran un tractament i un condicionament diferents (v. § 6).

• El tipus de radiació emesa: Els radionucleids continguts en els residus radioactius poden desintegrar-se de diverses maneres, emetent diferents partícules o raigs. Segons aquest criteri, els residus es classifiquen en emissions ,  i . Com que cada radiació té efectes diferents en la matèria, aquest criteri condiciona les barreres de protecció, la manera en que es tracten els residus i, en general, la exposició a les radiacions en el lloc d'emmagatzematge (v. § 6).

• El període de semidesintegració (T): La radioactivitat es redueix amb el temps. En funció del període de semidesintegració (o temps en que la radioactivitat es redueix fins a la meitat) dels radionucleids que hi han en els residus radioactius, els residus es classifiquen en residus radioactius de vida curta i residus radioactius de vida llarga. Els residus radioactius de vida curta són aquells que estan contaminats per isòtops radioactius que el seu període de semidesintegració és inferior a 30 anys, com ara el Bismut-214, que els seu T és de 19.7 minuts. Els residus radioactius de vida llarga són aquells que estan contaminats per isòtops que el seu període de semidesintegració és superior a 30 anys, com ara l'Urani-234, que tarda 245.000 anys en semidesintegrar-se. Aquest criteri condiciona les solucions que es posaran en pràctica a llarga durada per qüestions de risc potencial, ja que el període de semidesintegració dóna una idea del temps necessari per a que un radionucleid redueixi la seva activitat fins a nivells acceptables. Així, els residus de vida curta redueixen la seva activitat a menys de la mil·lèsima part en uns 300 anys (10 períodes). En canvi, els residus de vida llarga poden conservar una activitat apreciable durant milers d'anys (v. § 6).

• L'activitat específica: Aquest criteri es basa en l'activitat per unitat de massa o volum del material radioactiu (activitat específica). La seva unitat en el SI és el Bq/gr. Una proporció del residu, en general, tindrà diferents radionucleids, cada un d'ells amb una determinada activitat específica.. Per a cada radionucleid hi ha definit un límit per sobre del qual es considera d'alta activitat, i per sota del qual es considera de baixa activitat. Aquest criteri determina els problemes de protecció a curta durada, ja que el nivell d'activitat dels residus condiciona el seu blindatge mentre es treballa amb ell i es transporta (v. § 6).

• La radiotoxicitat: És una propietat dels residus radioactius que defineix la seva perillositat des de el punt de vista biològic. La radiotoxicitat d'un radionucleid engloba molts paràmetres, com el tipus de radiació, el període de semidesintegració, la velocitat amb que és expulsat de l'organisme per processos orgànics i de la tendència que té per a fixar-se en certs òrgans o teixits. Tant la ICPR, com la OIEA i l'EURATOM han recomanat una classificació en quatre grups de radionucleids, segons el seu grau de raditoxicitat per unitat d'activitat. Aquest criteri serveix de base per a fixar els requisits de protecció i seguretat que han d'acomplir les instal·lacions en les quals es manipulen substàncies radioactives, a fi de reduir adequadament el risc de contaminació radiològica (v. § 6).

Els residus radioactius es poden classificar de diverses maneres, encara que la classificació més acceptada internacionalment és la que ha proposat l'Organizació Internacional de la Energia Atòmica (OIEA), que divideix els residus sòlids, líquids i gasosos en diferents categories. A Espanya, des del punt de vista de la seva gestió, els residus es classifiquen en:

• Residus de baixa i mitjana activitat (RBMA): Les característiques principals d'aquests residus són que l'activitat específica per element radioactiu és baixa; no generen calor; contenen radionucleids emissors de radiacions beta i gamma amb períodes de semidesintegració inferiors a 30 anys, el que vol dir que es redueix la seva activitat a menys de la mil·lèsima part en un període de 300 anys com a màxim; i que el seu contingut en emissors alfa ha de ser inferior a 0,37 Gbq/t (0.01 curis/tona en terme mitjà). Alguns exemples de radionucleids continguts en els residus de baixa i mitjana activitat són el Cesi-137, l'Estronci-90 i el Cobalt-60.

• Residus d'alta activitat (RAA): Les seves característiques principals són que contenen emissors alfa de vida llarga en concentracions apreciables per sobre de 0,37 Gbq/t. Els radionucleids continguts en residus d'alta activitat tenen un període de semidesintegració superior a 30 anys, arribant alguns a desenes de milers d'anys, i en alguns casos, generen calor.

2.3. Origen dels residus

Els residus radioactius tenen, en general, tres orígens; els residus generats en el cicle de producció d'energia elèctrica, els generats en aplicacions no energètiques, com la medicina o la farmàcia, i residus generats en la clausura de instal·lacions nuclears i radioactives (v. § 6; 42; 65).

Cicle de producció d'energia elèctrica: dins del cicle de la producció d'energia elèctrica, es poden distingir tres orígens diferents dels residus radioactius:

Residus de la primera fase del combustible nuclear: Són els residus que es generen en les etapes de mineria de l'urani, en la fabricació de concentrats, en la conversió a hexafluorur d'urani, en l' enriquiment de l'urani o en la fabricació dels elements combustibles.

Residus generats en el funcionament de les centrals nuclears: Tenen l'origen en el procés de fissió del combustible, que té lloc al reactor. En aquest procés s'originen productes de fissió que contenen isòtops radioactius de diferents elements i neutrons lliures. Aquests poden incorporar-se als fluids del circuit de refrigeració, i s'incorporen també a les eines, uniformes de treball, draps, papers, etc. Que han estat contaminats durant els treballs de reparació i manteniment de la central. Tots aquests residus són de mitjana i baixa activitat.

Residus de la segona fase del combustible nuclear: El combustible nuclear, una vegada ja ha estat utilitzat per a crear energia en el reactor, es emmagatzemat en les piscines de combustible gastat de la mateixa central nuclear, per evacuar el calor residual que produeix. A partir d'aquest moment, apareixien dues línies d'acció:

• Una d'elles és procedir, després d'un període indefinit d'emmagatzematge temporal (piscines o contenidors en sec), al condicionament i encapsulament del combustible per a emmagatzemar-lo de forma definitiva en una formació geològica profunda. Aquesta opció s'anomena cicle obert.

• Una altra opció bàsica és procedir, després d'un període d'emmagatzematge temporal, al reprocés del combustible gastat amb l'objectiu de separar l'urani i el plutoni de la resta de components per a la seva utilització posterior en un nou procés de fissió nuclear. Aquesta opció s'anomena cicle tancat.

• Una tercera línia d'acció, que encara està sent estudiada, és la del cicle tancat avançat, que inclou la separació de l'urani i el plutoni dels actinis i productes de fissió. L'urani i el plutoni es reprocessen per a utilitzar-los posteriorment, i els actinis i productes de fissió es sotmeten a un procés de transmutació per a disminuir la seva activitat.

• Residus generats en aplicacions no energètiques: Aquí es distingeixen tres grups diferents d'instal·lacions en funció de la utilitat dels isòtops radioactius que són utilitzats: instal·lacions sanitàries, industrials i centres d'investigació.

• Instal·lacions sanitàries: l'ús d'isòtops radioactius per a diagnosticar i tractar malalties ha anat creixent al llarg dels últims cinquanta anys. Així, els diferents elements radioactius són utilitzats per a diferents objectius, com el diagnòstic per mitjà de tramadors, que permeten l'estudi d'òrgans com el cor, la glàndula tiroides o glàndules hormonals, o bé per al tractament de malalties de tiroides o de la sang, o per a investigació. Aquestes activitats generen residus radioactius sòlids (cotons, guants de goma, xeringues, etc.) així com residus líquids, fonamentalment líquids de luminiscència. També en el tractament de tumors (radioteràpia) s'utilitzen elements radioactius, que poc a poc van disminuint la seva activitat. Quan l'activitat d'aquests elements arriba per sota d'un nivell, aquests elements han des ser substituïts, ja que deixen de ser útils per a aquest objectiu. Aquests elements, encara radioactius, són un residus radioactius.

• Instal·lacions industrials: S'utilitzen per a obtenir mesures de nivell humitat, densitat o espessor en processos continus o de difícil accés. També s'utilitzen isòtops radioactius de radiació gamma en assagis no destructius de construccions metàl·liques. En totes aquestes activitats, quan l'activitat dels elements radioactius decau per sota un cert nivell, s'han de deixar d'utilitzar, i es consideren residus radioactius que s'han de gestionar.

• Centres d'investigació: els residus procedeixen de reactors d'ensenyament i investigació, instal·lacions auxiliars on es realitzen assaigs, manipulacions, proves, plantes pilot i serveis de descontaminació. Aquests residus són de naturalesa física, química i radioactiva molt variable degut a la gran diversitat d'isòtops utilitzats i a l'àmplia gamma de processos en que són aplicats.

3. Clausura d'instal·lacions nuclears i radioactives: Quan es dona per finalitzada la vida útil d'una instal·lació nuclear o radioactiva, es procedeix a tancar-les amb vida permanent i comença l'operació de clausura. En les instal·lacions del cicle del combustible prèvies al reactor, els residus estan contaminats amb radionucleids naturals sent els utensilis de mineria i de fabricació de concentrats els de major volum. Aquests es deuen estabilitzar per evitar riscos radiològics. Si després de la vida útil d'una central s'opta per desmantellar-la, s'origina els següents tipus de residus: Atuells del reactor i components existents dins de l'interior del blindatge biològic (residus grans); components externs al blindatge biològic (bombes de circulació, canonades...); formigó activat i contaminat (la seva demolició dóna la formació d'aerosols radioactius). La major part es troba en les capes pròximes a les zones radioactives, per tant, que hi ha un punt en que ja no hi ha formigó contaminat. S'ha de tenir en comte que un 80%, aproximadament, d'una central nuclear no és radioactiu, i després dels pertinents controls, es pot ven reutilitzar sense cap perill ); sistemes auxiliars i estructures d'edificis (materials lleugerament contaminats); i residus secundaris (líquids de descontaminació, filtres de gasos...). Cal destacar, però, que la quantitat extreta de residus radioactius en una central nuclear a l'hora del seu desmantellament és molt petita en comparació al total de material que s'extreu de la central. A Vandellòs (v. Taula 2.1), de les 96.632 tones de material gestionades en el desmantellament, només 1.764 tones eren de residus radioactius de baixa i mitjana activitat. A més cal comptar els residus d'alta activitat, encara que no representen una quantitat gaire gran. En percentatge, del 100% que s'extreu de la central, només un 3% representa material radioactiu (del qual un 1.83% és de RBMA), mentre que l'altre 97% és ferralla (ferro, formigó, material d'oficina...) , que es pot expedir a plantes de reciclatge per a ser utilitzats posteriorment en altres camps, o bé s'utilitzen per a la restauració ambiental de l'emplaçament (v. § 77).

2.4. Condicionament de residus

El condicionament dels residus és un conjunt de processos des de que els residus són produïts fins que són embidonats o introduïts en els contenidors, després dels tractament que se'ls hi ha fet i de la seva immobilització. El tractament dels residus consisteix en una sèrie d'operacions en les que, a grans trets, el residu es divideix en dues parts o fraccions (v. Imatge 2.1):

• Una primera fracció, que conté casi tot el volum del residu original i que posseeix una activitat tan baixa que la seva evacuació o reutilització està permesa.

• Una fracció molt petita en comparació amb el residu original, i amb un contingut radioactiu gairebé igual al residu original.

Imatge 2.1: Finalitat del condicionament dels residus radioactius

Origen: (v. § 6).

En general, per augmentar la seguretat global de la gestió dels residus, la fracció concentrada es transforma en un producte sòlid, en cas de ser residus sòlids, o s'engloba en un sol bloc de major volum, si la fracció concentrada són petites fraccions sòlides. Aquestes operacions es coneixen com immobilització dels residus. Posteriorment, el residu es col·loca en contenidors per evitar la dispersió de la radioactivitat i per a aïllar-los del contacte amb l'exterior.

Així, es poden considerar tres grans fases ( que consten de algunes operacions cadascuna ) en el condicionament de residus:

• Pretractament: En aquesta fase, l'operació més important és la segregació i la classificació dels residus, encara que també hi ha altres operacions que poden facilitar el tractament posterior, com ara l'ajustament químic, la descontaminació o el trossejat. A la pràctica, la gestió de residus radioactius es facilita si aquests ha estat separats o segregats, d'acord amb les seves característiques, en la mateixa instal·lació on s'originen.

• Tractament principal: L'objectiu és reduir el volum del residu a emmagatzemar i concentrar l'activitat en aquest volum reduït. La reducció permet optimitzar la capacitat d'emmagatzematge de les instal·lacions. Alguns residus de baixa i mitjana activitat es precompacten, sotmetent-los a una pressió molt elevada dins del contenidor, mitjançant una premsa hidràulica.

• Immobilització i envasat: L'objectiu d'aquesta fase és evitar la dispersió dels radionucleids, millorant la seguretat de la gestió de la fracció concentrada. Ja que els sòlids tenen una mobilitat molt menor que els líquids, s'intenta immobilitzar tots els residus per mitjà de processos de solidificació. Aquest material de solidificació ha de tenir unes propietats que permetin immobilitzar tots els components del residu, ha de ser químicament inert, tenir una bona resistència al foc, posseir bones propietats mecàniques, ser estable davant de radiacions, ser insoluble en aigua i ha de tenir un bon conductor calorífic. Aquestes últimes tres qualitats són especialment desitjables a l'hora de tractar amb residus d'alta activitat. Després d'haver-los immobilitzat, els residus s'envasen. Els RBMA s'immobilitzen en una matriu solidificada, que normalment és de ciment. El producte sòlid obtingut i el seu contenidor ( embalum ), garanteixen la immobilitat dels radionucleids durant els períodes requerits per al descens de la seva activitat. En el cas del cicle tancat, els RAA procedents del reprocés del combustible, s'immobilitzen en matrius de productes vitris obtinguts a gran temperatura ( silicats i silicats de bor ). Aquests productes vitris, emmagatzemats hermèticament en contenidors i càpsules especialment dissenyats, garanteixen una alta resistència a la corrosió, així com una gran estabilitat tant tèrmica com davant de la radiació i, per tant, són adequats per a confinar els radionucleids durant els llargs períodes de temps que són necessaris perquè la radioactivitat descendeixi.

A continuació, s'explica com es condicionen els Residus de Baixa i Mitja Activitat (RBMA)

2.4.1. Condicionament dels RBMA

El condicionament dels residus comprèn una sèrie de passos, diferents segons l'estat físic del residu, des de que es generen els residus fins que s'empaqueten en embalums homologats, que compleixen els requisits per a ser finalment emmagatzemats. Les principals fases de el condicionament dels RBMA són:

• El pretractament: els residus es segreguen d'acord al seu estat físic i el seu nivell d'activitat total. Inclou, a més, altres operacions que faciliten el procés amb que el residu serà tractat posteriorment.

• El tractament principal: es concentra l'activitat que hi ha en el residu en un volum el més petit possible. També és necessari neutralitzar aquells residus que, al ser agressius químicament, poden provocar un efecte destructor en els sistemes de confinament.

• Immobilització i envasat: s'intenta evitar la dispersió dels radionucleids, deixant els residus en una forma sòlida i estable, mitjançant un revestiment o un material aglomerant (ciment, asfalt,...) i després confinar-los en un contenidor.

2.4.1.1. Residus Líquids

Pretractament: Es limita la segregació, a l'emmagatzematge temporal per a que l'activitat decaigui (quan és possible), i a l'ajustament químic.

• Segregació: L'objectiu és, per una banda, separar corrents líquides de característiques diferents, i per l'altra, poder barrejar corrents de característiques similars. Aquesta estratègia es pot aplicar amb diferents criteris. Un d'ells és l'activitat total dels residus, i per tant, els residus es divideixen en tres classes, segons els seus períodes de semidesintegració:

• Residus amb emissions beta-gamma, de període de semidesintegració menor d'un any. El seu emmagatzematge durant uns quants anys pot facilitar l'evacuació i en qualssevol cas, facilitarà la seva posterior manipulació al disminuir dràsticament la seva dosis.

• Residus amb emissions beta-gamma amb períodes de semidesintegració inferiors a 30 anys, que han de ser immobilitzats per a ser emmagatzemats definitivament

• Residus amb emissions alfa de vida llarga per sobre dels nivells permesos per les autoritats competents, que s'han d'emmagatzemar temporalment amb unes exigències de seguretat molt estrictes, fins que siguin immobilitzats i emmagatzemats definitivament.

• Emmagatzematge: La gestió dels residus radioactius obliga a utilitzar sistemes d'emmagatzematge, com ara tancs, per augmentar la seguretat a cadascuna d'aquestes fases.

Tractament principal: S'utilitzen mètodes físics i químics, com ara la filtració i la centrifugació (l'objectiu és separar la matèria sòlida sedimentada o en suspensió que hi ha en els residus líquids); l'evaporació (l'aigua, a l'evaporar-se, deixa les sals i els radionucleids que hi ha en ella); la precipitació química (mitjançant una reacció química, els radionucleids passen a formar part d'un precipitat, o bé són absorbits per un compost insoluble) i l'intercanvi iònic (la radioactivitat queda incorporada a un petit volum de resina que es pot manipular molt fàcilment. És el més efectiu i el més utilitzat).

Immobilització i confinament: Per raons de seguretat, els productes (sòlid humit o líquid, segons el tractament) que queden després d'haver tractat els residus s'han de convertir en un sòlid sec i consistent per a facilitar el seu transport i el seu emmagatzematge temporal o final. La conversió en sòlids o immobilització es realitza per mitjà del residu amb aglomerats (ciment, formigó,...), formant-se un bloc compacte en el qual es distribueixen els materials radioactius bastant uniformement. Una vegada els radionucleids ja han estat immobilitzats, es posen en bidons metàl·lics normalitzats, que poden estar blindats o no amb una capa de formigó interior.

2.4.1.2. Residus sòlids

Pretractament: L'objectiu és donar als residus sòlids una forma que millori les condicions per que després siguin transportats, emmagatzemats, tractats o eliminats més fàcilment, de manera que es redueixin les manipulacions, el volum amb que es treballarà, el nivell de radiació i els riscos d'origen convencional (foc, ...). El pretractament inclou operacions de segregació i classificació dels residus, reducció prèvia de la mida, descontaminació i emmagatzematge previ.

• Segregació i classificació: L'objectiu és separar els sòlids en grups segons el tipus de contaminació i les propietats físico-químiques, d'acord amb com està previst tractar, transportar i emmagatzemar definitivament el residu. En el mateix lloc d'origen s'han de separar els residus radioactius dels no radioactius, reduint així el volum de residus a tractar. Per això es necessita un control radiològic dels residus potencialment contaminats, la qual cosa no és sempre possible, pel que s'ha d'evitar introduir materials innecessaris en zones contaminades (embalatges, etc.). Els criteris de segregació dels residus sòlids estan condicionats per l'alt cost de l'emmagatzematge definitiu, pel que és important reduir la quantitat de residus a emmagatzemar.

• Reducció prèvia del volum: l'objectiu és millorar l'economia de l'empaquetatge en bidons i del transport. Dins la reducció de volum es troba també el desmantellament (desmuntar equips grans o parts d'instal·lacions, amb l'objectiu de poder realitzar el manteniment, reforma, o clausura de les instal·lacions), el trossejat (reducció del volum de parts o sistemes contaminats de gran mida procedents del desmantellament i d'altres activitats) i la trituració (mètode utilitzat als tractaments d'incineració i de compactació).

• Descontaminació: Consisteix en separa el material radioactiu existent en la superfície de un sòlid en general. S'utilitza per a disminuir els riscos d'irradiació i de contaminació radioactiva en les següents fases del tractament del residu. Les tècniques utilitzades poden ser mecàniques i químiques. Entre els mètodes mecànics, el més senzill és el de fregar amb raspalls o fregalls, utilitzant aigua amb detergents o dissolvents adequats. Un altre mètode mecànic és utilitzar raigs d'aigua o de vapor, que eliminen la contaminació a l'incidir en la superfície a gran velocitat. Entre els mètodes químics, es troben els banys químics, en els quals el material que ha de ser descontaminat es submergeix en una dissolució dels adequats productes químics. La dissolució posteriorment es tractarà com a residu líquid.

• Emmagatzematge previ: Aquest és útil per a regular les campanyes de tractament. També es pot considerar com una etapa que possibilita el descens dels radionucleids de vida curta. L'emmagatzematge provisional dels residus de mitjana activitat pot obligar a construir edificis amb requisits específics de seguretat i blindatge, la qual cosa comporta un cost elevat.

Tractament principal: Els mètodes utilitzats en el tractament de residus sòlids són la compactació i la incineració. La compactació redueix el volum a mides molt menors, i no s'origina cap fracció descontaminada com en altres processos. Existeix una precompactació, que consisteix en introduir els residus en el mateix contenidor que s'utilitzarà per a transportar-los i emmagatzemar-los, i premsar-los dins del mateix contenidor, creant així unes “pastilles” La incineració consisteix en cremar el residu, reduint el volum i el pes dels residus. S'utilitza amb residus sòlids, però també es pot utilitzar amb alguns residus líquids.

Immobilització i confinament: Les fraccions sòlides de petita mida normalment s'engloben en una matriu de major volum, i s'immobilitzen amb aglomerat hidràulic o asfalt, igual que els residus líquids. Les “pastilles” procedents de la compactació dels residus sòlids s'introdueixen en un contenidor més gran i s'immobilitzen amb ciment. En el procés d'incineració es produeixen cendres que són descarregades directament en bidons, on són immobilitzades.

2.5. Emmagatzematge de residus radioactius

Actualment, el camp d'emmagatzematge de residus és on s'estan realitzant més esforços en Investigació i Desenvolupament. Els principals temes d'investigació són l'emmagatzematge definitiu de residus d'alta activitat, l'estudi de la migració dels radionucleids en els diferents medis geològics, l'estudi de la dispersió dels radionucleids en la biosfera, i els estudis de seguretat global de un emmagatzematge de residus, avaluant el sistema de multibarreres.

Depenent del tipus dels residus radioactius, s'han desenvolupat diferents estratègies:

• RBMA: Durant alguns anys, es va portar a terme el vessar els residus al mar, però des de 1983 (La Convenció de Londres [6]) aquesta pràctica va quedar en moratòria, i actualment està prohibida. Actualment, hi ha dues solucions acceptades per a l'emmagatzematge definitiu dels residus, totes dues en un medi terrestre.

• És en superfície, amb barreres d'enginyeria, com és el cas del “Centro de Almacenamiento del Cabril”, en operació des del 1992, i que cobrirà les necessitats espanyoles fins a la dècada del 2020, o el centre d'emmagatzematge francès de L'Aube, en operació des de 1991, amb una capacitat de 1.000.000 m3 de residus de baixa i mitjana activitat.

• És l'emmagatzematge subterrani a baixa o mitjana profunditat, com el centre SFR de Suècia, o les mines de Konrad i Asse a Alemanya.

• RAA: L'estratègia que es segueix per a aquest tipus de residus depèn de si s'ha optat per el cicle tancat (reprocessament del combustible) o per el cicle obert (el combustible no és reprocessat). Hi ha països (com ara Suècia, Canadà, EEUU o Espanya) que fins ara han optat per l'opció del cicle obert. Altres, (com França, Alemanya o Japó), han optat per l'opció del cicle tancat. En qualssevol cas, es necessari disposar de un emmagatzematge temporal durant un període de temps més o menys prolongat per al combustible mencionat. El combustible gastat en les centrals nuclears s'emmagatzema, en primer lloc, a les piscines que tenen les mateixes centrals. Dins les piscines, el combustible gastat està en bastidors metàl·lics, sota l'aigua, que actua com a refrigerant i blindatge contra les radiacions. L'estada en les piscines és necessària perquè permet el decaïment radioactiu necessari per a que posteriorment pugui ser traslladat i manipulat. L'emmagatzematge temporal es pot fer dins la pròpia central o fora d'ella, d'una manera centralitzada, com és el cas de Suècia. En l'emmagatzematge definitiu dels ARA, la opció més segura és la d'emmagatzemar-los en formacions geològiques profundes, que garanteixen el confinament dels residus mencionats durant el període de temps necessari per a que en cas de que tornessin a la biosfera, no suposessin un risc a les persones i al medi ambient. Els medis geològics millor considerats són: sals, granits, argiles o basalts entre d'altres.

A continuació, s'explica com s'emmagatzemen els RBMA

2.5.1. Sistemes d'emmagatzematge dels RBMA

Després de les reunions de la “convenció de Londres” per a la prevenció de la contaminació dels mars a l'any 1983, la opció de vessar al mar els residus radioactius va quedar en moratòria dins a l'any 1993, quan es va prohibir definitivament. A l'actualitat, les dues opcions que s'utilitzen per a emmagatzemar els RBMA són:

Emmagatzematge subterrani: Aquest mètode consisteix en aprofitar mines o galeries subterrànies artificials per a emmagatzemar els RBMA, que ja han estat condicionats. Quan el magatzem està ple, els túnels d'entrada es tancaran amb bentonita. Quan tot el magatzem s'hagi tancat, els túnels de transport també seran tancats fins a la superfície, per a evitar la possibilitat de que algú hi pugui accedir en el futur. Una vegada tot hagi finalitzat, no es necessitarà cap vigilància.

Emmagatzematge amb barreres de confinament: (v. Imatge 2.2) L'objectiu d'aquest mètode és aïllar els radionucleids de l'entorn humà mitjançant la interposició d'una sèrie de barreres artificials i naturals entre els residus i l'ésser humà, que impedeixin l'arribada dels radionucleids al medi ambient, fins que hagin perdut la seva activitat.

La primera de les barreres, anomenada també barrera química, consisteix en immobilitzar el residu en una matriu sòlida (ja que els sòlids tenen menor mobilitat que els líquids), estable i que duri el temps necessari, i que sigui químicament inerta. Aquesta operació es diu condicionament. Les matrius més utilitzades per als RBMA són el ciment, l'asfalt i els polímers, mentre que per als RAA, la opció del vitrificat, en cas del cicle tancat, és la considerada internacionalment més adequada per a la immobilització de les solucions líquides procedents del reprocés del combustible gastat. La funció de la primera barrera és, doncs, la d'immobilitzar els radionucleids presents en els residus radioactius pel que les seves principals característiques han de ser una bona conductivitat calorífica i una baixa tassa de lixiviació (és a dir, si es donés el cas, només deixaria escapar una part mol petita de l'activitat present).

La segona barrera, anomenada també barrera física, és el contenidor en sí, on es confinen els residus immobilitzats amb el fi d'evitar el seu contacte amb els agents exteriors i la seva possible dispersió. El disseny dels contenidors es fa d'acord amb el tipus de residu que anirà dins d'ell. Normalment s'utilitzen bidons per als residus de baixa i mitjana activitat, i per als d'alta activitat, s'utilitzen recipients metàl·lics especials construïts amb metalls molt resistents a la corrosió, i tot es tanca soldant-ho. Per tant, la funció d'aquesta barrera és simplificar el transport dels residus fins que siguin col·locats en el magatzem. Una vegada emmagatzemats, la funció dels bidons i dels contenidors és retardar la infiltració de l'aigua en cas de que aquesta traspassés les obres de enginyeria. Per això, els contenidors s'han de construir amb materials que suportin la corrosió, i també hauran de ser materials que tinguin una elevada conductivitat calorífica, per a permetre l'evacuació del calor residual.

La tercera barrera, o barrera d'enginyeria és la instal·lació on es col·loquen els residus. El seu disseny inclou estructures, blindatges, i sistemes fets per assolir el millor rendiment de l'objectiu que es té proposat i en funció del tipus de residus que emmagatzemi. Aquestes obres impedeixen o limiten la penetració de l'aigua cap als residus. Aquestes obres també contribueixen a retenir els radionucleids, limitant que hi hagis fugues i lixiviació.

La quarta barrera, o barrera geològica, la constitueix la pròpia escorça terrestre, a on s'ubiquen els residus. Aquesta barrera ha de ser molt estable i impermeable. La seva missió és retenir o retratar l'accés dels radionucleids al medi ambient en cas de que superessin les tres barreres anteriors. La barrera geològica forma la barrera natural. Aquesta ha de tenir una alta capacitat de confinament, que ve donada segons les condicions hidrogeològiques i geoquímiques, i per una adequada estabilitat tectònica i geomecànica. Normalment, aquesta barrera geològica està situada entre els 300 i els 1.000 metres per sota de la superfície.

Aquest sistema de barreres, que impossibiliten que els residus tornin a l'entorn humà, o que minimitzi els riscos a un valor gairebé nul en cas de retorn, encara que la possibilitat sigui molt improbable, s'anomena confinament.




Imatge 2.2: Sistema de barreres

Origen: (v. § 6).

2.6. Transport de residus radioactius

El transport de substàncies radioactives es realitza d'acord amb les recomanacions de l'Organisme Internacional de l'Energia Atòmica (OIEA), les quals són recollides per la ONU, i posteriorment, a través dels corresponents òrgans legislatius, convertides en reglamentacions d'àmbit nacional i internacional. A Europa, la legislació vigent és l'Acord Europeu per al Transport de Mercaderies Perilloses per Carretera (ADR) (v. § 64). Aquesta normativa legisla, entre altres aspectes, els assaigs als que han de ser sotmesos el embalums que porten la mercaderia radioactiva ( resistència a la caiguda, a la calor, estanquitat, ... ), els controls radiològics que s'han de realitzar sobre el material, l'etiquetat de la càrrega per a la seva expedició, la formació dels conductors, l'equipament dels vehicles, la documentació preceptiva que acompanyarà al transport i les mesures de seguretat que s'haurien de dur a terme en cas d'accident. L'objectiu del Reglament del Transport és protegir contra la dispersió del material radioactiu i la seva possible assimilació per part de persones que estiguin a prop en el transport normal o en cas d'accident, i contra el risc que suposen les radiacions que emet l'embalum. Aquests objectiu s'aconsegueixen seguint algunes mesures:

• Assegurar que la contenció del material radioactiu sigui adequat per a evitar la seva dispersió i assimilació per part de persones que estiguin en las immediacions durant el transport normal o en cas d'accident. Es tenen en compte tant el disseny, com l'activitat i la naturalesa del seu contingut.

• Controlant el nivell de la radiació externa i proporcionant senyals d'advertència sobre el contingut de l'embalum. Es té en compte el nivell màxim de radiació en la superfície externa de l'embalum, el marcat i etiquetat dels embalums, i els requisits per al seu transport.

2.6.1. Tipus d'embalums

S'entén per embalum l'embalatge junt amb el se contingut radioactiu, ja llestos per al transport.

La reglamentació reconeix cinc tipus diferents d'embalums, en funció de les seves característiques:

• Embalums exceptuats: Són aquells que contenen quantitats de material radioactiu suficientment petites per a permetre la seva excepció de la majoria dels requisits de disseny i ús. Tot i això, aquests embalums han de complir amb unes determinades normes per a assegurar que el seu contingut quedi identificat quan s'obrin, i que el seu transport i manipulació siguin segurs.

• Embalums industrials: S'utilitzen per al transport de materials de baixa activitat específica (BAE) u objectes contaminats en la superfície (OCS); en aquest tipus d'embalums també es transporten residus radioactius de baixa activitat. Els BAE i alguns OCS que no presenten riscos, a vegades es poden transportar a la menuda. Existeixen tres tipus d'embalums industrials, embalums del Tipus I, del tipus II i del Tipus III (abreviats BI-I, BI-II i BI-III respectivament). Els BI-I, a més dels requisits que han de complir els embalums exceptuats, han de complir requisits de temperatura i pressió necessaris per al seu transport aeri. Els embalums BI-II, a més, s'han de sotmetre a assaigs de caiguda lliure (des de 1.2 a 0.3 metres, segons el pes) i d'apilament (compressió durant 24 hores, amb 5 vegades el seu pes o una pressió de 1300 kg/m2). Els embalums BI-III, a més de les exigències anteriors, han de complir amb els requisits dels assaigs d'aspersió amb aigua (50 litres/m durant una hora) i la penetració d'una barra de 3.2 cm de diàmetre i 6 kg de pes que es deixa caure des de una altura d'1 metre.

• Embalums de Tipus A: Estan dissenyats per a transportar de forma segura quantitats relativament petites de materials radioactius i/o fonts radioactives poc intenses. A més de passar els assaigs dels embalums de tipus BI-II i BI-III, si el contingut radioactiu és líquid o gasós, han de ser sotmesos a altres assaigs, com la caiguda lliure des de 9 metres i la penetració des de una altura de 1,7 m.

• Embalums de Tipus B: S'utilitzen per a transportar quantitats majors de material radioactiu. S'utilitzen per al transport de radioisòtops, combustible nuclear gastat, residus vitrificats i materials similars d'alta activitat. Aquests embalums poden resistir accidents greus. Per això, han de passar assaigs que comprovin la seva resistència a l'impacte, al foc, a la penetració i a la immersió.

• Embalums fissionables: Són aquells que contenen una substància fissionable capaç de crear una reacció en cadena. Hi ha tres tipus: Classe I (No existeix risc crític en qualssevol nombre i disposició), Classe II (no hi ha risc crític en nombre limitat), i Classe III (no hi ha risc en el nombre i disposició previstos per haver-se adoptat les precaucions necessàries).

2.7. El Cabril

El Cabril és el centre d'emmagatzematge de residus de baixa i mitjana activitat que hi ha a Espanya. Aquest es troba al nord-oest de la província de Còrdova, a uns 130 quilòmetres de la capital.

Té una capacitat per a 45000 m3 de residus condicionats, suficient per a emmagatzemar els residus generats a Espanya fins a la segona dècada del segle XXI. El Cabril rep anualment 2.000 m3 de residus radioactius (v. § 77).

Imatge 2.3: Vista aèria del Cabril

Origen: (v. § 77).

2.7.1. Les instal·lacions

El Cabril és un complex que està format per els següents edificis i estructures (v. Imatge 2.4):

Edifici de condicionament de RBMA: És a on estan emplaçats els sistemes de tractament i condicionament necessaris (compactació, incineració,...) destinats als residus líquids i sòlids que provenen de l'aplicació de radioisòtops en qualssevol pràctica, ja sigui industrial (centrals nuclears), mèdica, d'investigació..., així com els residus generats en la pròpia instal·lació com a conseqüència del seu funcionament.

Zones d'emmagatzematge: On es guarden els residus de baixa i mitjana activitat degudament condicionats, que provenen de les instal·lacions nuclears i radioactives espanyoles, formades per cel·les alineades en dues explanades i en doble fila.

Laboratori de Verificació de Qualitat: Està destinat al desenvolupament dels processos de caracterització, assaigs de verificació i control de les característiques dels embalums radioactius que es rebin o siguin condicionats, i al desenvolupament d'activitats d'investigació, destinades a millorar els processos de condicionament i caracterització dels RBMA.

Edificis de Serveis i Control: Entre aquests hi ha els edificis de seguretat industrial, recepció, de serveis tècnics, de serveis generals, el taller de manteniment, la central de fabricació de contenidors de formigó i administració.




Imatge 2.4: Estructura del Cabril

Origen: (v. § 6).

2.7.2. El funcionament

Els residus arriben a El Cabril en bidons de 220 litres transportats per camions aptes per a aquests tipus de residus, i són descarregats en l'edifici de condicionament, on es classifiquen tenint en compte el condicionament previ que han tingut i es classifiquen en tres grups: els que poden ser directament emmagatzemats, els que s'han de compactar, que una vegada duta a terme aquesta operació, els residus seran emmagatzemats, i un tercer grup destinat al Laboratori per a proves de qualitat i assaigs.

Quan els residus ja estan llestos per a ser emmagatzemats, es posen en unitats d'emmagatzematge (en cada unitat hi caben 18 bidons de 220 litres). Quan aquestes estan plenes, es cobreixen amb una coberta de formigó amb morter, i es posen dins d'una de les 28 cel·les d'emmagatzematge (cada cel·la té una capacitat per a 320 unitats). Una vegada la cel·la estigui plena, es tanca amb una coberta de formigó armat, que posteriorment es permeabilitzarà. Aquestes estan disposades en dues plataformes de 16 i 12 cel·les. Una vegada s'hagi omplert una plataforma, aquesta serà coberta amb capes alternatives de materials drenants i impermeabilitzants que impediran que l'aigua pugui entrar en contacte amb els residus.

Aquest mètode és el més acceptat per les autoritats competents arreu del món. En cas de que es trobés un sistema millor per a emmagatzemar els residus, sempre seria possibles extreure'ls del seu magatzem subterrani.

2.8. Pretractament del Combustible Gastat

El combustible gastat (CG) sempre té un pretractament dins la mateixa central, per a poder tractar-lo en millors condicions en totes les operacions que s'hagin de seguir posteriorment en el transcurs de la seva gestió, com ara el transport o el condicionament.

Per a rebaixar, l'alta activitat dels radionucleids continguts en el combustible gastat, i també rebaixar l'alta temperatura que aquest conté quan surt del reactor, el que es fa és emmagatzemar-lo temporalment a la central. Les tècniques utilitzades per a aquest tipus d'emmagatzematge són l'emmagatzematge en piscines i l'emmagatzematge en sec.

• Emmagatzematge en piscines: Consisteix en emmagatzemar els elements combustibles sota l'aigua, que actua com a refrigerant i com a blindatge biològic (és aigua que té un alt contingut de bor, i per tant, és molt corrosiva), en piscines cobertes de materials sintètics o d'acer inoxidable. Quan es dissenya una piscina, els principis bàsics són tres: que proporcioni un emmagatzematge críticament segur, que proporcioni una protecció radiològica adequada i que dissipi el calor emès pels nucleids radioactius. A més, l'aigua de les piscines compta amb uns sistema de purificació que té dos objectius fonamentals: mantenir la transparència de l'aigua, facilitant així la manipulació dels elements, i eliminar les partícules sòlides, dissoltes i en suspensió, que s'escapen per difusió, a través de les càpsules del combustible.

• Emmagatzematges en sec: Per a practicar aquest tipus d'emmagatzematge, l'element radioactiu ha d'haver passat abans per les piscines de les centrals nuclears. Aquest sistema utilitza com a refrigerant un gas que pot ser l'aire o un gas inert. Existeixen diversos tipus d'emmagatzematge en sec, com ara l'emmagatzematge en cambres, l'emmagatzematge en cofres de formigó i l'emmagatzematge en contenidors metàl·lics.

• Emmagatzematge en cambres: el combustible gastat s'emmagatzema en bastidors que posteriorment es tapen amb unes lloses de formigó. Aquests estan situats en l'interior de voltes construïdes amb formigó armat, que actuen com a doble barrera contra la radiació i agents exteriors. Hi ha dues possibles variants d'aquest sistema d'emmagatzematge en sec, la refrigeració per convenció natural i per convenció forçada. La diferència és que la forçada necessita impulsors i extractors, i per tant, és més costosa.

• Emmagatzematge en cofres de formigó: Consisteix en estructures de formigó armat de forma cilíndrica. El seu nucli (també cilíndric) consisteix en una cavitat folrada d'acer , dins del qual es troba un recipient metàl·lic d'acer inoxidable, on es guarden els elements combustibles dins d'una atmosfera d'heli. Aquesta estructura constitueix un blindatge contra la radiació i la calor, que es dissipa dins del cofre.

• Emmagatzematge en contenidors metàl·lics cilíndrics: Aquests contenidors disposen de diferents cambres dins seu on es posa directament el combustible gastat. Aquest sistema d'emmagatzematge temporal té bastants avantatges, entre els quals es troben que no produeix afluents radioactius, o que la clausura y desmantellament d'una instal·lació d'aquest tipus és molt senzilla.

2.9. El processament del Combustible Gastat

Actualment, a l'hora dur a terme el processament del combustible gastat, estan oficialment considerades tres possibles opcions. Aquestes són: el cicle obert, el cicle tancat i el cicle tancat avançat (v. Pàg. 62).

El cicle obert: Aquesta possibilitat considera com a residus d'alta activitat els elements combustibles gastats. Aquests residus, després d'haver passat un temps en les piscines, i si es creu adient, d'haver-se emmagatzemat en sec, s'encapsulen, i s'evacuen definitivament de la central, i es porten allà on hagin de ésser emmagatzemats.

El cicle tancat: L'objectiu en aquests sistema és recuperar els materials fissionables (urani i plutoni) presents en el CG, descontaminant-los dels productes de fissió i de la resta de transurànids, i purificant-los, de forma que compleixin unes especificacions admeses internacionalment. La utilització del plutoni com a combustible és possible en els reactors convencionals, en forma de combustibles mixtos.

El procés de recuperació d'urani de l'urani i del plutoni continguts en el combustible gastat és conegut com a PUREX (Plutoniu-Uranium Recovery by Extraction). Existeix una primera fase on els elements combustibles es trossegen mecànicament. La ruptura de les càpsules on hi és el combustibles deixa en llibertat gasos radioactius de fissió (K85 i triti (H3), que han de ser tractats abans de ser emesos cap a l'atmosfera. Posteriorment, els elements combustibles es sotmeten a un procés de dissolució amb àcid nítric (HNO3) amb l'objectiu de separar l'urani del plutoni per mitjà d'un procés de lixiviació. En el procés d'extracció, al costat dels productes de fissió altament actius, s'obtenen com a productes residuals emissors alfa de vida llarga i petites porcions d'urani i plutoni no reprocessats. També es produeixen una quantitat important de residus de baix i mitjana activitat que s'immobilitzen amb aglomerats hidràulics.

Els residus prominents del reprocés estan formats per una part sòlida i una fracció líquida. Aquests, abans de que siguin immobilitzats, poden ser sotmesos a tècniques de reducció de volum. Aleshores, també poden ser emmagatzemats durant un quant temps, per a disminuir el seu calor residual o la seva alta activitat.

Després d'aquest emmagatzematge temporal, els residus es classifiquen segons siguin RAA o RBMA, i en cas de que siguin del segon tipus, es segueixen els passos per a condicionar-los i poder-los emportar al seu magatzem definitiu (a Espanya, El Cabril, a Còrdova).

En cas de que els residus siguin d'alta activitat, es procedeix a vitrificar-los, ja que determinats vidres, com ara els vidres de silicat de bor, presenten estabilitat química, radiològica tèrmica, unes característiques que garanteixen una integritat durable, i així es pot parlar de un emmagatzematge definitiu. El procés de vitrificació consisteix en una sèrie d'operacions, en les quals es calcina el residu, i es fon amb els productes que siguin necessaris per a formar el vidre, normalment a temperatures d'entre 1000 i 2000º Centígrads. Quan la massa es solidifica, s'obté el vidre que conté els residus d'alta activitat. Una vegada ja s'han format els vidres, es posen dins de uns contenidors d'acer inoxidable, que un cop plens, es tanquen per mitjà d'una soldadura. Posteriorment, aquests contenidors es guardaran a la mateixa instal·lació de reprocessament en cambres refrigerades per aire. Després de 30 anys, el calor residual dels residus haurà disminuït el suficient per a que puguin ser traslladats al seu magatzem definitiu

El cicle tancat avançat: Aquest cicle està encara en programes de I+D, però s'espera que en pocs anys ja sigui possible utilitzar aquest sistema. Es comença a investigar aquest sistema a principis dels 90, a causa de la poca acceptació social i política que té un AGP (Almacén Geològico Profundo), per a disminuir els radionucleids de vida llarga que contenen els Residus d'Alta Activitat. L'objectiu d'aquesta opció és aconseguir, per una part, urani i plutoni que es poden tornar a utilitzar com a combustible nuclear; i per una altra, actinis i productes de fissió, que una vegada tractats, una part es convertiran en RAA i altres en RBMA. L'operació principal d'aquest sistema és la transmutació, on es transforma els actinis en productes, els quals la seva radioactivitat és bastant més baixa, i així, alguns d'aquests productes es poden classificar residus de baixa o mitjana activitat. Però abans de poder transmutar els residus, aquests han de passar per una sèrie d'operacions, que s'anomenen genèricament separació, a on als productes inicials que ja han estat emmagatzemats temporalment (piscines i emmagatzematge en sec) se'ls hi aplica un conjunt d'operacions químiques i/o metal·lúrgiques molt complexes. L'objectiu de la separació és separar els diferents radionucleids presents en els elements combustibles gastats de forma selectiva.

La transmutació es pot realitzar per mitjà de fissió o per captura neutrònica. Per a realitzar-la, es necessita un flux elevat de neutrons d'alta energia, i per tant, els projectes estan encarats cap a reactors ràpids i sistemes accionats per acceleradors de partícules (protons d'alta energia). Aquests protons incideixen sobre els nuclis d'un metall pesat (el plom, per exemple) i, per mitjà del procés d'expilació, es generen neutrons d'alta energia, els quals incideixen en els nuclis dels actínids (plutoni i americi), produint la seva transmutació per fissió i nous neutrons, alguns dels quals actuen sobre nuclis de vida llarga (iode129 i tecneci99), produint la seva transmutació per captura neutrònica i convertint-se en isòtops estables (Xenó130 i Ruteni100).






2.10. Almacén Geológico Profundo (AGP)

L'estratègia per a gestionar definitivament els residus d'alta activitat (RAA) i el combustible gastat (CG) és aïllar-los de la biosfera durant períodes de temps molt prolongats, assegurant que les substàncies radioactives residuals que arribin a la biosfera estiguin en concentracions admissibles, reduint a nivells acceptables el risc de la intrusió humana inadvertida. El mètode més àmpliament a acceptat és el de un AGP, o magatzem geològic profund (les sigles estan en castellà), ja que s'aconsegueix aïllar els residus per mitjà de una sèrie de barreres múltiples tant naturals com artificials, i s'aconsegueix la seva seguretat a llarg termini per mitjà de tres principis:

• Contenció i aïllament, que permet que els radionucleids es desintegrin abans d'entrar en contacte amb l'home i el seu medi ambient.

• Retenció i retràs, que permet, una vegada demanat el confinament, limitar les taxes d'emissió de radionucleids, mitjançant una molt baixa dissolució de CG, un transport molt lent i una alta absorció en el sistema de barreres.

• Condicions favorables al receptor, que permet limitar les dosis a l'home i al medi ambient.

Aquests principis s'aconsegueixen mitjançant el sistema de barreres i una bona situació i configuració del magatzem.

Quan es pensa en un magatzem geològic profund, s'ha de tenir en compte que hi ha certs aspectes que no es poden demostrar, relatius al comportament dels magatzems per mitjà de l'experimentació, ja que haurien de passar milers d'anys fins que l'experiència finalitzés.

Hi ha un “antecedent” natural de un AGP (v. § 6; 77). A Oklo (Gabó, Àfrica Occidental), fa uns dos mil milions d'anys, va tenir lloc un fenomen de reacció en cadena (reactor natural), degut a les altes concentracions d'urani contingudes a la roca. En determinades èpoques de l'any, l'aigua degué inundar la roca, i va actuar com a element moderador, permetent que es produís de forma espontània una reacció en cadena, que es paraven degut a la pròpia energia que produïen, que feia evaporar l'aigua, i que en èpoques plujoses aquest fenomen tornava a ocórrer.

Aquestes reaccions, que sembla ser que no s'han tornat a activar des de fa dos mil milions d'anys, van produir els mateixos elements transurànids i productes de fissió que es generen en una central nuclear, i ha estat allà durant tot aquest temps, proporcionant la possibilitat d'un laboratori natural excepcional. A Oklo, actualment es realitzen estudis per a conèixer el comportament de un residu emmagatzemat en una roca estable a llarg termini, molt semblant al que seria un AGP.

2.11. Almacén Temporal Centralizado (ATC)

El Almacén Temporal Centralizado (ATC) serà un cementiri nuclear temporal on es portaran tots els residus d'alta activitat i el combustible gastat a les centrals nuclears espanyoles, que actualment estan en les piscines d'aquestes, exceptuant els casos de: Vandellòs I, els quals es van enviar a França per a poder dur a terme les operacions de desmantellament; la CN de Trillo (Guadalajara), on es va construir un Almacén Temporal Individualizado (ATI) ja que les seves piscines es van saturar al 2002; i el cas de la Central Nuclear José Cabrera (Zorita), la qual va parar el seu funcionament el passat mes d'abril, on també s'ha construït un ATI per a poder dur el desmantellament del complex nuclear.

L'ATC serà un complex que no ocuparà més de 20 hectàrees, inclosos els edificis auxiliars (seguretat, administració, secretaria...). L'edifici central (v. Imatge 2.5) , el que es destinarà al tractament i emmagatzematge dels residus d'alta activitat i el combustible gastat, constarà de tres gran àrees: l'àrea de recepció, l'àrea de processos i els mòduls d'emmagatzematge. A l'àrea de recepció es rebran els contenidors i es passaran a l'àrea de processos, la qual disposarà d'una gran cel·la calent en sec, similar a la utilitzada en la planta de reprocessament de La Hague (França), per a condicionar el combustible abans de ser emmagatzemat definitivament. Aquesta serà totalment estancada, blindada amb gruixuts murs de formigó i amb finestres de vidres plomats. Finalment, el combustible gastat s'emmagatzemarà en voltes, ja que aquest tipus de tecnologia ja ha estat autoritzada i aplicada en diversos països, com Hongria, Estats Units, França, Gran Bretanya i Holanda.




Imatge 2.5: Disseny edifici central ATC

Orígen: (v. § 6)

La gran avantatge que té un ATC enfront de un ATI, a Espanya, és que si es fessin set ATI per a cada central, resultaria econòmicament tres vegades més car (v. § 6), a més que és molt més segur un ATC lluny de les centrals nuclears. Una altra avantatge que té l'ATC enfront de un ATI, és que si es decidís optar per un AGP, els materials radioactius serien molt fàcilment recuperats, i podrien ser transportats a l'emplaçament de l'AGP un cop aquest estigués finalitzat.

L'únic inconvenient que hi ha en la construcció de un ATC, és el transport dels residus des de les centrals fins al magatzem, ja que s'han de portar des de set emplaçaments nuclears repartits pel territori espanyol.

El referent internacional de l'ATC, des d'un punt de vista tècnic, és la instal·lació Habog (Holanda) (v. Imatge 2.6), tot i que les seves dimensions són molt més petites que les del futur ATC espanyol. Situat en un polígon industrial, Habog està dissenyat per a emmagatzemar combustible irradiat de dos reactors d'investigació, i els residus d'alta i mitjana activitat que provenen del reprocessat, a França i Gran Bretanya, del combustible gastat en les dues centrals nuclears d'Holanda. Habog està dissenyat per a emmagatzemar tots aquests residus durant un segle.

Imatge 2.6: Instal·lació Habog (Holanda)

Origen: (v. § 77)

A finals del setembre passat, es van presentar les candidatures dels diferents pobles per a acollir l'ATC. Es calcula que el projecte donarà lloc a uns 300 llocs de treball en la seva construcció, i 110 mentre estigui funcionant. La inversió total serà de uns 700 milions d'euros. A més, ENRESA donarà 11.5 milions d'euros anuals durant al menys 80 anys al municipi en el qual estigui el magatzem.

Un dels primers candidats va ser el poble de Peque (Zamora), el qual el seu alcalde, Rafael Lobato, ha vist en aquest projecte la possibilitat de crear riquesa i treball i frenar la despoblació. Tot i això, la seva iniciativa ha generat una forta contestació, i ha despertat un actiu moviment opositor (v. § 6). A partir d'això, sembla que l'alcalde ha perdut interès.

En qualssevol cas, el govern central vol començar aquest any la construcció de l'ATC, ja que es calcula que es tardaran uns quatre anys en construir-lo, i està previst que al 2010 arribin els residus i el combustible de Vandellòs I que en el seu moment es van enviar a França, i hi haurà importants penalitzacions en cas de que s'incomplís el tracte (50.000 euros diaris). A més, el magatzem també ha de servir per a recollir materials del combustible gastat de la central nuclear de Garoña (Burgos), que en aquests moments estan al Regne Unit (600 kg de plutoni i 100 tones d'urani), així com els residus del desmantellament de Zorita i de les altres centrals que ho precisin en el futur. Cal destacar que d'aquí a poc temps hi hauran moltes centrals que començaran a para el seu funcionament (v. Imatge 2.6), degut a que ja se'ls hi haurà acabat el seu temps de vida legal. La majoria de les centrals a Espanya van començar la seva activitat a la dècada de 1980, exceptuant Vandellòs I (1972) i Sta. Maria de Garoña (1971).

Imatge 2.6: Centrals nuclears a Espanya: Ubicació i data de construcció

Origen: (v. § 1)

3. Desmantellament de centrals nuclears

Com que la part més important d'una central nuclear és el seu reactor, les següents pàgines donen més importància a aquest component.

3.1. Introducció

Per a les instal·lacions nuclears, el desmantellament és l'última fase en el seu cicle de vida, després d'haver estat dissenyades, construïdes, i d'haver funcionat durant el temps que els hi ha tocat. Aquest procés és força complicat. S'ha d'estudiar en molts casos com fer-ho, ja que les centrals s'han construït, però sense pensar després com es desmantellarien, ja que desmantellar no és el mateix que enderrocar. Per aquest motiu podem afirmar que desmantellar és un procés industrial, que generalment el formen tres etapes o grups: Les entrades, les transformacions, i les sortides:

• Entrades:Aquest procés implica obtenir personal qualificat i preparat, ja sigui a través de nous contractes, o de preparar als antics treballadors. En segon lloc, hi ha d'haver un pressupost que cobreixi els materials, maquinaria, i altres utilitats emprades en el desmantellament. I finalment es necessita la part més important, que és la pròpia central, el producte que ha de ser transformat.

• Transformació: Aquesta és la part on mica en mica es va “desmuntant la central”. És el propi procés del desmantellament.

• Sortides: Simplement són les peces de la central. Ja sigui els combustible, materials contaminats, ferralles, runa, i altres. Tots aniran a parar cadascun al seu lloc apropiat, ja siguin llocs de reciclatge, o magatzems de residus radioactius, o abocadors controlats.

3.2. Fases de desmantellament

El Organisme Internacional d'Energia Atòmica (OIEA), estableix 3 nivells per a dur a terme les tasques de desmantellament d'una central nuclear. Aquests nivells són:

Nivell 1. Es retira el combustible, es gestionen els residus, es desconnecten els sistemes, es limita l'accés a la zona, i es manté la instal·lació en un període de parada indefinida.

Nivell 2. Es descontaminen i es recuperen els components, equips i estructures que puguin ser reutilitzats, es desmantellen sistemes i també s'enderroquen edificis. Es restaura el terreny alliberat, la caixa del reactor es confina, i es manté sota vigilància.

Nivell 3. Es desmantella el reactor. La descontaminació ja és total i el terreny es deixa a punt perquè pugui ser utilitzat sense restriccions.

Imatge 3.1: nivells de desmantellament

Origen: (v. § 65)

3.3. Qüestions clau pel desmantellament

L'objectiu final del desmantellament és deixar lliures els terrenys que ocupava la central en qüestió per que puguin ésser utilitzats per a qualssevol altra finalitat, ja siguin vivendes, centres públics o un camp de cultiu. Per tant, el nivell de contaminació radioactiva dels terrenys ha de ser zero. Tècnicament es diu que els terrenys han de poder ésser utilitzats sense restriccions.

Per a poder dur a terme un procés de desmantellament es necessita una empresa preparada i, sobretot, legitimada per a gestionar el projecte. També es necessita un finançament preparat per a cobrir el pressupost; aquest és per norma un fons que ha anat acumulant la central en qüestió al llarg de la seva vida útil; és a dir, un petit percentatge dels seus beneficis han d'anar destinats a aquest fons perquè la central pugui ser desmantellada amb garanties en un futur inevitable. Si tenim en compte que una central genera residus radioactius, també es necessitarà per a desmantellar-la un magatzem destinat a aquesta fi, ja que no només serà radioactiu el combustible que tingui a dins, sinó que també ho seran certs materials que s'hagin contaminat, com ara les parets dels reactors. Finalment, per a desmantellar es necessiten empreses subcontractades especialitzades en els diferents sectors necessaris. Per exemple es necessitaran empreses de construcció, empreses de transport, contractar empleats (2.700 llocs de treball ha generat fins ara el desmantellament de la central nuclear de Vandellòs I, ara anomenada Centro Tecnológico Mestral (v. § 77)), etc.

El període que es necessita per a dur a terme un desmantellament, pot variar des de alguns anys, fins a dècades, per exemple en el cas de que es vulgui entrar en un període de latència (com Vandellòs I). Com a conseqüència, el desmantellament es pot dur a terme en un procés continu, o per fases respectivament.

Hi han molts factors que s'han de tenir en compte per assegurar la seguretat dels reactors mentrestant estan operatius. Això vol dir, que molts d'aquests factors, s'hauran de seguir tenint en compte durant el desmantellament, però també hi pot haver nous factors a considerar que prevaldran per sobre dels que s'aplicaven en la fase operacional del reactor.

3.3.1. Responsabilitats

Segons les normes establertes per l'Organització Internacional de l'Energia Atòmica (OIEA, i IAEA en aglès), quan un reactor nuclear queda fora de servei, la responsabilitat de la instal·lació passa a ser d'una altra empresa o organització (Enresa ve prendre el control de Vandellòs I), que s'encarregarà del desmantellament. Aquesta normativa (v. § 79) deixa molt clar que aquesta transferència de responsabilitats és en tots els àmbits, per tant, tot allò referent a contractació i subcontractació d'empreses, i en l'àmbit de la seguretat, se n'ha d'encarregar la nova empresa que estigui al capdavant de l'operació. Perquè aquesta transferència sigui segura i efectiva, l'anterior empresa ha de facilitar informes complets, sobre el reactor/central i també dades històriques. Fins i tot, el pla pel desmantellament hauria d'haver estat preparat durant la vida útil de la central. A més, les empreses responsables del desmantellament haurien de crear un programa informatiu per al públic i donar així informació sobre el projecte que tenen entre mans.

3.3.2. Marc Legal

Les lleis d'un país han d'incloure punts referents al desmantellament d'instal·lacions nuclears, i en especial, dels reactors. Les autoritats reguladores nacionals, han d'oferir unes pautes sobre radioactivitat per retirar els controls que regeixen en les instal·lacions a ser desmantellades i assegurar un sistema adequat per controlar correctament la retirada d'aquests controls.

Algunes activitats referents al desmantellament poden ser dutes a terme just després del tancament de la instal·lació nuclear, a partir de llicències disposades en el moment en que la instal·lació estava operativa. Aquestes activitats poden incloure la gestió dels residus creats durant la fase operacional, retirada del combustible o altres materials relacionats amb la instal·lació, mesurar el nivell de radioactivitat de l'emplaçament per fer-ne un inventari, i un descontaminació preliminar.

En el cas de no haver-hi regulacions relacionades amb el desmantellament, aquestes activitats haurien de ser portades cas per cas, sota les regulacions existents per a les instal·lacions en les fases operacionals. En aquests casos, l'organització operativa, hauria de consultar el grup regulador del desenvolupament i la posada en pràctica del pla de desmantellament. En aquest pla, hi hauria una demostració de l'acord que s'aconseguirà amb les regulacions, i per a ell, es necessitaria la organització operativa.

El control regulador del desmantellament, pot ser dut a terme amb una única llicència que ho englobi tot, amb llicències separades, o a través d'un grup regulador que sigui considerat com el més apropiat en tals circumstàncies. Dins les possibilitats de las infraestructura reguladora, el grup regulador hauria de revisar, i, quan es cregui oportú, aprovar l'opció de desmantellament escollida, els plans de desmantellament i altres tasques relacionades amb el desmantellament. A més a més, l'organització operativa, hauria d'informar al cos regulador de forma programada, tal com està estipulat en el mecanisme regulador de control (per exemple, la llicència), qualsevol informació relacionada, com ara l'observació radiològica. En el cas de que hi hagin situacions inesperades, o anormals, la organització operativa haurien d'informar de manera oportuna, aquelles dades que serien necessàries per avaluar la seguretat durant tals situacions.

3.3.3. Seguretat

En totes les fases d'un desmantellament, els treballadors, el públic en general, i l'exterior a l'emplaçament, han d'estar perfectament protegits dels perills que poden aparèixer en el procés. Per això hi ha d'haver una preparació a fons per a controlar aquests possibles perills que poden sorgir del desmantellament. Les mesures per evitar aquests accidents poden ser diferents de les que hi ha durant la fase operativa de la instal·lació.

En el desmantellament d'instal·lacions nuclears, i sobretot, de centrals nuclears, normalment hi haurà un moment en que hi haurà algun moviment o trasllat de material radioactiu, segurament al inici del procés, sobretot alhora de descarregar els reactors de combustible, i alhora de transportar altres residus que també puguin estar contaminats. Aquest procés és de vital importància que sigui portat amb la màxima seguretat. Inclús després d'aquest moment, les mesures de seguretat s'han de seguir duent a terme amb el màxim rigor.

També són importants altres activitats derivades del desmantellament, com el moviment de grans elements, com ferralles, o altres procés com un enderrocament, que són de gran envergadura. Aquestes activitats són una font important alhora de crear nous perills, encara que aquests ja siguin els perills més típics en qualsevol obra. A més, un important objectiu durant el desmantellament és justament que aquestes activitats produïdes pel desmantellament, com ara retirar els sistemes de seguretat, siguin gestionats adequadament, per a disminuir les probabilitats de sofrir exposicions. S'ha de donar importància també al combustible gastat, el que està en les piscines, i ha de ser degudament considerat. La protecció envers el foc, i la contenció d'aquest també haurien de ser inclosos en els plans de desmantellament.

3.3.4. Planejament

La experiència mostra, que si les accions del desmantellament han estat degudament planejades i posades en pràctica, la clausura dels reactors, i en defecte, de les centrals nuclears, i la gestió dels residus radioactius resultants, poden ser assolides sense cap risc excessiu i sense impactes radiològics en treballadors, públic i medi ambient. El procés del desmantellament pot ser facilitat si s'ha planejat i s'han preparat les tasques prèvies durant la vida activa de la instal·lació. El fet de seguir aquest sistema pretén minimitzar els impactes finals que poden succeir durant els processos actius i passius creats pel desmantellament.

El desmantellament s'hauria, com bé ja s'ha dit, de preparar durant els moments de disseny i d'operació de la instal·lació. Encara que moltes centrals nuclears i altres tipus d'instal·lacions que fan ús de reactors, han estat operatives durant molts anys, i que el desmantellament d'aquests no ha estat considerat durant el moment de disseny, el plantejament per desmantellar aquestes instal·lacions haurien d'estar preparades, o si més no, començar a prepara-ho tan ràpid com sigui possible.

3.3.5. Protecció radiològica i mediambiental

S'ha de donar importància a la protecció de la radiació tan de treballadors com de gent del públic, però no només mentre dura el desmantellament, sinó també del futur, on l'emplaçament serà utilitzat per altres coses. Els requisits nacionals de protecció contra la radiació s'han d'implementar per a respectar els “Estàndards Bàsics de seguretat en contra de les Radiacions Ionitzants i per la Seguretat de les Fonts de Radiació” (International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources (BSS)) (v. § 79).

Durant el desmantellament de centrals nuclears, s'alliberen agents contaminants al medi ambient, tan radioactius com no. Aquests alliberaments han d'estar també controlats a partir de les regulacions nacionals. La OIEA té documents que estipulen el control d'aquest agents (v. § 79).

En publicacions “IAEA Safety Standards” es troben guies que permet establir criteris radiològics sobre la retirada de materials, equipaments varis i emplaçaments (v. § 79).

3.3.6. Residus

El desmantellament de reactors nuclears, inevitablement, comporta generar grans quantitats de residus radioactius. Durant el procés aquest, els residus generats seran diferents als que es generen normalment durant la fase operacional del reactor. Conforme a l'OIEA, “la generació de residus radioactius ha de ser la mínima possible” (v. § 79). Per exemple, una bona descontaminació, l'ús de diferents tècniques de desmantellament, i reutilitzar o reciclar materials pot reduir aquesta quantitat de residus.

3.4. Seleccionar una opció per desmantellar

Seleccionar una opció per al desmantellament, ens dirà el temps i l'ordre de les seves activitats. Aquestes opcions poden anar des del desmantellament immediat i retirar tots els materials radioactius de l'emplaçament, i permetre'n l'alliberació d'aquest sense restriccions; fins a l'opció d'encapsular el reactor, és a dir, protegir-lo amb una protecció externa, i amb la conseqüent desavantatge de restringir l'accés a l'emplaçament.

Una opció intermèdia consistiria en fer el mínim desmantellament possible i llavors tancar la planta de forma segura, abans del desmantellament final. Altres opcions semblants poden incloure el desmantellament d'algunes parts, normalment les parts accessibles externes, mentre se'n col·loquen d'altres, en particular el nucli del reactor, en un mode de tancament segur. La majoria de les opcions consideren la retirada del combustible i dels residus creats durant la fase operativa al principi del procés, per així aconseguir una disminució significativa dels perills associats a la instal·lació.

Si s'escull tancar l'emplaçament de forma segura, per un temps definit, es coneix com a desmantellament ajornat, aquesta decisió es basa en relacions de seguretat i costos. Si s'escull aquesta opció, igualment s'han d'estudiar els mètodes més apropiats i els objectius per al desmantellament final.

Per a poder escollir una de les opcions de desmantellament, s'han de tenir en compte un àmplia varietat de qüestions, posant-hi un especial interès en compensar les necessitats de seguretat, i els recursos disponibles en el moment en què es procedeixi al desmantellament. Analitzar la relació entre costos i beneficis significa fer-ne una avaluació. Aquestes analítiques haurien de fer estimacions reals sobre els costos i les dosis de radiació. S'hauria d'assegurar que l'opció seleccionada compleix amb tots els requisits de seguretat. La selecció preferent d'una opció de desmantellament s'hauria de realitzar a partir de l'anàlisi de diferents factors com ara:

• Obeir a les lleis, les regulacions i els estàndards que s'han d'aplicar durant el desmantellament.

• Descriure la instal·lació, incloent-hi el disseny i l'historial operatiu, com també el inventari radiològic després del tancament final i com canvia amb el temps.

• Avaluar la seguretat, tan de perills radiològics com d'altres.

• L'estat de la instal·lació nuclear i la seva evolució amb el pas del temps, incloent, si és aplicable, una anàlisi sobre la integritat dels edificis, estructures i sistemes per anticipar-se a la duració del desmantellament ajornat.

• Fer els preparatius adequats per gestionar els residus, com emmagatzemen i si aquest es troba disponible.

• Disponibilitat de recursos econòmics necessaris per a implementar correctament l'opció escollida de desmantellament.

• Disponibilitat de personal especialitzat, o amb experiència, sobretot plantilla que formés part de la instal·lació en fase operacional, i de tècniques ja comprovades, incloent-hi la descontaminació, i el desmantellament, igual que capacitats per operar remotament.

• Lliçons apreses d'anteriors i similars projectes de desmantellament.

• L'impacte ambiental i econòmic, incloent-hi com la població s'interessa sobre les activitats proposades de desmantellament.

• L'anticipació al desenvolupament i ús de les instal·lacions i les zones que es troben al costat de l'emplaçament.

Aquesta llista conté varies qüestions a tenir en compte que tenen més o menys importància, depenent de les circumstàncies específiques de desmantellament en cada país.

3.4.1. Seguretat

Perills tan radiològics com no haurien de ser identificats a partir d'una anàlisi formal de seguretat (incloent-hi anàlisis d'accidents, quan sigui necessari), conduint a l'aprovisionament de mesures protectores apropiades per assegurar la seguretat dels treballadors i del públic.

El desmantellament pot incloure operacions que no són usuals durant la instal·lació en fase operativa, i la importància de perills que no són radiològics poden augmentar després de què el combustible, i els altres residus siguin retirats. El fet que els components del reactor envelleixin, es torna important quan el desmantellament és del tipus ajornat, i per tant aquest augment d'importància s'ha de veure reflectit i pres en consideració en l'anàlisi de seguretat.

L'anàlisi de seguretat ajudarà en la identificació dels preparatius d'enginyeria i d'administració, que haurien d'estar en el lloc apropiat per assegurar la seguretat del procés de desmantellament i ajudarà a l'hora d'escollir una opció de desmantellament en particular. Les mesures protectores podrien requerir l'establiment de sistemes per canviar les instal·lacions operacionals, però l'acceptació d'aquests canvis hauria d'estar clarament justificada en l'anàlisi de seguretat.

3.4.2. Gestió de residus

Les conseqüències per a la gestió de residus hauria d'estar considerats en les opcions pel desmantellament. Els volums, l'activitat, i els tipus de residus generats poden dependre del temps i de les tècniques escollides. La preparació d'una gestió de residus adequada i segura hauria d'estar disponible, incloent-hi les ubicacions del abocaments o dels magatzems.

3.4.3. Factors de cost

Quan es consideren les possibles opcions de desmantellament, totes les activitats descrites en el pla de desmantellament haurien d'estar incloses en l'estimació del cost del desmantellament. Aquestes activitats inclouen el planejament, i l'enginyeria durant les fases post operacionals, el desenvolupament de tècniques específiques, descontaminació i desmantellament, dur a terme un reconeixement i una gestió dels residus radioactius, incloent-hi l'abocament. El cost del manteniment, la supervisió i la protecció física de la instal·lació nuclear també s'hauria de tenir en compte, especialment si en algun moment del desmantellament hi ha un ajornament per un període extens.

3.4.4. Disponibilitat d'experts

La disponibilitat d'experts hauria d'estar considerada alhora d'escollir una opció de desmantellament; per exemple la retenció i utilització d'experts clau familiaritzats amb les condicions específiques del lloc en qüestió. Aquest experts podrien disminuir el risc en casos com accidents industrials o sobreexposicions i ajudaria a reduir els problemes associats amb la pèrdua de memòria corporativa, i tornar a entrenar o reclutar nou personal. És important un bon sistema de registre que estigui mantingut per aquest propòsit.

3.4.5. Consideracions referents al públic

A l'hora d'escollir entre les diferents estratègies de desmantellament, s'haurien de considerar:

• Factors locals, incloent-hi una anticipació a l'evolució dels terrenys, i el seu ús.

• Considerar el treball local.

• Considerar l'impacte visual i l'actitud del públic.

3.5. Facilitar el desmantellament

Els requeriments pel desmantellament haurien d'estar considerats tan aviat com fos possible en les instal·lacions existents. Com més tard s'intenti facilitar el desmantellament del reactor durant la seva fase operacional, més difícil i més costós el desmantellament acabarà essent. Això pot ser per una manca d'historials i d'informació adequats, la necessitat d'instal·lar o modificar equipament, l'augment de la complexitat de les tasques de desmantellament, i les incursions d'elements innecessaris com a resultat dels aspectes de disseny interferents amb el desmantellament.

3.5.1. Consideracions a la fase de disseny i construcció

La base de fons de les caracteritzacions radiològiques del emplaçament per la facilitat proposada, i la facilitat en sí mateixa (com normalment es requereix per operar) hauria d'estar empresa. Això hauria d'incloure un monitoratge apropiat radiològic del lloc per a la proposada facilitat i dels seus voltants per establir una base dels nivells de radiació per assessorar el futur impacte del reactor en l'emplaçament; això podria ser crític per futures decisions en l'acceptabilitat de les propostes de desmantellament. La quantificació de l'activitat natural en els materials de l'edifici usats per construir pot demostrar ser útil a l'hora de determinar en un futur si tot és clar, i netejar els nivells que es tenen com a objectiu en la instal·lació durant el desmantellament.

Una revisió de les característiques del disseny, des del punt de vista de facilitar el desmantellament, hauria d'estar fet durant la fase de disseny de la instal·lació del reactor. En general, les característiques de disseny les quals ajuden al manteniment i a la inspecció durant la fase operacional del reactor, també ajudarà al desmantellament. Factors específics haurien d'incloure:

• Una selecció meticulosa de materials per:

• Reduir l'activació

• Minimitzar que s'escampin productes corrosius activats

• Assegurar que les superfícies són fàcils per desmantellar

• Minimitzar l'ús de substàncies potencialment perilloses (per exemple olis i materials inflamables i químicament perillosos)

• Optimització del disseny de la planta, mostrar rutes d'accés per facilitar:

• La retirada de grans components

• La fàcil separació i retirada remota de components potencialment activats

• La futura instal·lació de descontaminació i la manipulació de residus

• La descontaminació o retirada de components incrustats o encaixats com ara tubs i desguassos

• El control de material radioactiu dins la instal·lació

La inclusió de característiques de disseny per ajudar el desmantellament serà ajudada per la utilització dels corresponents models a escala, o models amb ordinador.

Els detalls complets de la especificació i informació del disseny referents a la localització, el disseny final i la construcció de la instal·lació del reactor s'haurien de conservar com a part de la informació necessària per a ajudar en el desmantellament. La informació essencial requerida pels propòsits de desmantellament al final de la vida operacional del reactor, ha d'estar identificada. Aquesta informació ha d'estar recollida, mantinguda i revisada a través del curs de vida operacional del reactor. El mecanisme per fer-ho hauria d'estar indicat clarament com a responsabilitat de la organització de funcionament i el grup regulador. Tal informació pot incloure dibuixos de la construcció, models i fotografies, la seqüència de construcció, les canonades, detalls de la construcció, cablejat, reparacions o desviacions acceptades en components i estructures, i la localització de les barres de reforç.

3.5.2. Consideracions durant la fase operacional del reactor

Expedients acurats i rellevants s'han de mantenir i actualitzar durant la fase operativa de la instal·lació per facilitar un desmantellament amb èxit. Si aquests expedients no han estat, o no s'estan actualitzant, aquest procés ha de començar quan abans millor. Aquests expedients han d'estar configurats per a poder-los identificar si són rellevants al desmantellament (per exemple, les estimacions del inventari radioactiu, hauria de ser fàcil de localitzar i actualitzar). A més a més dels dibuixos i els diagrames, s'haurien de guardar expedients fotogràfics de la construcció i de les fases operatives del reactor. Aquests expedients haurien d'incloure:

• Detalls de la història operativa del reactor, incloent-hi:

• Fallades i comptes del combustible

• Incidents que hagin escampat o alliberat involuntàriament material radioactiu.

• Dades de reconeixement de radiació i contaminació, particularment per àrees de l'emplaçament a les quals gairebé no s'hi accedeix, o que són de difícil accés.

• Alliberaments que hagin pogut afectar les aigües subterrànies.

• Inventari radioactiu

• Residus i les seves localitzacions

• Detalls de modificacions a la planta i de manteniment incloent-hi expedients sobre:

• Dibuixos i fotos de l'edifici construït actualitzats, incloent-hi detalls dels materials utilitzats.

• Activitats especials de reparació o manteniment i les tècniques (per exemple tècniques per la retirada de grans components).

• Detalls del disseny, la composició dels materials, i l'historial i la localització de tots els aparells i experiments temporals.

S'ha de donar importància durant les operacions per minimitzar l'abast de la contaminació d'estructures i superfícies, la segregació de diferents categories de residus, i evitar i netejar ràpidament els vessaments i fugues. Això també hauria d'incloure el manteniment de capes protectores i la contenció de materials contaminats.

Experimentar la irradiació en mostres de diferents materials utilitzats en la construcció de la instal·lació pot ajudar en comparar el mesurat amb els nivells d'activació calculats, per així poder fer una estimació del inventari radiològic final.

3.6. Gestió durant el desmantellament

Hi ha un nombre d'àrees que hauria de rebre consideració durant el desmantellament. En particular s'han de considerar els calendaris extensos que resultin de les activitats de desmantellament.

3.6.1. Gestió del personal

La organització operativa hauria de tenir, o tenir accés, a personal competent per a cobrir adequadament les següents àrees:

• Requisits de seguretat establerts per la llicència

• Protecció a la radiació

• Familiaritat amb els sistemes del reactor

• Suport d'enginyers (per exemple, enginyeries físiques, d'instrumentació, de química, civils, elèctriques i mecàniques)

• Garantia de qualitat i controls de qualitat

• Gestió de residus

• Protecció física

• Gestió del projecte

Poden ser necessaris experts especialitzats en altres àrees com ara:

• Desmantellament i demolicions

• Descontaminació

• Manipulació de robots remots

• Manipulació de residus

L'anàlisi de seguretat ha de tenir en compte les conseqüències en el cas de que hi hagi insuficient personal disponible a la planta que siguin experts específics d'alguna àrea. Això seria en benefici de contractar personal que tingui experiència en operacions i desmantellament.

En alguns casos, s'haurien d'utilitzar contractistes per dur a terme tots o alguns aspectes del desmantellament. Això és escaient quan el desmantellament és ajornat o quan el personal de la planta pot no tenir l'experiència necessària demanada. Pot ser necessari fer un ús més elevat dels contractistes per a consideracions financeres. Com a exemples d'aquestes activitats hi podem incloure l'ús de processos específics de descontaminació i activitats de desmantellament o demolició. També s'han de proveir nivells de control adequats, supervisió i entrenament per assegurar la seguretat.

Totes les persones involucrades en les activitats de desmantellament han d'estar familiaritzades amb l'emplaçament del reactor, i els procediments de seguretat perquè les seves obligacions siguin portades de forma segura i eficient. Per a algunes activitats la utilització de maquetes i models en l'entrenament, pot millorar l'eficiència i la seguretat.

En el pla de desmantellament han d'estar descrits els requeriments bàsics per al programa d'entrenament i per refrescar l'entrenament de les activitats de desmantellament (v. § 79).

3.6.2. Organització administrativa

L'estructura organitzativa empleada durant el desmantellament ha d'estar descrita en el pla de desmantellament. En la descripció de l'estructura organitzativa, hi ha d'haver una clara delimitació d'autoritats i responsabilitats. Això és particularment necessari quan l'organització operativa utilitza contractistes aliens aquesta. L'estructura organitzativa ha d'assegurar que la revisió pel control de qualitat és independent de la unitat directament responsable per a que les activitats de desmantellament siguin realitzades satisfactòriament.

Les mesures administratives que provenen de la fase operacional de la instal·lació poden ser rellevants durant el desmantellament. Aquestes mesures s'han de repassar i modificar per assegurar que són apropiades pel desmantellament. També s'han de tractar altres mesures. Les mesures del control administratiu poden ser requerides per ser aprovades pel control regulador.

S'ha de formar un equip format per especialistes en desmantellament i personal apropiat del lloc per a gestionar el projecte de desmantellament. Tot i que poden ser requerides noves competències per la fase de desmantellament, s'hauria de prestar atenció a la retenció de personal clau que són familiars amb la instal·lació durant la seva fase operacional. Donat que el desmantellament ajornat pot perdurar vàries dècades, és essencial documentar els coneixements històrics creats pel personal associat amb la instal·lació del reactor abans de la seva parada. Aquesta informació ha de ser accessible als treballadors del desmantellament per ser utilitzada durant les fases actives del desmantellament.

Per a controlar totes les activitats del desmantellament, l'organització operativa ha de documentar i implementar sistemes de gestió.

3.6.3. Protecció de radiació

El programa de protecció de radiació s'ha d'assegurar que la protecció enfront les radiacions està optimitzada i que les dosis estan dins dels límits establerts. Encara que els principis i les ajudes per a la protecció de la radiació durant les operacions i durant el desmantellament són fundamentalment els mateixos, els mètodes i els procediments per a la implementació de les proteccions radiològiques poden ser diferents. Durant el desmantellament s'han de considerar situacions especials, les quals poden requerir equipaments especialitzats i la implementació de procediments diferents als rutinaris.

Certs aspectes s'han de considerar en respecte a la necessitat de la protecció de la radiació durant el desmantellament, com ara:

• Utilització d'equipament protector , per a limitar les exposicions internes i externes, i per minimitzar les dosis, per exemple, sistemes de filtració

• Tenir el nombre apropiat de personal hàbil en la protecció de la radiació per ajudar en que les tasques del desmantellament siguin segures

• Assegurar-se de que el personal de desmantellament té les habilitats necessàries, a més d'entrenament i qualificacions respecte les tècniques i els requeriments de les proteccions de la radiació.

• Realitzar pràctiques portades per l'administració de la instal·lació per a reduir les dosis i per prevenir que s'escampi la contaminació

• Designar l'àrea de la instal·lació del reactor per a controlar els nivells de radiació i protecció, així com tornar a designar les àrees per als procediments de treballs del desmantellament, d'acord amb els perills radiològics que comporten

• Assegurar un sistema adequat en el qual les dosis és mantenen seguint la filosofia “tan baix com sigui raonablement possible”, en anglès “As Low As Reasonably Achievable” (ALARA)

• Documentació de totes les mesures de protecció de la radiació i fer un reconeixement dels resultats.

El programa de protecció de radiació ha de començar en el pla de desmantellament. Aquells implicats en la seva execució han d'estar degudament entrenats i han de tenir accés al equipament apropiat per dur a terme els reconeixements radiològics, incloent-hi equipament per a mesurar les radiacions externes i els nivells de la superfície contaminada i per agafar mostres de les concentracions en l'aire.

Tot el treball de desmantellament ha d'estar planejat i dut a terme utilitzant procediments ordenats de treball i permisos de treball en radiació, amb la inclusió d'experts en protecció de la radiació per a determinar les mesures de protecció requerides.

3.6.4. Pla d'emergència

Durant el període del desmantellament pot ser necessari crear, implementar i mantenir procediments per a resoldre o salvar-se de fets anormals. El personal de l'emplaçament ha d'estar entrenat per a reaccionar correctament en el cas de que s'hagués d'aplicar un pla d'emergència. Aquest pla es fa especialment necessari en els casos en que el combustible no ha estat retirat completament de la instal·lació, aquestes possibles eventualitats han d'estar incorporades en el pla d'emergència per a enfrontar-se amb els accidents i els incidents on el combustible hi estigui involucrat, per exemple una potencial pèrdua del líquid refrigerador del combustible si aquest es troba en una piscina.

3.6.5. Protecció física i guàrdies de seguretat

Durant el desmantellament s'ha de mantenir una protecció física i una vigilància del emplaçament del reactor apropiades. A això se li ha de donar força importància en el cas de que qualsevol fase del desmantellament quedi ajornada per un període més o menys extens. Si l'emplaçament del reactor conté materials subjectes a guàrdies de seguretat, l'organització operativa ha de seguir els acords internacionals rellevants i complir amb les normes de la Organització Internacional de l'Energia Atòmica.

3.7 Tasques crítiques del desmantellament

3.7.1.Descripció inicial de la instal·lació

Fer un reconeixement dels perills radiològics i dels que no ho són és un afegit important per a l'anàlisi de seguretat i per implementar un enfocament segur durant el treball i ha de dirigir a identificar el inventari i la localització dels materials radioactius i d'altres també perillosos. A l'hora d'implementar i planejar aquests reconeixements, s'hauria de fer ús de registres ja existents i d'experiència operativa. Ha d'estar preparat un informe descriptiu que documenti la informació i les dades obtingudes durant tal procés característic. Aquest informe hauria de quedar-se retingut com a part dels registres oficial de la instal·lació.

Un bon nombre de reconeixements sobre radiació i contaminació hauria de conduir a determinar els radionúclids, les dosis màximes i mitges, i els nivells de contaminació de superfícies internes i externes o components de la instal·lació del reactor. Per a completar, s'ha de descriure la contaminació en components protectors, com ara les canonades. Els resultats d'aquest reconeixements ajudaran en la preparar mapes de radiació i contaminació. A més a més, poden ser necessitats reconeixements especials per a determinar la profunditat i l'extensió de la contaminació, per ajudar en la selecció de procediments adequats per a la descontaminació i pel desmantellament. Per als components activats, els càlculs s'han d'utilitzar conjuntament amb mostres selectives per verificar-ne els resultats.

També s'ha de fer un inventari de totes les substàncies químiques perilloses presents en la instal·lació. Materials perillosos, com l'amiant, necessiten ser considerats de forma especial per a prevenir danys en la salut humana. Substàncies com ara olis trobats en reactors nuclears en general, o residus de sodi, poden representar un riscos significants de foc o d'explosió els quals s'han de superar de forma correcta.

3.7.2. Retirar el combustible

La retirada del combustible gastat de la instal·lació del reactor al final de la seva vida operacional, ha d'estar preferiblement dut a terme com a part de les operacions o com una de les activitats inicials en el desmantellament. La seva retirada oportuna de la instal·lació és beneficiosa, i simplificarà els requeriments de supervisió i vigilància. El temps per retirar el combustible pot variar considerablement, depenent en el tipus i grandària del reactor, l'estat del combustible, i també les disponibilitats, coaccions per al seu transport i la seva gestió fora de l'emplaçament.

Els procediments utilitzats per a la retirada, l'emmagatzematge, i el carregament del combustible, són d'esperar que siguin els mateixos utilitzats durant el funcionament normal de la instal·lació. Mentre el combustible està dins del la instal·lació del reactor, ha de ser emmagatzemat de forma que es pugui controlar qualsevol risc al públic i al personal del lloc.

Quan les instal·lacions provisionals de l'emplaçament per a emmagatzematge de combustible gastat són utilitzats, s'ha d'anar en compte en la seva possible interferència en les futures activitats de desmantellament a la instal·lació del reactor.

En alguns reactors, hi poden haver reserves de combustible nou, encara per gastar, en el moment de la clausura. Normalment, el combustible nou s'hauria d'enviar per a que fos utilitzat en reactors similars operatius. Si aquesta opció no està disponible, o no és viable, s'han de fer altres preparatius per a que pugui ser gestionat de forma segura.

S'han de dur a terme preparatius per a la garantia de qualitat, per assegurar que el combustible ha estat degudament extret del reactor. En aquells reactors en que no es pugui garantir la completa retirada del combustible, s'ha d'aplicar una seguretat contínua per a qualsevol període d'emmagatzematge temporal, i per les conseqüents activitats de desmantellament.

3.7.3. Mantenir i modificar la contenció

La contenció és un element important de defensa en profunditat per prevenir el moviment de radionúclids residuals

S'ha de donar cura als sistemes de contenció tan temps com sigui necessari i viable. Tanmateix, la contenció pot requerir canvis o modificacions durant el desmantellament mentre els materials radioactius (combustible gastat, i residus del període operacional) són retirats de les instal·lacions, o mentre la instal·lació es modifica, per exemple, per augmentar-ne l'accessibilitat. Quan les barreres de contenció o aparells són retirats o alterats en el curs del desmantellament, la organització operativa ha de planejar i posar en pràctica el confinament dels materials residuals radioactius. Igualment, s'han de planejar i també posar en pràctica les contencions adequades quan es realitzen les operacions de desmantellament, les quals poden augmentar la contaminació aèria.

En el cas del desmantellament ajornat, les estructures i sistemes han d'actuar per períodes més llargs que pels que estaven dissenyats. Això és important per aparells actius de contenció. S'ha d'anar en compte per assegurar que es realitzen els manteniments adequats, i per analitzar la seva integritat i eficiència regularment. Consideracions similars també es poden aplicar a perills no radiològics que puguin aparèixer en la instal·lació, com ara materials tòxics, líquids o gasos inflamables, metalls pesats o amiant.

3.7.4. Descontaminació

El terme descontaminació cobreix l'ampli rang d'activitats directes a la retirada o a la reducció de contaminació radioactiva en materials, o sobre materials, estructures i equipament en la instal·lació nuclear. El desmantellament d'un reactor pot ser ajudat en algunes fases amb una descontaminació parcial o total. La descontaminació es pot aplicar a superfícies internes o externes de components i sistemes, superfícies estructurals i les eines utilitzades en el desmantellament. El procés de descontaminació associat al desmantellament, es pot realitzar abans, durant o després de desmantellar.

Els objectius de la descontaminació inclouen:

• Una reducció de les exposicions durant les activitats de desmantellament.

• Minimitzar el volum de categories de materials per ser classificats o assignats com a residus radioactius sòlids.

• Incrementar la possibilitat de reciclar i reutilitzar equipament, materials o locals.

Han estat desenvolupades unes quantes tècniques de descontaminació, que es poden aplicar al desmantellament. S'haurien de fomentar els intercanvis internacionals d'informació. Si fos necessari, s'haurien de demostrar tècniques innovadores en proves a maquetes i en altres tipus de simulacions. La aplicació d'aquestes tècniques a un particular projecte de desmantellament han d'estar analitzades completament abans de seleccionar-les.

Abans d'emprendre qualsevol estratègia de descontaminació o de seleccionar-ne una tècnica, s'ha de fer una avaluació de la seva efectivitat. Per assegurar que les exposicions segueixen la filosofia “tan baix com sigui raonablement possible” (ALARA), aquesta avaluació ha d'incloure:

• El nivell de descontaminació que es té com a objectiu.

• Les dosis estimades que rebran els treballadors.

• Considerar la possible generació d'aerosols.

• Considerar les probabilitats de que les tècniques disponibles podran aconseguir el nivell que es tingui com a objectiu en particulars components.

• Capacitat per demostrar que s'ha acomplert el nivell objectiu acordat amb mesuraments.

• La disponibilitat de recursos o instal·lacions requerides per la descontaminació i el desmantellament final.

• El cost d'aplicar-les comparat amb el benefici esperat (per exemple, el cost de la descontaminació comparat amb el cost d'enviar els materials originals a un abocador).

• Una estimació del volum, la naturalesa i la categoria i activitat de residus primaris i secundaris.

• Considerar la compatibilitat d'aquests residus amb els sistemes de tractament, condicionament, emmagatzematge i abocament existents.

• Qualsevol possible efecte danyí de la descontaminació en l'equipament i la integritat del sistema.

• Qualsevol conseqüència possible a l'interior o a l'exterior de l'emplaçament derivada de les activitats de desmantellament.

• Els perills no radiològics (per exemple, la toxicitat dels dissolvents utilitzats).

3.7.5. Desmantellament

Hi ha moltes tècniques de desmantellament disponibles aplicables al reactor a desmantellar. Cada tècnica té alguns avantatges així com alguns desavantatges en comparació amb altres. Per exemple, quan és necessari el desmantellament remot, a causa de camps d'alta radiació, mètodes com ara el tall tèrmic permet un ús relativament simple dels sistemes d'aguant. Tan mateix, aquests mètodes generen grans quantitats d'aerosols radioactius, i per tant necessiten una ventilació adequada del local amb sistemes de filtració; això comporta la generació de residus secundaris.

D'altra banda, els mètodes de tall mecànics necessiten sistemes d'aguant més robusts i elaborats, però aquests mètodes normalment comporten una generació de residus secundaris més petita. El mètodes de tall submergits en aigua tenen l'avantatge de donar una protecció de la radiació molt més elevada, per la poca generació d'aerosols i per l'efecte protector de l'aigua. Aquest mètodes requereixen eines especials i mecanismes de control que puguin operar de forma segura sota l'aigua, però normalment genera residus secundaris barrejats en l'aigua.

Les capacitats de tallar de forma bàsica, desmantellar i operar de forma remota han estat desenvolupades i utilitzades. S'ha de fomentar el intercanvi internacional d'informació per millorar el coneixement pràctic. Durant el desmantellament es poden necessitar eines i aparells especials. En aquests casos, aquestes eines i aparells han d'estar provats en maquetes abans de fer-ne ús. Per a que es puguin aplicar aquestes tècniques en un projecte de desmantellament en particular, s'ha d'analitzar completament abans d'aplicar-les. Quan sigui necessari, el manteniment, i les proves periòdiques d'aquestes eines i aparells han d'estar presents en l'estratègia de desplegament.

En la selecció de mètodes i tècniques per a ser utilitzades de forma segura al desmantellar, s'han de tenir en compte aspectes com ara:

• Els tipus i característiques (per exemple la grandària, la forma i l'accessibilitat) dels materials, equipament i sistemes a ser desmantellats.

• La disponibilitat d'equipament ja comprovat.

• Els perills radiològics als treballadors i al públic en general, per exemple, el nivell d'activació i de contaminació de superfícies, la producció d'aerosols i les dosis.

• Les condicions mediambientals del lloc de treball, com ara la humitat, la temperatura, pressió.

• Els residus radioactius produïts.

• Els residus no radioactius produïts.

• Els requeriments per el desenvolupament del treball.

Cada tasca de desmantellar ha d'estar analitzada per a decidir quin és el mètode més efectiu i segur per la seva actuació. Algunes consideracions són:

• L'equipament ha de ser simple alhora d'operar, descontaminar i mantenir.

• Hi han d'haver controls eficaços sobre les descàrregues al medi ambient.

• Quan s'aplica el desmantellament submergit en aigua, s'ha de subministrar un tractament a l'aigua per assegurar-hi una bona visibilitat i ajudar a descarregar l'aigua que s'ha barrejat amb els residus.

• S'ha d'avaluar l'efecte de cada tasca en sistemes adjacents, estructures i en altres treballs simultanis.

• S'han de concretar els contenidors de residus, el sistemes de manipulació i els passos abans de començar els treballs de desmantellament.

3.7.6. Manteniment

El manteniment pot ser important durant el desmantellament ajornat ja que part de la seguretat de la instal·lació pot dependre de sistemes que han de retenir la seva capacitat d'actuar per períodes extensos de temps. La supervisió periòdica de tots els components relacionats amb la seguretat de la instal·lació ha d'estar incorporat en el pla de desmantellament.

3.7.7. Reconeixement final radiològic

Un cop s'han completat les activitats de descontaminació i desmantellament, s'ha de realitzar un reconeixement dels radionúclids residuals al emplaçament del reactor per demostrar que l'activitat residual compleix amb els criteris definits per les autoritats nacionals reguladores i els objectius del desmantellament s'han complert. Aquest reconeixement es pot realitzar en fases, quan el desmantellament ha finalitzat, per permetre parts de l'emplaçament de ser alliberades del control regulador.

Les dades del reconeixement han d'estar documentades en l'informe final del reconeixement i presentades al grup regulador. Aquest informe ha de formar una de les bases per reutilitzar el lloc o per alliberar-lo del control regulador. L'informe ha d'incloure:

• Criteris utilitzats.

• Mètodes i procediments per assegurar que els criteris són acomplerts.

• Mesurament de dades, incloent-hi anàlisis estadístics.

Els resultats del reconeixement han d'estar inclosos en l'informe final del desmantellament.

3.8. Finalitzar el desmantellament

Un cop el desmantellament ha finalitzat, s'han de guardar el informes oportuns. Tal com està acordat amb el marc legal nacional, aquests seran guardats i mantinguts per motius com ara la confirmació de que les activitats de desmantellament s'han acomplert d'acord amb els plans aprovats, la disposició del abocament de residus i respondre a possibles queixes de responsabilitats. Els informes per estar muntats han de estar en la proporció correcta amb la complexitat de la instal·lació que està sent desmantellada, i amb els perills associats.

S'ha de preparar un informe final del desmantellament, sostingut per historials muntats i que continguin la següent informació:

• Descripció de la instal·lació

• Objectius del desmantellament

• Els criteris radiològics, utilitzats com a base per a la retirada dels controls reguladors de l'equipament, els edificis, l'emplaçament o per qualsevol altre control aprovat pel consell regulador

• Descripció de les activitats de desmantellament

• Descripció de qualsevol edifici que hi quedi, o equipament parcialment o no desmantellat.

• Informe sobre el reconeixement radiològic final

• Inventari de materials radioactius, incloent-hi la quantitat i tipus de residus generats durant el desmantellament i la seva localització de l'emmagatzematge i/o de l'abocament

• Inventari dels materials i equipament alliberats del control regulador

• Estructures, àrees o equipament designades per ús restringit, o adequadament protegides per restriccions.

• Resum de qualsevol esdeveniment anormal i incidents que hagin ocorregut durant el desmantellament

• Resum de les dosis rebudes als treballadors i al públic durant el desmantellament

• Lliçons apreses

Qualsevol restricció restant en l'emplaçament ha de ser registrada, tal com s'estableix en les regulacions nacionals.

3.9. Central Nuclear Vandellòs I

3.9.1 Caracterització i història

La Central Nuclear de Vandellòs I està situada a la costa del mar Mediterrani, a uns 35 quilòmetres al sud de la ciutat de Tarragona, entre els barrancs de Bassa Nova i el de Lléria, al terme municipal de Vandellòs.

L'elecció d'aquest emplaçament be donada a que el terreny era idoni, el sòl mol dur i resistent, per suportar tot el pes de les instal·lacions, unes 85000 tones en total, i la proximitat al mar que permetia nodrir-se d'aigua per la refrigeració dels condensadors.

Imatge 3.2. C.N. Vandellòs I quan estava en funcionament

Imatge proporcionada per ENRESA

Aquesta central és propietat de la companyia Hispano-Francesa d'Energia Nuclear, S. A. (HIFRENSA) va ser construïda per un grup de constructors francesos amb col·laboració amb nombroses empreses espanyoles. La construcció es va iniciar el juny de 1967, el reactor es va posar en marxa per primer cop el febrer de 1972 i es va acoblar el grup principal 1 a la xarxa elèctrica al maig del mateix any.

La planta, amb una potència elèctrica neta de 480 MW respon a un model europeu, el de centrals d'Urani Natural-Grafit-Gas, desenvolupat per el Regne Unit i França. El seu disseny es bassa en un projecte elaborat conjuntament per Electricite de France (EDF) i el Comissariat a l'Energie Atomique (CEA) que va concloure amb la construcció de les centrals Saint Laurent des Eaux 1 i 2, i Vandellòs I.

La Central nuclear de Vandellòs I, tenia un reactor que utilitzava urani natural com a combustible, grafit com a moderador i anhídrid carbònic com a gas refrigerant. Una de les característiques més importants es que és del tipus integrat, es a dir que el recinte de formigó pretensat conté el conjunt del nucli reactor i els generadors de vapor.

El funcionament del reactor i de la central és el següent. Quatre turbo-sopladors impulsen el gas des de la part inferior dels generadors de vapor, als quals a cedit energia tèrmica, fins a la part superior del reactor, a través d'uns canals que el travessen amunt i avall, tornant a escalfar-se abans de cedir altre cop la calor als generadors de vapor. El vapor produït, anava destinat a moure una de les dues turbines principals o a una de les quatre turbines necessàries per fer moure els turbo-sopladors. L'aigua necessària per condensar el vapor que surt de moure les turbines, s'agafava del mar i es bombejava en dos circuits independents.

Una central d'aquestes característiques, té unes dimensions molt més grans pel que fa a la caixa del reactor, ja que tots els sistemes dels turbo-sopladors i el sistema de cartutxos d'urani natural que s'usen són molt voluminosos. Aquestes són les característiques generals de la central, ja siguin de pes o d'altura, o de pressions o potències generades:

Taula 3.1. Característiques de la C.N. Vandellòs I

Taula proporcionada per ENRESA

3.9.2. Motius del desmantellament, incident i tancament.

A les 21:39 del 19 d'octubre de 1989, l'alarma va saltar a la central de Vandellòs I. Immediatament, l'operador al càrrec de la sala de control va prémer el botó de parada d'urgència del reactor. Es va observar un incendi en la carcassa de protecció del cos d'alta pressió de la turbina i al costat de l'alternador.

A les 21:40 el supervisor va trucar als bomber de la Generalitat i va requerir la presència del director de central i del personal d'emergència.

L'incendi va afectar al cos d'alta pressió del turboalternador 2 i nivells inferiors de la sala de màquines. També va afectar a la junta de conducció d'aigua de mar que, juntament amb l'aigua aportada pels bombers, va originar la inundació de la sala de màquines i de l'edifici del reactor.

La causa del succés va ser una fallada mecànica del cos d'alta pressió de la turbina 2. Degut a fenòmens de corrosió sota pressió no coneguts fins aleshores, els àleps de la turbina es van trencar i van produir unes fortes vibracions que van trencar les canonades d'oli per engreixar la turbina. L'oli, en contacte en superfícies d'alta pressió, es va incendiar.

La OIEA va considerar aquest succés com a “incident greu” i el va classificar en el nivell 3 de l'Escala Internacional de Successos Nuclears (INES), que classifica els incidents/accidents en una escala de l'1 al 7.

L'incendi va danyar el circuit d'aire comprimit de control i cables d'alimentació elèctrica de diversos equips i components, però no es van produir emissions radioactives, ni víctimes, ni ferits, ni sobreexposicions o contaminacions del personal de la planta o de l'exterior com a resultat d'aquest incident. Tampoc no hi va haver cap mena de degradació de les barreres de seguretat que protegien la caixa del reactor.

Com a tot incident notificable, HIFRENSA va emetre l'informe preceptiu dintre del termini d'un mes d'haver-se produït. L'informe final del CSN va ser emès l'abril del 1990.

En conseqüència de l'incident, es va produir una oposició popular molt forta i el Parlament de Catalunya va aprovar per unanimitat el 17 de novembre de 1989, parar la central.

HIFRENSA va analitzar la possibilitat de recuperació de la central, però considerant l'elevat cost, la inversió no va ser aprovada pel ministeri d'Indústria i Energia i l'empresa va acceptar formalment la parada definitiva de la central.

Vandellòs I finalitza la seva activitat després de 17 anys en operació i d'haver generat 55647 milions de kilowatts, producció equivalent a tot el consum de Barcelona durant aquest mateix període.

3.9.3. Desmantellament

El juliol de 1990, una Ordre Ministerial va fixa les condicions en que HIFRENSA havia de mantenir la central en parada segura, procedir al primer nivell de desmantellament i transferir posteriorment la titularitat a l'Empresa Nacional de Residus Radioactius, S. A. (ENRESA).

Així mateix, la mencionada Ordre Ministerial encarrega a ENRESA l'elaboració d'un pla de desmantellament i clausura de la central, cal dir que el desmantellament de centrals nuclears de gran potència i d'aquestes característiques no s'havia desmantellat mai i es van haver d'escriure unes normes a seguir.

Després d'estudiar varies alternatives i de treballar laboriosament per elaborar el text, ENRESA presenta, el maig de 1994, el Pla de Desmantellament i Clausura de Vandellòs I davant la Direcció Provincial del Ministeri d'Indústria i Energia de Tarragona. Es tracta d'un desmantellament a nivell 2, segons la terminologia de l'Organisme Internacional de l'Energia Atòmica (OIEA). Consistent en el desmantellament i retirada de totes les estructures i components externs a la caixa del reactor, excepte aquells que asseguren el seu confinament.

Taula 3.2. Procés de transferències de titularitats de la C.N. Vandellòs I

Taula proporcionada per ENRESA

El 28 de gener de 1998, el Ministeri d'Indústria i Energia amb col·laboració amb el Ministeri de Medi Ambient, aprova el Pla de Desmantellament i clausura de la central nuclear Vandellòs I, assumint ENRESA, el 4 de febrer, la condició d'explotadora responsable de la planta.

Aquesta central és la primera planta desmantellada a Espanya i, a més a més, una de les primeres experiències mundials de desmantellament d'una central comercial de gran potència.

En el procés de desmantellament, l'objectiu bàsic marcat per ENRESA va ser la seguretat de l'emplaçament a llarga durada. Partint amb aquesta premissa, l'empresa va dissenyar el Pla de Desmantellament i Clausura a partir d'un calculat protocol d'actuació que ha garantit la seguretat del procés, de totes les persones que en ell participen, així com del medi ambient.

Aquest pla consistia en un desmantellament a Nivell 2, seguint el protocol de la OIEA. Aquest procés, dut a terme després de que l'empresa propietària dugués a terme el nivell 1, representa el desmantellament i la retirada de totes les estructures externes a la caixa del reactor. Aquest últim component s'ha posat sota període de latència, en que haurà d'esperar uns 25 anys fins que la radioactivitat del seu interior hagi decaigut de forma natural. Un cop aquest període estigui superat, s'acabaria el nivell 2 i ja es podria aplicar el 3r nivell amb garanties de seguretat per als treballadors i el medi ambient.

El nivell 1 va ser dut a terme entre els anys 1991 i 1997 per l'empresa propietària HIFRENSA, en compliment amb l'Ordre Ministerial. Durant aquest període es realitza la descàrrega del reactor i l'evacuació de combustible de tot l'emplaçament. També es realitzen alguns desmuntatges convencionals com els dels dipòsits de CO2 i els grups de turbo-alternadors principals.




El nivell 2, transferida ja la titularitat a ENRESA, s'inicia el febrer de 1998 i acaba el juny de 2003. Durant el procés, es desmantellen totes les estructures, sistemes i components excepte la caixa del reactor, alliberant la major part de l'emplaçament i mantenint la resta com a zona reglamentada, amb la caixa del reactor confinada i coberta per una estructura de protecció de nova construcció.

Imatge de la protecció exterior del reactor de Vandellòs I.

Imatge 3.3. Coberta de protecció exterior de la C.N. Vandellòs I. Imatge proporcionada per ENRESA




Aquest nivell ha constat de dues fases d'execució:

Primera fase

Es duu a terme entre el febrer de 1998 i febrer de 1999. Els seus objectius són:

• Condicionar l'emplaçament per procedir al desmuntatge en zones radiològiques.

• Desmantellar i retirar de l'emplaçament equips i estructures convencionals no necessàries logísticament per ajudar en activitats dels projecte.

Segona Fase

S'inicia el març de 1999 i finalitza el juny de 2003. Els seus objectius són:

• Efectuar el Pla de desmantellament de Parts Actives

• Aplicar el Pla de Desclassificació per assegurar que els materials nets no continguin contaminació i, per tant, puguin ser gestionats convencionalment.

• Continuar desmantellant estructures convencionals no necessàries logísticament per ajudar en activitats dels projecte.

• Portar els residus radioactius de baixa i mitjana activitat al Centre d'Emmagatzemament de El Cabril.

• Portar els materials convencionals a centres autoritzats per al seu reciclatge o a abocadors especialitzats.

El pressupost global del Nivell 2 de desmantellament es de 94,6 milions d'euros, uns 15740 milions de pessetes.

Taula 3.3. Procés d'activitats dutes a terme durant el desmantellament

Taula proporcionada per ENRESA.

El nivell 3 de desmantellament conclourà, acabat el període de latència, cap a l'any 2028, quan començarà ha retirar-se la caixa del reactor i les seves estructures internes, alliberant-se així tot l'emplaçament. El període de latència consisteix en deixar, sota unes estrictes mesures de seguretat, la caixa del reactor totalment aïllada per que la radioactivitat decaigui naturalment.

Processos duts a terme durant el nivell 2.

Procés de desmantellament de components convencionals:

Pertanyen a aquest bloc d'actuacions els desmuntatges, demolicions i reposicions de terrenys pertanyent a tots aquells edificis, sistemes i components sense implicacions radiològiques. Encara que prèviament sembli un desmantellament que no presenti dificultats, les grans dimensions i el gran pes d'aquestes instal·lacions i els treballs realitzats a gran altura, fan que la seguretat i la planificació siguin màximes.

Alguns d'aquests edificis són: la central auxiliar, l'edifici on s trobava l'antiga sala de comandament i els tancs de fuel-oil, gas-oil i aigua desmineralitzada.

Imatge 3.4. Demolició de la central auxiliar. Imatge proporcionada per ENRESA

Procés de desmantellament de parts actives:

El desmantellament d'un edifici contaminat s'inicia amb un reconeixement per determinar la ubicació de focus de contaminació i de radiació. Amb el previ reconeixement, es confecciona un mapa radiològic de l'edifici que permet dissenyar l'estratègia de desmantellament mes eficaç. La reducció al mínim de les dosis rebudes pels treballadors i del volum de residus generats, són dos objectius prioritaris d'aquesta estratègia.

A continuació, es procedeix al desmuntatge de tots els equips i sistemes de l'edifici. Dels materials resultants, aquells que superin els nivells de contaminació fixats per l'autoritat competent, són gestionats com a residus radioactius de baixa i mitjana activitat i enviats al centre de El Cabril. Els materials que no superin aquest nivell de contaminació, són inclosos en el procés de desclassificació que permetrà gestionar-los com a materials convencionals i, per tant, ser reciclats o enviats a abocadors autoritzats.

Imatge 3.5. Tècnic efectuant una mesura de radioactivitat. Imatge proporcionada per ENRESA

Acabat el desmuntatge intern, el següent pas se centra en les estructures de l'edifici. Totes les parets son novament mesurades per a localitzar els focus de contaminació i la seva profunditat. Després, es duu a terme la descontaminació de les zones afectades i un nou reconeixement que demostra l'absència de radioactivitat. A continuació, l'edifici es desclassificat i demolit.

Explicació del tractament individual de cada zona afectada per la radiació:

• Nau del reactor:

Els desmuntatges dels equips que pertanyen a aquest gran edifici s'inicien a l'abril de l'any 2000. Paral·lelament, la caixa de reactor queda tancat hermèticament per garantir l'estanquitat durant els 25 anys que han de transcórrer en el període de latència. Finalitzada la construcció de l'estructura de protecció contra la intempèrie, l'enorme nau es desmuntada gràcies a una gran grua de 150 metres d'altura i 800 tones de capacitat de càrrega. Aquest procés te una duració de 6 mesos, entre maig i octubre de 2002.

• Edifici de combustible irradiat:

El desmuntatge d'equips es va realitzar entre els anys 1999 i 2000, la descontaminació d'estructures s'estén fins el febrer de 2002, mes en el que és desclassificat aquest edifici que es destinava a conduir el combustible gastat fins la nau de piscines. En els mesos següents, a mesura que s'anava desmuntant la nau del reactor, es procedeix a la seva demolició.

• Nau de piscines:

El desmantellament d'aquest edifici és un dels més complexes que s'han dut a terme durant e projecte, donades les implicacions radiològiques d'aquest procés. La retirada dels equips i sistemes es duu a terme entre l'abril de 1999 i finals de 2001 i, a continuació, es procedeix a executar els treballs de descontaminació d'estructures, una activitat especialment minuciosa en el formigó que recobria les canonades de transferència de combustible. La desclassificació d'aquesta nau i la seva posterior demolició tenen lloc en el mes de febrer del 2002, excepte en el cas de la cel·la de manipulació de combustible, en que la contaminació, més complexa, es va estendre fins al mes de maig. Finalment la nau es enderrocada i el terreny restaurat.

Imatge 3.6. Imatge de la nau de piscinas de Vandellòs I. Imatge proporcionada per ENRESA

Aquestes són les tres zones principals on es va haver d'aplicar el procés de desmantellament de parts actives.

Imatge 3.7. Últims preparatius del desmantellament. Imatge proporcionada per ENRESA

Diferents imatges del procés de desmantellament, totes proporcionades per ENRESA:

Imatge 3.8. Primers preparatius del desmantellament de l'antiga coberta del reactor. Imatge proporcionada per ENRESA

Imatge 3.9. Procés de desmantellament de la caixa del reactor. Imatge proporcionada per ENRESA

Imatge 3.10. Procés de construcció de la Roberta de protecció. Imatge proporcionada per ENRESA

4. Enquestes

Durant la realització del treball, s'ha dut a terme una petita enquesta (v. Annex 3) per a contrastar els coneixements que té la població que viu al costat d'una central nuclear en comparació amb altres que no en tenen una a prop.

Tot i la petita mostra, (40 enquestes en total), em pogut constatar que la població que viu a prop d'una central nuclear té coneixements més amplis sobre l'energia nuclear que no pas aquells que viuen lluny d'una. És possible que alguna resposta no reflecteixi el saber general a l'Hospitalet de l'Infant, però això creiem que es deu a que les enquestes en aquesta població es van realitzar en dates en que hi havia molt turisme per aquesta zona.

A continuació hi ha els gràfics de les respostes segons població i resposta triada.

Pregunta 1: Amb aquesta pregunta volíem veure la conscienciació que té la gent sobre la importància que té l'energia nuclear en el nostre país.

Taula 4.1: Resultats 1a pregunta

Aquí podem veure com a l'Hospitalet de l'Infant, la majoria de gent (un 70 %) respon que l'energia nuclear és necessària, a Port de la Selva en tenen una bona idea, mentre que a Sabadell, més de la meitat no pensa el mateix.

Pregunta 2: Amb aquesta pregunta volíem saber quina idea té la gent sobre la radioactivitat.

Taula 4.2: Resultats 2a pregunta

Es pot observar com una gran part de la població de l'Hospitalet de l'Infant respon la resposta que concorda amb la definició de radioactivitat (la b), mentre que tant a Sabadell com a Port de la Selva, molt poca gent coneix la vertadera definició de radioactivitat.

Pregunta 3: L'objectiu d'aquesta pregunta és saber el grau de coneixement de les persones sobre els residus generats en una central nuclear.

Taula 4.3: Resultats 3a pregunta

Aquí s'observa com almenys el 50% de la població a qui se li ha fet l'enquesta sap que les centrals generen residus radioactius, però cal destacar que un 30% creu que una central nuclear genera gasos nocius (possible confusió entre vapor i gasos nocius).

Pregunta 4: amb aquesta pregunta es pretenia conèixer que en sap la població sobre el destí dels residus radioactius produïts a una central nuclear.

Taula 4.4: Resultats 4a pregunta

S'observa que una gran majoria de la població sap el final que tenen els residus radioactius, encara que cal destacar que a Sabadell només és un 50%, i a més a més, l'altre 50% creu que s'enterren indiscriminadament.

Pregunta 5: La finalitat d'aquesta qüestió era observar quanta gent sap que li passa a una central nuclear quan es decideix procedir al seu tancament i posterior desmantellament.

Taula 4.5: Resultats 5a pregunta

És possible observar com la majoria de la gent sap que no s'ha d'enderrocar una central nuclear com a qualsevol altre edifici, sinó que s'ha de desmantellar.

Pregunta 6: Aquesta pregunta era més d'opinió general que no pas de coneixement. Amb ella es volia observar que en pensa la població sobre la informació que es té sobre les centrals nuclears.

Taula 4.6: Resultats 6a pregunta

Com era d'esperar, mentre que a Hospitalet de l'Infant més d'un 25% creu que la població si que està informada, a les altres poblacions més d'un 75% creu que no s'està suficientment informat.

Pregunta 7: L'objectiu d'aquesta pregunta era saber què se'n sap del desmantellament de centrals nuclears, més concretament de Vandellòs I .

Taula 4.7: Resultats 7a pregunta

Així com a l'Hospitalet de l'Infant se sap sobre el procés de desmantellament de Vandellòs I, a la resta de poblacions no se'n té ni idea, ja que generalment es creu que aquests processos són habituals arreu del món.

5. Conclusions

Hem arribat a les conclusions:

• El desmantellament de les centrals nuclears és un tema administrativament molt desenvolupat, i en canvi, hi ha molt poca experiència pràctica. L'experiència del desmantellament de Vandellòs 1 és un bon exemple.

• En la gestió de residus radioactius de baixa i mitja activitat provinents del desmantellament de centrals nuclears, se segueixen els mateixos protocols que en tots els altres residus que provenen d'activitats no relacionades amb la generació d'energia, com ara la medicina, la recerca científica,.... Actualment a Espanya hi ha un magatzem situat a Còrdova per la gestió d'aquests residus.

• En la gestió de residus d'alta activitat a Espanya, fins la data, no hi ha cap magatzem on enviar aquest tipus de residus. El que es feia fins ara era portar-los o bé a Anglaterra, els residus generats a la central nuclear de Santa María de Garoña, o bé a França, com ara els de Vandellòs I.

• Ara mateix se'ns està venint a sobre un gran problema, i és que, d'aquí a pocs anys, moltes de les centrals nuclears que ara estan en funcionament hauran de començar el procés de desmantellament, i, per als residus, fins ara no hi ha un bon pla a llarg termini, només està previst un emmagatzematge temporal.

• Actualment, no hi ha cap norma per a tancar una central, sinó que se segueixen criteris que en alguns casos poden ser subjectius. En el casos de Vandellòs 1 es va tancar per decisió política, l'opinió pública ara està molt a sobre de Vandellòs 2 a causa dels darrers incidents.

• En els últims anys no hi ha hagut accidents, i molt pocs incidents han sortit a la llum.

A continuació exposem uns punts, que si bé no són conclusions de treball, creiem que és interessant mencionar-los:

• Potser els avanços en seguretat facin créixer la confiança en l'energia nuclear. D'altra banda l'allargament del funcionament de centrals nuclears molt velles en països de pocs recursos econòmics també pot suposar un factor contrari dins de l'opinió pública.

• La construcció de grans centrals termoelèctriques en substitució de les nuclears no suposaria un gran avanç mediambiental, i d'altra banda, les energies renovables tenen un abast limitat de producció. Això ens fa pensar que és probable que d'aquí uns quants anys es tornin a construir noves centrals nuclears, i sinó, la procedència del subministrament energètic espanyol serà d'origen nuclear, i molt probablement francès ( a França el 90% de l'energia té aquest origen, i a més és el país veí, i les infraestructures serien molt menys cares), ja que actualment la base és l'energia nuclear.

• En una enquesta feta amb una mostra de la població massa petita com per treure conclusions, hem constatat que la població que viu a prop d'una central nuclear té coneixements més extensos sobre l'energia atòmica.

6. Bibliografia

6.1. Llibres i textos.

• Cerrilo, Antonio. Cementerio nuclear busca pueblo. La vanguardia, Societat. 26/08/2006.

• La Vanguardia online. Bruselas propone un programa común para tratar los residuos radiactivos. La Vanguardia, 30/10/2002.

• Revista Estratos, número 77, Estiu 2005.

• Revista estratos, número 78, Tardor 2005.

• Revista Estratos, número 80, primavera 2006.

• Origen y gestión de residuos radiactivos, 3a edició. Ilustre Colegio Oficial de Físicos. Juliol 2000.

• Stone Richard. Inside Chernovyl. volum 209. núm. 4. National Geographip, edició europea original en anglès. Abril 2006.

• Joseph, Joan; Hoyos, Roger; Garófano, Francesc; Garravé, Jaume; Vila, Francesc. Tecnología Industrial I. Barcelona: Edició de Mc Graw Hill, 2005.

• Àlvarez Mir, F. Residuos radiactivos. Seminario para profesionales de la enseñanza. Madrid 1998.

• Atomic Industrial Forum (A.I.F.) El futuro de la energía nuclear en los Estados Unidos de América. Atomic Industrial Forum (A.I.F.) Madrid, 1984.

• Bilbao Saavedra, A. La naturaleza de la radiación Iberdrola. Senda Editorial. Madrid, 1997

• AEN/CCE/OCDE VI congreso Nacional de la Sociedad Española de Protección Radiológica. Libro de Resúmenes: Conferencia Internacional sobre Implicaciones de las nuevas recomendaciones de la CIPR en las prácticas e intervenciones de la protección radiológica. Salamanca 26-29 Novembre, 1991.

AEN; CCE; OCDE. Madrid, Edicomplet, 1991.

• CCE La gestión de los residuos radioactivos en la Comunidad Europea. CCE Brussel·les, 1993.

• CIEMAT/ENRESA/Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UPM) Universidad Politécnica de Madrid. V Curso gestión de residuos radiactivos: Trabajos realizados por los alumnos de doctorado. CNEMAT/ENRESA/ETSII (UPM). Madrid, 1993.

• CIEMAT/ENRESA/Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UPM) Universidad Politécnica de Madrid. Gestión de residuos radiactivos: Volumen I. CIEMAT; Universidad Politécnica de Madrid; ENRESA. Madrid, 1995.

• CIEMAT/ENRESA/Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UPM) Universidad Politécnica de Madrid. Gestión de residuos radiactivos: Volumen II. CIEMAT; Universidad Politécnica de Madrid; ENRESA. Madrid, 1995.

• Colegio Oficial de Físicos/Colegio Oficial de Biólogos Grupo de trabajo 15. Residuos radiactivos de baja i media actividad. Pararrayos radiactivos: I Congreso Nacional del Medio Ambiente: Al encuentro de soluciones. Madrid, 23-27 de novembre de 1992. Colegio Oficial de Físicos; Colegio Oficial de Biólogos. Madrid, 1992.

• Colegio Oficial de Físicos/Aproma/Unión Profesional. II Congreso Nacional del Medio Ambiente. Documentos Grupo de Trabajo. Volum II Madrid, 1994.

• Colegio Oficial de Físicos/Aproma/Instituto de la Ingeniería de España/Unión Profesional. III Congreso Nacional del Medio Ambiente. Documentos finales. Grupos de Trabajo. Volum III Madrid, 1996.

• Colegio Oficial de Físicos Residuos Radiactivos i su percepción pública. Madrid, 2000.

• Colegio Oficial de Físicos/Aproma/Instituto de la Ingeniería de España/Unión Profesional. IV Congreso Nacional del Medio Ambiente. Libro Blanco de los Sistemas de Información Ambiental en España Madrid, 1998.

• Consejo de Seguridad Nacional. Las radiaciones nucleares en la vida diaria. Madrid.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Plan de investigación y desarrollo del Consejo de Seguridad Nuclear en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Informe de la Subcomisión Nº 3: Ciclo del Combustible Nuclear. Consejo de Seguridad Nuclear. Madrid, 1985.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Radiación: Dosis: Efectos: Riesgos: Programa ONU Medio Ambiente CSN Madrid, 1987

• Consejo de Seguridad Nuclear. Gestión del combustible nuclear irradiado: Experiencia y opciones. CSN Barcelona, 1989.

• Consejo de Seguridad Nuclear/CCE. La radiación y tú. CSN; CCE. Madrid 1991.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Historias, historietas y charlas sobre la radiación. CSN. Madrid, 1991.

• Consejo de Seguridad Nuclear. La vigilancia de la radiación. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. La radiación artificial. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Dosis de radiación. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Protección radiológica. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Emergencia en centrales nucleares. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. La utilización de la energía nuclear para la producción de energía eléctrica. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. El transporte de materiales radiactivos. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. El funcionamiento de las centrales nucleares. CSN. Madrid, 1992.

• Consejo de Seguridad Nuclear. REVIRA: La red de vigilancia radiológica ambiental. CSN. Madrid, 1993.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Vigilancia y control de residuos radiactivos. CSN. Madrid, 1993.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Generadores de vapor. descripción, problemática y perspectivas. CSN. Madrid, 1993.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Organización del Consejo de Seguridad Nuclear ante emergencias. CSN. Madrid, 1993.

• Consejo de Seguridad Nuclear. Hacia el V Programa Marco de EURATOM: Seminario sobre investigación en seguridad nuclear, protección radiológica y residuos radiactivos. CSN. Madrid, 1999.

• Consejo Mundial de la Energía. Environmental and Energy Aspects of Waste Handling: Report. World Energy Council. Londres, 1993.

• Foro Nuclear. 222 Cuestiones sobre la energía. Foro Nuclear, Madrid.

• Foro Nuclear. Historia nuclear de España. Foro Nuclear, Madrid, 1995.

• Foro Nuclear. Energía ¿Qué es? ¿Para qué sirve? Foro Nuclear, Madrid, 1996.

• Foro Nuclear. Cuestionario inglés-español de tecnología nuclear. Foro Nuclear, Madrid, 1999.

• Foro Nuclear. La energía en el mundo. Foro Nuclear, Madrid, 1999.

• Foro Nuclear. Energía 2000. Madrid, 2000.

• Gonzalez, A./Esteban, A. Informe sobre el desarrollo tecnológico en seguridad nuclear y protección radiológica. Consejo de Seguridad Nacional. Madrid, 1997.

• Iberdrola. La naturaleza y la radiación. Iberdrola, Madrid, 1997.

• Ministerio de Industria y Energía. Quinto Plan General de Residuos Radiactivos. MINER, Madrid, 1999.

• Ministerio de Industria y Energía. Plan Energético Nacional 1991-2000 Miner.

• Ministerio de Industria y Energía. Instituto para la Diversificación y Ahorro de la Energía. Plan de fomento de la Energías Renovables en España. IDEA; MINER. Madrid, 1999.

• Ministerio de Industria y Energía. Instituto para la Diversificación y Ahorro de la Energía. Plan de fomento de la Energías Renovables en España. Resumen. IDEA; MINER. Madrid, 1999.

• Ministerio de Sanidad y Consumo. Protección radiológica: Parte I: Conceptos generales. Ministerio de Sanidad y Consumo. Colección Sanidad Ambiental. Madrid, 1988.

• OIEA. Realidades en torno a las radiaciones de bajo nivel. OIEA. Viena, 1989.

• ONU. Conferencia de las Naciones Unidas para el fomento de la cooperación internacional en la utilización de la energía nuclear con fines pacíficos. Ginebra, 23 de març- 10 d'abril 1987: Informes técnics. Volum V Gestió del combustible irradiat i els residus radioactius. Organització de les Nacions Unides. 1987.

• Real Academia de Farmacia. Los residuos y sus riesgos para la salud. Real Academia de Farmacia. Madrid, 1998.

• Sociedad Española de Protección Radiológica, International Radiation Protection Association. III Congreso Nacional de protección radiológica 29-30 de novembre i 1 de desembre de 1989. Sociedad Española de Protección Radiológica, International Radiation Protection Association. Madrid, 1989.

• Sociedad Española de Protección Radiológica. Guía de gestión de materiales radiactivos. SEPR. Madrid, 1999.

• Sociedad Española de Protección Radiológica/Consejo de Seguridad Nuclear/ENRESA. V Congreso Nacional de la Sociedad Española de Protección Radiológica. Libro de comunicaciones: Primeras jornadas Hispano-Lusas. Santiago de Compostela. 26-29 d'abril de 1994. Sociedad Española de Protección Radiológica. La Coruña, 1994.

• Sociedad Española de Protección Radiológica/ ENRESA. Guía de gestión de material radiactivo en instituciones médicas y laboratorios de investigación biológica. Sociedad Española de Protección Radiológica, Empresa Nacional de Residuos Radiactivos. Madrid, 1996.

• Sociedad Nuclear Española. Los primeros 20 años de Sociedad Nuclear Española. Senda Editorial, S.A. Madrid, 1994.

• Sociedad Nuclear Española. El ciclo del combustible nuclear. SNE. Madrid, 1997.

• ENRESA. El transporte de residuos radiactivos de baja y media actividad (RBMA). Full informatiu i propagandístic. ENRESA. Madrid, Maig 2002.

• ENRESA. Nou fulls informatius i propagandístics.

1r full. Radiactividad I.

2n full. Radiactividad II.

3r full. Usos y aplicaciones de las radiaciones ionizantes.

4t full. Protección radiológica.

5è full. Residuos Radiactivos.

6è full. Gestión de residuos radiactivos en España I.

7è full. Gestión de residuos radiactivos en España II.

8è full. Gestión de residuos radiactivos en España III.

9è full. Desmantelamiento y clausura de instalaciones nucleares y radiactivas.

ENRESA.

• ENRESA/Foro nuclear/Universidad de Salamanca. Manual de tecnología nuclear para periodistas. ENRESA; Foro nuclear; Universidad de Salamanca. Madrid, 2004.

6.2. Pàgines web

• Institut Català de l'Energia. Des de http://www.icaen.net/.

• Consell de seguretat nuclear. Des de http://www.csn.es/ i des de http://www.csn.es/plantillas/index.jsp.

• Centrals nuclears Ascó-Vandellós II. Des de http://www.anacnv.com/

• Centrals nuclears Almaraz-Trillo. Des de http://www.cnat.es/

• Associació espanyola de la indústria elèctrica. Des de http://www.unesa.es/

• Xarxa elèctrica d'Espanya. Des de http://www.ree.es/

• Associació mundial de l'energia nuclear. Des de http://www.world-nuclear.org/

• Agrupació de municipis es àrees nuclears. Des de http://www.amac.es

• Comissió de regulació nuclear dels EE.UU. Des de http://www.nrc.gov/

• Societat nuclear europea. Des de http://www.euronuclear.org/

• Empresa espanyola de tractaments de residus nuclears. Des de http://www.enresa.es/

• Empresa espanyola d'urani. Des de http://www.enusa.es/

• Agencia internacional d'energia. Des de http://www.iaea.org/ i des de http://www.iaea.org/programmes/a2/

• Experimentació internacional de la thermonuclear. Des de http://www.iter.org/

• Agència de l'energia nuclear. Des de http://www.nea.fr/

• Fòrum de la indústria nuclear espanyola. Des de http://www.foronuclear.com/

• Fòrum de la indústria nuclear europea. Des de http://www.foratom.org/

• Comissió nacional de l'energia. Des de http://www.cne.es/cne/Home

• Institut d'energia dels EUA. Des de http://www.nei.org/

• informació referent a les centrals nuclears de tot el món. Des de http://www.iaea.org/programmes/a2/

• Web de la societat nuclear espanyola. Des de http://www.sne.es/

• Informació general del desmantellament de centrals. Des de http://es.geocities.com/ecored2000/desmantelar.html

• Informació sobre residus radioactius. Des de http://www1.ceit.es/Asignaturas/Ecologia/Hipertexto/13Residu/150ResRadi.htm

• Enciclopèdia catalana. Des de http://www.grec.net/cgibin/heccl2.pgm?USUARI=&SESSIO=&PGMORI=&NDCHEC=0069502

• Desmantellament reactor ARGOS de la UPC. Des de http://www.upc.es/castellano/noticies/acinvestigacion/2004/desmantelamientoARGOS.htm

• Com és una central nuclear? Des de es.geocities.com/pirineosjuan/centrales.html

es.geocities.com/pirineosjuan/nucleares.html

• Diccionario de la Real Academia Espanyola on-line. Des de http://buscon.rae.es/draeI/

• El periódico on-line. Des de www.elperiódico.com

• L'Avuí on-line. Des de www.avuí.es

• Diccionari nuclear CSN. Des de http://www.csn.es/plantillas/frame_diccionario.jsp?id_nodo=285

• Citació de recursos. Des de http://www.edu365.com/aulanet/comsoc/treballsrecerca/recursos/bibliografia.htm#top, des de http://biblioteca.udg.es/serveis/Guies/Cites/Estil_APA.asp#web, des de http://www.gencat.net/salut/depsan/units/sanitat/pdf/citacions.pdf i des de http://www.gencat.net/salut/depsan/units/sanitat/pdf/citacions.pdf

• Traductor on-line català-castellà/català-anglès. Des de www.softcatalà.org/traductor/

• Comissió federal de l'electricitat mexicana. Des de http://www.cfe.gob.mx/es/

• Preguntes més freqüents sobre centrals nuclears de la comissió federal de l'electricitat mexicana. Des de http://www.cfe.gob.mx/es/LaEmpresa/generacionelectricidad/nucleoelectlagverde/pregfreclagunaverde/

• Informació sobre centrals nuclears. http://usuarios.lycos.es/elecgia/web/Energia%20Electrica/pagines/nuclear/nuclear.htm

• Article sobre el consum d'energia a Xina des de http://spanish.people.com.cn/spanish/200210/14/sp20021014_58409.htm

• Article de La Vanguardia sobre el consum d'energia a Japó des de http://lavanguardia.es/premium/publica/publica?COMPID=51262822499&ID_PAGINA=22088

• Article oficial del protocol de Kioto des de http://untreaty.un.org/English/notpubl/kyoto-sp.htm

• Enciclopèdia Wikipedia interactiva a Internet des de http://es.wikipedia.org

Annex 1: Vocabulari

• Actinis: Són un grup d'elements que formen part del 7é període de la taula periòdica. Aquests elements, que van des de l'Actini fins al laurenci, presenten característiques similars entre sí, i els de major nombre atòmic són radioactius.

• ALARA: Sigles de la frase en anglès “As Low As Reasonably Achievable” (tant baix com sigui raonablement possible). Aquesta és la filosofia que es segueix a l'hora de tractar amb qualsevol substància radioactiva.

• Àtom: La part més petita i elèctricament neutra de que està formada la matèria.

• Bentonita: Argila amb un poder d'absorció molt gran, que té molts usos industrials.

• Cel·les d'emmagatzematge: Per a RBMA, cadascuna de les 28 estructures en les que s'emmagatzemen en EL Cabril la unitats d'emmagatzematge.

• Cicle cel·lular: És el cicle que segueix tota cèl·lula. Està compost per dos grans fases, la mitosi i la interfase. En la mitosi es produeix la divisió cel·lular, en la que la cèl·lula es divideix en dos. La interfase és la fase que hi ha entre dues mitosis, en la que la cèl·lula es recupera de la mitosi i es prepara per a la següent.

• CIPR: Comissió Internacional per a la Protecció Radiològica.

• Contaminació radioactiva: Presència indesitjable de substàncies radioactives en la superfície (contaminació externa) o en l'interior (contaminació interna) de un medi qualsevol.

• Consell de Seguretat Nuclear (CSN): Creat per la Llei 15/1980 del 22 d'Abril. É un Organisme indeopendent de l'Administració de l'Estat, en sentit polític i administratiu, que té com a finalitat priomrdial vetllar per la seguretat i la protecció radiològica de les persones i el medi ambient.

• Corpúscul: Cos molt petit, cèl·lula, molècula, partícula elemental, element.

• Descontaminació radiològica: Eliminació de la contaminació produïda per substàncies radioactives. Pot ser externa, si és superficial, o interna, si es troba a l'interior d'alguna substància o organisme.

• Elements combustibles: Conjunt de varilles que contenen el combustible (generalment urani) utilitzat en els reactors nuclears.

• Elements combustibles gastats: Combustible utilitzat per a la generació d'energia elèctrica en les centrals nuclears que ha deixat de tenir el rendiment energètic desitjat.

• ENRESA: Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. Empresa creada per el Parlament espanyol per a la gestió dels residus radioactius.

• EURATOM: Unió Europea de l'Energía Atòmica.

• Fissió nuclear: Ruptura del nucli d'un àtom, amb alliberament d'energia, tal com succeeix quan es produeix el bombardeig del nucli de l'àtom amb neutrons.

• Fissionable: Que es pot sotmetre a una fissió nuclear.

• Gàmetes: Cèl·lules reproductores.

• Glàndula tiroides: Glàndula endocrina situada davant i als costats de la tràquea i de la part inferior de la laringe. Aquesta glàndula controla el creixement, l'engreixament i part del desenvolupament cerebral.

• Hexafluorur d'urani: Forma en la que es troba l'urani en el procés d'enriquiment de l'urani. Després de l'enriquiment de l'urani, l'hexafluorur d'urani es transforma en diòxid d'urani, material ceràmic que s'utilitza finalment com a combustible en els reactors nuclears comercials.

• ICRP: International Comission for Radiologic Protection (Comissió Internacional per a la Protecció Radiològica).

• In Vitro: Proves realitzades exclusivament en el laboratori.

• In Vivo: Proves realitzades total o parcialment en organismes vius.

• Ió: Àtom o agrupació d'àtoms que, a casa de la pèrdua o del guany d'un o més electrons, adquireix càrrega elèctrica.

• Irradiació: Acció i efecte de sotmetre a alguna cosa o a algú a radiacions ionitzants.

• Irradiat: Que està exposat a algun tipus d'irradiació.

• Isòtops: Són espècies atòmiques que tenen el mateix nombre atòmic (és a dir, són el mateix element) però posseeixen un nombre màssic (A) diferent. Per exemple, l'hidrogen té tres isòtops: el proti ( A=1 ), el deuteri ( A=2 ), i el triti ( A=3 ).

• Lixiviació: Acció de tractar una substància complexa, com ara un mineral, per a separar les seves parts solubles de les insolubles.

• NEA: Nuclear Energy Agency (Agència d'Energia Nuclear).

• Nombre atòmic ( Z ): Defineix l'element químic al qual pertany l'àtom. És el nombre de protons que té l'àtom.

• Nombre màssic ( A ): És el nombre enter més pròxim a la massa ( expressada en unitats de massa atòmica ) de l'àtom.

• Nucleid: Nom genèric que s'aplica a tots els àtoms que poseeixen el mateix nombre atòmic i el mateix nombre màsic.

• OCDE: Organisme per a la Cooperació y el Desenvolupament Econòmic.

• OIEA: Organisme Intrenacional d'Energia Atòmica, creat per la ONU al 1956.

• Positró: És l'antipartícula de l'electró. És una partícula amb càrrega elèctrica igual a la de l'electró, però positiva.

• Químicament inert: Terme utilitzat per a anomenar aquells elements que no produeixen reaccions químiques en contacte amb altres elements que sí que poden crear-les.

• Radiació Corpuscular. Propagació de partícules molt petites.

• Radioisòtops: Isòtops radioactius.

• Radionucleids: Nucleids radioactius.

• Reacció en cadena: És una reacció de fissió que un cop iniciada, és capaç de mantenir-se per ella mateixa, és a dir, és un procés de fissions nuclears successives en que tots o part dels neutrons alliberats en cada fissió originen noves fissions.

• Sistema internacional (SI ): És el sistema d'unitats més extensament utilitzat, i el que seria “l'oficial”.

• Tramadors: Elements radioactius que s'utilitzen en medicina i que serveixen per a poder veure el recorregut que segueixen dins de l'organisme mitjançant detecció de les radiacions que emet, i així poder observar si hi ha alguna anomalia.

Annex 3: Model de l'enquesta

ENQUESTA

Població: a) Hospitalet de l'infant b) Port de la Selva c) Sabadell

• Podria Espanya viure sense energia nuclear?

• Sí, amb els altres tipus d'energia n'hi hauria prou

• No, hi hauria una manca d'energia molt greu

• No sap, no respon

• Què és la radioactivitat?

• Un tipus d'energia que pot produir càncer si no es controla

• Una propietat que tenen alguns àtoms de desintegrar-se espontàniament

• No sap, no respon

• Contaminen les centrals nuclears?

• Sí, els gasos que desprèn son molt nocius

• No, es una energia 100% neta

• No, simplement genera uns residus difícils d'eliminar.

• Què es fa amb els residus radioactius de les centrals nuclears?

• Es porten a centres especialitzats en tractament de residus

• Es llancen a l'espai

• S'enterren, però no es té en compte l'emplaçament.

• Quan una central nuclear, a Espanya, deixa de funcionar, què es fa amb ella?

• S'enderroca com qualsevol altre edifici

• S'abandona

• Es segueixen unes fases per a desmantellar-la

• Creu que la població està suficientment informada sobre el que passa a les centrals nuclears?

• Sí, i a més a més, és tranquil·litzant saber-ho

• No, ningú s'ocupa de informar-ne

• No ho sé, ni m'importa

• Vostè sap que a Catalunya som pioners, arreu del món, en el desmantellament de centrals nuclears?

• Sí, aquesta central és Vandellòs I

• No, mai s'ha desmantellat cap central nuclear

• No, els processos de desmantellament són habituals arreu del món

En aquestes dades s'hi exclouen les energies minoritàries.

En aquestes dades s'hi exclouen les energies minoritàries.

Dades proporcionades per ENRESA

1 REM = 10 mSV

Imatge 1.1: Sala de turbines d'una C.N.

Imatge 1.2. Torre de refrigeració de ventilació natural.

Imatge 1.3. Disposició general d'una central nuclear.

Origen: (v. § 101)




Taula 2.1: Quantitat de material gestionat

Origen: (v. § 6).

Vitrificats

Reprocés

Cicle tancat actual

U/P

Separació

Cicle tancat avançat

U/P

Emmagatzematge final CG i RAA

Emmagatzematge final RBMA

Transmutació

Actinis + productes de fissió

Cicle Obert

Processament del combustible nuclear

Emmagatzematge temporal CG

Reactor nuclear

Fàbrica d'elements combustibles