Seguridad y Residuos Radiactivos
108/07/05
LA ENERGÍA NUCLEAREN EL
DEBATE ENERGÉTICO
Seguridady
Residuos Radiactivos
Cursos de Verano de la Universidad Complutense de Madrid El Escorial, 7 de julio de 2005
Seguridad y Residuos Radiactivos
208/07/05
Radiactividad. Protección Radiológica. Barreras. Materiales.
Seguridad y Residuos Radiactivos
308/07/05
Explotación MineraFábrica Concentrados Uranio
Fáb. elementos combustibles industriales
ASCO I y II
Vandellós I y IITrillo
Juzbado
SAELICES
Almaráz I y IILa Haba
ZoritaCofrentes
C.A. El Cabril
Andújar
Aplicaciones industriales. Instalaciones del ciclo de combustible en España.
Ascó I y II
Garoña
Saélicesel Chico
Fáb. Concentrados Uranio Clausurada
Central Nuclear en operación
Central Nuclear en operación
Almacenamiento de residuos de baja y media actividad
Seguridad y Residuos Radiactivos
408/07/05
Residuos radiactivos. II.RR. con contrato de retirada en España.
125
115
71
45
38
22
22
15
14
13
10
9
8
6
4
0 20 40 60 80 100 120 140
Cataluña
Madrid
Andalucía
Valencia
Pais Vasco
Aragón
Galicia
Navarra
Castilla-León
Canarias
Asturias
Castilla-La Mancha
Cantabria
Baleares
Extremadura
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508/07/05
Quinto Plan General de Residuos Radiactivos
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ORGANIZACIÓN ADMINISTRATIVA
PARLAMENTOPARLAMENTO
CONSEJO DESEGURIDAD
NUCLEAR(CSN)
CONSEJO DESEGURIDAD
NUCLEAR(CSN)
MINISTERIO DEINDUSTRIA, TURISMO
Y COMERCIO
MINISTERIO DEINDUSTRIA, TURISMO
Y COMERCIOMINISTERIO DE
MEDIO AMBIENTE
MINISTERIO DEMEDIO AMBIENTE
MINISTERIO DEECONOMÍAY HACIENDA
MINISTERIO DEECONOMÍAY HACIENDA
MINISTERIO DEEDUCACIÓNY CIENCIA
MINISTERIO DEEDUCACIÓNY CIENCIA
DIRECCIÓN GENERALPOLÍTICA ENERGÉTICA
Y MINAS
DIRECCIÓN GENERALPOLÍTICA ENERGÉTICA
Y MINAS
SOCIEDAD ESTATALDE PARTICIPACIONES
INDUSTRIALES(SEPI)
SOCIEDAD ESTATALDE PARTICIPACIONES
INDUSTRIALES(SEPI)
CENTRO DEINVESTIGACIONES
ENERGÉTICAS,MEDIOAMBIENTALES Y
TECNOLÓGICAS(CIEMAT)
CENTRO DEINVESTIGACIONES
ENERGÉTICAS,MEDIOAMBIENTALES Y
TECNOLÓGICAS(CIEMAT)
ENRESAENRESA PRODUCTORESRESIDUOS
PRODUCTORESRESIDUOS
GOBIERNOGOBIERNO
REGULACIÓNY
LICENCIAMIENTO
POLÍTICA
(PGRR)
20% 80%
CONTROL
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• EMPRESA PÚBLICA
• EMPRESA DE GESTIÓN
• SIN BENEFICIOS ECONÓMICOS
• EMPRESA CONTROLADA
ESTRUCTURA . ENRESA
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RESIDUOS RADIACTIVOS A GESTIONAR EN ESPAÑA
CG/RAA13.000 m3RBMA ≈ 176.000 m3
79%
1%
Vidrios
CombustibleGastado
19.550 Elementos6.730 tU
OtrosRMA
(36.500 m3 hasta el 31/12/2003)
RBMA = Residuos de Baja y Media Actividad acondicionados (incluye residuos de muy baja actividad)CG/RAA = Combustible Gastado y Residuos de Alta Actividad encapsulados (incluye residuos de media actividad)
II.RR.3%
FABRICACIÓN E.C.1%
OPERACIÓN CC.NN.
20%
OTROS3%
DESMANT. CC.NN.73%
20%
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Criterios que se siguen en la Gestión de RR.RR. en España
• PROTECCIÓN RADIOLÓGICA AHORA Y EN EL FUTURO
• REDUCIR VOLUMEN EN ORIGEN
• REDUCIR VOLUMEN EN EL TRATAMIENTO
• REDUCIR RADIACTIVIDAD CUANDO SEA POSIBLE (DECAIMIENTO, TRANSMUTACIÓN)
• REDUCIR DURACIÓN DE LA RADIACTIVIDAD
• FINANCIAR AHORA, NO DEJAR CARGAS FUTURAS (POR TANTO, HABILITACIÓN DE UN FONDO)
• REVERSIBILIDAD DE LAS DECISIONES
• SISTEMA FÁCILDE VIGILANCIA A LARGO PLAZO
• RECUPERABILIDAD DE LOS RESIDUOS
ES DECIR, DARLES UN TRATAMIENTO COMPLETO, CON EL ANÁLISIS DE SEGURIDAD A LARGO PLAZO, PERO NO CERRANDO LA POSIBILIDAD DE QUE EN EL FUTURO PUEDAN RECUPERARSE LOS RESIDUOS PARA APROVECHAR SU CONTENIDO ENERGÉTICO, MATERIALES VALIOSOS O DARLES OTRO TRATAMIENTO ADICIONAL, SI SE DESEA.
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GESTIÓN DE RESIDUOSDE BAJA Y MEDIA
ACTIVIDAD
Seguridad y Residuos Radiactivos
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• NO EMITEN CALOR• TIENEN ISÓTOPOS DE VIDA CORTA• SE SOLIDIFICAN EN ORIGEN• EN GENERAL, SE INMOVILIZAN EN LA PROPIA CENTRAL CON
2/3 DE HORMIGÓN• UN 20% SON COMPACTABLES Y NO SE HORMIGONAN• DEBEN CUMPLIRSE LAS ESPECIFICACIONES DE ACEPTACIÓN• LA GARANTÍA DE CALIDAD SE INSTRUMENTALIZA MEDIANTE
INSPECCIONES Y AUDITORÍAS DOCUMENTALES
Características de los Residuos de Baja y Media Actividad
Seguridad y Residuos Radiactivos
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Detalle de RBMA
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Centro de Almacenamiento El Cabril
CONTENEDORES
CELDAS CONCOBERTURA PROVISIONAL
TECHADO MOVIL
GALERIA INSPECCION
CAPA DEPROTECCION
COBERTURA A LARGO PLAZO
TIERRA VEGETAL
GRAVA GRUESA
CAPA IMPERMEABILIZANTEDE ARCILLA COMPACTADA
IMPERMEABILIZACION MEMBRANASINTETICA
RELLENO
(DRENANTE)1ª CAPA DE ARENA
(DRENANTE)2ª CAPA DE ARENA
(DRENANTE)3ª CAPA DE ARENA
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Acondicionamiento de RBMA
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Laboratorio de Verificación de la Calidad
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Plataforma del Centro de Almacenamiento El Cabril
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PAÍS INSTALACIÓN TECNOLOGÍAAÑO INICIOOPERACIÓN
CAPACIDAD(m3)
ALEMANIAMorslebenKonrad
Subterráneo (sal – 500m.)Subterráneo (hierro – 1.000m.)
1981 54,500650.000
EE.UU.BarnwellRichlandBeatty
SuperficialSuperficialSuperficial
197119651962
700.000360.000130.000
FINLANDIAVLJLoviisa
Subterráneo (granito – 100m.)Subterráneo (granito – 110m.)
19921995
8.5007.800
FRANCIALa MancheL’Aube
SuperficialSuperficial con barreras de ingeniería
19691992
517.4251.000.000
JAPÓN Rokkasho-Mura Superficial con barreras de ingeniería 1992 40.000
REINO UNIDODrigg Trincheras
Superficial con barreras de ingeniería19591988
800.000800.000
SUECIA SFR Subterráneo (granito – 50 m.) 1988 60.000
Instalaciones Almacenamiento definitivo en el mundo.
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GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE GASTADO
Seguridad y Residuos Radiactivos
1908/07/05
Elemento combustible.
Seguridad y Residuos Radiactivos
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Composición del combustible gastado.
Uranio96%
(0,9 % del U-235)
Plutonio1%
Actínidos minoritarios
0,1% (50% Np, 47% Am,
3% Cu)
Productos de fisión 2,9%
(Y, Tc, Nd, Zr, Mo, Ce, Cs, Rt, Pd, etc.)
Seguridad y Residuos Radiactivos
2108/07/05
Almacenamiento temporal. Piscinas.
Seguridad y Residuos Radiactivos
2208/07/05
Pérdida de calor residual.
Seguridad y Residuos Radiactivos
2308/07/05
Almacenamiento temporal. Contenedores.
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2408/07/05
Sistemas almacenamiento temporal CG en España.
ATI C.N. TRILLO
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2508/07/05
Almacenamiento temporal. Bóvedas.
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Funciones ATC
Almacenamiento temporal de combustiblegastado y otros residuos radiactivos que nopueden ir a El Cabril.
Centro tecnológico para actividades de I+D
Centro de formación y entrenamiento
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Función de Almacenamiento Temporal.• Necesidad de vaciar las piscinas de las CC.NN. para proceder a su
desmantelamiento.• Compromiso de retornar a España los residuos radiactivos
procedentes del reprocesado del combustible gastado de CC.NN.• Disponer de capacidad de almacenamiento para algunos residuos
procedentes del desmantelamiento de CC.NN. y fuentes gastadas de aplicaciones médicas, industriales y de investigación.
Función de Centro de I+D.• Esta instalación deberá dotarse de una infraestructura para
soportar actividades de I+D.Función de Formación y Entrenamiento.• Aprovechar la disponibilidad de recursos humanos y materiales.
enresaAlmacenamiento Temporal CentralizadoJustificación
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Características
El emplazamiento no requiere características específicas relevantes
Superficie aproximada de unas 20 hectáreas
Instalación pasiva en su función de almacenamiento
Tecnología de construcción modular
Disponibilidad de celda caliente para manejo de CG y RAA
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Experiencia Internacional
Tecnología de almacenamiento contrastada y con experiencia operacional amplia.
Países que disponen de instalaciones tipo ATCAlemania: Ahaus; GorlebenBélgica: DesselEE.UU.: PFS (en licenciamiento)Francia: La HagueHolanda: HABOGJapón: RokkashoReino Unido: SellafieldRusia: Mayak; KrasnoyarskSuecia: CLABSuiza: ZWILAG
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enresaAlmacenamiento Temporal CentralizadoInstalación de HABOG
Seguridad y Residuos Radiactivos
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enresaAlmacenamiento Temporal CentralizadoInstalación de ZWILAG
Seguridad y Residuos Radiactivos
3208/07/05
CENTRALESNUCLEARES
LWR
ALMACENAMIENTOTEMPORAL
ALMACENAMIENTODEFINITIVO
CICLOABIERTO
CICLOCERRADOACTUAL
CICLOCERRADO
AVANZADO
VIDRIOS
Rutas alternativas de gestión del combustible gastado.
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3308/07/05
Almacenamiento directo. Sistema de barreras múltiples.
Elemento combustible
Cápsula
Material de relleno y sellado (bentonita compactada a alta densidad)
Barrera geológica
- Retención de radionucleidosen la matriz de UO2
- Retrasa la penetración de agua- Establece un ambiente químico favorable
- Limita la penetración de agua- Retrasa el inicio de la liberación
- Limita la liberación (difusión)
Zona del repositorio: - Limitado aporte de agua
- Quimismo favorable- Estabilidad geológica a largo plazo
Geosfera:- Largos tiempos de recorrido del agua
- Retraso adicional al transporte de material radioactivo en agua (sorción,
difusión en matriz rocosa)
Seguridad y Residuos Radiactivos
3408/07/05
SEPARAR Y TRANSMUTAR
ELIMINAR LOS ACTÍNIDOS (U, Pu, Am, Cm, Np) PRESENTES EN EL COMBUSTIBLE IRRADIADO Y ALGUNOS PRODUCTOS DE FISIÓN DE VIDA LARGA (I, Tc, Cs) Y ALTA MOVILIDAD.
Objetivos de la Separación-Transmutación.
OBJETIVOS BÁSICO
REDUCIR EL INVENTARIO RADIOTÓXICO DE LOS RAA Y EN CONSECUENCIA, EL RIESGO RADIOLÓGICO POTENCIAL A LARGO PLAZO QUE CONLLEVA SU ALMACENAMIENTO DEFINITIVO.
Seguridad y Residuos Radiactivos
3508/07/05
Esquema de la transmutación.
Seguridad y Residuos Radiactivos
3608/07/05
Transmutador ADS.
Seguridad y Residuos Radiactivos
3708/07/05
• JAPÓN
- PROGRAMA OMEGA - REPROCESAMIENTO- USO DE Pu EN MOX- TRANSMUTACIÓN EN REACTORES
RÁPIDOS O EN ADS• FRANCIA
- PROGRAMA SPIN - REPROCESAMIENTO- USO DE Pu EN MOX- TRANSMUTACIÓN EN REACTOR
PHENIX Y EN ADS
Separación y Transmutación. Situación mundial.
Seguridad y Residuos Radiactivos
3808/07/05
• EE.UU.
- PROGRAMA ATW - SEPARACIÓN PIROELECTROQUÍMICA- TRANSMUTACIÓN EN ADS
• LABORATORIO CERN - ESTUDIOS Y EXPERIMENTACIÓN A NIVEL FÍSICA NUCLEAR
• UNIÓN EUROPEA
- PROGRAMA ITU - ESTUDIOS DE LOS DIVERSOS COMPONENTES
- INVOLUCRACIÓN ESPAÑOLA EN LOS PROGRAMAS EUROPEOS
Separación y Transmutación. Situación mundial.
Seguridad y Residuos Radiactivos
3908/07/05
• Tipo de reactor: Uranio natural grafito-gas
• Propietario: HIFRENSA
• Inicio: Mayo de 1972
• Cierre: Octubre de 1989
HITOS DEL PROYECTO- 28-01-98. Aprobación Plan de Desmantelamiento y Clausura.- 04-02-98. Transferencia de la titularidad de la Central- Marzo de 1998. Inicio de la fase preparatoria.- 26-01-99. Finalización de las pruebas de los nuevos sistemas implantados.- 17-03-99. Autorización del CSN para el desmantelamiento en zonas radiológicas- 07-04-99. Inicio de los trabajos de desmantelamiento en zonas radiológicas.- Abril de 2000. Aislamiento del cajón del reactor y realización de la prueba de estanqueidad.- Julio 2001. Aprobación del proceso de desclasificación de materiales.- Febrero 2002. Aprobación del proceso de desclasificación de superficies.- Octubre 2002: Fin del desmontaje de la nave del reactor.- Junio 2003 finaliza el desmantelamiento.
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Vista aérea previa a las labores de desmantelamiento
Seguridad y Residuos Radiactivos
4008/07/05
¿Por qué 25 años de latencia?¿Por qué 25 años de latencia?
Es el tiempo estimado para que la actividad de las estructuras internas del cajón del reactor disminuya a valores asumibles para su desmantelamiento con un mínimo coste radiológico.
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Latencia
Seguridad y Residuos Radiactivos
4108/07/05
• Desmantelar no es Demoler• El desmantelamiento es un proceso industrial controlado, que
asegura el cumplimiento de la normativa exigida a los productos finales en función de su destino
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Parámetros de un Desmantelamiento
MATERIA PRIMA DESMANTELAMIENTO
Selección/Transformación/Control/Expedición
DESTINOS
Restauración del emplazamiento
Vertederos convencionales
Reciclaje
Almacén Residuos Radiactivos
Seguridad y Residuos Radiactivos
4208/07/05
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Gestión de materiales
Seguridad y Residuos Radiactivos
4308/07/05
TOTAL MATERIALES: 310.000 t• MATERIALES RECICLADOS: 298.000 t
Hormigones reciclados “in situ”: 277.000 t
Materiales limpios reciclados en el exterior: 20.800 t- Chatarras: 16.500 t- Otros materiales: 4.300 t
Materiales contaminados reciclados en el ciclo nuclear: 200 t
PORCENTAJE RECICLADO: 96%
CENTRO DEALMACENAMIENTO
EL CABRIL
RECICLAJECONVENCIONAL
RECICLAJECICLO NUCLEAR
MATERIALESCONVENCIONALES
RESIDUOSCONVENCIONALES
RESIDUOSRADIACTIVOS
MATERIALESCONTAMINADOS
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EMPLAZAMIENTO
MATERIALES DESMANTELADOS
RECICLAJE“IN SITU”
MATERIALESCONVENCIONALES
VERTEDEROCONTROLADO
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Reciclaje
Seguridad y Residuos Radiactivos
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CURVAS DE SEGUIMIENTO Y AVANCE DE PDC V-1
Ref.: Programa General Rev. 4 (Octubre 2002)
100
84
7976
73,6
65,5
5653
47
41
27
21
151413
7
9896
90
34
94,1
88,283,8
80
76
73
6559
53,3
48,3
42,5
26,5
20
1513
4
9
1
98
35
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100% Avance
Previsión Avance
Desmantelamiento C.N. Vandellós I. Avance del proyecto.
Seguridad y Residuos Radiactivos
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Clausura de la FUA.
Situación de las antiguas instalaciones de la FUA antes de su desmantelamiento
Estado final del emplazamiento después de las labores de desmantelamiento realizadas por ENRESA
La ejecución de las obras, llevadas a cabo desde 1991 a 1994, supusieron la estabilización de 361.000m3 de estériles.
Seguridad y Residuos Radiactivos
4608/07/05
Clausura de La Haba
Situación de la Mina de La Haba antes de su clausura
Estado final del emplazamiento después de las labores de clausura realizadas por ENRESA
Seguridad y Residuos Radiactivos
4708/07/05
Colaboración internacional.
COLABORACIÓN SUPRANACIONAL
Organización Internacional de la Energía Atómica (IAEA/OIEA)
Unión Europea (UE)
Agencia de la Energía Nuclear de la OCDE (NEA/AEN)
Seguridad y Residuos Radiactivos
4808/07/05
Aspectos económicos y financieros.FINANCIACIÓN DE LOS COSTES DE LA GESTIÓN DEL CG Y RR
LOS COSTES DE LAS ACTIVIDADES DERIVADAS DE LA GESTIÓN DE LOS RESIDUOS RADIACTIVOS DEBEN SER
FINANCIADOS POR LOS AGENTES GENERADORES
SISTEMA ESTABLECIDO
CENTRALES NUCLEARES
FACTURACIÓN POR GENERACIÓN
DE RESIDUOS Y PROVISIÓN
DESMANTELAMIENTO
GENERACIÓN FONDOS POR ANTICIPADO
OTROS PRODUCTORES
PRECIOS POR LOS SERVICIOS PRESTADOS
Seguridad y Residuos Radiactivos
4908/07/05
ASPECTOS ECONÓMICO-FINANCIEROS
• COSTE DE LA GESTIÓN– Coste total estimado : 12.000 M€04 (1985-2070)
– Incurrido el 24% del total a finales de 2004
OTR A S0 %
ES TR UC T.13 %
I+D3 %
C LA US UR A2 1%
C G/ R A A5 0 %
R B M A13 %
0
100
200
300
400
500
1985 1990 1995 2000 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 2045 2050 2055 2060 2065 2070
CO
STE
(MIL
LON
ES €
2004
)
I+D ESTRUCTURA GESTION RBMA GESTION CG/RAA CLAUSURA OTRAS ACTUACIONES