Aplicasion de la teoria nuclear

APLICACIÓN DE LA TEORÍA NUCLEAR.

¿Qué es una central nuclear?

En una central nuclear, como en una central térmica (carbón, fuel o gas) se transforma la energía liberada por un combustible, en forma de calor, en energía mecánica, y después en energía eléctrica; el calor producido permite evaporar agua que acciona una turbina que lleva acoplado un alternador.
El vapor que alimenta la turbina puede ser producido directamente en el interior de la vasija del reactor (en los reactores de agua en ebullición) o en un cambiador denominado generador de vapor (en los reactores de agua a presión).

El principio de una central nuclear es entonces muy sencillo. Es la tecnología aplicada la que es compleja debido a los fenómenos en juego, las potencias alcanzadas, los requisitos técnicos y las precauciones necesarias para asegurar en todo momento, tanto la seguridad de los trabajadores y de la población, como la protección del medio ambiente.


Los principales materiales o componentes de un reactor nuclear son:


· Combustible. En una central nuclear el combustible es, generalmente, óxido de uranio. En todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea uranio ligeramente enriquecido en uranio 235, con un grado de enriquecimiento que oscila entre el 3 y el 5%. Este material se encuentra como pastillas cerámicas que se introducen en el interior de una vaina o envoltura metálica.


· Moderador. En los reactores denominados "térmicos" es la sustancia que frena, sin capturarlos, los neutrones que se producen en la reacción de fisión hasta una velocidad a la que sean capaces de producir una nueva reacción de fisión. No se trata de parar la reacción (éste es el papel de las barras de control) sino de mantenerla. Hay tres sustancias que responden bien a estas exigencias: grafito, agua y agua pesada.


· Barras de control. Contienen una sustancia que captura los neutronesde forma tal que se pare completamente la reacción nuclear de fisión o se module la potencia del reactor.


· Núcleo del reactor. Es la zona en la que se encuentran las barras de combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución adecuada, de modo que cuando estas últimas están insertadas la reacción nuclear se para. La reacción se inicial retirar las barras de control. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de tal modo que éstas se inserten (entran) en determinadas circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o "disparo".


· Refrigerante. El calor es extraído del núcleo por medio del refrigerante que circula alrededor de las barras de combustible. Los fluidos que se suelen utilizar son: anhídrido carbónico, agua o agua pesada. El refrigerante circula en el interior del núcleo, lamiendo las barras de combustible.


Las radiaciones

Historia

Llamamos radiación a la energía que se propaga en forma de onda a través del espacio. El ser humano ha estado expuesto a las radiaciones ionizantes desde el comienzo de los tiempos. Las fuentes naturales de radiación se encuentran tanto en el Universo como en la Tierra.
Nada hay de nuevo sobre la radiactividad salvo la utilización que de ella ha ido aprendiendo el hombre. Tanto la radiactividad como la radiación que se produce se encontraban presentes en el espacio incluso antes de que la tierra apareciese.
La radiación intervino en el "big-bang" que, según se cree, dio nacimiento al Universo hace unos 20.000 millones de años. Desde entonces se ha difundido por el cosmos. Los materiales radiactivos se convirtieron en parte integrante de la Tierra desde el momento mismo de su formación. Incluso el hombre es ligeramente radiactivo, ya que todo tejido vivo contiene trazas de sustancias radiactivas. No obstante hace menos de un siglo que la humanidad descubrió este fenómeno elemental y universal.
En 1896 Henri Antoine Becquerel, un científico francés, premio Nobel de Física en 1903, guardó por casualidad en el mismo cajón varias placas fotográficas y un trozo de mineral que contenía uranio. Al revelarlas encontró, con sorpresa, que habían sido expuestas a una radiación, y supuso, con acierto, que el compuesto de uranio había emitido esa radiación capaz de velar las películas fotográficas. Poco después, una joven química nacida en Polonia, Marie Curie, llevó más lejos la investigación, acuñando la palabra "radiactividad". En 1898, ella y su marido, Pierre, descubrieron que a medida que el uranio cedía radiación se transformaba misteriosamente en otros elementos, denominando polonio -en referencia a su país natal- a uno de ellos y radio -el elemento "brillante"- a otro.
Tanto el trabajo de Becquerel como el de los Curie se apoyaron en gran medida en un hito científico anterior; en 1895 un físico alemán Wilhelm Roentgen, había descubierto -también por azar- los rayos X.
Poco después, Becquerel experimentó la más problemática desventaja de la radiación, el efecto que puede producir en los tejidos vivos, al dañarle la piel un frasco de radio que guardaba en su bolsillo. Marie Curie murió de una enfermedad de la sangre probablemente, sabemos ahora, a causa de su exposición a la radiación.
A pesar de ello, un pequeño grupo de brillantes, y a menudo jóvenes, científicos se embarcaron en una de las más apasionantes búsquedas de todos los tiempos, ahondando en los más profundos secretos de la materia misma. Su trabajo iba a conducir con el tiempo, en 1945, a la explosión de las bombas atómicas al final de la II Guerra Mundial, con enormes pérdidas humanas. También condujo, en 1956, al establecimiento de la primera gran central productora de energía nuclear, Calder Hall, en el Reino Unido. Mientras tanto, y desde los descubrimientos de Roentgen, se producía una continua expansión de los usos médicos de la radiación.


Radiactividad: radiaciones ionizantes


El objetivo fundamental de la investigación de los científicos era el átomo, y más en particular, su estructura. Hoy sabemos que los átomos se comportan como sistemas solares en miniatura; pequeños núcleos son rodeados por las órbitas de "planetas" llamados electrones.
El núcleo constituye tan solo la milésima parte del tamaño del átomo, pero es tan denso que contiene casi toda su masa. Es generalmente un conglomerado de partículas que se adhieren estrechamente unas a otras. Algunas de estas partículas tienen una carga eléctrica positiva y se llaman protones, dentro del núcleo también existen otras partículas sin carga eléctrica que se denominan neutrones.


El número de protones determina el elemento al que el átomo pertenece. Un elemento se define por el número de protones en su núcleo. El hidrógeno tiene 1 protón, el helio 2, el litio 3, el berilio 4, el boro 5, y el carbono 6. A medida que aumenta el número de protones, los núcleos se hacen más pesados. El torio tiene 90 protones, el protactinio 91 y el uranio 92. Los elementos pesados con más de 92 protones, se denominan transuránidos.
El número de neutrones determina si el núcleo es radiactivo. Para que el núcleo sea estable, el número de neutrones debe ser, en la mayoría de los casos, ligeramente superior al de protones. En un núcleo estable, los protones y neutrones están unidos por fuerzas nucleares tan fuertes que no puede escapar ninguna partícula. Sí es así, todo irá bien y el núcleo seguirá estando equilibrado y tranquilo. Pero las cosas son muy distintas cuando el número de neutrones no está compensado. Entonces, el número tiene exceso de energía y no puede mantenerse unido. Tarde o temprano descarga esa energía.
Cada núcleo libera su energía de forma diferente, como ondas electromagnéticas (rayos X, rayos gamma) o como chorros de partículas que pueden ser de tres tipos alfa, beta y neutrones.

Radiación alfa

Está formada por partículas pesadas integradas por dos protones y dos neutrones (como el núcleo del helio) emitidas por la desintegración de átomos de elementos pesados (uranio, radio, radón, plutonio...). Debido a su masa no puede recorrer más que un par de centímetros en el aire, y no puede atravesar una hoja de papel, ni la epidermis.


Por el contrario, si se introduce en el cuerpo una sustancia emisora de radiación alfa, por ejemplo en los pulmones, ésta libera toda su energía hacia las células circundantes, proporcionando una dosis interna al tejido sensible (que en este caso no está protegido por la epidermis).

Radiación beta


Está compuesta por partículas de masa similar a las de los electrones, lo que le confiere un mayor poder de penetración. No obstante, la radiación beta se detiene en algunos metros de aire o unos centímetros de agua, y es detenida por una lámina de aluminio, el cristal de una ventana, una prenda de ropa o el tejido subcutáneo.
No obstante, puede dañar la piel desnuda y si entraran en el cuerpo partículas emisoras de beta, irradiarían los tejidosinternos.
Radiación gamma


Es de carácter electromagnético, muy energética, y con un poder de penetración considerable. En el aire llega muy lejos, y para detenerla se hace preciso utilizar barreras de materiales densos, como el plomo o el hormigón.
Desde el momento en el que la radiación gamma entra en una sustancia, su intensidad empieza a disminuir debido a que en su camino va chocando con distintos átomos. En el caso de los seres vivos, de esa interacción con las células pueden derivarse daños en la piel o en los tejidos internos.


La radiación X


Es parecida a la gamma, pero se produce artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación, tiene un control fácil e inmediato.

La radiación de neutrones


Es la generada durante la reacción nuclear. Los neutrones tienen mayor capacidad de penetración que los rayos gamma, y sólo puede detenerlos una gruesa barrera de hormigón, agua o parafina. Por ello, en las aplicaciones civiles, la generación de la radiación de neutrones se limita al interior de los reactores nucleares.

Estos tres últimos tipos de radiación: gamma, rayos X y neutrónica, no son directamente ionizantes, pero al incidir sobre otros núcleos pueden activarlos o causar las emisiones que, indirectamente, sí producen ionización.

Si la radiación transporta energía suficiente como para provocar ionización en el medio que atraviesa, se dice que es una radiación ionizante. En caso contrario se habla de radiación no ionizante como los rayos ultravioletas, las ondas de radio, TV, telefonía móvil o microondas son algunos ejemplos de radiaciones no ionizantes.

Radiaciones naturales


El proceso de desintegración radiactiva explica la existencia de muchos elementos radiactivos en el medio ambiente. De hecho, hasta la invención del tubo de rayos X, en 1895, la única radiación que existía era la natural.
El ser humano vive en un mundo con radiactividad natural: recibe la radiación cósmica, procedente del espacio y la radiación del radón, procedente de la tierra; ingiere a diario productos naturales y artificiales que contienen sustancias radiactivas (en cantidades muy pequeñas), en sus huesos hay polonio y radio radiactivos, en sus músculos, carbono y potasio radiactivos, y en sus pulmones, gases nobles y tritio, también radiactivos.


Este conjunto de radiaciones naturales integra la radiación de fondo que depende de numerosos factores: el lugar donde se vive, la composición del suelo, los materiales de construcción, la estación del año, la latitud y, en cierta medida, las condiciones meteorológicas.


De la radiación cósmica, que procede del espacio, sólo llega al suelo una fracción, ya que en su mayor parte, es detenida por la atmósfera. En consecuencia, la latitud es determinante de la dosis recibida, de forma tal que en la cima de una montaña o viajando en un avión se recibe mayor cantidad de radiación cósmica que al nivel del mar: por ejemplo, las tripulaciones aéreas pasan gran parte de su vida en altitudes en las que la radiación cósmica es 20 veces mayor que la radiación media de fondo.


La radiación de fondo debida al gas radón, procedente de la desintegración del metal radio contenido en algunas rocas, fundamentalmente graníticas, también varía sustancialmente dependiendo de la localización. El radón surge por emanación de las rocas lo que posibilita, por ejemplo, que se formen grandes concentraciones en el interior de las viviendas construidas en determinados sitios o con ciertos materiales, sobre todo si la ventilación es insuficiente. En estos casos, la concentración de radón puede ser cientos de veces superior a la del exterior.

Radiaciones artificiales

En 1895, el físico Roëntgen, cuando experimentaba con rayos catódicos, descubrió el primer tipo de radiación artificial que ha utilizado el ser humano: los rayos X. Se trata de ondas electromagnéticas originadas por el choque de electrones con un determinado material, en el interior de un tubo de vacío.
Una año después, en 1896, el científico francés Becquerel descubre por casualidad la radiactividad natural al quedar impresionadas las placas fotográficas que habían estado guardadas, protegidas de la luz, en un cajón en el que había mineral de uranio. Becquerel supuso, con acierto, que el compuesto de uranio había emitido una radiación capaz de velar las películas fotográficas.
Pocos años después, la joven Marie Curie y su esposo Pierre descubrieron que a medida que el uranio emitía radiaciones se iba transformando en otros elementos químicos distintos, como el radio y el polonio, así denominado en honor a su país de origen.
Una vez que empezaron a conocerse las propiedades y la potencialidad de la radiación se fueron desarrollando sus aplicaciones, así como las técnicas para obtener materiales radiactivos artificiales.

Seguridad en el diseño y construcción de las centrales

La seguridad nuclear tiene como objetivo reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y mitigar sus consecuencias, caso de que ese accidente se produjera; el principio básico en el diseño de una central nuclear se describe como defensa en profundidad expresado en tres niveles o escalones de seguridad:


· Primer escalón: consiste en impedir la desviación respecto al funcionamiento normal, es decir en hacer estable el funcionamiento de las centrales, para lo que éstas se diseñan, construyen y operan con arreglo a niveles de calidad y prácticas de ingeniería adecuadas.


· Segundo escalón: su finalidad es detectar e interrumpir las desviaciones, respecto a las condiciones de funcionamiento normal, para evitar que los incidentes operacionales que puedan ocurrir se agraven hasta convertirse en condiciones de accidente.


· Tercer escalón: se supone que, aunque sea muy improbable, es posible que ciertos incidentes operacionales no sean interrumpidos por los escalones precedentes, por lo que se incorporan equipos y procedimientos adicionales para controlar las condiciones de accidente resultantes, evitando que se produzcan daños al núcleo y la liberación al medio ambiente de material radiactivo.


Después del tercer escalón existen otros factores que contribuyen a la protección del público y del personal del emplazamiento, como:


· La incorporación a la central de elementos complementarios específicos para mitigar las consecuencias de sucesos de muy baja probabilidad que excedan las bases de diseño (accidentes severos o accidentes con daño al núcleo).


· La aplicación de planes de emergencia, incluyendo distintas medidas de protección a las personas.


El objetivo más importante en el diseño de una central nuclear es asegurar que todas las radiaciones e isótopos radiactivos, contenidos fundamentalmente en el interior del reactor y consistentes en productos de fisión, se mantienen confinados. Otro objetivo importante consiste en que los vertidos al medio ambiente estén bajo un cuidadoso control y que las cantidades vertidas se midan y se mantengan dentro del rango de los valores considerados como aceptables.
La emisión de radiación hacia el exterior de la central se controla con el empleo de blindajes con suficiente espesor para absorber las radiaciones emitidas.
El escape de materiales radiactivos se evita mediante el empleo de barreras de seguridad múltiples; cada una de las cuales contiene a las anteriores. Así, antes de que un material radiactivo se vierta accidentalmente al exterior ha de superar las sucesivas barreras de contención. En principio se pueden considerar las siguientes:


· La vaina que envuelve las pastillas combustibles.


· El circuito primario (o barrera de presión).


· La contención.



Algunos añaden como primera barrera la propia pastilla de combustible, al tratarse de un material cerámico. Pero una visión más rigurosa de la realidad considera la pastilla sólo como una barrera parcial.
En el diseño de centrales nucleares, en aplicación del criterio de defensa en profundidad, se establecen una serie de salvaguardias tecnológicas. Las salvaguardias tecnológicas son los sistemas utilizados en una instalación nuclear o radiactiva para prevenir los accidentes o mitigar sus consecuencias.

CONTROL Y PROTECCIÓN DEL REACTOR

Para controlar el funcionamiento del reactor existen una serie de sistemas de accionamiento de las barras de control, así como sistemas de instrumentación que permiten vigilar su comportamiento y medir los valores de los parámetros característicos (flujo de neutrones, temperaturas, presión, nivel del refrigerante en la vasija, etc.): son los sistemas de control del reactor.
Todos los parámetros vitales del reactor y los sistemas asociados tienen establecidos unos valores límites, de tal manera que al superarse cualquiera de ellos, se produce de manera automática la parada del reactor por la rápida inserción de las barras de control (a este fenómeno se le llama "disparo"); esta actuación se produce en el denominado sistema de protección del reactor, que, asimismo, produce el arranque automático de sistemas de seguridad (refrigeración, ventilación, alimentación eléctrica, aislamiento del edificio de contención,...) caso de darse unas condiciones predeterminadas.


SISTEMAS DE REFRIGERACIÓN

La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende una gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor para evitar el calentamiento progresivo del núcleo, lo que podría llegar a producir, en caso de fallo de los diversos sistemas de refrigeración, su fusión y consiguiente destrucción.
Para la seguridad nuclear es esencial mantener en cualquier circunstancia la refrigeración del núcleo para extraer el calor generado por el combustible. En operación normal, el calor del núcleo se extrae mediante el circuito principal. En un reactor de agua a presión ese circuito es el circuito primario; en un reactor de agua en ebullición, es el circuito agua-vapor.
Tras la parada del reactor, éste sigue generando calor aunque ya no haya fisiones, por el calor residual de los productos de fisión. Ese calor se evacua por medio de un circuito especial con bombas y cambiadores que constituye un circuito de seguridad
En caso de accidente, el sistema de protección del reactor activa los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo para que la temperatura que se alcance, no provoque la fusión del mismo.

FALLO ÚNICO Y REDUNDANCIA
Para que un sistema de los necesarios para realizar la parada sin riesgo y mitigar las consecuencias de los accidentes postulados pueda considerarse como "fiable" es necesario que un fallo único no impida que el sistema cumpla su misión. La multiplicidad de equipos que cumplen la misma función se denomina redundancia.
En general el diseño de sistemas cumple, como mínimo, este criterio (denominado N-1, ya que en caso de fallo quedan N-1 sistemas o componentes que cumplen la función requerida) y con el criterio N-2 en la mayoría de los casos.
La redundancia va aliada con la separación física entre los sistemas, de forma que si uno sufre, por ejemplo, un incendio sea muy improbable que otro sistema redundante sufra el mismo daño.


LA GARANTIA DE CALIDAD COMO REQUISITO DE LA SEGURIDAD

En el diseño de centrales nucleares es de gran importancia asegurarse de que las estructuras, sistemas o componentes que se van a proyectar o construir se comportarán de forma satisfactoria cuando estén en servicio. Este es el objetivo del programa de garantía de calidad, el cual se refleja en un conjunto de prácticas y de procedimientos sistematizados y documentados en base a unos valores estándar de calidad establecidos por las normas nacionales o internacionales.
Este programa se aplica en las distintas fases de un proyecto nuclear: diseño, construcción, puesta en marcha, operación y clausura.


PRUEBAS PREOPERACIONALES Y OPERACIONALES

Toda instalación nuclear debe efectuar, antes de que sea autorizada su puesta en funcionamiento, un conjunto de pruebas pre operacionales (o pre nucleares) en las que se comprueba antes de cargar el combustible en el reactor, si el funcionamiento de los distintos sistemas, equipos o componentes, es o no conforme con lo que se proyectó. Si los resultados no son satisfactorios, se requiere la reparación de los fallos y la repetición de las pruebas, hasta que éstas den un resultado correcto.
Análogamente, se realizan las pruebas nucleares (u operacionales) con un objetivo similar, una vez que la central nuclear ya está autorizada a funcionar. Ello permite comprobar el funcionamiento de los sistemas o equipos con la central en operación.


INSPECCIÓN Y CONTROL DEL CSN
Durante todo el proceso de diseño, construcción y puesta en marcha de las centrales el Consejo de Seguridad Nuclear mantiene un seguimiento del cumplimiento de las condiciones impuestas en las autorizaciones, por medio de múltiples inspecciones y auditorias.
Con anterioridad al permiso para la explotación de una central nuclear, ésta requiere diversas autorizaciones (previa o de emplazamiento, construcción, pruebas pre nucleares, almacenamiento de combustible) y en todas ellas es necesario el informe positivo del CSN, que define los límites y condiciones en materia de seguridad aplicables en cada etapa.
El control del CSN no se limita a la central, sino que afecta a todos y cada uno de los componentes esenciales en materia de seguridad, cuyo diseño, fabricación y montaje es evaluado, e inspeccionado de manera individual, de forma que la empresa fabricante o montadora ha de obtener la correspondiente autorización.
La seguridad nuclear durante la operación de las centrales nucleares se basa en el estricto control de su funcionamiento.


Clausura de centrales nucleares

El término clausura cuando se aplica a centrales nucleares no se refiere a un mero dejar de funcionar sino a una operación mucho más compleja y que tiene una considerable extensión en el tiempo.
En efecto, una central nuclear al finalizar su etapa de funcionamiento contiene grandes cantidades de materiales radiactivos y muchos sistemas, equipos o componentes están contaminados. Los materiales radiactivos provienen de la propia reacción de fisión (productos de fisión) o han sido producidos por los neutrones del núcleo (productos de activación). Por ello, los niveles de actividad son demasiado elevados para comenzar el desmantelamiento inmediatamente después de la parada. Por ello se habla de tres etapas en el desmantelamiento de una central nuclear:
1ª etapa:
Sellado de las barreras, retirada de elementos combustibles irradiados, barras de control, líquidos contaminados y todas las fuentes de radiación transportables. Vigilancia y control radiológico de la atmósfera interior de la central y realización de un programa de inspección y mantenimiento.
Cuando se completa esta etapa la central alcanza el nivel 1 de desmantelamiento.
2ª etapa:
La instalación se reduce al mínimo tamaño posible, por el desmantelamiento de las partes, que pueden estar contaminadas, más fácilmente eliminables. Se refuerzan las barreras de protección contra las radiaciones y se reduce al mínimo posible la necesidad de ventilación atmosférica y de control radiológico del aire. El mantenimiento se reduce a ocasionales controles de las superficies externas. La instalación alcanza el nivel 2 de desmantelamiento.
3ª etapa:
Se eliminan todos los materiales, equipos y componentes de la planta que puedan tener restos de radiactividad, se desmantela el reactor y el edificio de contención, evacuándose los escombros radiactivos, quedando libre el emplazamiento para su uso sin restricciones, y alcanzándose el denominado nivel 3.
Cada una de estas etapas ha de realizarse según un escalonamiento en el tiempo. Normalmente para la primera y segunda etapas se consideran períodos de tiempo de 5 a 10 años, mientras que la tercera etapa se considera adecuado retrasarla, a fin de reducir el nivel de radiactividad residual, durante períodos que pueden oscilar entre 10 y 100 años después del cese del funcionamiento.



Residuos radiactivos

Las instalaciones donde se utilizan o producen materiales radiactivos con fines médicos, industriales o de investigación y las instalaciones relacionadas con el ciclo del combustible para la producción de energía, generan en su funcionamiento residuos radiactivos.

La gestión de los residuos radiactivos en España, incluidos el combustible gastado y el desmantelamiento y clausura de las instalaciones nucleares y radiactivas, corresponde a la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, S.A. (Enresa).

El Consejo de Seguridad Nuclear, ejerce la vigilancia y control de los residuos radiactivos generados en las instalaciones nucleares y radiactivas cubriendo las etapas de producción, acondicionamiento, transporte y almacenamiento de los mismos y de las actividades realizadas por las empresas o entidades que participan en cada una de estas etapas.
El objetivo de estos controles es garantizar que los residuos radiactivos no se dispersarán en el medio ambiente, de forma que la radiactividad que contengan pueda suponer un riesgo para la población.

Origen de los residuos radiactivos

Minería y tratamiento del mineral de uranio: estas actividades producen grandes volúmenes de residuos, con un porcentaje de uranio residual de entre el 0,1 y el 0,2%, que se acumulan en eras o diques, de los cuales emana el gas noble radiactivo radón 222, y en algunos casos, radón 220 (torón).

Enriquecimiento y fabricación del combustible: el uranio natural extraído en las minas, cuyo contenido en U 235 es del 0,7205% puede utilizarse directamente en algunos tipos de reactores. Para los reactores de agua a presión o en ebullición, tales como los que están actualmente en funcionamiento en España, se utiliza uranio enriquecido en U 235 entre el 3 y el 3,5%.
Durante el proceso de enriquecimiento y fabricación del combustible se generan pequeñas cantidades de residuos sólidos y líquidos ligeramente contaminados con uranio, ya que la gran mayoría del uranio se recupera. Los efluentes gaseosos se filtran antes de su vertido al medio ambiente.

Operación de los reactores para producción de energía eléctrica: la operación de las centrales nucleares da lugar a la generación de residuos sólidos o solidificados de bajo y medio nivel de actividad que contienen, fundamentalmente, productos de activación y fisión.
Se producen residuos en la depuración del agua de los sistemas de refrigeración del reactor y de la piscina de combustible irradiado y en la descontaminación de equipos. Entre estos residuos se encuentran resinas, filtros, materiales metálicos, papel, ropas, etc. En general, estos residuos se tratan para reducir el volumen y se acondicionan para su transporte y almacenamiento.
Los efluente líquidos y gaseosos generados en la operación de estos reactores, tras un proceso de tratamiento, medida y control, se vierten al medio ambiente respetando las limitaciones establecidas.

Combustible irradiado: la mayoría de los reactores nucleares de producción de energía eléctrica utilizan como combustible uranio ligeramente enriquecido en U-235. Cuando este combustible se descarga del reactor contiene alrededor de:
- 0,8% de U 235 sin quemar,
- 94,3% de U 238
- 4,9% de productos de fisión e isótopos radiactivos formados en el reactor, entre los que se incluyen alrededor de un 1% de una mezcla de diferentes isótopos del plutonio.
El combustible irradiado general calor como consecuencia del proceso de desintegración de los isótopos radiactivos que contiene; esta generación de calor continúa aún después de haber sido descargado del núcleo del reactor.
Este combustible, si no va a ser sometido a reelaboración, constituye un residuo de alta actividad que debe ser previamente "enfriado" antes de proceder a su acondicionamiento.

Medicina e industria: los materiales radiactivos se usan en medicina, industria, agricultura e investigación. Los residuos radiactivos que se generan en las instalaciones médicas y hospitalarias, debido al uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y el tratamiento de enfermedades, son fundamentalmente materiales contaminados por haber estado en contacto con esas sustancias (algodones, guantes, viales, jeringuillas, etc.).
En procesos industriales, está especialmente extendido el uso de fuentes encapsuladas para obtener medidas de nivel, humedad, densidad o espesor. Cuando decae su nivel de actividad, deben ser retiradas considerándose residuos radiactivos.
Todos los residuos radiactivos que se generan, tanto en las aplicaciones médicas como en las industriales, son residuos de baja y media actividad.

Desmantelamiento de instalaciones:

las centrales nucleares, los reactores de investigación y otros tipos de instalaciones o laboratorios han de someterse a un proceso de desmantelamiento Al acabar su vida útil, lo que permite recuperar el emplazamiento para otros fines.

Este desmantelamiento general volúmenes importantes de residuos radiactivos, fundamentalmente de baja actividad, con una pequeña proporción de residuos de media actividad.

Los residuos producidos durante el desmantelamiento pueden ser sometidos a procesos de tratamiento, concentración, acondicionamiento y almacenamiento del mismo tipo que los empleados para residuos de similares características procedentes de otras etapas del ciclo.

Casos especiales y residuos radiactivos mixtos: algunos tipos de residuos no encajan bien en las categorías anteriores y deben recibir un tratamiento singularizado. Son los residuos radiactivos mixtos (RMW), como por ejemplo los que contienen disolventes orgánicos, o los residuos inadecuadamente acondicionados en el pasado y que necesitan acciones correctoras, o los que podrían resultar como consecuencia de accidentes en alguna instalación.



Tipificación de los residuos radiactivos

Los residuos radiactivos pueden clasificarse de muy diferentes manera: en función de su origen, por su forma (líquida, sólida o gaseosa), por sus niveles de radiactividad, por la larga/corta vida de los isótopos radiactivos que contienen, por la intensidad de las radiaciones penetrantes que emiten, por sus requerimientos de almacenamiento o por su radio toxicidad.

Cada país puede aplicar diferente criterio de tipificación; pero hay dos criterios que tienen una importancia primordial: la vida media radiactiva de los isótopos que contienen y la actividad de tales isótopos.
La consideración de la vida media de los isótopos da lugar a la clasificación de los residuos en dos categorías: vida larga y vida corta. Tal clasificación es coherente con el destino final de los mismos, ya que los residuos de larga vida requieren un aislamiento que garantice, a muy largo plazo, que no se dispersarán en la biosfera, lo que suele denominarse "almacenamiento geológico". Los residuos de corta vida no requieren un aislamiento tan prolongado, por lo que los requisitos del almacenamiento tienen otras características.

La clasificación por nivel de radiactividad da lugar a una clasificación en residuos de baja, media y alta actividad. Los residuos de baja y media actividad tienen actividad moderada. No generan calor; contienen básicamente isótopos con un periodo de semidesintegración inferior a los 30 años, y su contenido en emisores alfa debe ser muy bajo. Dentro de estos residuos, se incluyen los residuos de muy baja actividad, que por sus características físico químicas no requieren ser almacenados en celdas de hormigón. Los residuos de alta actividad tienen contenidos apreciables de isotopos cuyo periodo de semidesintegración es superior a 30 años, y tienen una elevada actividad pudiendo, incluso, desprender calor.

En España el volumen total `previsto de residuos radiactivos que se gestiona de baja y media actividad es de 176.300 m3 y de alta actividad 12.800 m3.

El Congreso de los Diputados instó al Gobierno, en el año 2002, a poner en marcha las actuaciones para que España pudiera contar con capacidad para almacenamiento de residuos de muy baja actividad, lo que significa soluciones técnicas de almacenamiento seguras, pero de mayor sencillez y más económicas que las utilizadas actualmente para residuos de baja y media actividad.

Uno de los grupos de radisótopos más importante a la hora de considerar si los residuos han de ser calificados como de alta radiotoxicidad son los emisores de partículas alfa.

No es fácil lograr el consenso total entre los diferentes países con respecto a la clasificación más adecuada para los residuos radiactivos. No obstante, el establecimiento de una clasificación, cualquiera que sea, tiene una gran importancia, ya que la tipificación de los residuos determina la opción a utilizar para su almacenamiento definitivo.

Almacenamiento

Baja y media actividad
Antes del almacenamiento de los residuos radiactivos, éstos deben ser acondicionados debidamente en función de sus características físicas, químicas y radiológicas.
España dispone de las instalaciones de El Cabril, en la provincia de Córdoba, que tiene como objetivo fundamental el almacenamiento definitivo de este tipo de residuos en forma sólida.
Esta instalación cubrirá las necesidades de almacenamiento de nuestro país en las próximas décadas.
Alta actividad

El combustible gastado, una vez extraído del reactor nuclear, debe ser almacenado en agua, Tras unos años de enfriamiento se puede optar por:
- Ciclo cerrado: el combustible gastado se "recicla" (reprocesado), recuperándose el uranio y el plutonio que aún contiene para fabricar combustible nuevo. Los residuos resultantes se gestionarán como residuos de alta actividad.
- Ciclo cerrado avanzado: se extraen del combustible gastado los isótopos radiactivos de vida larga y se transmutan (transforman) en otros de vida corta, o incluso no radiactivos. El proceso (una vez esté disponible a escala industrial) generará una menor cantidad y toxicidad de residuos de alta actividad.
- Ciclo abierto: el combustible gastado permanece almacenado temporalmente en las piscinas de las centrales nucleares, o en otros sistemas de almacenamiento temporal, en espera de su gestión final.

Tipos de almacenamiento:

- Almacén temporal individualizado: es un sistema de almacenamiento del combustible gastado ubicado en la propia central que lo haya producido. En la actualidad España cuenta con dos sistemas de almacenamiento temporal individualizado, el de la central nuclear de Trillo y el de la central José Cabrera. Ambos sistemas se basan en contenedores.
- Almacén temporal centralizado: es básicamente un sistema de almacenamiento diseñado para albergar el combustible gastado y los residuos de alta actividad de todas o varias centrales nucleares de un mismo país.
- Almacén geológico profundo: es una instalación que sirve para almacenar residuos radiactivos de alta actividad, dentro de formaciones geológicas estables. Los países que más han avanzado en esta línea son Finlandia y Estados Unidos, que cuentan con un emplazamiento en fase de caracterización. Países como Francia y Suecia tienen programas desarrollados pero sin emplazamiento elegido.

Seguridad y protección

Las funciones del Consejo de Seguridad Nuclear son las de evaluación y control de la seguridad de las instalaciones, en todas y en cada una de las etapas en la vida de una central (diseño, construcción, pruebas, operación y clausura). Controla y vigila los niveles de radiactividad dentro y fuera de las instalaciones, tanto nucleares como radiactivas, y vela por la protección radiológica de las personas y el medio ambiente.
En total, el CSN cuenta con una plantilla de más de 500 trabajadores para realizar el trabajo de supervisión y control, con un 60% de personal técnico de alta cualificación, especializados en seguridad nuclear y protección radiológica.
El Consejo está capacitado para suspender la construcción o el funcionamiento de las instalaciones por razones de seguridad. Concede licencias para las personas responsables de la operación de las instalaciones, estudia la influencia de las mismas en el medio ambiente y establece los límites y condiciones para su funcionamiento de forma que éste no suponga un impacto radiológico inaceptable para las personas o el medio ambiente.


Seguridad en la operación de centrales

En las autorizaciones para la explotación de las centrales nucleares se establecen numerosas condiciones que contemplan los distintos aspectos de la operación. Es de destacar la obligación de cumplir las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) para cada instalación. Cualquier cambio en este documento debe ser aprobado previamente, con el informe favorable del CSN.
En ellas se establecen las condiciones requeridas en cada sistema para la operación de la central, las acciones requeridas cuando no se cumplan estas condiciones (normalmente la parada de la central) y la vigilancia requerida para garantizar el buen estado de los sistemas.


Entrenamiento del personal de operación

Toda persona que vaya a actuar de operador o supervisor en una central nuclear está obligado a realizar un exhaustivo programa de entrenamiento y formación y a obtener, tras los exámenes necesarios, la correspondiente licencia expedida por el Consejo de Seguridad Nuclear. Una vez la central en funcionamiento, los operadores y supervisores son sometidos a programas de actualización de la formación, supervisados por el CSN y debe renovar su licencia casa dos años, acreditando ante el CSN sus conocimientos, estado de salud y su intervención en la operación de la central.
El resto de la plantilla de las centrales está incluida en un programa intenso de formación y conocimiento de las características de la propia central.

Mantenimiento

Toda central nuclear se somete a un programa de mantenimiento para garantizar el buen estado de los equipos. El programa de mantenimiento tiene carácter de reparación de los fallos que hayan podido ir surgiendo durante la operación normal, cuando la importancia de éstos no ha requerido la parada inmediata. Y también un carácter preventivo, con revisiones sistemáticas para que no se produzcan fallos que puedan ser evitados y para verificar que los equipos siguen en condiciones adecuadas de funcionamiento.


Evaluación de la experiencia operativa

La revisión sistemática y obligada de todos los sucesos ocurridos durante la operación de las centrales nucleares permite prevenir la aparición de ciertos fallos. Así se analiza, no sólo lo ocurrido en la propia central, sino en todas las demás y para determinar si un cierto tipo de fallo es posible o no y, si lo es, cómo prevenir su posible aparición por medio de modificaciones del diseño de la central o de los procedimientos de operación.


Reevaluación de la seguridad

Las centrales nucleares son reevaluadas, en cuanto a su seguridad, una vez que ha trascurrido cierto tiempo desde el inicio de su funcionamiento a fin de comprobar si continúan cumpliendo los requisitos de seguridad y para evaluar la conveniencia o necesidad de introducir mejoras en el diseño inicial, o de modernizar ciertos equipos, componentes o sistemas.


Inspección y control del CSN

El Consejo de Seguridad Nuclear realiza un seguimiento continuo del funcionamiento de las centrales nucleares, a través de la evaluación de los informes mensuales de operación, de los informes sobre sucesos notificables que hubieran podido ocurrir y de las inspecciones realizadas por sus técnicos. Para un mejor conocimiento de la realidad diaria de la operación de la central mantiene destacados, de forma permanente, inspectores residentes, en las centrales nucleares.

Desde 1928 existe un organismo internacional que se preocupa de la protección radiológica (protección de las personas y del medio ambiente contra los efectos de las radiaciones ionizantes). Es la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), la cual emite una serie de recomendaciones. Los tres principios básicos de las recomendaciones actuales de la ICRP son los que se expresan a continuación.

1. Justificación
No debe adoptarse ninguna práctica que signifique exposición a la radiación si su introducción no produce un beneficio neto positivo. Naturalmente, la práctica que implique la exposición a las radiaciones debe suponer un beneficio para la sociedad. Deben considerarse los efectos negativos y las alternativas posibles. Esto significa, por supuesto, profundas cuestiones que requieren ser resueltas por los correspondientes gobiernos, como, por ejemplo, el uso de la energía nuclear para producir electricidad.
2. ALARA
Siglas inglesas de la expresión "Tan bajo como sea razonablemente posible". Todas las exposiciones a la radiación deben ser mantenidas a niveles tan bajos como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta factores sociales y económicos. Toda dosis de radiación implica algún tipo de riesgo; por ello no es suficiente cumplir con los límites de dosis que están fijados. Las dosis deben reducirse aún más. No obstante, la reducción de dosis no puede llevarse a cabo indefinidamente, sino que se deben considerar los costes asociados.
3. Límites de dosis


Las dosis de radiación recibidas por las personas no deben superar los límites recomendados para cada circunstancia por la Comisión. Las personas no deben ser expuestas a un nivel de riesgo inaceptable, por lo que la legislación española establece unos límites de dosis. Estos han de ser respetados siempre sin tener en cuenta consideraciones económicas. El uso del criterio ALARA está también exigido legalmente. En España las recomendaciones de la ICRP están contenidas en el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes. La ICRP revisó algunos de los límites de dosis en noviembre de 1990, y como consecuencia de ello, los nuevos límites han sido incorporados en la Directiva de Protección Radiológica de la Unión Europea y en las reglamentaciones de los Estados Miembros.



Organismos nacionales relacionados con la protección radiológica
Administración del Estado
De los órganos de la Administración en España, el Ministerio de Industria, Turismo y Comercio, tiene especial significación en todo lo relacionado con el uso de las radiaciones ionizantes. Concretamente, la Dirección General de Política Energética y Minas es la responsable de otorgar las autorizaciones de las instalaciones radiactivas y elaborar el Registro de instalaciones de rayos X con fines de diagnóstico médico.
Otros ministerios, como el de Medio Ambiente, tienen también competencias en las evaluaciones de impacto ambiental.
Existen competencias transferidas a las comunidades autónomas.

El Consejo de Seguridad Nuclear

Creado por ley en 1980. El Consejo de Seguridad Nuclear es el único organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica en España.
Organizaciones relacionadas con la protección radiológica
La organización más veterana relacionada con la protección radiológica es la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), anteriormente mencionada. De ella dependen cuatro comités dedicados a:
efectos de las radiaciones,
definición de límites secundarios de dosis,
protección radiológica en medicina,
implantación de las recomendaciones que ella formula.


La ICRP es una organización autónoma cuyos miembros lo son a título personal por su excelencia científica en varios campos de interés en radioprotección, emite recomendaciones que son recibidas por los organismos competentes nacionales e internacionales.
La trascendencia práctica a nivel mundial de las funciones que relacionan dosis con efectos, fue percibida por la Asamblea General de las Naciones Unidas que decidió en 1955 crear el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de los Efectos de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).
Este comité considera la información científica disponible y apoyada en las conclusiones de revisiones y congresos de organismos y comités nacionales e internacionales relacionados, confecciona y presenta a la asamblea general un análisis exhaustivo que contiene, entre otras cosas, las relaciones dosis-efecto que son la base de la limitación de dosis y riesgos.
Estas evaluaciones de UNSCEAR contribuyen esencialmente al trabajo de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP).
El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) tiene como misión el desarrollo de normas y guías que, conteniendo esencialmente las recomendaciones de la ICRP, hayan alcanzado un consenso internaciona. Este consenso no es sólo entre países, sino también con otras organizaciones de Naciones Unidas, como la Organización Mundial de la Salud o la Organización Internacional del Trabajo.
La Unión Europea, en el tratado Euratom, establece la normativa sobre Protección Radiológica, que es exigida a los Estados Miembros de la UE, los cuales posteriormente, realizan la transposición de la misma a sus respectivas legislaciones.
El Consejo de Seguridad Nuclear vela por la seguridad nuclear y la protección radiológica en España. Para ello:
Evalúa la seguridad de las instalaciones nucleares y radiactivas y las inspecciona durante su funcionamiento.
Controla y vigila los niveles de radiactividad dentro y fuera de las instalaciones (en aire, agua, suelo, alimentos…) limitando el impacto radiológico en las personas y el medio ambiente.
En general, estos principios se aplican mediante la promulgación de leyes y reglamentos que se particularizan por autorizaciones expresas que se conceden a todas y cada una de las instalaciones nucleares y radiactivas.
En estas autorizaciones se incluyen los límites y condiciones de seguridad.


Tanto las radiaciones ionizantes como los materiales radiactivos han formado siempre parte de nuestro entorno; no obstante dada la ausencia en el ser humano de un mecanismo capaz de poner en evidencia su presencia, su descubrimiento no se produjo hasta finales del siglo XIX, época en la que comienza a disponerse de sistemas capaces de detectar su presencia aprovechando el conocimiento de algunas propiedades.
A las fuentes de radiaciones ionizantes como los rayos cósmicos, materiales radiactivos que están en la corteza terrestre, en el aire o incorporados a los alimentos, e incluso sustancias radiactivas que se encuentran en el interior del organismo humano (K40, C14, etc), se las denomina radiaciones de fondo o naturales.
Además de estar el ser humano expuesto a la radiación de fondo natural, también está expuesto a fuentes de radiaciones artificiales.
La utilización de fuentes de radiaciones ionizantes, aparatos de rayos X, sustancias radiactivas naturales o radioisótopos producidos artificialmente, en actividades de la medicina, la industria, la agricultura o la investigación, han reportado muchos beneficios a la humanidad, pero también ciertos riesgos que no quedan limitados a un pequeño grupo de personas, sino que inciden sobre grupos de trabajadores y sobre la población en su conjunto.
La protección radiológica tiene por finalidad la protección de los individuos, de sus descendientes y de la humanidad en su conjunto, de los riesgos derivados de aquellas actividades que debido a los equipos o materiales que utilizan suponen la presencia de radiaciones ionizantes.
El marco básico de la Protección Radiológica necesariamente tiene que incluir valoraciones tanto de tipo social como científicas, porque la finalidad principal es proporcionar un nivel apropiado de protección para el hombre, sin limitar indebidamente las prácticas beneficiosas que dan lugar a la exposición de la radiación. Además, se debe suponer que incluso dosis pequeñas de radiación pueden producir algún efecto perjudicial. Dado que existen umbrales para los efectos deterministas, es posible evitar dichos efectos restringiendo las dosis recibidas por las personas. No es posible, sin embargo, evitar del todo los efectos estocásticos porque no existe evidencia científica de un umbral para ellos.
Como consecuencia del estado actual de conocimientos de los efectos biológicos de la radiación, la ICRP considera que el objetivo principal de la protección radiológica es evitar la aparición de efectos biológicos deterministas y limitar al máximo la probabilidad de aparición de los estocásticos.
Emergencias

Las instalaciones nucleares están diseñadas para que la probabilidad de que ocurran accidentes que puedan afectar al público y al medio ambiente sea muy baja. No obstante dada la posibilidad de que pudiera ocurrir algún incidente en estas instalaciones, es prudente tener planes preventivos sobre las actuaciones a seguir en caso de que acontecieran éstos con objeto de mitigar y reducir sus consecuencias.


De hecho, en el pasado ya se han dado algunos accidentes que han tenido repercusiones públicas; principalmente, han sido tres: en Windscale (RU) EN 1957, en ThreeMile Island (USA) en 1979 y Chernóbil (1986).


En el análisis de accidentes, durante bastante tiempo se empleó el concepto de accidente máximo previsible; es decir, establecido el accidente más grave que se puede imaginar, se estudiaba si las consecuencias de este accidente eran o no aceptables para las personas y el medio ambiente. En la actualidad se están realizando análisis probabilistas de seguridad (APS), considerando múltiples situaciones de fallos y determinando para cada central, la probabilidad conjunta de tener un accidente grave.


Para hacer frente a los posibles incidentes o accidentes en centrales nucleares se establecen unos planes de emergencia cuyo objetivo es controlar el accidente, volviendo la planta a situación segura y proteger a la población y al medio ambiente de los vertidos radiactivos que ese accidente pudiera producir.

¿SABIAS QUE?
Estrellas

Sabías por qué brillan las estrellas? En 1938, los físicos alemanes Bethe y Weizsäcker dieron respuesta a esta antigua cuestión. En el interior de las estrellas, la enorme presión y la elevada temperatura existentes hacen que el hidrógeno se fusione para producir helio mediante un ciclo de reacciones nucleares. La radiación liberada llega hasta la Tierra dando lugar al espectro electromagnético de la estrella.
Radiaciones en el universo

Sabías que las radiaciones forman parte del Universo desde su origen,pero el hombre no las ha conocido hasta finales del siglo XIX.
Base de la energía nuclear

Sabías que la ecuación E=mc2 (energía igual a masa por velocidad de la luz al cuadrado) es la base de la energía nuclear

Clausura de Instalaciones

Sabías que cuando una instalación nuclear o radiactiva finaliza su vida útil, es necesario proceder a su clausura. Ésta incluye las operaciones necesarias de descontaminación que permitan la utilización posterior de la zona sin ningún tipo de restricciones.

Combustible gastado

 

Sabías que el combustible gastado es el combustible (sólido) que utilizan las centrales nucleares para la generación de energía eléctrica una vez que deja de tener el rendimiento energético deseado. El aspecto y las características físicas del combustible gastado son los mismos que los del combustible nuevo. Consiste en conjunto de tubos metálicos conteniendo pastillas de dióxido de uranio.

Vertido de residuos

 

Sabías que el vertido de residuos radiactivos al mar fue restringido en el año 1972 y prohibido desde 1983 en la Convención de Londres. Todos los países firmantes deben realizar el almacenamiento de sus residuos radiactivos en emplazamientos terrestres.
Producción de residuos

Sabías que anualmente se producen en España alrededor de 1.500 toneladas de residuos de baja y media actividad y 160 toneladas de combustible gastado. Gestión de residuos

Sabías que hasta marzo de 2005, la financiación de la gestión de los residuos radiactivos resultantes de la generación de energía eléctrica se recaudaba a través del recibo de la luz. Desde entonces, son básicamente las compañías eléctricas las que deben asumir ese coste.
Instalaciones y residuos

Sabías que en el caso de las instalaciones que albergan residuos de baja y media actividad, el tiempo necesario para que los niveles de radiación de los residuos sean equiparables al fondo natural es de 300 años. En el caso
de las instalaciones de muy baja actividad alcanza los 60 años